第11章 安全性に関する研究開発 11.6 まとめ
スポンサーリンク
概要
- 論文の詳細を見る
- 1999-05-01
著者
-
前川 藤夫
日本原子力研究所核融合工学部核融合中性子工学研究室
-
関 泰
日本原子力研究所
-
前川 藤夫
日本原子力研究所 東海研究所
-
前川 藤夫
日本原子力研究所
-
関 泰
日本原子力研究所 那珂研究所
-
高瀬 和之
日本原子力研究開発機構
-
本多 琢郎
日立製作所エネルギー研究所
-
植田 脩三
日本原子力研究所
-
高瀬 和之
日本原子力研究所 東海研究所
-
高瀬 和之
日本原子力研究所
-
植田 脩三
日本原子力研究所 那珂研究所
-
栗原 良一
日本原子力研究所 那珂研究所
-
本多 琢郎
日立製作所電力・電機開発研究所
-
栗原 良一
日本原子力研究所
関連論文
- 総合討論
- 28aA30P ITERを模擬した中性子スペクトルにおける崩壊熱の測定(トカマク/炉設計・炉システム/新概念)
- E201 マイクロチャンネルのボイド率計測技術開発(OS-10 混相流動(2),一般講演,地球温暖化防止と動力エネルギー技術)
- 静電容量検出型電気式ボイド率計の実用化に関する実験的研究(多相(混相)系における新しい計測とシミュレーション)
- 数値的可視化手法によるレーザー溶融現象の定量評価について
- 真空容器内の放射化ダストの移行挙動の可視化
- IV. 工学R&Dの現状 11. 安全性に関する研究開発 11. 5 プラズマと対向機器過渡解析コード
- IV. 工学R&Dの現状 11. 安全性に関する研究開発 11. 4 ダスト除去システムの概念検討
- IV. 工学R&Dの現状 11. 安全性に関する研究開発 11. 3 冷却材侵入事象(ICE)実験
- IV. 工学R&Dの現状 11. 安全性に関する研究開発 11. 2 LOVA実験
- IV. 工学R&Dの現状 11. 安全性に関する研究開発 11. 1 我が国におけるITER安全R&D
- IV. 工学R&Dの現状 11. 安全性に関する研究開発
- 核融合炉の真空破断事象予備実験
- 10507 直管型蒸気発生器流動安定性評価手法の開発(産学における混相研究(2),OS.13 産学における混相研究)
- 分解修理簡素化を目指した核融合動力炉「DREAMトカマク」
- 核融合動力炉DREAM炉の概念設計--炉本体構造と遠隔保守
- 「モンテカルロ計算」夏季セミナー
- 連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Cおよび日本での対応
- 改良界面追跡法によるBWR炉心内流体混合現象の数値解析(多相(混相)系における新しい計測とシミュレーション)
- 大規模シミュレーションによる稠密炉心内気液二相流特性の解明, (IV) : 地球シミュレータを用いたTPFITコードの燃料集合体内大規模二相流解析
- 大規模シミュレーションによる稠密炉心内気液二相流特性の解明, (III) : 傾斜平板上液膜挙動の解析
- 第11章 安全性に関する研究開発 11.6 まとめ
- 第11章 安全性に関する研究開発 11.5 崩壊熱測定
- 第11章 安全性に関する研究開発 11.4 プラズマと対向機器過渡解析コード
- 第11章 安全性に関する研究開発 11.3 ダスト除去系概念構築と原理実証試験
- 第11章 安全性に関する研究開発 11.2 真空容器内伝熱流動事象予備実験とコード検証
- 第11章 安全性に関する研究開発 11.1 概要
- 炭化ケイ素系複合材料の力学的特性の評価
- 第11章 安全性に関する研究開発 (特集 ITER工学R&Dにおける成果)
- 軸方向切欠き付ハステロイX円筒体の内圧クリ-プ強度に関する研究
- 17. 動力 17.3 原子動力 17.3.3 外国における原子力発電 a. 軽水炉発電(機械工学年鑑 "JSME Year Book")
- 17. 動力 17.3 原子動力 17.3.1 概説(機械工学年鑑 "JSME Year Book")
- 17. 動力 17・2 原子動力 : 17・2・1 概説(機械工学年鑑 "JSME Year Book")
- 周方向貫通き裂付き原子力配管の延性破壊挙動に関する有限要素法解析
- オーステナイト系ステンレス鋼の高温衝撃引張試験 : SUS 304 鋼母材引張試験
- 2. 核融合炉における核設計( 中性子工学I)
- 核融合炉ブランケット構成のトリチウム増殖比への影響 (核融合新技術)
- 総合討論
- 401 核破砕ターゲット内の乱流挙動に関する数値的予備検討
- 環状流路反転部における流動拳動の数値的可視化
- 3.核融合熱流動安全性実験の現状(核融合施設における安全解析)
- 水平方向にズレのある二本の加熱水平円柱の自然対流の干渉効果
- B211 レーザー照射による材料溶接シミュレーションに関する予備的検討(固液相変化を伴う伝熱現象IV)
- モンテカルロセミナー実施報告 2000年7月〜2002年7月, 日本原子力研究所
- 核融合炉熱流動安全性における混相流問題
- 大規模シミュレーションによる稠密炉心内気液二相流特性の解明,(I) : 改良界面追跡法を用いた二相流直接数値解析手法の開発
- 24pYC-4 核変換研究における核データ
- 2.磁場核融合実用炉の設計(実用炉の成立と材料技術I)
- 安全性
- 周方向表面欠陥を有する 6inch口径ステンレス鋼製配管の不安定破壊試験
- 2. トカマク実験 : 第17回IAEA核融合エネルギー会議
- 5. 炉工学, ITER : 第17回IAEA核融合エネルギー会議
- 核融合炉システムの安全評価
- 15. 欧州におけるトカマク核融合炉設計 : SEAFP/SEAL (核融合エネルギーの社会的受容性と科学的見通し III)
- 7. 安全性 (核融合エネルギーの社会的受容性と科学的見通し II)
- 1.核融合施設における安全解析研究の現状(核融合施設における安全解析)
- 周方向表面き裂を有する配管の不安定破壊の簡易予測式
- 核融合炉の安全性と社会受容性 (特集 核融合研究)
- J-PARC 1MWパルス核破砕中性子源(多重ガンマ線測定を用いた放射化分析)
- 306 コールドスプレーおよびレーザー溶融による材料内部ひずみ分布(ひずみ・応力の非破壊評価,非破壊材料・強度評価の応用,オーガナイスドセッション3)
- ITER-7-工学設計(安全性,プラント)
- 核融合炉ニュ-トロニクスと計算法
- 218 ファイバーレーザー照射微細貴金属粉溶接による鉄鋼材表面内部残留ひずみ分布測定(内部ひずみ・内部応力,応力評価と材料強度,オーガナイスドセッション3)
- Current Status and Future in Development of JSNS
- 中性子源特性試験装置
- 中性子源JSNSの遮蔽計算 (中性子科学を支える基盤技術「中性子源から測定装置まで」)