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鳥飼 欣一
原安協だより, (61), p.5 - 8, 1981/00
デコミッショニングへの関心、デコミッショニングのやり方、各国の廃炉の状況(米国、欧州、日本、今後の状況)、廃炉と放射能、汚染除去、解体方法、(銅構造物の解体、コンクリート構造物の解体)、廃棄物処理処分、安全対策及び法規に関し、基本となる事項及び最近の動向と問題点について概説した。
二村 嘉明; 鳥飼 欣一; 小川 豊; 木下 武彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(2), p.137 - 146, 1979/00
被引用回数：2JPDRのオーステナイト系ステンレス鋼配管のノズルセーフエンドと配管溶接部の近傍に円周方向のクラックが検出された。広力解析、溶接条件、環境条件(溶接酸素及び塩素濃度、流動状況、温度)金属検査、過去の運転状況の点より、クラックの原因を調査し解析した。さらに原因追求のために実規模のモックアップによる疲労試験をも実施した。調査解析の結果、クラックは応力腐食割れによるものであり、溶接時の過大な入熱により鋭敏化された熱影響部に、降伏応力を越える応力が加わり旦って環境効果が加わり、クラックが発生し、粒界に沿って進展して行ったのもであることがわかった。
鳥飼 欣一; 木下 武彦; 二村 嘉明
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(9), p.697 - 703, 1978/09
被引用回数：2JPDRは昭和47年8月炉心スプレー系の原子炉容器ノズルセーフエンドと配管との溶接影響部に配管クラックを生じ、原子炉冷却水の漏洩を生じた。そして、他の廃刊についても調査を行った所、さらに、2品の配管にクラックを発見した。そこで、まず配管にかかる應力とクラックの関係の調査が進められた。應力は弾性計算と配管模型による疲労試験により検討が行われた。その結果、3配管とも繰返し應力による疲労により破損に到るまでは、充分の余裕があることが分った。すなわち、クラックの発生は他に原因があることが推察された。
鳥飼 欣一
原子力工業, 24(3), p.76 - 79, 1978/03
昭和52年10月24日より28日までウィーンにおいて、IAEAデコミッショニング技術委員会の第2回の会合が開催された。第1回は昭和50年に開催され、そのことについては既に述べたところであるが、そこで、本委員会の方向づけがなされ、今回はそれを発表する方向を見定めようとしたものである。ここでは、第2回技術委員会の討議をもとに世界各国のデコミッショニングに関する概説を述べ、IAEAとしての対処の仕方として、コードとガイドをだすことを示した。デキミッショニングのコード等は国際的な勧告としたいとし、そのドラフトが第2回委員会において作成され、今後各国のコメントを受けて本決まりになって行くものである。
二村 嘉明; 木下 武彦; 鳥飼 欣一
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(11), p.856 - 862, 1978/00
被引用回数：1JPDR原子炉冷却材圧力バウンダリー内のほぼ全溶接部の供用期間中、検査をした結果、2ヶ所のノズルセーフエンドと配管溶接部にUT,RTによってクラック指示が得られ、1ヶ所の同じような溶接部にクラック様の指示が得られた。これらのクラック指示が得られた溶接部を切断した後,NDI技術及びNDI結果の評価方法を開発するために、より詳細なNDI、破壊検査及び金属検査を実施した。これらを比較、解析した結果、クラックが存在する場合には、UT及びRTの結果は一致する。しかし、1方法のみがNDIがクラック様の指示を示しても、その指示がクラックであると結論付けることはできない。
鳥飼 欣一; 宮本 喜晟; 下村 寛昭
日本機械学会誌, 81(720), p.1189 - 1194, 1978/00
高温熱流体における技術上の話題について、高温流体を扱う機器という観点から高温ガス冷却型原子炉を例として取り上げ、その伝熱、断熱、循環、熱交換のテーマに絞って、一般的に解説する。
鳥飼 欣一
計装, (12), p.43 - 46, 1977/12
原子力発電プラントは非常に多くの分野に与えられている総合技術で、計測としてもあらゆるものが含まれている。その多くは他の工業で利用されている計測に関する諸技術をそのまま利用することができる。しかし,原子力特有の問題について言えば、放射線下における計測と、放射線それ自体の計測ということになる。そこで、上記の二つの計測についてセンサへのニーズと種類について述べた。放射線下の計測センサとしては、冷却材流量計測センサ、圧力計測センサ、変位センサおよび温度計測センサについて述べ、センサのデータ処理をうまく行なうことにより、放射線の影響を除くことができる。放射線計測センサとしては、気体電離型、電離箱、GM計数管、ガスフロー計数管、BF
計数管、
B計数管、核分裂電離箱、中性子電離箱、シンチレーション型、自己出力型および半導体各検出器について述べた。
藤城 俊夫; 佐野川 好母; 鳥飼 欣一; 大内 光男
Bull.JSME, 18(118), p.405 - 410, 1975/00
高速炉の安全性や液体金属MHD発電等に関連して、ナトリウムプール沸騰に関する知見を得るために行なった実験である。実験は円筒状のステンレス製ナトリウム容器の底面に直径約40mmの水平伝熱面を設けたプール沸騰実験装置を使用し、通常機械仕上げ面状態のニッケル製伝熱面からの沸騰実験を行ない、カバーガス圧力を0.01kg/cm
から2.0kg/cmまでパラメータにとって沸騰開始過熱度および沸騰熱伝達率の測定を行なった。その結果、まず過熱度については、他の実験者と同じく圧力低下にともなって増加するが、溶存ガスの影響を無視した理論値とは一致せず、カバーガスが沸騰開始以前の状態での飽和値近く溶存して保持されるという考えに立たないと傾向が良く説明できないようであり、溶存ガスの影響が無視できないことが示唆された。又、熱伝達率は圧力が約0.2kg/cm以下ではSuxbbotinの整理式と良く一致したが、それ以上の圧力ではやや異なった。
藤城 俊夫; 佐野川 好母; 鳥飼 欣一; 大内 光男
日本機械学会論文集,B, 40(336), p.2311 - 2320, 1974/00
高速炉の安全性や液体金属MHD発電等に関連して、ナトリウムプール沸騰に関する知見を得るために行なった実験である。実験は円筒状のステンレス製ナトリウム容器の底面に直径約40mmの水平伝熱面を設けたプール沸騰実験装置を使用し、通常機械仕上げ面状態のニッケル製伝熱面からの沸騰実験を行ない、カバーガス圧力を0.01気圧から2.0気圧までパラメータにとって沸騰開始過熱度および沸騰熱伝達率の測定を行なった。その結果、まず過熱度については、他の実験者のデータと同じく圧力低下にともなって増加するが、溶存ガスの影響を無視した理論値とは一致せず、カバーガスが沸騰開始以前の状態での飽和値近く溶存して保持されるという考えに立たないと傾向が良く説明できないようであり、溶存ガスの影響が無視できないことが示唆された。又、熱伝達率は圧力が約0。2気圧以下ではsubbotinの整理式と良く一致したが、それ以上の圧力ではやや異なった。
鳥飼 欣一; 岡本 芳三
日本機械学会誌, 74(626), p.269 - 277, 1970/00
公害に対する関心は,昨今にわかに強まっていますが,動カプラントに関する公害は,大気汚染,熱公害などいろいろ問題をかかえており,これに関し技術的見地よりその対策などにつき検討していただくことは非常に有意義なことと思います.これにつき,パネル討論会形式の座談会を開催いたしたいと思います.なお,会の進行は,各話題提供ごとにコメントをいただき,全部の話題提供がすんでから詳細な討論にはいるようにいたしたいと思います.
鳥飼 欣一; 大内 信平
日本機械学会誌, 65(520), p.666 - 670, 1962/00
われわれが半均質炉というとき、その定義は明らかではないが、固体減速材中に核分裂性物質を均一に分散したものを燃料とし、主としてこれと減速材とよりなる炉を本文では便宜上半均質炉と称する。半均質炉の構想は古くはF.Danielsにより1944年にたてられ、約2年ほど研究された。その後、イギリスHarwell研究所のFortesqueによって1956年ごろより研究が進められ、これは1959年、ヨーロッパ原子力機関(ENEA)の共同原子力開発計画の一つとしてとりあげられ、12箇国の参加のもとにDragon Projectと名づけられ、1960年4月建設を開始した。熱出力20MWであるが電力はつくらない。
鳥飼 欣一
JAERI 1017, 36 Pages, 1961/03
沸騰伝熱中に伝熱負荷が大きくなると、急に伝熱達率が悪くなり、加熱面が融断する。この現象がバーンアウトである。この現象をプール沸騰を強制対流沸騰の場合に分けて水力学的に究明した。プール沸騰では加熱面上に出る蒸気と同僚の液体が入ってきて両流体間には相互に流動抵抗が生ずる。そりてこの抵抗に打ち勝つに必要な力が流体に与えられる限界において、気液の相互交換流動の限界になることを半理論的考察により示し、それを空気と水とを使って実験することにより、この流量を限界を確かめるとともに、この限界がバーンアウト現象に密接な関係のあることを示した。また強制対流中の管内での沸騰中に、熱負荷を増加して加熱面より発生するきっと同量の液が相互の流動抵抗により加熱面に達しなくなる場合にもバーンアウトが起こると考えて半理論的考察をおこない、きqB-O=U
(
/8)(1-A
)なる式を導いた。この式をもとに各種の状態について式をたて、この式といままで行なわれた多くの水の強制対流中のバーンアウトの実験と比較しよく合致した。
鳥飼 欣一; 堀 雅夫; 大内 義弘
日本原子力学会誌, 3(5), p.333 - 337, 1961/00
一般に液体への熱伝達において、発熱体表面からの熱流束が増加すると、液体の温度が飽和温度以下でも表面で蒸気泡の発生が始まる。これは表面核沸騰であるが、さらに熱流束が増加すると、発生する蒸気泡の密度が大になり、合体して発熱体表面上に蒸気の膜を作る。すなわち表面膜沸騰である。核分裂による発熱あるいは電気抵抗による発熱のような自己発熱式の場合には、この状態になると蒸気膜の熱絶縁作用により発熱体の温度は急激な上昇をおこす。このため普通の金属の融点以上になり、発熱体の熔融破損をひきおこす。この現象がバーンアウト(burn-out)であるが、液体が飽和温度以下の場合にも、また飽和温度で蒸気を含む場合にもおこり、自己発熱体の高熱波束の熱伝達では重要な問題となっている。
鳥飼 欣一; 堀 雅夫; 山崎 利
日本原子力学会誌, 2(11), P. 671, 1960/00
沸騰水の流動はボイラー、原子炉および蒸発器等に見られるところであるが、その流動抵抗はまだ定量的にはっきりとわかっていない。また、原子炉から熱を引き出すための圧力水の使用にも、現在の沸騰水流動の知識では充分ではない。そこでわれわれは、円管内の強制対流で管内流の液体が飽和温度に達して沸騰が起こっている場合の流動抵抗に関し、反理論的考察をもととして実験を行い、流動摩擦抵抗は気泡による乱れエネルギーに影響されることを示した。
線下の沸騰伝熱