検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 35 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

テストブランケット側壁の冷却水流量配分特性

吉河 朗; 谷川 尚; 関 洋治; 廣瀬 貴規; 鶴 大悟; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 西 宏; 鈴木 哲; 丹澤 貞光; et al.

JAEA-Technology 2009-077, 23 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-077.pdf:2.62MB

固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュール(TBM)における側壁内の冷却流路は、2本の母管の間を複数の枝管で平行に接続する管路網(平行多流路)としているため、各枝管を流れる冷却水には流量の分布が生じると予想される。本研究では、平行多流路における流量分布を予測し、TBMの使用条件において構造材料を使用制限温度以下に保持するために必要となる管路網を設計することを目的とした。1次元熱計算により、必要となる冷却流量を評価した。また、圧力損失計算に基づく簡易評価により、必要な流量が得られるような管路網を設計した。塩化ビニル管を用いた試験体を用いて流量分布を測定し、設計の妥当性を確認した。この設計に基づき、F82H製の実規模試験体を製作し、流量分布と圧力損失とを計測したところ、枝管における流量の低下は最大でも平均流量の12%であり、除熱の観点からは十分に余裕があることを確認した。また、圧力損失についても計算値と実測値でよく一致した。以上の結果から、TBMの側壁における冷却管路網について、除熱の観点から必要となる流量を確保するための設計を確立することができた。

論文

Leak detection technology

廣木 成治; 阿部 哲也; 丹澤 貞光

Nuclear Reactors, Nuclear Fusion and Fusion Engineering, p.367 - 403, 2009/09

最近の大型核融合炉では安全対策上や高性能プラズマを実現するうえでリーク探知技術が極めて重要であるが、巨大で複雑かつ人的アクセス困難なため、通常のヘリウムリーク探知技術を使えない場合が多い。この章では原子力機構がこれまでに開発したリーク探知関連技術を紹介している。高分解能四極子質量分析計(HR-QMS)はD$$_{2}$$中の$$^{4}$$Heを10$$^{-4}$$まで検出できた。また、真空容器内水冷機器の冷却水を循環させたまま水リーク探知を行う方法として、クリプトン(Kr)を水に溶解してからリークしたKr検出までの時間遅れを計測して12.6%の誤差でリーク箇所を特定できることを示した。さらに、指向性全圧計を真空用マニピュレーターに搭載して模擬リーク付近を走査した実験では10$$^{-8}$$ Pa-m$$^{3}$$/sまでの空気リークを検出できた。一方、特殊QMS測定子を真空中で走査した結果、10$$^{-5}$$ Pa-m$$^{3}$$/sのアルゴンリークを検出できた。これらの技術は今後の大型核融合炉にも十分適用可能である。

報告書

Conceptual design and related R&D on ITER mechanical based primary pumping system

丹澤 貞光; 廣木 成治; 阿部 哲也; 清水 克祐*; 井上 雅彦*; 渡辺 光徳*; 井口 昌司*; 杉本 朋子*; 猪原 崇*; 中村 順一*

JAEA-Technology 2008-076, 99 Pages, 2008/12

JAEA-Technology-2008-076.pdf:35.19MB

国際熱核融合実験炉(ITER)の真空排気システムは、DT核融合反応で生じたヘリウム(He)を大量の未反応DT燃料とともにトカマク真空容器外へ排出する役割を担うとともに、大気圧から超高真空までの排気や真空漏洩試験,壁洗浄などにも使う。機械式真空ポンプシステムは、クライオポンプシステムと比較しての長所として連続排気や極低トリチウム滞留量,低運転コストが挙げられる。一方、短所として磁気シールドの必要性や水素(H$$_{2}$$)排気性能の不十分性などが一般に認識されている。ITER条件での機械式ポンプシステムの上記短所を克服するため、ダイバータH$$_{2}$$圧力0.1-10Paで十分な排気性能を有するヘリカル溝真空ポンプ(HGP)ユニットを開発し、その性能試験を行った。そしてその開発・試験を通して、軽元素ガス排気用ヘリカル溝真空ポンプユニットの大型化設計・製作に関する多くのデータベースを取得した。また、同データベースをもとにヘリカル溝真空ポンプユニットを使い、ITER条件に合わせて最適配置した磁気シールド構造を有する機械式真空ポンプシステムの概念設計を行った。さらに、タービン翼とヘリカル翼を組合せた複合分子ポンプユニットを使ったコスト低減化(RC)ITER機械式真空ポンプシステムの概念設計も行った。

報告書

核熱解析による固体増殖水冷却方式テストブランケットモジュールのトリチウム増殖比に関する検討

関 洋治; 谷川 尚; 鶴 大悟; 榎枝 幹男; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 丹澤 貞光; 西 宏; 廣瀬 貴規; 本間 隆; et al.

JAEA-Technology 2007-067, 34 Pages, 2008/01

JAEA-Technology-2007-067.pdf:14.41MB
JAEA-Technology-2007-067(errata).pdf:0.08MB

本報告は、ITERでの試験を予定している固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュール(TBM)について、トリチウム増殖比(TBR)に注目しつつ、層の厚さと配置を最適化するために実施した一次元核熱計算の成果をまとめたものである。今回検討を行ったTBMには、箱構造体の内部にトリチウム増殖材($$Li_{2}TiO_{3}$$),中性子増倍材($$Be$$)の微小球が層状に充填されている。増殖・増倍材の健全性が維持される最高温度以下でTBRの増加を目指し、増殖・増倍材の層の厚さを最適化した。本研究によって得られた代表的な知見を以下に示す。(1)「充填層の多層構造においても、体積比$$R=V(Be)/V(Li_{2}TiO_{3}) = 4 sim 5$$にTBRの最大値が存在する。」(2)「増殖材層の背面にSingle Packingの増倍材層を2層配置することで、TBRのピーク付近である$$R=4 sim 5$$が可能である。」本成果は、$$^{6}Li$$濃縮度,増倍材の充填率,増殖・増倍材層の厚さに対して、TBRを系統的にまとめたことにある。これらの結果は、TBRの見積りに貢献する一つのデータベースであり、原型炉を見据えたTBM設計の研究開発に資するものである。

論文

Development of water leak detection method in fusion reactors using water-soluble gas

廣木 成治; 丹澤 貞光; 新井 貴; 阿部 哲也

Fusion Engineering and Design, 83(1), p.72 - 78, 2008/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:66.76(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の真空容器内水冷配管において冷却水を循環させたまま水リーク探知が可能な技術として、クリプトン(Kr)を水溶解トレーサーに用いる方法を提案した。試験を進めるにあたっては国際熱核融合炉(ITER)への適用を想定し、ITERの運転条件を勘案して10$$^{-3}$$Pa-m$$^{3}$$/sレベルの水リークバルブを試作した。また、同バルブの高圧側を水ループ回路に、低圧側をクライオポンプで排気する真空容器に接続し、水リーク箇所を通して真空中に流入するKrを四極子質量分析計で検出した。そして、同バルブを1m間隔で2箇所に取り付けた試験体を30$$^{circ}$$Cに加熱しながら試験を行ったところ、$$m$$/$$e$$=84のピーク電流の時間変化において、水リークに起因する2箇所の明瞭なピーク電流増加分を確認することができた。このとき、2箇所のピーク電流変化開始時の時間差は39秒だった。一方、簡易モデルで試験体の30$$^{circ}$$C加熱に伴う自然対流の影響を考慮して流水の到達距離の経過時間依存性を計算したところ、1m間隔での時間差は44.6秒となり、計算値基準で測定値の位置検出精度として12.6%となった。本提案による水リーク探知技術の実証試験により、同技術はITER条件でも十分使用可能な見通しが得られた。

論文

D$$_{2}$$/He混合ガスの室温連続分離実験

丹澤 貞光; 廣木 成治; 阿部 哲也

真空, 46(3), p.154 - 157, 2003/03

吸着剤を充填した配管中に混合ガスを通過させ、吸着親和力の違いによって通過速度に差が出現することを利用して、混合ガスを各成分ごとに分離し、そのガス成分を、バルブ操作によって適時抜き出すという方法を開発(連続循環クロマト法,Continuous Circulation Chromatograph method,C$$^{3}$$法)し、それを軽水素とヘリウムの混合ガス分離に適用し、99%以上の純度で各成分に分離できることを報告した。今回は、本技術の核融合実燃料へ適用できることを実証するため、D$$_{2}$$/Heの混合ガスを用いて実験を行ったので、その結果を報告する。

論文

全フッ素化化合物の連続循環ガスクロマトグラフによる分離基礎実験

丹澤 貞光; 廣木 成治; 阿部 哲也; 二ツ木 高志*; 田嶋 義宣*

真空, 46(1), p.44 - 48, 2003/01

半導体製造工場では、ドライエッチング工程や薄膜形成工程などにおいて、全フッ素化化合物であるPFC(PerFluoroCompound)ガスを作業ガスとして使用している。PFCガスについては、地球温暖化防止を目的とした京都議定書の結果を踏まえ、自主的排出削減が半導体業界などで行われつつある。そのため、排出にあたっては種々の方法によって無害化処理が試みられているが、(1)完全に分離・無害化することは難しい,(2)回収再利用が難しい,(3)処理設備の建設費あるいは運転経費が非常に高くなる、という問題がある。筆者らは、これまで核融合炉の排気ガスを構成する未反応燃料成分(水素同位体)とヘリウム燃焼灰を選択的に分離し、未反応燃料成分を燃料として再利用することを目的として吸着材入分離カラムを用いた連続循環クロマト法(Continuous Circulation Chromatograph method,以下C$$^{3}$$法と略記)を研究してきた。今回、このC$$^{3}$$法を沸点が僅差(沸点差0.6K)のため、通常使われている深冷蒸留分離方式では分離が非常に困難といわれているCF$$_{4}$$/NF$$_{3}$$混合ガスに適用し両成分の選択分離を試みた。その結果、吸着剤として活性炭を充填した分離カラムを用いることによって、室温及び大気圧以下の条件下で各々99%以上の純度を持つCF$$_{4}$$及びNF$$_{3}$$に分離することができた。また同時に、連続分離処理を行うために必要な装置の運転制御用基礎データも取得した。

報告書

回転式摩擦試験機の試作と金属の摩擦力測定

阿部 哲也; 金成 守康; 丹澤 貞光; 廣木 成治

JAERI-Tech 2002-093, 17 Pages, 2002/12

JAERI-Tech-2002-093.pdf:3.04MB

核融合炉内機器の結合部においては、プラズマ異常崩壊時に炉内機器内部に生ずる電磁力によって機器同士が相互に摺動し摩擦熱を発生する。このため、炉内機器の構造材料選定等のデータとして用いるために、各種金属やセラミックス膜などの真空雰囲気下における動摩擦特性を把握しておく必要がある。そのため、本研究では、回転式摩擦試験機を試作して、その性能を調べるとともに、この試験機を用いて各種金属の大気中における動摩擦係数を調べた。

報告書

Pumping characteristics of roots blower pumps for light element gases

廣木 成治; 阿部 哲也; 丹澤 貞光; 中村 順一*; 大林 哲郎*

JAERI-Tech 2002-056, 11 Pages, 2002/07

JAERI-Tech-2002-056.pdf:0.79MB

ITER粗引システム設計の妥当性を評価するため、2段ルーツ真空ポンプシステムの軽元素ガス(軽水素H$$_{2}$$,重水素D$$_{2}$$,ヘリウムHe)及び窒素ガスN$$_{2}$$に対する排気特性(排気速度及び圧縮比)の試験をITER R&Dタスクとして実施した。試験では、エドワーズ社ルーツ真空ポンプEH1200(1台,公称排気速度1200m$$^{3}$$/s)と同EH250(2台,同250m$$^{3}$$/s)及びロータリーポンプ(1台,同100m$$^{3}$$/s)を直列に接続し、ヨーロッパ真空規格に準拠して実験を行った。そして、2段ルーツ真空ポンプシステムのD$$_{2}$$及びN$$_{2}$$に対する最大排気速度はそれぞれ、1200と1300m$$^{3}$$/hであり、公称排気速度を満たすことを確認した。本試験結果は、2段ルーツ真空ポンプシステムからなるITER粗引システム設計の妥当性を裏付けるものである。

論文

核融合炉用に開発されたプラズマ溶射アルミナ電気絶縁膜の繰返し衝撃試験

金成 守康; 阿部 哲也; 古作 泰雄; 丹澤 貞光; 廣木 成治

日本原子力学会誌, 43(12), p.1228 - 1234, 2001/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

プラズマ溶射法によってステンレス鋼基材表面に析出させたアルミナ電気絶縁膜の繰り返し衝撃力に対する電気絶縁破壊耐久特性を実験的に調べた。衝撃試験は、アルミナ膜同士及びアルミナ膜とステンレス鋼基材の2種類の組み合わせについて行い、それぞれの組み合わせに対して、平均衝撃圧力,640,1,130及び2,550MPaを印加した。衝撃試験中に行った耐電圧測定から、アルミナ膜同士の衝突における衝撃耐久性は平均衝撃圧力640MPaで76,000サイクルを示し、平均衝撃圧力の増加とともに減少した。他方、アルミナ膜とステンレス鋼基材の衝突におけるアルミナ膜の衝撃耐久性は、アルミナ膜同士の場合と比較して約2.7倍に改善された。衝撃試験後のSEM観察から、アルミナ膜の厚さは、衝撃サイクル数が増加するにしたがって逆比例関係で減少し、バルク材に見られるような脆性破壊はなかった。

論文

H$$_{2}$$/He混成ガスの連続分離基礎実験

丹澤 貞光; 廣木 成治; 阿部 哲也; 猪原 崇*

真空, 44(7), p.667 - 670, 2001/07

重水素(D)-トリチウム(T)を燃料とする核融合炉(D+T$$rightarrow$$He+n)では、反応灰物質としてヘリウム(He)が炉心プラズマ部で生成する。このHe不純物が炉心部に蓄積すると燃料濃度の低下による核融合出力の低下を引き起こし、正常な炉の運転が阻害される。そのため、炉心部のHe不純物を炉外に真空ポンプで排気除去する必要がある。一方、連続排気ができ、He等の特定ガスのみを連続排気(選択排気)できるポンプは実用化されていない。そのため、現有の真空ポンプではHe不純物と未反応燃料の混合ガス(未反応燃料$$>$$90%)を排気することになり、燃料利用効率を向上させるうえで、排気ガス中から未反応燃料を分離回収し、再使用することが是非とも必要である。ここでは、H$$_{2}$$/He混合ガスを例として、選択排気技術についての基礎実験を行ったので報告する。

報告書

セラミックス製スリーブを用いたアルミナパイプ同士の接合基礎実験

阿部 哲也; 廣木 成治; 丹澤 貞光; 古作 泰雄; 竹内 久雄*; 山川 晃*

JAERI-Research 2001-029, 13 Pages, 2001/05

JAERI-Research-2001-029.pdf:3.39MB

収縮性アルミナスリーブと高融点ソルダーを用いてアルミナパイプ同士を接合するための基礎実験を行った。スリーブは、接合時に1%収縮するよう、高純度アルミナ粉末を1400$$^{circ}C$$で1次焼結して作成し、ソルダーは1400$$^{circ}C$$以上で液相を生成するアルミナ-カルシア系を選択し、アルミナと炭酸カルシウムの混合粉末をペースト化して作製した。パイプとスリーブの間にソルダーを介在させ、1500$$^{circ}C$$で加熱接合した結果、スリーブの収縮とソルダーによる接合界面の形成によって、金属溶接に匹敵する気密性を持ったパイプ接合体が得られた。

論文

核融合装置の水リーク探知技術開発用模擬リーク試験体の試作

廣木 成治; 丹澤 貞光; 新井 貴; 阿部 哲也; 清水 克祐*; 仲谷 潤之介*; 栗林 志頭真*

真空, 44(3), P. 329, 2001/03

核融合装置の真空容器内水冷機器(ブランケットやダイバータ等)や、二重壁構造の水冷式真空容器内にもし、水の漏洩(リーク)が生じた場合の新しい水リーク探知手法として、われわれはプローブガスを冷却水に溶解させ、水を流したまま水リーク探知ができる新しい方法を検討している。今回、その方法の原理実証試験を行うための模擬リーク試験体を試作した。同試験体では、プローブガスにクリプトンを使用する。模擬リークとしては、ニードル弁タイプのリーク弁を水循環系の3箇所に取付け、氷結しないようにヒーターで加熱する。このリーク弁を真空容器につなぎ、真空容器内に流入するクリプトンを四極子質量分析計で検出する。そして、クリプトンを溶解させてからそれを検出するまでの時間差を解析して、大まかなリーク箇所を特定できると考えている。

報告書

プラズマ溶射アルミナ電気絶縁コーティング膜の衝撃耐久特性に及ぼす衝撃面形状効果

金成 守康*; 阿部 哲也; 丹澤 貞光; 清水 克祐*; 豊田 真彦*; 惣万 芳人*

JAERI-Research 99-012, 21 Pages, 1999/02

JAERI-Research-99-012.pdf:2.26MB

プラズマ溶射によってステンレス鋼基材上に形成されたアルミナ電気絶縁コーティング膜の電気絶縁耐久性に及ぼす種々の面形状をもった落錘の繰り返し衝撃荷重の効果を調べた。落錘試験は、3種類の直径を有する平端面、くさび形、半球形、円錐形の各試験片形状について、落錘面と固定面の双方をアルミナとした場合のアルミナ/アルミナ組合せ、落錘面もしくは固定面のいずれか一方をステンレスとした場合のアルミナ/ステンレス組合せで行われた。アルミナ膜の電気絶縁耐久性は、算出された平均衝撃圧力の増加とともに低くなった。アルミナ/ステンレス組合せにおいて、アルミナ膜の電気絶縁耐久性は、アルミナ/アルミナ組合せの時と比較して約2.7倍以上に向上し、平均衝撃圧力640MPaで最長の210,000回だった。

報告書

Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test JM-5

更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 小林 晋昇; 鎌田 裕; 酒井 陽之

JAERI-Research 95-078, 194 Pages, 1995/11

JAERI-Research-95-078.pdf:17.91MB

本報告書は、反応度事故条件下の照射済燃料の挙動を調べたJM-5実験における、実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察を加えたものである。平均線出力33.4kW/mで燃焼度25.7MWd/kgUまでJMTRで前照射した試験燃料を、NSRRにおける大気圧・室温の静止水冷却条件下でのパルス照射に供した。パルス照射時の発熱量は223$$pm$$7cal/g・fuelで、燃料エンタルピは最高167$$pm$$5cal/g・fuelに達した。本実験はPCMI(燃料ペレット/被覆管間の機械的相互作用)による燃料破損に至り、20箇所以上に及ぶ細かい割れのほとんどが前照射中に形成された被覆管外表面における局所的な水素化物の周辺で生じており、被覆管の局所水素化が欠陥発生に強く影響したことを示唆している。

報告書

Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test JM-4

更田 豊志; 森 行秀*; 笹島 栄夫; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 酒井 陽之

JAERI-Research 95-013, 230 Pages, 1995/03

JAERI-Research-95-013.pdf:24.22MB

本報告書は、反応度事故条件下の照射済燃料の挙動を調べたJM-4実験における、実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察を加えたものである。試験燃料は、平均線出力27.5kW/mで燃料燃焼度21.2MWd/kgUまでJMTRにおいて前照射されたもので、NSRRにおいて大気圧、室温の静止水冷却条件下でパルス照射された。パルス照射時の発熱量は235$$pm$$12cal/g・fuelで、燃料エンタルピは最高177$$pm$$9cal/g・fuelに達した。本実験はNSRR照射済燃料実験で初めて燃料破損に至る実験となり、燃料棒に著しく膨れ及び曲がりを生じるとともに、被覆管に数多くの貫通欠陥を生じた。燃料ペレット/被覆管間の機械的相互作用に加えて、被覆管の局所水素化が欠陥発生に強く影響した。

報告書

NSRRウラン水素化ジルコニウム燃料実験における発熱量の解析及び実験用カプセル最大負荷の評価

更田 豊志; 石島 清見; 丹澤 貞光; 中村 武彦; 笹島 栄夫; 加島 洋一; 豊川 俊次; 小林 晋昇

JAERI-Research 95-005, 53 Pages, 1995/01

JAERI-Research-95-005.pdf:1.96MB

現在NSRRでは、TRIGA炉用燃料として世界的に使用されている、ウラン水素化ジルコニウム燃料のパルス照射実験を計画している。本報告書は、ウラン水素化ジルコニウム燃料の特性についてまとめるとともに、NSRRにおけるパルス照射時の発熱量及び燃料温度の解析結果、実験用カプセル設計に必要となる燃料破損時の衝撃圧力及び水撃力の予測最大値の評価結果を示したものである。NSRRにおいて燃料溶融に至る範囲までの実験が可能であることを示すとともに、被覆管の低温破裂、放出水素の膨張仕事及び燃料/冷却材相互作用などを考慮した検討を行い、衝撃圧力及び水撃力の予測最大値を定めた。NSRR実験によって得られる知見は、TRIGA炉の性能向上に大きく寄与するとともに、安全評価のデータベースを拡充し、次世代型TRIGA炉の開発・安全評価に大きく資するものと期待される。

報告書

Behavior of pre-irradiated fuel under a simulated RIA condition; Results of NSRR test JM-3

更田 豊志; 笹島 栄夫; 森 行秀*; 本間 功三*; 丹澤 貞光; 石島 清見; 藤城 俊夫; 小林 晋昇; 菊池 輝男; 酒井 陽之

JAERI-Research 94-006, 96 Pages, 1994/07

JAERI-Research-94-006.pdf:6.19MB

本報告書は、反応度事故条件を模擬したNSRRにおけるパルス照射を実施した照射済燃料実験JM-3の実験方法、前照射条件、前照射後の燃料検査結果、パルス照射時の条件及び過渡記録、並びにパルス照射後の燃料検査結果などの実験データを整理し、考察及び解析を加えたものである。パルス照射に先立って試験燃料に対する前照射をJMTRにおいて実施し、燃料燃焼度は19.6MWd/kgUに達し、平均線出力は25.3kW/mであった。NSRRにおける試験燃料のパルス照射は大気圧・室温の静止冷却条件下で行い、発熱量174$$pm$$6cal/g・fuelで燃料エンタルピは最高130$$pm$$5cal/g・fuelに達した。被覆管表面温度の上昇は最高150$$^{circ}$$Cにとどまり、燃料棒にわずかな変形を生じたものの、破損には至らなかった。パルス照射中の燃料棒プレナム部へのFPガス放出率は約2.2%と評価された。

論文

Fuel behavior in simulated RIA under high pressure and temperature coolant condition

丹澤 貞光; 小林 晋昇; 藤城 俊夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(4), p.281 - 290, 1993/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

軽水炉の運転状態を模擬した高温高圧の冷却材条件下で、反応度事故(RIA)時のPWR型燃料棒の過渡挙動を調べる実験を実施した。実験では試験燃料棒を原子炉安全性研究炉(NSRR)でパルス照射することにより、反応度事故時の過渡出力の発生を模擬して行なった。試験の結果、高い外圧の下で被覆管のつぶれが発生したが、基本的な初期燃料破損のメカニズム及びしきい値となるエンタルピは、大気圧、室温及び静水条件における試験で得られた値と同一であることが明らかになった。

報告書

NSRR燃料破損実験過渡記録処理システムの開発

丹沢 貞光

JAERI-M 93-011, 32 Pages, 1993/02

JAERI-M-93-011.pdf:0.93MB

NSRR燃料照射実験における過渡データをデジタル化して保存することによりデータの消滅を防止すると共に、データバンクを作成してパーソナル・コンピュータにより過渡データに容易にアクセスできるようにすることを目的として、実験過渡記録処理システムの開発を行なった。本報告書では、実験過渡記録処理システムの概要及び使用方法、並びにデータ・バンクの現状について記載した。

35 件中 1件目~20件目を表示