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村主 進
日本原子力学会誌, 19(7), p.451 - 453, 1977/07
1972年5月2日より13日の2週間にわたり、オーストリヤのザルツブルグで開かれた「原子力発電と核燃料サイクルに関する国際会議」の発表のうち、原子力安全に関する経験と技術に関するものの概要を発表する。内容は、(1)原子力安全性全般、(2)原子力規制の現状、(3)安全設計の現状、(4)安全性研究の現状に分類して整理した。
燃料の臨界量に関する検討北野 照明*; 大西 信秋; 斎藤 伸三; 稲辺 輝雄; 石島 清見; 吉村 富雄*; 石川 迪夫; 村主 進
JAERI-M 7085, 19 Pages, 1977/05
UO燃料の臨界質量に関して、濃縮度および水素/ウラン235の密度比をパラメータにとって、一次元輸送コードXSDRNで計算し、これらのパラメータとUO燃料の臨界質量の関係を求めた。さらに、この計算結果を基に、軽水炉のUO燃料が溶融し、一箇所に集った場合の再臨界の可能性について検討した。その結果、UO燃料のみが一箇所に集った場合、いかなる条件を仮定しても再臨界になる可能性はないという結論を得た。
村主 進
原子力工業, 21(10), p.54 - 60, 1975/10
日本における原子炉の安全性研究の目的、歴史的背景および現状について紹介した。また原研の安全性研究の最近の成果の主なものについても述べている。
村主 進
ジュリスト, (580), p.51 - 56, 1975/00
事故、故障のカテゴリーを明らかにし、異常運転例として、一次系配管の亀裂、制御棒およびその駆動機構の故障、その他の異常運転および故障の実態を述べ、その対策について説明した。
村主 進; 石川 迪夫
原子力工業, 20(10), p.69 - 75,79, 1974/10
今までに行なわれてきた反応度事故実験として、主としてSPERT-III、E型炉心、SPERT-CDC炉心の実験結果を説明し、またNSRR計画について述べた。
村主 進; 石川 迪夫
原子力工業, 20(9), p.51 - 56, 1974/09
即発臨界以上になると暴走出力を発生するが、暴走出力の上昇速度およびこのとき作用する自己抑制効果について説明した。また反応度事故解析について、断熱点状動特性解析モデル、核熱水力結合動特性モデル
2ついて述べ、これらの解析結果と実験値との比較検討を行なった。また破壊力解析モデルについても述べた。
村主 進; 川崎 了
原子力工業, 20(8), p.70 - 74, 1974/08
冷却材喪失事故時における燃料被覆管のふくれ、破裂、被覆管のジルカロイ-水反応、被覆管のぜい化などについて実験結果と安全解析に採用されている考え方について説明した。
村主 進; 山崎 彌三郎
原子力工業, 20(7), p.71 - 74, 1974/07
再冠水過程における熱伝達の機構について説明し、PWR-FLECHT実験、BWR-FLECHT実験についてその内容と実験結果について述べた。また原研の再冠水実験計画についても述べた。
村主 進; 島宗 弘治
原子力工業, 20(6), p.68 - 74, 1974/06
冷却材喪失事故解析に用いられるブローダウン中の伝熱の式について説明した。安全解析に最もよく使用されるJens-Lottesの式、Groenveldの式などについては詳しく述べている。またROSA-Iのブローダウン実験、セミスケール・ブローダウン実験について詳述した。
村主 進
原子力工業, 20(5), p.52 - 56, 1974/05
冷却材喪失事故解析の結果満足すべき条件について説明し、BWRおよびPWRの夫々について解析手法の内容を概説した。
村主 進; 川崎 稔
原子力工業, 20(4), p.46 - 52, 1974/04
原子炉冷却材圧力バウンダリに貫通亀裂が発生した場合は、冷却材の漏洩検出によってこれを検知することができる。ここでは漏洩と亀裂長さおよび限界亀裂長さの関係について説明し、現在までに開発された漏洩検出装置の内容および原子力発電所における漏洩検出の実例について述べた。
村主 進; 木下 武彦
原子力工業, 20(3), p.51 - 55, 1974/03
原子炉冷却材圧力バウンダリについて、ASME SecXIの供用期間中検査の内容を述べ、現在までに開発された検査用機器について説明した。また供用期間中検査の実例についても触れている。
村主 進; 宮園 昭八郎
原子力工業, 20(2), p.69 - 74, 1974/02
原子炉圧力容器に関する試験研究について述べた。小型単軸試験片による疲労試験、短軸応力試験片と多軸応力試験片との関連、切欠きのないノズル付圧力容器モデルによる試験および切欠きのあるノズル付圧力容器モデルによる試験についてその結果について説明した。
村主 進; 宇賀 丈雄
原子力工業, 20(1), p.73 - 79, 1974/01
軽水動力炉の1次冷却系統の構造設計に関して、亀裂の発生原因、破損防止のための構造設計、運転状態の分類と許容応力または許容荷重、構造部材内に生ずる応力分布、応力の発生原因による許容応力強さの制限などについて説明し、また高温ガス炉の構造設計に関してクリープ現象について述べた。
村主 進; 藤村 理人
原子力工業, 19(12), p.53 - 58, 1973/12
原子炉1次冷却系統構造材について、構造材料の選択、構造設計法の変遷および品質保証について説明した。
村主 進; 森島 淳好; 原山 泰雄
原子力工業, 19(11), p.59 - 62, 1973/11
軽水炉燃料の概略を述べ、燃料および被履管の最高温度制限、最大熱流束の制限、UOペレットの性質、被履管とペレットの機械的相互作用について説明した。
村主 進; 川崎 稔
原子力工業, 19(10), p.56 - 62, 1973/10
軽水型原子力発電所の安全設計の方針、反応度の制御、工学的安全施設、および放射性廃棄物の処理に関して現状を述べた。
村主 進
原子力工業, 19(9), p.57 - 62, 1973/09
今後1年間の予定で原子炉安全工学講座を連載するが、その第1回の「原子炉安全工学概説」では、原子力発電の歴史、炉内の放射性物質に関する対策、一次冷却系統の健全性、一時冷却系等の破断に関する対策、反応度の制御などについて概説し、軽水炉を中心として安全工学の必要性および安全工学で取扱う範囲について述べる。
村主 進
日本原子力学会誌, 14(11), p.609 - 613, 1972/11
JPDRの改造工事において、キャナル工事のため、生体遮蔽コンクリートを圧力容器フランジまで斫り、またポイズンカーテンなどの炉内構造物を放電切断するなど各種の高放射線下作業を実施した。これらの高放射線作業における放射線レベル、放射性汚染および被曝線量を解析して大型原子力発電所の解体の可能性を論じ、解体が可能であることを示した。
