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報告書

ROSA-V Large Scale Test Facility (LSTF) system description for the third and fourth simulated fuel assemblies

ROSA-Vグループ

JAERI-Tech 2003-037, 479 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-037.pdf:19.25MB

大型非定常試験装置(LSTF)は、110万kW級のPWRを同一高さ及び体積比1/48で模擬し、小破断冷却材喪失事故や過渡事象時の熱水力応答を実規模圧力で総合的に模擬する試験装置である。またAP600に代表される次世代型炉をも良く模擬することができる。ROSA-V計画では、3次燃料集合体を使用したLSTFで89回の実験を実施し、2001年6月以降、新たに設置した4次燃料集合体を使用して5回の実験を行った。ROSA-V計画は、設計基準事故を超える事故を対象としたアクシデントマネジメント策の有効性確認をはじめ、将来型原子炉の新型安全系の有効性確認の実験、また非均一で多次元の熱流動現象を予測する計算コードやモデルの検証・開発に資する個別効果実験を実施してきた。本報は、3次及び4次燃料集合体を整備したLSTFの詳細情報を示し、実験計画立案と実験結果の解析に役立てるものである。

報告書

ROSA-IV Large Scale Test Facility(LSTF) system description for second simulated fuel assembly

ROSA-IVグループ

JAERI-M 90-176, 341 Pages, 1990/10

JAERI-M-90-176.pdf:8.38MB

ROSA-IV計画では、大型非定常試験装置(LSTF)を用いてPWR小破断冷却材喪失事故及び運転時の異常過渡に関する総合実験を行っている。本装置では、PWRの炉心を電気ヒータ(模擬燃料集合体)により模擬しているが、1988年装置完成以来使用してきた第1次模擬燃料体を交換し、1988年12月15日に行われたSB-CL-20実験から、第2次模擬燃料集合体の使用を開始した。また、模擬燃料体の交換とあわせて、数々の部分的な装置改造を行なった。本報は、第2次模擬燃料体使用開始時点におけるLSTFに関する最新の情報を提供し、実験結果の解析に役立てることを目的としている。

論文

数理計画問題記述簡易言語(PDL/MP)とその処理システム

藤井 実; 斎藤 博一*; 横川 三津夫; 佐藤 治; 安川 茂

情報処理学会論文誌, 27(9), p.880 - 891, 1986/00

線形計画問題,混合整数計画問題等の線形の数理計画問題は,計算機の高速化とアルゴリズムの改良により、一部の大規模問題を除いて、ほとんどの問題がわずかな計算時間で解けるようになっている。しかし、多くのユーザは、数理計画問題を簡単に記述できる言語がないため、計算機への入力データ作成に多大な時間を費やしている。このため、筆者らは、科学計算型の極めて簡単な数理計画問題記述言語PDL/MPを開発した。この言語は、数理計画問題を数式に近い形で記述できるため、言語の習得,問題の記述,修正が極めて短時間にできる。PDL/MPの処理システムは、PDL/MPで記述された問題を解釈し、世界中で幅広く使われているMPS系ソフトウェアの入力データを自動作成する。本論文では、PDL/MPの概要,処理システム,適用例について記述する。

論文

国内原子力レポートの構成要素と記載事項

楢本 みよ子; 成井 惠子

ドクメンテーション研究, 15(11), p.571 - 582, 1985/00

原子力関係分野においての重要な文献情報であるレポートの日本発行分についての、二次情報処理に必要な書誌事項および主題事項の整備の程度を調査した。調査項目は、1984年9月に策定されたSIST-09:科学技術レポートの様式によって、構成要素と記載事項の二面から選定して、65コードについての具備率を集計した。書誌事項は分散はしているもののかなりよく備わっていたが、主題事項は具備率の低いものが多く、この実態に即して、二次情報処理の担当者としての考察と意見をまとめた。

報告書

System Description for ROSA-IV; Two-Phase Flow Test Facility(TPTF)

中村 秀夫; 田中 貢; 田坂 完二; 小泉 安郎; 村田 秀男

JAERI-M 83-042, 102 Pages, 1983/03

JAERI-M-83-042.pdf:2.23MB

軽水炉の二相流現象を解明するための分離効果実験装置であるTPTF(小型定常二相流試験装置)の概要と計測についてまとめたものである。本稿の内容は、実験データの理解および解析のため不可欠である。TPTFでは、加圧水型原子炉での流体条件を実現するため、330$$^{circ}$$Cおよび約130気圧の高温高圧条件に耐えうるように主要機器、配管が設計してある。実験データ収録は高温高圧条件下において、水と蒸気を別々の専用ポンプにて試験部混合器に送り、試験部で必要な定常二相流条件を達成した後に行なわれる。試験の主パラメータは、圧力(30~120気圧)、クオリティ(0.0~1.0)、水または蒸気単相および二相流流量(120気圧、垂直試験部で、水210~8400kg/h、蒸気210~8400kg/h)、模擬炉心出力(0~81.7w/cm$$^{2}$$)である。

報告書

ROSA-III System Description

安濃田 良成; 田坂 完二; 鈴木 光弘; 小泉 安郎; 斯波 正誼

JAERI-M 9243, 88 Pages, 1980/12

JAERI-M-9243.pdf:2.98MB

この資料は、沸騰水型原子炉の冷却材喪失事故の模擬実験であるROSA-III計画の実験解析を行うさいに必要な基本的な情報、即ちROSA-III装置の概要と計測についてまとめたものである。

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