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報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-PV-07; 1% Pressure vessel top break LOCA with accident management actions and gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2018-003, 60 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2018-003.pdf:3.68MB

LSTFを用いた実験(実験番号:SB-PV-07)が2005年6月9日に行われた。SB-PV-07実験では、PWRの1%圧力容器頂部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高圧注入(HPI)系の全故障と蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。実験では、上部ヘッドに形成される水位が破断流量に影響を与えることを見出した。一番目のアクシデントマネジメント(AM)策として、手動による両ループのHPI系から低温側配管への冷却材の注入を炉心出口最高温度が623Kに到達した時点で開始した。炉心出口温度の応答が遅くかつ緩慢であるため、燃料棒表面温度は大きく上昇した。AM策に従い、炉心水位が回復して炉心はクエンチした。また、二番目のAM策として、両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁開放によるSG二次側減圧を一次系圧力が4MPaに低下した時点で開始したが、SG二次側圧力が一次系圧力に低下するまで一次系減圧に対して有効とならなかった。ACCタンクから窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。本報告書は、SB-PV-07実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-HL-12; 1% Hot leg break LOCA with SG depressurization and gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2015-022, 58 Pages, 2016/01

JAEA-Data-Code-2015-022.pdf:3.31MB

LSTFを用いた実験(実験番号: SB-HL-12)が1998年2月24日に行われた。SB-HL-12実験では、PWRの1%高温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクからの非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)逃し弁全開による減圧を燃料棒表面最高温度が600Kに到達直後に開始した。一回目のボイルオフによる炉心露出に起因したAM策開始後、一次系圧力は低下したため、炉心二相混合水位は上昇し、燃料棒表面温度は635Kまでの上昇にとどまった。低温側配管内でのACC水と蒸気の凝縮に誘発されたループシールクリアリング(LSC)前に、二回目のボイルオフによる炉心露出が生じた。LSC後速やかに炉心水位は回復し、燃料棒表面温度は696Kまでの上昇にとどまった。窒素ガスの流入開始後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。SG伝熱管でのリフラックス凝縮時に、三回目のボイルオフによる炉心露出が生じ、燃料棒表面最高温度が908Kを超えた。本報告書は、SB-HL-12実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

報告書

ピン・イン・ブロック型高温ガス炉の燃料棒からの事故時核分裂生成物追加放出量計算コードHTFP

野本 恭信; 相原 純; 中川 繁昭; 井坂 和義; 大橋 弘史

JAEA-Data/Code 2015-008, 39 Pages, 2015/06

JAEA-Data-Code-2015-008.pdf:10.32MB

HTFPコードは、高温ガス炉の事故時において、炉心温度変化によりピン・イン・ブロック型の炉心燃料から追加放出される核分裂生成物(FP)の放出量を計算するための計算コードである。本計算コードは、高温ガス炉の事故発生時の炉心温度履歴を入力とし、燃料棒を構成する燃料コンパクト、並びに、黒鉛スリーブからの放出率を求め、放出過程でのFPの崩壊を考慮してその放出率を解析する。本稿では、HTFPコードの概要及び入力データを説明すると共に、高温工学試験研究炉の設計に使用されたHTCOREコードと同じ条件を用いてHTFPコードの検証計算を行い、解析結果を比較した。その結果、HTFPコードの解析結果は、HTCOREコードの解析結果とよく一致し、HTFPコードがHTCOREコードと同等の計算機能を有することを確認した。

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-CL-32; 1% cold leg break LOCA with SG depressurization and no gas inflow

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2014-021, 59 Pages, 2014/11

JAEA-Data-Code-2014-021.pdf:5.16MB

LSTFを用いた実験(実験番号: SB-CL-32)が1996年5月28日に行われた。SB-CL-32実験では、PWRの1%低温側配管小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入系(ACC)タンクから非凝縮性ガスが流入しないと仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両ループの蒸気発生器(SG)二次側減圧を破断後10分に一次系減圧率200K/hを目標として開始した。AM策開始後、SG二次側圧力の低下にしたがって一次系圧力は低下した。クロスオーバーレグの下降流側水位の低下とともに、ボイルオフによる炉心露出が開始した。一回目のループシールクリアリング(LSC)後速やかに炉心水位は回復し、模擬燃料棒表面温度は669Kまで上昇した。一次系減圧にしたがい低温側配管内でのACC水上の蒸気凝縮に誘発された二回目のLSC前に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。二回目のLSC後速やかに炉心水位は回復し、観測された燃料棒表面最高温度は772Kであった。ACC隔離後、低圧注入系の注水による継続的な炉心冷却を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-CL-32実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

論文

渦中心軸方向流速の分布を有する渦モデルの開発と検証

伊藤 啓; 江連 俊樹; 大島 宏之

日本機械学会論文集(インターネット), 80(818), p.FE0299_1 - FE0299_9, 2014/10

高速炉において、ガス巻込みや液中渦キャビテーションを生じる可能性のある渦流れの評価が重要である。本研究では、渦中心軸方向流速の分布を有する新しい渦モデルを提案する。検証計算として新たな渦モデルを用いて基礎実験の評価を行った結果、実験結果とよく一致する流速分布と気液界面形状が得られた。また、Burgers渦モデルを用いた評価に関しては、一様な軸方向流速の仮定を用いる場合は正しい評価結果が得られないが、渦中心近傍の実効的な軸方向流速を用いることで精度の良い評価結果が得られることを確認した。

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:38.8(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。

報告書

Experimental study on secondary depressurization action for PWR vessel bottom small break LOCA with HPI failure and gas inflow (ROSA-V/LSTF test SB-PV-03)

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

JAERI-Research 2005-014, 170 Pages, 2005/06

JAERI-Research-2005-014.pdf:7.64MB

大型非定常試験装置(LSTF)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(SBLOCA)模擬実験を実施し、高圧注入系(HPI)不作動時に重要なアクシデント・マネージメント(AM)策の炉心冷却効果を調べた。LSTFはウェスティングハウス社の4ループPWR(3423MWt)を実高,容積比1/48で模擬する装置である。この実験(SB-PV-03)では、PWRコールドレグ0.2%破断に相当する原子炉容器底部計装管10本破断を模擬し、HPIの不作動と蓄圧注入系(AIS)からの非凝縮性ガス流入を想定し、定率-55K/hでの2次系減圧と30分間の補助給水(AFW)作動を運転員のAM操作として実施した。その結果、これらのAM操作はAIS注入終了圧力1.6MPaまでは1次系減圧に効果的であったが、その後、非凝縮性ガスが流入したため減圧効果は低下した。このため低圧注入系(LPI)の作動開始が遅れ、破断口では水流出が継続していたので全炉心露出に至った。本報ではこれらの熱流動現象に加え、1次系保有水量の推移及びAM操作と関連づけた炉心加熱挙動、1・2次系間の熱伝達及び1次系ループへの非凝縮性ガス流入等に関する解析結果について述べる。

論文

高温ガス炉ガスタービン発電システム(GTHTR300)の核熱流動設計

中田 哲夫*; 片西 昌司; 高田 昌二; Yan, X.; 國富 一彦

日本原子力学会和文論文誌, 2(4), p.478 - 489, 2003/12

GTHTR300は、熱出力600MWtの安全性の高いブロック型高温ガス炉と約46%の高い熱効率を持つガスタービンシステムを組み合わせた簡素で経済性に優れた発電システムである。本報告では、核熱流動設計の特長と最新の成果を報告する。GTHTR300の炉心は、高性能燃料の適用とサンドイッチシャッフリング燃料交換方式の採用を通じて、わずか1種類の燃料のみで、(1)取り出し平均燃焼度12万MWd/t,(2)燃料炉内滞在時間1460日で稼働率90%以上、など厳しい所期の目標をすべて満足できた。これにより高性能で経済性の高い炉心を構成できることが確認できた。さらに制御棒操作方法を改善して、同一スタンドパイプ内にある制御棒1対の引き抜き価値を0.2%$$Delta$$k以下に抑え、最高出力密度をほぼ13W/cm$$^{3}$$以下、燃料最高温度1400$$^{circ}$$C以下として安全裕度の増加に寄与できることを確認した。

論文

水冷却型試験・研究炉の炉心冠水維持装置サイフォンブレーク弁の性能評価法

桜井 文雄; 熊田 博明; 神永 文人*

日本原子力学会誌, 42(4), p.325 - 333, 2000/04

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

本研究においては、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持装置としての性能を評価するためのプログラムを開発し、その試験・研究炉への適用性を実験的に検討した。本プログラムにおいては、サイフォンブレーク弁から吸入された空気と1次冷却水が配管内において完全に分離するとした気液完全分離モデルを採用した。本モデルにより、サイフォンブレーク弁の炉心冠水維持性能は確実に評価できることを検証した。また、非常に流出流量が大きい1次冷却系配管破損事故における冷却水流出事象を精度良く解析するためには、空気の巻き込みを伴う渦(air-entraining vortex)の発生を考慮する必要があることが明らかとなった。

論文

Analysis of WITCH/LINER experiments on heat transfer between gas-agitated steel melt and vertical wall

丸山 結; 杉本 純

Journal of Nuclear Science and Technology, 36(10), p.914 - 922, 1999/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:70.01(Nuclear Science & Technology)

気体流入による攪拌を伴う溶融鋼と垂直壁との熱伝達特性を明らかにするため、WITCH/LINER実験の解析を実施した。溶融鋼の固化を考慮した一次元熱伝導数値解析により、気体攪拌を伴う流体を対象とした熱伝達相関式の評価を試みた。Konsetovの熱伝達相関式を改良し、解析に適用した。解析結果と実験との比較から、改良したKonsetovの熱伝達相関式を用いることにより、WITCH/LINER実験において観測された熱伝達特性を妥当な範囲で再現できること、及びこの熱伝達相関式が気体攪拌を伴う低プラントル数流体と垂直壁との熱伝達に適用され得ることが示唆された。

論文

Conceptual design of a 50-MW severe-accident-free HTR and the related test program of the HTTR

國富 一彦; 橘 幸男; 七種 明雄; 沢 和弘; L.M.Lidsky*

Nuclear Technology, 123(3), p.245 - 258, 1998/09

 被引用回数:4 パーセンタイル:59.81(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデントフリー型高温ガス炉(SFHTR)は、次世代高温ガス炉の原型炉として設計したものであり、その優れた固有の安全性と長い燃料サイクルに特徴を有している。その優れた固有の安全性の多くは高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた試験により実証され、SFHTRそのものの試験によっても実証される。優れた安全性と設計上の工夫により、燃料は冷却材の完全喪失事故や制御棒の飛び出し事故においても、その破損制限温度を超えることはない。したがって、SFHTRのシビアアクシデントの発生確率は従来炉より少なくとも2桁は低くすることができた。また、炉心設計においては、可燃物毒物の特別な配置により、燃料サイクルは16年、燃焼度は120GWd/Tを超えるようにすることができた。熱利用系としては、ガスタービン発電と海水淡水化の組み合わせを考え、発電量23.5MWe、発電効率47%、淡水製造量40t/hが可能であることを明らかにした。本論文は、熱出力50MWの小型のSFHTRの安全設計、安全評価、炉心設計について示すとともに、SFHTRのためのHTTRを用いた試験と開発計画について示す。

論文

Weapon-grade plutonium burning with HTRs

山根 剛; 山下 清信; 藤本 望

New approaches to the nuclear fuel cycles and related disposal schemes, 1, p.267 - 277, 1998/00

兵器級のプルトニウムを高温ガス炉で燃やす際の炉心核特性等について概括し、これまで報告されているシステムの設計研究例のレビューをもとに、炉物理的な観点での現状と今後の課題についてまとめた。特に重要な課題として、Pu装荷炉心では反応度温度係数が正になる可能性の問題を取り上げ、その原因と核設計上の対処方法について解説した。またPuの処理効率については、リサイクルなしのワンス・スルーサイクルで、初期装荷兵器級Pu量に対してPu-239で90%以上を消滅できることが報告されている。これは高温ガス炉の炉心が中性子経済に優れ、高性能の被覆粒子燃料を用いているため、高燃焼度の達成が可能であることに起因している。今後の課題として、Pu燃料を用いた積分実験は炉物理計算法及びデータの検証にとって有益であり、可能ならば高温領域、高燃焼度模擬条件下での温度依存の炉心パラメータの測定が望まれる。

報告書

CORCON-Mod3 analysis of SURC experiments on molten core concrete interaction

J.Yan*; 丸山 結; 杉本 純

JAERI-Tech 95-052, 27 Pages, 1995/12

JAERI-Tech-95-052.pdf:1.32MB

CORCON-Mod3コードを用いて、サンディア国立研究所で行われた溶融炉心コンクリート相互作用に関するSURC実験の解析を実施した。本解析ではCORCON-Mod3で新たに採用されたモデルを適宜使用した。熱的履歴、気体の発生及びエアロゾルの生成について、実験結果と解析結果の詳細な比較を行った。CORCONはコンクリートの溶融侵食、溶融物の温度等の熱的履歴を比較的良く再現した。気体の発生及び発生気体の組成については、解析と実験とに大きな差が生じることがあることが判明した。発生エアロゾルの濃度の比較では解析が実測値と一桁程度まで過大に評価した。FP模擬物であるBa、La及びCeの放出に関する解析と実験結果との差は一桁以内であったが、Moの放出量はCORCONによりかなり過小に評価された。

論文

炉内構造物実証試験部(HENDEL-T$$_{2}$$)による高温工学試験研究炉(HTTR)炉床部の冷却特性試験と解析

井岡 郁夫; 稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 國富 一彦; 宮本 喜晟

日本原子力学会誌, 37(3), p.217 - 227, 1995/00

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.61(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部金属構造物の健全性を実証するため、HTTR炉床部を模擬したほぼ同寸法の炉内構造物実証試験部を用いて冷却特性試験を実施した。HTTRの運転条件を模擬した試験を行い、炉床部の温度分布が円周方向でほぼ均一であること、金属構造物の温度が設計値を下回ること、炉床部からの熱損失がほぼ無視できることを確認した。また、高温プレナム内外差圧を増加させた場合、炉床部のすき間を流れる漏洩低温Heガス量は増加するが、炉床部の円周方向温度分布にはほとんど影響がないことを確認した。炉床部の詳細な温度分布を把握するため、解析コードを開発し、炉床部に異常な高温部がないことを示した。また、HTTR運転末期においても、炉床部金属構造物の温度は設計値を下回り、その健全性が維持されることを示した。

論文

Core-level electronic structures of rare-gas atoms implanted in transition metals studied by XPS and XAES

馬場 祐治; 山本 博之; 佐々木 貞吉

Surface Science, 287-288, p.806 - 810, 1993/00

 被引用回数:10 パーセンタイル:46.49(Chemistry, Physical)

X線光電子分光法やオージェ電子分光法等において観測される内殻軌道のエネルギーシフト(化学シフト)は、化学結合の形成による内殻軌道のポテンシャルシフト(始状態シフト)と内殻イオン化にともなう軌道電子の再配列の結果生じるエネルギー緩和(終状態シフト)の2つの要因で起こる。本研究では後者の軌道エネルギー緩和の効果を調べるため、遷移金属中に捕捉された希ガス原子の内殻光電子スペクトル、オージェ電子スペクトルのエネルギーシフトを種々の系について解析した。その結果、希ガス原子の内殻イオン化過程における軌道緩和エネルギーは、気相や表面吸着した希ガス原子に比べはるかに大きいことを見出した。また軌道エネルギー緩和の要因となる内殻正孔の遮蔽は、主として母体遷移金属のd電子により引き起こされること、希ガスの原子半径が大きいほど軌道緩和エネルギーが増大すること等を明らかにした。

論文

3d遷移金属に注入された希ガス原子(Ne,Ar,Kr,Xe)の内殻光電子分光

馬場 祐治; 山本 博之; 佐々木 貞吉

表面科学, 13(7), p.421 - 427, 1992/09

3d系列の遷移金属に注入された希ガス原子(Ne,Ar,Kr,Xe)の内殻イオン化過程を光電子分光法により調べた。注入された希ガス原子の内殻軌道イオン化にともなう原子外緩和エネルギーは、母体金属のd電子数とともに増大する。金属中のXeの原子外緩和エネルギーの大きさは、金属表面に吸着した単層及び多層のXeの値より、むしろ母体金属自身の固相-気相間の緩和エネルギー差に近い。これらの事実は、金属中の希ガス原子のイオン化により生成した正孔が、母体金属のd電子により遮蔽されることを示している。また、同一の母体金属(Ti)の場合、原子外緩和エネルギーの大きさは、希ガス原子の原子番号の順(Ne$$rightarrow$$Ar$$rightarrow$$Kr$$rightarrow$$Xe)に増大する。これは希ガスの原子半径が大きいほど、周辺金属の相互作用が大きく、d電子による正孔遮蔽効果が大きくなることから説明できる。

論文

Thermal-hydraulic characteristics of coolant in the core bottom structure of the High-Temperature Engineering Test Reactor

稲垣 嘉之; 國富 一彦; 宮本 喜晟; 井岡 郁夫*; 鈴木 邦彦*

Nuclear Technology, 99, p.90 - 103, 1992/07

 被引用回数:7 パーセンタイル:41.13(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部における冷却材の混合及び流動特性を把握するため、HTTR炉床部の実寸大モデルであるHENDEL炉内構造物実証試験部(T$$_{2}$$試験部)を用いた混合実験と3次元熱流体解析コードSTREAM($$kappa$$-$$varepsilon$$2方程式乱流モデル)による解析を行った。実験は、中心1領域又は周辺2領域のヘリウムガス温度を他領域のヘリウムガス温度よりも高く設定し、高温プレナム及び出口管内での温度分布を測定した。その結果、ヘリウムガスは炉床部及び出口管内でよく混合され、HTTRの下流に設置された中間熱交換器等は、ホットストリークの影響をほとんど受けないことを確認した。解析結果は、高温プレナム及び出口管内の温度分布を定性的及び定量的によく再現しており、解析コードの有用性を確認した。

報告書

高温工学試験研究炉・炉心支持黒鉛構造設計方針における設計用データの解説

石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策

JAERI-M 91-154, 39 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-154.pdf:0.73MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心支持黒鉛構造物用として使用される材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)、原子炉級準等方性黒鉛(PGX黒鉛)及びASR-ORB炭素であり、現在までこれらの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心支持黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心支持黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。

報告書

高温工学試験研究炉・炉心黒鉛構造設計方針における設計用データの解説

石原 正博; 伊与久 達夫; 豊田 純二*; 佐藤 貞夫; 塩沢 周策

JAERI-M 91-153, 51 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-153.pdf:1.0MB

高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料体、制御棒案内ブロック等の炉心黒鉛構造物用として使用する黒鉛材料は、原子炉級微粒等方性黒鉛(IG-110黒鉛)であり、現在までこの材料に対する引張強度、圧縮強度、縦弾性係数、熱膨張係数等のデータを、照射特性も含め精力的に取得してきた。これまでの取得データに基づいて、HTTRの「炉心黒鉛構造設計方針」で設計用データを規定している。本報告は、HTTRの炉心黒鉛構造物用の材料に対する設計用データとその設定方法について解説したものである。

論文

高温ガス炉炉床部におけるホットストリークの評価; HENDELによる炉床部内の冷却材の混合試験

稲垣 嘉之; 鈴木 邦彦; 井岡 郁夫*; 國富 一彦; 宮本 喜晟

日本機械学会論文集,B, 57(542), p.3520 - 3525, 1991/10

高温工学試験研究炉(HTTR)の炉床部における冷却材の混合及び流動特性を把握するため、HTTR炉床部の実寸大モデルであるHENDEL炉内構造物実証試験部(T$$_{2}$$試験部)による混合実験と3次元熱流体解析コードSTREAM(k-$$varepsilon$$乱流モデル)による解析を行なった。実験は、炉心の中心1領域又は周辺2領域を加熱した場合について行い、高温プレナム及び出口管内の温度分布について解析結果と比較検討した。中心領域を加熱した場合は、高温プレナム内で冷却材が十分に混合され、出口管内でホットストリークは生じていない。また、周辺領域を加熱した場合は、高温プレナム内での混合が不十分でホットストリークが生じるが、出口管内での混合により、中間熱交換器等はホットストリークの影響をほとんど受けないことを確認した。解析結果は、高温プレナム及び出口管内の温度分布を定性的及び定量的によく再現しており、解析コードの有用性を確認した。

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