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論文

Analytical representation for neutron streaming through slits in fusion reactor blanket by Monte Carlo calculation

佐藤 聡; 真木 紘一*

Fusion Engineering and Design, 65(4), p.501 - 524, 2003/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:49.89(Nuclear Science & Technology)

トカマク型DT核融合炉の代表的な設計例においてブランケットは、メンテナンスや製作性等の観点から多数のモジュールに分割されている。隣り合うモジュール間には幅数cmのスリットが存在する。スリットからの中性子ストリーミングにより真空容器再溶接部のヘリウム生成量や超伝導コイルの核発熱率や照射損傷等が増加し、基準値以上になる懸念がある。本研究では、スリット幅,ブランケットの厚さ及び組成,真空容器の厚さ及び組成,再溶接部のホウ素濃度をパラメータとした真空容器や超伝導コイルの核的応答に対する3次元モンテカルロ法による感度解析を行い、それらを関数としたスリットストリーミングに対する核的応答の簡易的な近似式を導出した。また導出した近似式を基に、遮蔽設計基準値を満足させるための遮蔽構造のガイドラインを明らかにした。

論文

Erratum; Analytic formula for fully relativistic Thomson scattering spectrum (Phys. Fluids B5, 4256,1993)

内藤 磨; 吉田 英俊; 的場 徹

Physics of Plasmas, 1(3), 806 Pages, 1994/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:79.31(Physics, Fluids & Plasmas)

本投稿はPhys.Fluids B、1993年11月号に掲載済の同名の論文に対する正誤表である。同論文では相対論的なトムソン散乱の厳密な表式を簡明な形で与えるとともに、大型トカマクにおけるデータ処理を高速高精度で行うための近似式を提供している。今回この近似式の一部に印刷上の誤りがあることが判明したので訂正を行うこととした。

論文

新しい$$gamma$$線減衰係数とビルドアップ係数; ANSI/ANS-6.4.3-1991標準データベース

播磨 良子*; 坂本 幸夫

Isotope News, 0(460), p.44 - 48, 1992/10

$$gamma$$線の遮蔽計算で広く用いられている点減衰核法における定数としての$$gamma$$線減衰係数とビルドアップ係数の見直しがTMI事故後米国原子力学会(ANS)で行なわれ、この度ANSI/ANSの標準データとして公開された。この標準データには原研で作成した重い元素の$$gamma$$線ビルドアップ係数データと全物質に対するGP近似式のフィッティングパラメータが採用されている。本報告では標準データベースに格納されているデータの内容を解説している。

報告書

高速実験炉「常陽」運転経験報告書; 原子炉容器内ナトリウム液位異常低下時における液位監視方法の確立

藤枝 清; 竹内 徹; 高津戸 裕司; 今井 勝友; 小澤 健二; 堀米 利元; 照沼 誠一

PNC TN9410 91-187, 41 Pages, 1991/07

PNC-TN9410-91-187.pdf:1.0MB

「常陽」の原子炉容器ナトリウム液面計は,安全保護系に組み込まれている3本の誘導式ナトリウム液面計で構成されている。その測定範囲は,1本が長尺型で通常液位に対して+350mm$$sim$$-1600mm,他の2本は,+ー350mmで,1次主配管の下部レベルまでカバー出来るが,-1600mm以下の原子炉容器内ナトリウム液位を監視する手段がなかった。 このため1次補助冷却系の吐出配管が原子炉容器最下部まで挿入されていることから,1次補助冷却系電磁ポンプの吐出圧力計の指示値を用いて原子炉容器内ナトリウム液位を求めることが出来ると判断し,原子炉容器内ナトリウム液位と1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力の関係を求める試験を実施した。試験の結果(1)1次補助冷却系を用いて燃料集合体上部までの原子炉容器内ナトリウム液位を推定することは,十分可能である。また,原子炉容器内ナトリウムドレン中の試験によって,原子炉容器内ナトリウムが47.5m3/hの速度で低下している過渡時においても,1次補助冷却系を用いて原子炉容器内ナトリウム液位の推定が可能であることを確認した。(2)1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力,ナトリウム循環流量およびナトリウム温度から,原子炉容器内ナトリウム液位を求める近似式を導出した。(3)測定データを基に多重回帰分析を行い,1次補助冷却系電磁ポンプ吐出圧力およびナトリウム循環流量から,原子炉容器内ナトリウム液位を推定出来るグラフを作成した。

論文

原子炉用黒鉛材料の熱膨張係数に関する研究

斎藤 保; 今井 久

炭素, (127), p.178 - 182, 1986/00

多結晶黒鉛の熱膨張係数を単結晶の値と各結晶子の配向性で表わし、前者の格子膨張係数に気孔による緩和を加えたモデルがある。そのモデルを10銘柄の原子炉用黒鉛について検討し、熱膨張係数の近似式を改良した。従来の式では、格子膨張係数が素材の熱膨張に寄与する割合、すなわち「緩和係数」が温度に依存しないと仮定している。しかし、室温から900$$^{circ}$$Cまでの実験結果ではこの仮定はなりたたず、緩和係数は温度とともに増加した。一方、新しく提案した近似式は、格子膨張係数の緩和率ではなく緩和量を一定としたもので、900$$^{circ}$$Cまでの全温度領域で実測値と一致した。

論文

離散時間モデル作成のための積分近似公式

島崎 潤也

計測自動制御学会論文集, 19(2), p.182 - 184, 1983/00

常微分方程式の初期値問題に対する数値斛法にはEuler法、Runge Kutta法に始まり種々の方法が利用できる。しかしこれらの方法は数値斛法斛としては有用であるが、制御問題等の離散時間モデルとしては利用できない。そこで制御問題等で使用できるいわゆる離散型状態方程式を導くことを目的として、1つの積分近似公式を導いた。求めた積分近似公式は近似次数により異なり、次数を上げることにより近似精度が向上すること、公式中の係数が指数関数の同次パデ近似と同じことを示した。また公式の応用例として、定係数線形状態方程式に対する離散時間モデル作成の方法を与え、さらに時間変数系と非線形系に対する処理方法を述べた。

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