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泉 文男; 森島 淳好; 鈴木 元衛; 原山 泰雄
JAERI-M 8947, 420 Pages, 1980/07
日本国内の原子力発電プラントの性能、装置、機器について1979年12月までのデータを整理、収録している。これらのデータは、1978年版(JAERI-M8083)以後の変更については修正され、また新たなプラントについては追加されている。収録のデータは、専用のデータ処理プログラムFREPによって処理され、表形式にまとめられている。
石川 寛; 五十嵐 信一; 桂木 学; 大西 忠博*; 宮坂 駿一; 大竹 巌*; 門田 一雄*; 菱田 久志*; 佐野川 好母; 幾島 毅; et al.
日本原子力学会誌, 17(7), p.329 - 348, 1975/07
表題の件につき原子力コード委員会を中心に特集記事作成を依頼され、まとめたものである。各データおよび炉定数,中性子の拡散と輸送,遮蔽,燃焼および燃料サイクル,動特性および制御,熱流力,構造解析,工学的安全性,燃料挙動,環境安全性,運転監視,炉心管理,核融合について述べた後、将来の展望について述べている。
栗山 實; 森島 淳好
JAERI-M 5995, 35 Pages, 1975/02
米国で運転・建設・計画されている営業用軽水炉発電プラントのうち、PWR85基、BWR52基の核的特性の諸元データを、それぞれ17項目、13項目について編集し、電算機により作表した。
栗山 實; 森島 淳好
JAERI-M 5987, 38 Pages, 1975/02
米国で運転・建設・計画されている営業用軽水炉発電プラントのうち、PWR 85基、BWR 52基の熱水力諸元データをPWR 23項目、BWR 15項目について編集し、電算機により作表した。
栗山 實; 森島 淳好
JAERI-M 5968, 27 Pages, 1975/01
米国で運転、建設、計画されている営業用軽水炉発電プラン卜のうち、BWR型52基、PWR型85基の諸元を電算機により作表したリス卜の第1部で、諸元別に原子力プラントの概況のデータをまとめたものである。項目としては、Docketナンバー、所在地、所有者、建設者、圧力容器、核蒸気系、格納容器の製作者など8項目をとった。また、Docketナンバー索引、プラント名索引を付した。
森島 淳好; 藤田 操; 栗山 實
JAERI-M 5959, 118 Pages, 1975/01
日本の国内で設計・建設・運転されている営業用原子力発電プラント20基について、のべ436項目の諸元を電算機により作表したものである。索引として、1キーワード索引(KWOC)およびアルファベット順索引を付した。
原山 泰雄; 泉 文男; 藤田 操; 山田 礼司; 森島 淳好; 栗山 實; 石橋 明弘*
JAERI-M 5958, 51 Pages, 1975/01
USAECは、1972年、UO
ペレットの焼しまりが燃料棒ギャップコンダクタンスに及ぼす効果を評価するのにGAPCONプログラムを使うことを決定した。我国においても、燃料棒の安全評価に関して、このプログラムを整備しておくことが必要であると考えられた。そこで、GAPCONのミスプログラムの修正、新しいオプションの追加等を行い、FREG-1を作成した。この報告書はFREG-1の解説を行ったものである。
原山 泰雄; 森島 淳好; 泉 文男; 藤田 操; 山田 礼司; 栗山 實
JAERI-M 5628, 90 Pages, 1974/03
燃料棒の照射挙動を解析する計算機プログラムの必要性について述べた後、燃料安全第一研究室で現在までに開発されたいくつかのプログラムについてその概要を解説した。
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。
藤田 操; 泉 文男; 原山 泰雄; 森島 淳好
JAERI-M 5423, 10 Pages, 1973/10
原子炉燃料設計と安全評価のためジルカロイ-2の腐食に関する図表を作成した。与えられた温度条件に関しジルカロイ-2の腐食増量と遷移時間を図より求めることができる。
泉 文男; 森島 淳好; 原山 泰雄; 藤田 操; 白鳥 徹雄
JAERI-M 5015, 60 Pages, 1972/10
JPDR-IIプロジェクトの一環として、JPDR-II用燃料集合体と、JPDR-II用ポイズンカーテンを設計製作した。JPDR-IIポイズンカーテン設計製作に当っては、従来のJPDRのポイズンカーテンの炉内挙動に関する問題点を考慮して、スウェリングに対する構造上の改良を加えた。このレポートは、JPDR-II用ポイズンカーテンの設計製作記録と共に、従来のポイズンカーテンとの設計の相異点、配慮した点について述べたものである。
森島 淳好; 栗山 實; 原山 泰雄; 白鳥 徹雄; 泉 文男; 藤田 操
JAERI-M 4881, 297 Pages, 1972/07
この資料は原子炉の燃料体に用いられる種々な物質の物性値と燃料設計に必要な設計計算を早見図表にしてまとめたものである。物性についてはUO、ジルカロイ、ステンレス鋼、インコネル、軽水、重水、ヘリウムのデータを主として、その他に金属ウラン、黒鉛、ThO、PuOなども含まれている。一方、設計計算図表は、燃料体の材料強度、構造強度に関する計算、燃料棒内温度分布計算に必要なUOの
kd
、Gap Conductance、Critical Burn-out Heat Fluxなどが主なものである。
市川 逵生; 内田 正明; 森島 淳好; 武谷 清昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 8(9), p.528 - 530, 1971/09
抄録なし
杉本 栄三; 森島 淳好; 大島 恵一*; 内藤 奎爾; 西田 啓一*; 豊田 省五*; 堀 新*
JAERI 1051, 51 Pages, 1964/01
この報告書は、、半均質高温ガス冷却炉(熱出力31MV)のヘリウム浄化系の設計書であり、日本原子力研究所半均質炉開発室および物理化学研究室と、財団法人工業開発研究所との共同設計によるものである。物理化学研究室では、発生する核分裂生成物およびヘリウム浄化系へ流入する核分裂生成物の量、放射能、decayheatの計算、工業開発研究所では、装置の設計を主として担当した。ヘリウム浄化系は、常温吸着装置、高温精製装置、低音精製装置および補助装置よりなる、作業の結果、浄化系は既存の活性炭吸着法の技術によって、He中の核分裂生成物およびその他の不純物を全部decayさせるか、吸着除去できることが確認された。この設計は、半均質高温ガス冷却ろの設計(JAERIMemo1198、1199)にもほとんどそのまま採用されている。しかし、本設計はまだ基礎設計の段階であり、いくつかの問題を残しているので、実際に建設するためには、これらを解決する必要があるし、また経済性を向上させるためにさらに改良を加える必要がある。
森島 淳好
日本機械学会誌, 65(520), p.662 - 665, 1962/00
液体金属炉はナトリウム等の液体金具を冷却材として使用する液体金属冷却炉と、LMFRのように液体金属の中にウランを数百ppm溶かし込んで、液体金属それ白身を燃料体とする液体金属燃料炉に大別され、前者は更にSGRのような熱中性子炉とエンリコフェルミ炉のような高速中性子増殖炉に分けられる。動力用高速炉の冷却材としては熱伝達特性がすぐれ、しかも減速効果の小さいものが要求されるので、液体金属をおいて他に適当なものがなく、高速炉は液体金属の特性を最も有効に使用したものと言えるが、液体金属を冷却材として扱う技術の点では熱中性子炉と同様に考えてよいし、熱中性子炉において開発された技術は、高速中性子増殖炉にとって重要な寄与をすることになるであろう。
井上 和彦; 住田 健二; 飯泉 仁; 西村 佳寿雄*; 森島 淳好
JAERI 4014, 26 Pages, 1960/08
この報告書は、半均質臨界実験装置(SHE)の概要と、その安全性について解析した結果をまとめたものである。装置は2分割方の黒鉛合体で、黒鉛のほぼ均質に近い濃縮ウラン黒鉛体系について、炉物理の知識を得るために計画された。炉心は酸化ウラン、トリウム、黒鉛からなり、その割合や炉心の形状を変えることができる。これは、黒鉛管中の燃料ディスクの組み合わせを変えて配列することによりおこなわれる。燃料棒は六画の格子状に積み上げられ、この格子内に挿入される8本の制御安全棒により反応が制御される。装置の設計にあたっては、実験場の便宜と融通性が第一に考慮されたが、安全性にも十分留意して設計された。いくつかの安全機構と管理方式により安全性を確保するほか、SELは装置固有の性質の基づく安全性を備えている。比較的大きな負の温度係数をもち、炉心は高度の耐熱性と大きな熱容量うをもっているので、安全棒が一本も動作しないようほとんど起こりえない事故を仮想した場合にも、この自己制御性により反応を停止するので、装置が破壊するということはない。周囲の被ばく量は許容量以下である。
