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研究データ 1 論文 107 博士論文 1

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  • ORIGEN AND ORIGEN-S LIBRARIES PRODUCED FROM JENDL-5

    Konno Chikara, Kochiyama Mami, Hayashi Hirokazu Proceedings of the ... International Conference on Nuclear Engineering. Book of abstracts : ICONE 2023.30 (0), 1096-, 2023

    ...The ORIGEN and ORIGEN-S calculations for JPDR with these libraries demonstrated that the libraries were produced adequately.</p>...

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  • Low-Activation Multilayer Shielding Structure of Light Water Reactor Using Various Types of Low-Activation Concrete

    KINNO Masaharu, KIMURA Ken-ichi, FUJIKURA Yusuke, NISHIDA Hirokazu, KATAYOSE Norichika, MORI Taiichiro, YOSHINO Ryoetsu, TANOSAKI Takao, ICHITSUBO Koki, NAKATA Mikihiro, OGATA Tomohiro, UEMATSU Mikio, HAYASHI Katsumi, SATO Mitsuru, SAKAKIBARA Mizuo, ITO Shigeru, YAMAGUCHI Katsuyoshi, SATOU Manabu, HASEGAWA Akira Progress in Nuclear Science and Technology 1 (0), 28-31, 2011-02-25

    ...It is concluded that most of the shielding concrete of JPDR would be classified below clearance level on decommissioning by adopting such low-activation multilayer shielding structures....

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  • Study on Evaluation Models of Management Data for Decommissioning of FUGEN

    Yuji Shibahara, Masanori Izumi, Takashi Nanko, Mitsuo Tachibana, Tsutomu Ishigami ASME 2010 13th International Conference on Environmental Remediation and Radioactive Waste Management, Volume 1 2010-01-01

    ...These were mostly caused by the plant scale difference between JPDR and FUGEN, because the conventional evaluation models were built by analyzing the actual data on the decommissioning of JPDR which is...

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  • 管理データ評価システムのふげん廃止措置への適用性について

    芝原 雄司, 立花 光夫, 石神 努, 泉 正憲, 南光 隆 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2010f (0), 892-892, 2010

    ...平成21年度に「ふげん」で実施された第5給水加熱器室の機器撤去作業に要した人工数を分析し，管理データ評価システムを用いた計算結果との比較を行った．第3・4給水加熱器室での実績値と計算結果との比較検討により，準備・後処理工程に掛かる人工数の計算結果は実績値を良く再現していた．解体工程においては計算結果が大きく実績値と異なっている作業項目が確認されたため，JPDR解体の実績データとの比較・検討を行った．...

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  • JPDR解体廃棄物を対象としたプラズマ切断試験

    高村 篤, 島田 太郎, 大島 総一郎, 宇野 祐一, 軍司 操一, 伊東 岳志, 助川 武則, 田中 忠夫, 中山 真一 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 597-597, 2009

    原子炉実機配管の切断試験を実施、放射能基準の粉じん飛散率を取得した。放射化金属、汚染金属について取得した飛散率は、非放射性材料を対象とした試験に基づく既存のデータの保守性を支持する結果であった。

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  • JPDR解体廃棄物を対象としたプラズマ切断試験

    島田 太郎, 高村 篤, 大島 総一郎, 宇野 祐一, 軍司 操一, 伊東 岳志, 助川 武則, 田中 忠夫, 中山 真一 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 596-596, 2009

    原子炉実機配管の切断試験を実施し、放射能基準の粉じん飛散率を取得した。放射化金属、汚染金属について取得した飛散率は、主に非放射性材料を対象とした試験に基づく既存のデータの保守性を支持する結果であった。

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  • 製錬転換施設の廃止措置プロジェクト

    谷本 政隆, 池上 宗平, 徳安 隆志, 森本 靖之, 杉杖 典岳, 立花 光夫, 石神 努 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2009s (0), 611-611, 2009

    ...廃止措置エンジニアリングシステムの概要とJPDRの換算係数を用いた管理データの評価結果の報告と実績値の比較を行う。...

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  • クリアランスレベル以下にするための低放射化設計法に関する技術開発

    山口 勝義, 木下 直樹, 入谷 佳一, 斉藤 邦義, 長谷川 晃, 林 克己, 上松 幹夫, 中田 幹裕, 尾方 智洋, 金野 正晴, 木村 健一, 齋藤 実, 田野崎 隆雄, 吉野 亮悦, 榊原 瑞夫 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2008s (0), 75-75, 2008

    ...本システムを使用してＪＰＤＲの放射化廃棄物量の評価を行うと共に生体遮へい体部に低放射化材料を適用した場合の放射性廃棄物の低減の確認を行った。...

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  • クリアランス検認測定等のためのPLシンチレーションサーベイメータの製作

    立花 光夫, 明道 栄人, 白石 邦夫, 金山 文彦, 小林 忠義, 石神 努, 富居 博行 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2007s (0), 637-637, 2007

    ...管理区域解除の測定は、JPDRをはじめとして小規模の施設で行われてきたが、埋設配管等に残留する放射能の影響で既存の測定器では測定・評価が困難な場所も見られた。このため、軽量で操作性の良い既存測定器の性能を確保し、γ線の補償が可能なサーベイメータを製作した。ここでは、製作したサーベイメータの概要と性能及び現場試験の結果と今後の課題について報告する。...

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  • クリアランスレベル以下にするための低放射化設計法に関する技術開発　（15）

    林 克己, 上松 幹夫, 村松 貴史, 中田 幹裕, 金野 正晴, 木村 健一, 山口 勝義, 長谷川 晃, 伊藤 重, 田野崎 隆雄, 吉野 亮悦, 佐藤 満 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2006f (0), 829-829, 2006

    ...原子炉施設の残留放射能を詳細に評価するために、熱中性子を10群構造とした輸送計算用及び放射化計算用多群断面積ライブラリを作成し、これを用いてJPDRの放射化計算を行ない従来計算法や測定値との比較を行なった。...

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  • 廃止措置における周辺公衆被ばく線量評価プログラムの開発(IV)

    島田 太郎, 大島 総一郎, 石神 努 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2006s (0), 559-559, 2006

    ...また、敷地及び気象に関するデータは参考BWRデータには付随しないため、JPDR（原子力機構・東海）のデータを採用した。さらに、各評価点の海水中の放射能濃度は、海洋における希釈及び拡散を考慮した。本評価では、廃止措置開始時には原子炉燃料はすでに施設外に搬出されたものとした。10年の冷却期間の後、5年間で解体撤去するケースを想定した。適用する解体工法はJPDR解体実地試験と同様に水中を主体とした。...

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  • 日本初 商業用原子力発電所の廃止措置

    佐藤 忠道 日本原子力学会誌 48 (8), 551-555, 2006

    ...研究炉では, 日本原子力研究開発機構 (旧原研) のJPDRなどの廃止措置の実績はあるが, 本格的な商業炉では初めてのケースである。廃止措置に着手してすでに約5年が経過しており, その取組状況について報告する。<br>　また, 廃止措置に関する安全規制, クリアランス制度が見直され, 2005年12月改正原子炉等規制法が施行された。法改正の概要および, 改正への対応の状況についても報告する。...

    DOI Web Site Web Site 被引用文献1件 参考文献8件

  • 放射化放射能評価システムの高度化（_II_）

    福村 信男, 丹治 和拓, 高村 篤, 杉田 武志 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2005s (0), 590-590, 2005

    ...高速炉施設の廃止措置における放射化放射能評価を精度良く行うため、JPDRの解体実地試験で開発されたCOSMARDシステムの放射化放射能評価システムを高度化してきた。その一部としてモンテカルロ法による中性子線輸送計算コードMCNP4をCOSMARDシステムに組み込んだ。...

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  • 原子力施設の廃止措置費用評価手法 ( I )

    松尾 浄, 富居 博行, 白石 邦生, 渡部 晃三, 斉木 秀男, 川妻 伸二, 林道 寛 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2005s (0), 595-595, 2005

    原研とサイクル機構では、原子力二法人統合準備会議の検討に応じて、原子力施設の廃止措置と廃棄物処理処分の費用を共通の考え方の基に試算し、約2兆円の評価結果を報告した。その後、平成15年4月、二法人統合によるバックエンド対策推進会議とバックエンド対策合同推進室が設置され、その中の廃止措置対策Grでは多数の施設を効率的に算出するために二法人の統一的な評価手法を検討した。

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  • 建屋表面を対象とした低レベル放射能汚染の自動測定装置の開発

    立花 光夫, 伊藤 博邦, 畠山 睦夫, 柳原 敏 日本原子力学会和文論文誌 3 (1), 120-127, 2004

    ...<BR>1986年から1996年に行われた日本原子力研究所(原研)の動力試験炉(JPDR: Japan Power Demonstration Reactor)の解体作業における建屋コンクリートの確認測定は,そのほとんどが汎用の表面汚染検査計(β線+γ線)を用いた作業員による測定作業であったため,多くの労力と時間を費やす結果となった。...

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  • 放射化放射線評価システムの高度化（１）

    福村 信男, 丹治 和拓, 杉田 武志, 高村 篤 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2003f (0), 544-544, 2003

    ...高速炉施設や加速器施設等の廃止措置計画立案に必要な放射化放射能評価を合理的に実施するため、JPDRの解体実地試験で開発されたCOSMARDシステムの放射能評価システムを拡張・整備し、高度化を実施する。...

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  • MCNPによる放射能インベントリの評価

    江連 秀夫, 谷田部 源泰, 内藤 俶孝 日本原子力学会　年会・大会予稿集 2003f (0), 546-546, 2003

    ...JPDRを二次元体系にモデル化し、MCNPを用いて原子炉圧力容器、遮蔽体の核種の反応率を計算し、放射能インベントリを求めて、測定結果と比較評価をする。...

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  • P23-13 双腕型遠隔解体ロボットの開発

    立花 光夫, 島田 太郎, 柳原 敏 動力・エネルギー技術の最前線講演論文集 : シンポジウム 2002.8 (0), 489-492, 2002

    The dual arm manipulators were developed for dismantling activities in nuclear facilities. The dual arm manipulators consist of two electrical powered manipulators, edn-effectors and a control …

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  • 原子炉施設の廃止措置計画の策定および管理システムの開発

    柳原 敏 日本原子力学会誌 44 (10), 734-737, 2002

    ...<p>　日本原子力研究所で10年以上にわたって進められた動力試験炉 (JPDR) の解体撤去では, 作業に要した人工数, 作業者被ばく線量, 廃棄物発生量, 適用した装置の性能等のデータを収集してその分析を行い, また, それらのデータや作業経験を将来の廃止措置に反映する方法について検討を進め, 原子炉施設の廃止措置計画の策定および管理システムを開発しました。...

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  • 放射線を照射されたコンクリートの水和特性と微細構造

    柿崎 正義, 出井 義男, 助川 武則, 圷 陽一, 栗岡 均, 鈴木 清孝 日本建築学会構造系論文集 64 (517), 1-9, 1999

    ...結合水量は,炉心側の方が外側に比べて約5%大きいが,モデル試験体では6.5%程度大きくなり,JPDRの分析結果と同じ傾向を示した。c. X線回析による水和生成物は,モデル試験体のときモノサルフェート,Ca(OH)_2のピークが強く検出されており,JPDRの分析結果と一致していた。d....

    DOI Web Site Web Site 参考文献7件

  • JPDR解体実地試験の概要と成果

    宮坂 靖彦, 渡辺 正秋, 田中 貢, 中村 寿, 清木 義弘, 立花 光夫, 小澤 一茂, 畠山 睦夫, 伊東 慎一, 吉森 道郎, 富居 博行, 中村 清宣, 柳原 敏, 白石 邦生, 藤木 和男 日本原子力学会誌 38 (7), 553-576, 1996

    ...この方針に基づき,日本原子力研究所では,JPDR解体計画を1981年より開始し,第1段階で解体に係わる各種要素技術の開発を行った。さらに1986年から開発技術を適用して発電炉の安全な解体が可能であることを実証するためJPDR解体実地試験を開始し,1996年3月に無事終了した。...

    DOI Web Site 被引用文献5件 参考文献42件

  • COSMARD: The Code System for Management of JPDR Decommissioning.

    YANAGIHARA Satoshi Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 30 (9), 890-899, 1993

    ...The Code System for Management of JPDR Decommissioning (COSMARD) was developed for use for effective planning and management of reactor decommissioning....

    DOI 被引用文献2件

  • Reactor Dismantling by Abrasive Water Jet Cutting System.

    Harada Minoru, Yokota Isaya, Nishi Kenji, Nakamura Kenjiro, Yokota Mitsuo, Sato Fukuji JSME International Journal Series B Fluids and Thermal Engineering 36 (3), 499-504, 1993

    ...The mock-up test provided valuable experience and various reference data useful for the dismantlement of the JPDR, which started in 1991....

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  • Development of Multi-Functional Telerobotic Systems for Reactor Dismantlement.

    FUJII Yoshio, USUI Hozumi, SHINOHARA Yoshikuni Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 29 (9), 930-936, 1992

    ...According to the JPDR decommissioning program, the demonstration system was suc-cessfully operated to dismantle a portion of the radioactive reactor internals of the JPDR, which used underwater plasma...

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  • 軽水炉構造機器の寿命評価と技術的課題

    中島 伸也, 鬼沢 邦雄, 鈴木 雅秀 日本原子力学会誌 33 (1), 53-61, 1991

    ...<BR>Finally, the aging research program in JAERI is described, which includes the aging evaluation of decommissioned JPDR and test studies on irradiation embrittlement and crack growth of RPV steel and...

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  • Validition of ORIGEN computer code by measurements on nuclear fuels of JPDR-1.

    EZURE Hideo Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 26 (8), 777-786, 1989

    ...The depletion and production amounts of U, Pu, transplutonium nuclides and fission products (FPs) measured on the fuel of JPDR-1 were corrected to take account of the performance history of irradiation...

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  • Residence time of crud on surfaces of channel box in JPDR.

    HOSHI Michio, TACHIKAWA Enzo, SUWA Takeshi, SAGAWA Chiaki, YONEZAWA Chushiro, GOTO Satoshi Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 24 (4), 297-307, 1987

    ...Characterization of crud on surfaces of the channel box in JPDR has been carried out by means of chemical, radiochemical, X-ray diffraction and infrared spectrum analyses....

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  • Non-destructive and destructive measurements on burnup characteristics of japan power demonstration reactor-I full-core fuel assemblies.

    SUZAKI Takenori, OKAZAKI Shuji, OKASHITA Hiroshi, KOBAYASHI Iwao, SUZUKI Toshio, KOHNO Nobuaki, OHNUKI Mamoru, SHINOHARA Nobuo, SONOBE Tamotsu, OHNO Akio, MURAKAMI Kiyonobu, UMEZAWA Hirokazu, TSURUTA Harumichi, MATSUURA Shojiro, ASAKURA Yoshiro, ARAYA Sadao, YAMANOUCHI Tanehiko Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 23 (1), 53-72, 1986

    A non-destructive r-ray spectrometry technique was applied to 72 spent fuel assemblies discharged from the Japan Power Demonstration Reactor-I. The assemblies were dissolved at the Tokai …

    DOI 被引用文献1件

  • クラッド中のコバルトの不足当量分析

    星 三千男, 入間川 裕, 佐川 千明, 立川 圓造 ＲＡＤＩＯＩＳＯＴＯＰＥＳ 34 (4), 201-206, 1985

    <I>A substoichiometric extraction method with nitroso-R salt (NRS) has been studied for the determination of trace</I> Co <I>in crud. The Co-NRS complex is extracted substoichiometrically into …

    DOI Web Site PubMed

  • Identification of channel void generation noise in BWR.

    MATSUBARA Kunihiko Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 17 (10), 737-746, 1980

    ...The void generation noise in the Japan Power Demonstration Reactor (JPDR)-IL was determined by the use of turbine flow-meters mounted in the instrumented fuel assembly (IFA)....

    DOI

  • 動力試験炉における放射線作業被ばくの統計解析

    加藤 正平, 穴沢 豊, 松野 見爾, 古田 敏城, 秋山 勇, 浅野 善江, 岩谷 征男, 松井 浩 保健物理 15 (4), 255-262, 1980

    ...In the statistical analyses of the data on occupational radiation exposure at JPDR, statistical features were obtained as follows.<br>(1) The individual doses followed log-normal distribution....

    DOI 医中誌

  • Piping Cracks in JPDR, (IV)

    FUTAMURA Yoshiaki, TORIKAI Kinichi, OGAWA Yutaka Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 16 (2), 137-146, 1979

    ...Circumferential cracks detected in the JPDR (BWR) near welded joints connecting the nozzle safe-end to pipe (austenitic stainless steel) were studied in reference to the stresses applied in service, the...

    DOI

  • Piping Cracks in JPDR, (III)

    OGAWA Yutaka, SHINDO Masami, KIKUCHI Masahiko Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 16 (1), 62-71, 1979

    Failure analysis was made on samples taken from type 304 stainless steel piping systems (core spray, unloading and feed water pipes) that had cracked in service. In the core spray pipe, large cracks …

    DOI

  • Piping Cracks in JPDR, (I)

    TORIKAI Kinichi, KINOSHITA Takehiko, FUTAMURA Yoshiaki Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 15 (9), 697-703, 1978

    ...In JPDR, primary coolant leaked in August 1972 through a crack in the heat affected zone between nozzle safe end of pressure vessel and pipe....

    DOI

  • Piping Cracks in JPDR, (II)

    FUTAMURA Yoshiaki, KINOSHITA Takehiko, TORIKAI Kinichi Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 15 (11), 856-862, 1978

    ...Ultrasonic and radiographic examinations of weldments in the primary piping of the Japan Power Demonstration Reactor (JPDR) revealed crack indications in two reactor vessel nozzle safe-end to pipe joints...

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  • Moderator temperature coefficient in BWR core.

    NAITO Yoshitaka Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 14 (11), 826-832, 1977

    ...<BR>In this study, moderator temperature coefficients of JPDR-II (BWR) core were obtained by calculation with DIFFUSION-ACE, which is newly developed three-dimensional multi-group computer code....

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  • Gamma-ray spectrometry and chemical analysis data of JPDR-I spent fuel.

    NATSUME Haruo, OKASHITA Hiroshi, UMEZAWA Hirokazu, OKAZAKI Shuji, SUZUKI Toshio, OHNUKI Mamoru, SONOBE Tamotsu, NAKAHARA Yoshinori, ICHIKAWA Shin'ichi, USUDA Shigekazu, MATSUURA Shojiro, TSURUTA Harumichi, SUZAKI Takenori, KOMORI Takuji, TAMURA Shuzo, GUNJI Katsufumi, TAMURA Kimiko Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 14 (10), 745-761, 1977

    ...Precise measurements of burnup and accumulated transuranium elements were carried out on specimens which were taken out from spent fuel of Japan Power Demonstration Reactor (JPDR)-I, by means of chemical...

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  • 原子炉プラントへの同定手法の応用

    尾熊 律雄, 松原 邦彦, 北村 正晴 日本原子力学会誌 18 (7), 408-414, 1976

    ...また,同定手法の具体的応用例として, JPDR同定実験,解析結果について解説し,得られた経験等も含めて応用上の問題点を指摘する。...

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  • Non-Destructive Gamma-Ray Spectrometry on Spent Fuels of a Boiling Water Reactor

    MATSUURA Shojiro, TSURUTA Harumichi, SUZAKI Takenori, OKASHITA Hiroshi, UMEZAWA Hirokazu, NATSUME Haruo Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 12 (1), 24-34, 1975

    ...The spent fuels from the JPDR-I reactor were measured by means of a r-scanning facility installed in the fuel storage pool....

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  • Experiment on Local Power Peaking in BWR Type Fuel Assembly

    KOBAYASHI Iwao, TSURUTA Harumichi, MATSUURA Shojiro Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 12 (10), 650-657, 1975

    Local power peaking was measured by γ-scanning in BWR type fuel assemblies under cold clean conditions using the zero-power critical facility TCA. The horizontal power distribution in an assembly …

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  • Separation of Antimony-125 in Fission Products

    AKATSU Eiko, TOMIZAWA Toshi, ARATONO Yasuyuki Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 11 (12), 571-574, 1974

    ...method of separating <SUP>125</SUP>Sb from fission products with use made of silica gel-itric acid system, and an example of its application to the separation of <SUP>125</SUP>Sb from the spent fuel of JPDR...

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  • Correlation of Amounts of Transplutonium Nuclides with Burnup in the JPDR-I Spent Fuel

    UMEZAWA Hirokazu, ICHIKAWA Shin-ichi, SUZUKI Toshio, OKASHITA Hiroshi, NATSUME Haruo Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 10 (8), 489-492, 1973

    ...The amounts of <sup>241</sup>Am, <sup>242</sup>Cm and <sup>244</sup>Cm were determined by means of a radiochemical technique in several specimens taken from the spent fuel of the JPDR-I....

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  • JPDR-Iの炉物理特性

    江連 秀夫 日本原子力学会誌 13 (12), 704-718, 1971

    ...Power-up tests of Japan Power Demonstration Reactor with recirculation flow (JPDR-I) were carried out in Oct. 1963....

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  • Vib-Swaging Process for Fuel Rod

    NARUKI Kaoru Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 7 (7), 327-334, 1970

    ...<BR>These conditions are also valid for fabricating to JPDR-1 fuel rod specifications....

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  • Buckling Correction for Experimental Power Distribution within Fuel Assemblies in a Finite System

    KOBAYASHI Iwao, MATSUURA Shojiro Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 7 (3), 145-152, 1970

    For design calculations to determine the local power distribution in a fuel assembly of a power reactor, the neutron flux is usually assumed to be symmetrical at the outer boundary of the assembly. …

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  • 原子炉圧力容器の監視試験の動向

    藤村 理人 日本原子力学会誌 10 (6), 337-342, 1968

    ...<BR>In this paper are described problems pertaining to the surveillance tests and the results of tests performed on the JPDR (Japan Power Demonstration Reactor), and a comparison is made with corresponding...

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  • High Power Irradiation Test of TA#2R in JPDR

    WAKASUGI Kazuhiko, SHIMOOKE Takanori, MORISHIMA Atsuyoshi Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 5 (7), 365-373, 1968

    Irradiation tests on a fuel rod in locally enhanced heat flux were undertaken in the Japan Power Demonstration Reactor, with the use of a modified form of the experimental fuel assembly TA# 2R. The …

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  • 原子炉用ボイド計の開発

    里見 昌洸, 遊佐 英夫, 小田 明, 宇賀 丈雄, 望月 恵一 計測自動制御学会論文集 3 (3), 229-235, 1967

    ...<br>These void-meters were used to measure void fractions in the chimnies and in the downcomer of operating reactor JPDR (Japan Power Demonstration Reactor; a boiling water reactor with natural circulation...

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  • JPDRの放射性廃液管理

    加藤 仁三, 三坂 侃 保健物理 1 (2), 55-63, 1966

    ...This report reviews the control or regulation of liquid radioactive waste and the experimental results of the JPDR for the past three years....

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  • Derivation of BWR Core Dynamics Models and Analysis of JPDR Core Transient Tests

    MOCHIZUKI Keiichi Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 2 (10), 377-390, 1965

    ...The purpose of the present work is to establish a core dynamics model for the JPDR plant (natural circulation boiling water reactor plant)....

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  • JPDRの放射線管理

    野村 幸三郎 日本原子力学会誌 6 (6), 323-325, 1964

    ...Health physics coverage for JPDR was begun ior to the initial loading of the core. Radiation rveys were made over 150 points during power eration test....

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  • JPDRの運転

    高田 良夫 日本原子力学会誌 6 (6), 311-315, 1964

    ...Operation experience in JPDR was discussed. Stepwise sequences of plant start-up, shut-down and scram recovery were briefly stated....

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  • A Guide to Release-Rate of Iodine-131 from Stack in Normal Operation of Reactor

    IIJIMA Toshinori, MIYANAGA Ichiro Ｊｏｕｒｎａｌ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ（日本原子力学会英文論文誌） 1 (8), 316-321, 1964

    ...The limiting release-rate from the 55-meter stack of the Japan Power Demonstration Reactor (JPDR) is then estimated....

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  • JPDR-II研究開発計画

    三井田 純一, 望月 恵一 日本原子力学会誌 6 (6), 350-355, 1964

    ...The average power density aimed at is about 45kW/<i>l</i>, and the total thermal output will be twice that of the JPDR....

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  • JPDRの建設

    平田 穰 日本原子力学会誌 6 (6), 306-311, 1964

    ...JPDR is a natural circulation and direct cycle boiling water type reactor. This report covers the distinctive consideration in design and progress of construction of the JPDR Project....

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  • JPDRの出力試験

    望月 恵一 日本原子力学会誌 6 (6), 316-323, 1964

    ...JPDR start up test started Aug. 1963 and ended Dec. 1963 is explained. It is divided into Phase 0 thru V....

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