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論文

$$f$$-electron states in PrPd$$_5$$Al$$_2$$

目時 直人; 山内 宏樹; 鈴木 博之*; 北澤 英明*; 萩原 正人*; 益田 隆嗣*; Aczel, A. A.*; Chi, S.*; Hong, T.*; 松田 雅昌*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 87(9), p.094704_1 - 094704_8, 2018/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:20.01(Physics, Multidisciplinary)

中性子非弾性散乱実験によりPrPd$$_5$$Al$$_2$$$$f$$電子状態を明らかにした。この物質のユニークな結晶構造に起因する2次元的な結晶場ポテンシャルにより、大きな$$J_z$$を伴う平べったい$$f$$軌道が安定化し、イジング型の磁気異方性が生じることがわかった。この2次元的な結晶場ポテンシャルは同じ結晶構造を持つ希土類化合物RPd$$_5$$Al$$_2$$に共通に存在し、重い電子系超伝導体NpPd$$_5$$Al$$_2$$におけるXY型磁気異方性への変化を系統的に説明することができる。それは、$$f$$電子の局所的な性質がこの物質系の物性発現機構において非常に重要であり、NpPd$$_5$$Al$$_2$$における重い電子系超伝導にも関与している。

論文

Neutron inelastic scattering study of the $$f$$-electron states in NdPd$$_5$$Al$$_2$$

目時 直人; 山内 宏樹; 鈴木 博之*; 北澤 英明*; 蒲沢 和也*; 池内 和彦*; 梶本 亮一; 中村 充孝; 稲村 泰弘

Journal of the Physical Society of Japan, 87(8), p.084708_1 - 084708_7, 2018/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:20.01(Physics, Multidisciplinary)

$$f$$電子化合物NdPd$$_5$$Al$$_2$$の中性子散乱による研究を行った。0K, 35.4K, 88.3K, 101.5K, and 198.8Kの結晶場レベルを励起スペクトルから明らかにした。$$Gamma_6$$基底状態は主として$$J_z=pm9/2$$の軌道によって構成され、これが大きな負の$$B_{20}=-1.4$$Kと一軸異方性を生じる。結晶場から計算された磁気モーメント, 帯磁率, 磁化曲線, 比熱は実験をよく説明する。CePd$$_5$$Al$$_2$$やPrPd$$_5$$Al$$_2$$と共通した電荷分布の存在は同じ構造を持つアクチノイド化合物においても局在的な性質が重要で、UPd$$_5$$Al$$_2$$の局在5$$f$$電子状態やNpPd$$_5$$Al$$_2$$の重い電子系超伝導にその価数の不安定性が重要な役割をすることを示している。

論文

Experimental determination of the topological phase diagram in Cerium monopnictides

黒田 健太*; 越智 正之*; 鈴木 博之*; 平山 元昭*; 中山 光大*; 野口 亮*; Bareille, C.*; 明比 俊太朗*; 國定 聡*; 室 隆桂之*; et al.

Physical Review Letters, 120(8), p.086402_1 - 086402_6, 2018/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:10.74(Physics, Multidisciplinary)

We use bulk-sensitive soft X-ray angle-resolved photoemission spectroscopy and investigate bulk electronic structures of Ce monopnictides (CeX; X=P, As, Sb and Bi). By exploiting a paradigmatic study of the band structures as a function of their spin-orbit coupling (SOC), we draw the topological phase diagram of CeX and unambiguously reveal the topological phase transition from a trivial to a nontrivial regime in going from CeP to CeBi induced by the band inversion.

論文

Neutron powder diffraction study on the magnetic structure of NdPd$$_5$$Al$$_2$$

目時 直人; 山内 宏樹; 北澤 英明*; 鈴木 博之*; 萩原 正人*; Frontzek, M. D.*; 松田 雅昌*; Fernandez-Baca, J. A.*

Journal of the Physical Society of Japan, 86(3), p.034710_1 - 034710_5, 2017/03

 被引用回数:5 パーセンタイル:26.6(Physics, Multidisciplinary)

中性子回折実験によりNdPd$$_5$$Al$$_2$$の磁気構造を研究した。$$q$$=(1/2 0 0)の変調ベクトルで説明できる顕著な反強磁性ピークを磁気転移温度$$T_textrm{N}$$=1.2K以下で観察した。c軸に平行なNdの磁気モーメントは0.3Kで2.9(1)$${mu}_{rm B}$$の大きさであり、a面内で強磁性的に整列した層がa軸方向に++--と4枚周期で配列する。各Nd層の面間隔はa/2である。この構造は$$q$$=(0.23 0.23 0)であるCePd$$_5$$Al$$_2$$によく似ていて、面内成分$$q_{|}$$のみの変調構造は、これらの物質の2次元的なフェルミ面によって生じていると理解できる。その2次元性は、これらの物質の縦長のとてもユニークな形のユニットセルと、2枚PdとAl層によって隔てられたNdの原子間距離がc軸方向に7${AA}$以上ととても大きいことに起因している。

論文

小型OSL線量計のリングバッジへの応用

宮内 英明; 吉富 寛; 佐藤 義高; 高橋 史明; 橘 晴夫; 小林 育夫*; 鈴木 朗史*

日本放射線安全管理学会誌, 12(1), p.41 - 45, 2013/07

原子力科学研究所では、原子炉の使用済燃料を取り扱うような施設での除染作業等において、手の末端部の被ばく評価が重要となる。これまで、手の末端部の被ばく評価は、TLDを用いたリングバッジで線量を測定し実施してきた。今回われわれは、市販の小型光刺激ルミネセンス線量計の特性と形状に着目し、それをリングバッジに応用した(OSL型リングバッジ)。本リングバッジは、基準照射及びモンテカルロシミュレーション計算による特性検証結果が良好であり、$$beta$$線と$$gamma$$(X)線を精度良く分離し線量を評価できる。本投稿において、OSL型リングバッジの概要及び線量評価手法を紹介する。

論文

熱-水-応力-化学連成解析による緩衝材の地球化学環境の変遷に着目したニアフィールド長期挙動評価の一例

鈴木 英明; 中間 茂雄; 藤田 朝雄; 今井 久; 九石 正美

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 19(2), p.39 - 50, 2012/12

高レベル放射性廃棄物の地層処分における長期安全性の評価を行うためには、ニアフィールドで生じるプロセスの定量化が必要となる。そこで、開発された熱-水-応力-化学連成解析モデルを用いて、仮想的地質環境条件に基づく地層処分システムを想定した数値解析を実施し、ガラス固化体の放熱と人工バリア内への地下水の浸潤に伴うニアフィールドの化学的な環境の変化を定量的に例示した。海水系地下水環境下での緩衝材中では、一時的に、オーバーパック周辺で塩が析出することや、支保コンクリートとの境界近傍でスメクタイトがカルシウム型化するものの、長期的には安全評価上設定されたシナリオと整合する傾向が得られた。さらに、オーバーパックの腐食評価のための基盤情報として、オーバーパックに接触する緩衝材間隙水組成の変遷を示した。

報告書

緩衝材中の化学影響評価に向けた熱-水-応力-化学連成解析モデルの開発

木村 誠*; 九石 正美; 藤田 朝雄; 中間 茂雄; 鈴木 英明

JAEA-Research 2010-034, 131 Pages, 2010/10

JAEA-Research-2010-034.pdf:16.23MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分において、廃棄体定置後から緩衝材が再冠水に至るまでの過渡的な期間にニアフィールドで形成される塩濃縮・析出現象をはじめとする緩衝材中の化学影響に重きを置いた熱-水-応力-化学連成解析モデルの高度化を進めている。本報告では、(1)モデルで考慮されている連成事象の理論・法則や制約条件を整理,(2)米国で開発が進められている気液二相流を考慮した連成解析コードとの比較解析を通じた解析モデルの適用性を確認,(3)これまで実施してきた塩濃縮試験結果を整理とこの試験に対応した解析モデルの適用による検証解析,(4)仮想的地質環境におけるニアフィールドのガラス固化体からの崩壊熱の発生や地下水の浸潤に伴うニアフィールドへの本解析モデルの適用、を実施した。これらのことより、開発・高度化を進めているモデルにより崩壊熱の発生に伴う地下水の浸潤過程において、緩衝材内が不飽和状態にある期間内にはオーバーパックと緩衝材の境界で塩類が濃縮・析出し、長期的には濃縮塩類が溶解・逸散するというシナリオに整合する傾向を示すとともに、本モデルの適用性を確認した。

論文

緩衝材の地球化学プロセスに着目した熱-水-化学連成挙動に関する工学規模の人工バリア試験と解析評価

鈴木 英明; 藤崎 淳*; 藤田 朝雄

原子力バックエンド研究(CD-ROM), 16(1), p.43 - 56, 2009/12

高レベル放射性廃棄物の地層処分における人工バリア定置後のニアフィールドの挙動は、廃棄体からの放熱,人工バリア内への地下水の浸潤,緩衝材の膨潤,間隙水組成の変化など、熱的,水理学的,力学的及び地球化学的プロセスが相互に影響を及ぼし合う連成現象が生じることが予想される。このようなニアフィールドの連成挙動の現実的な理解と予測を目的に、ニアフィールドの連成現象を表現する熱-水-応力-化学連成挙動解析モデルの開発を行っている。本論は、工学規模の人工バリア試験結果及び開発した連成解析モデルによる確証解析結果について述べる。人工バリア試験では、緩衝材中の物質移行及び地球化学プロセスにかかわる情報を得た。そして、開発した連成解析モデルにより、モルタルからの高アルカリ性間隙水の浸潤による緩衝材の地球化学プロセスに着目した熱-水-化学連成解析を実施した。その結果、工学規模の人工バリア試験の温度場,再冠水挙動及び緩衝材とモルタルとの境界部での鉱物の溶解沈殿挙動を説明でき、開発した連成解析モデルが、緩衝材が飽和するまでの過渡的な遷移状態における熱-水-化学連成挙動評価に適用できることを確認した。

論文

A New method for the quantitative analysis of the scale and composition of nanosized oxide in 9Cr-ODS steel

大沼 正人*; 鈴木 淳市; 大塚 智史; Kim, S.-W.; 皆藤 威二; 井上 賢紀; 北澤 英明*

Acta Materialia, 57(18), p.5571 - 5581, 2009/10

 被引用回数:82 パーセンタイル:2.24(Materials Science, Multidisciplinary)

The size and number density of nano-oxide particles in 9Cr-ODS steels with different concentrations of excess O, Ti and W are quantitatively determined using Small-angle neutron (SANS) and X-ray scattering (SAXS). Using the difference of the SANS and SAXS intensity in absolute units, the technique called the "alloy contrast variation (ACV) method" has been used to determine the compositions of the nano-oxide precipitates. The results indicate that the finest size and highest number density of nano-oxide particles is obtained by suppressing the amount of excess O and increasing the amount of Ti. The ACV method indicates that the finest nano-oxide has a chemical composition close to Y$$_{2}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$.

論文

Development of a coupled thermal; Hydraulic model for near-field behavior of high-level radioactive waste repository

鈴木 英明; 中間 茂雄; 木村 誠; 藤田 朝雄

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 13 Pages, 2009/09

In order to validate the THMC model, it is essential to compare with results of coupled behavior experiments in laboratory or in situ. The engineered scale experimental studies under controlled boundary in laboratory conditions has been carried out with simulated engineered barrier system equipment This paper presents the results of measured data and simulation of the coupled thermal and hydraulic for the period of 830 days. As a result, the following coupled processes were clear, temperature distribution and re-saturation behavior of buffer material by embedded sensor during experiment and sampling. And also the TH processes could be simulated with a developed model. These results provide basic information for the purpose of understanding and modeling of the mechanical and chemical phenomena in this experiment.

報告書

坑道掘削に伴う地下水の水理及び水質変化に関する解析評価; 幌延深地層研究計画における水平坑道掘削影響試験の予察解析

鈴木 英明; 木村 誠; 藤田 朝雄

JAEA-Research 2008-110, 29 Pages, 2009/02

JAEA-Research-2008-110.pdf:2.18MB

人工バリア定置後のニアフールド環境のより現実的な理解と信頼性の高い予測を行うためには、坑道掘削によって生じる応力場,水理場及び化学場の変化を把握する必要がある。本報告書は、これまでに開発してきた熱-水-応力-化学連成解析評価モデルの適用性を確認することを目的として、幌延深地層研究で計画されている坑道掘削影響評価試験の予察解析結果について報告するものである。予察解析では、深度140mの声問層を対象として、坑道掘削に伴う坑道周辺岩盤の水理場と地下水水質の変化に着目し、地球化学反応を考慮した水理-物質移行連成解析を実施した。その結果、飽和度95%以下の不飽和領域は、坑道壁面より約5m程度の範囲で発生し、これに伴って、地下水中に高い濃度で溶解している炭酸が脱ガスし、地下水のpHが変化するなどの地球化学特性の変化を把握した。

報告書

熱-水-応力連成試験設備(COUPLE)を用いた室内試験結果に基づく熱-水連成モデルの信頼性確認

藤崎 淳; 鈴木 英明; 藤田 朝雄

JAEA-Research 2008-020, 62 Pages, 2008/03

JAEA-Research-2008-020.pdf:24.3MB

人工バリア定置後のニアフィールドの挙動を評価するためには、そこに生じる連成現象をモデル化し、その時間的,空間的変遷を把握することが必要である。しかしながら、ニアフィールドにおける連成現象は熱-水-応力-化学が相互に影響を及ぼしながら進行する複雑なものであるから、適用した連成モデルが現象を適切に表現可能か否かの判断は実現象との比較なしには困難である。したがって、室内あるいは原位置において、実際に連成現象を生起させて取得した結果に基づき、モデルの確証を行うことが必要である。このような観点から、室内において実施した工学的規模の熱-水-応力連成試験設備(COUPLE)を用いて連成試験を実施した。その結果、温度及び緩衝材中の水分量について、有意なデータを得ることができた。さらに、連成モデルを用いて計算した緩衝材中の温度及び水分量の変遷は試験結果と良い一致を示し、今回適用した連成モデルの妥当性が示された。

報告書

坑道周辺における不飽和領域の生起に伴う地球化学反応を考慮した水理-物質移行連成解析; 高レベル放射性廃棄物の地層処分における熱-水-応力-化学連成挙動モデル/解析コードの適用

鈴木 英明; 藤崎 淳; 藤田 朝雄

JAEA-Research 2008-003, 48 Pages, 2008/03

JAEA-Research-2008-003.pdf:2.07MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分システムにおける人工バリア定置後のニアフールド挙動のより現実的な予測を行うためには、処分場建設に伴って生じる応力場,水理場,化学場などの変化を解析評価の初期条件として考慮する必要がある。例えば、坑道掘削に伴う処分坑道周辺における不飽和領域の発生は、酸化還元電位の変化や、地下水へのガスの溶解あるいは脱ガスによる溶液組成の変化など、オーバーパックの腐食や核種移行の環境条件などに影響を及ぼすことが予想される。本報告書は、幌延等の具体的地質環境における熱-水-応力-化学連成挙動モデル/解析コードの適用事例の提示に向け、坑道周辺における不飽和領域の生起に伴う地球化学反応を考慮した水理-物質移行連成解析を実施した。そして、岩盤内に大気が侵入することによる間隙水の酸化還元電位の変化や、間隙水中に高い濃度で溶解している二酸化炭素が脱ガスすることによる間隙水pHの変化など、これまでに開発した連成挙動モデル/解析コードで表現できることを確認した。

論文

RELAP5 analysis of ROSA/LSTF vessel upper head break LOCA experiment

竹田 武司; 浅香 英明; 鈴木 光弘; 中村 秀夫

Proceedings of 12th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-12) (CD-ROM), 3 Pages, 2007/09

PWR圧力容器上部ヘッド1%小破断LOCAを模擬したROSA/LSTF実験のRELAP5コード解析を行い、コードの予測性能を検証した。解析では、maximum bounding theoryに基づく、二相破断流の流出係数Cdを0.61とした破断モデルを組み込んだ原子力機構改良版RELAP5/MOD3.2.1.2コードを使用した。実験を通じて、圧力容器水位が制御棒案内管(CRGT)下端の貫通孔に低下するまで上部プレナム内の冷却材はCRGTを介して上部ヘッドに流入することから、上部ヘッド水位が破断流量に多大な影響を与えることを見いだした。圧力容器上方の水位及び冷却材流れを模擬するため、上部ヘッド,上部プレナム,CRGT間の流路形状を正確にモデル化したが、コードは二相流放出過程における破断口上流のボイド率を過小評価し、破断流量を過大評価した。破断流量を予測するため二相破断流のCdを0.58に調整し、破断面積が炉心冷却に与える影響を調べた。破断面積が1$$sim$$2.5%のうち、1%破断の場合被覆管最高温度(PCT)が最大であること、より大きい破断の場合蓄圧注入水上の蒸気凝縮がループシールクリアリングを誘発し、効果的に炉心冷却を促進するため、PCTが1200K以下に抑えられる可能性があることを示した。

報告書

A Study on timing of rapid depressurization action during PWR vessel bottom break LOCA with HPI failure and AIS-gas inflow, ROSA-V/LSTF test SB-PV-06

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

JAEA-Research 2007-037, 150 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-037.pdf:7.55MB

ROSA-V計画で、PWR小破断冷却材喪失事故を模擬したLSTF実験(SB-PV-06)を実施し、以前に行った実験との比較により、高圧注入系の不作動と蓄圧注入系からの非凝縮性ガス流入を想定した場合に、アクシデントマネジメント(AM)策の1つである2次系急減圧操作の実施時期が炉心冷却に及ぼす影響を調べた。破断口は原子炉容器底部の計装管10本破断を模擬したが、これはコールドレグ0.2%破断に相当する。次の点が明らかになった。(1)急減圧操作は炉容器水位が1次系配管以下に低下した時点(4545s)で開始したが、流入ガスにより減圧が阻害され、低圧注入系作動以前に全炉心露出に至った。(2)急減圧開始の代替方策として、蒸気発生器出口プレナムの水位低下検出(2330s)によると、炉心露出は限定されるため、より有効なAM策の指標になると予測される。本報告書は、本実験結果とこれらの急減圧操作開始時期の効果をまとめたものである。

報告書

塩濃縮シミュレーションに関する研究(共同研究)

藤田 朝雄; 油井 三和; 鈴木 英明*; 藤崎 淳; 九石 正美*

JAEA-Research 2007-017, 47 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-017.pdf:9.27MB

本報告書は、財団法人産業創造研究所と日本原子力研究開発機構との共同研究「塩濃縮シミュレーションに関する研究」の成果を報告するものである。室内において塩濃縮実験を実施した結果、加熱部近傍で、Na$$_{2}$$SO$$_{4}$$やCaSO$$_{4}$$が濃縮することが確認され、この事実に基づいて塩濃縮現象のメカニズムを仮定し、モデルを作成した。次に、既存の地球化学解析コード、PHREEQCを用いて、飽和系での塩濃縮に関するシミュレーションを実施した結果、定性的な挙動の評価は可能であったが、定量的な挙動の評価のためにはさらなるモデル化の検討が必要であることがわかった。さらに、熱-水-応力-化学連成解析コードを用いた解析評価を実施した。この解析は、gypsumの濃縮に着目して実施し、その結果、濃縮現象の傾向は実験結果のそれと一致した。しかし、gypsumの緩衝材中の分布形状に関しては、一致していない部分もあり、境界条件設定の再検討や連成解析モデル/コードが有する課題検討が必要であることが明らかになった。

報告書

A Study on effective system depressurization during a PWR vessel bottom break LOCA with HPI failure and gas inflow prevention (ROSA-V/LSTF test SB-PV-05)

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

JAEA-Research 2006-072, 144 Pages, 2006/11

JAEA-Research-2006-072.pdf:17.16MB

ROSA-V計画における加圧水型原子炉(PWR)の底部計装管小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)模擬実験の1つとして、全高圧注入系不作動時のアクシデントマネジメント策と蓄圧注入系からのガス流入防止の効果を検証する実験(SB-PV-05)を実施した。使用装置は大型非定常試験装置(LSTF)で、計装管9本破断を想定し、AM策として蒸気発生器(SG)逃がし弁による定率(-55K/h)減圧と補助給水系の30分間作動を実施した。この結果、炉心露出に至ることなく低圧注入系(LPI)が作動し、長期冷却条件を確保した。AISガス流入を想定した類似SB-PV-03実験に比較して、SBLOCA時のAM策有効性にガス流入防止措置が大変重要であることを示した。

論文

Experimental studies on the coupled THMC processes by couple equipment

藤崎 淳; 鈴木 英明*; 藤田 朝雄; 伊藤 彰*; 小田 好博

Proceedings of 2nd International Conference on Coupled T-H-M-C Processes in Geo-systems; Fundamentals, Modeling, Experiments and Applications (GeoProc 2006), p.213 - 219, 2006/05

高レベル廃棄物地層処分システムにおけるニアフィールドの性能を評価するうえで、熱-水-応力-化学連成現象の評価が重要な課題の一つになっている。このようなTHMC現象の解明のためにCOUPLE施設を用いた試験研究が行われてきている。本論では、COUPLE施設を用いた試験結果を示すとともに、TH現象と化学現象にかかわる予備的な解析結果について示す。

報告書

An Experimental study on effective depressurization actions for PWR vessel bottom small break LOCA with HPI failure and gas inflow, ROSA-V test SB-PV-04

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

JAEA-Research 2006-018, 140 Pages, 2006/03

JAEA-Research-2006-018.pdf:7.14MB

大型非定常試験装置を使用したROSA-V計画において、加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材喪失事故模擬実験を実施し、全高圧注入系不作動時に重要なアクシデントマネジメント(AM)策の炉心冷却効果を調べた。原子炉底部計装管10本破断を模擬した実験(SB-PV-04)で、蒸気発生器逃がし弁全開操作と補助給水作動によるAM策は、蓄圧注入系からの非凝縮性ガス流入による著しい減圧阻害にもかかわらず、低圧注入系が作動して炉心露出防止に効果的であることを示した。AM策として1次系冷却速度-55K/hの減圧操作を実施した前実験では炉心露出に至ったことに比較し、急減圧操作は1次系保有水量を多く保存する効果があり、炉心冷却上有用であることを明らかにした。

論文

Effects of secondary depressurization on core cooling in PWR vessel bottom small break LOCA experiments with HPI failure and gas inflow

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(1), p.55 - 64, 2006/01

 被引用回数:10 パーセンタイル:35.61(Nuclear Science & Technology)

原研のROSA-V/LSTFを用いてPWRの原子炉容器底部計装管破断を模擬する小破断LOCA実験を行い、高圧注入系不作動時にアクシデントマネージメント(AM)策として行う蒸気発生器(SG)の2次系減圧を通じた1次系冷却操作に、蓄圧注入系(AIS)から流入する非凝縮性ガスが及ぼす影響を明らかにした。AISからガス流入がない場合の計装管9本破断実験では、工学的安全施設作動(SI)信号から10分後に定率(-55K/h)のSG減圧を開始することで、低圧注入系(LPI)を作動させることができた。しかしガス流入を想定した計装管10本破断実験では、SG伝熱管の凝縮熱伝達が低下して1次系減圧が阻害され、LPIの作動以前に炉心露出が生じた。これに対し、SGの2次系逃がし弁全開による急減圧と補助給水系の連続作動を仮定した実験では、炉心露出以前にLPIが作動し長期冷却の可能性を示した。これらのガス流入によるSG伝熱管内凝縮熱伝達阻害についてRELAP5/MOD3コードを用いた解析を行い、実験結果をよく再現できた。さらに、PWRの事故過程を的確にとらえ、AM策の実施判断を行ううえで、1次系圧力と保有水量を指標とするマップが有用なことを示した。

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