〔309〕軽水炉における冷却材喪失事故時の安全性〔P.L. Riffenhouse, Nucl. Safety, 1971-9/10,Vol. 12,No. 5,p. 487〜495,図5,表2〕

スポンサーリンク

概要

• 論文の詳細を見る
• 一般社団法人日本機械学会の論文
• 1973-04-00

著者

• 中井 靖

  三菱原子力工業会社

関連論文

• 11・2 原子動力・原子炉 : 11.動力
• 11・2 原子動力・原子炉 : 11.動力
• 11・2 原子動力・原子炉 : 11. 動力
• 〔475〕加圧水形原子炉内のトリチウムの分布〔P. Jauho and L. Mattila, Nucl. Tecnol., 1972-12,Vol. 16,No. 3,p. 472〜478,図5,表1〕
• 〔474〕新形沸騰水形原子炉の設計〔A.P. Bray and others, Int. Nncl. Indust. Fair, 1972-10,Tech. Meeting, No. 2/4,p. 1〜15,図6,表4〕
• 〔444〕Hartlepool Heyshamプラント用コンクリート原子炉容器, 〔R.-E.D.Burrow, Int.Nucl.Indust.Fair, 1972-10,Tech.Meeting, No.3/7,p.1〜17,図9〕
• 〔443〕外部へのもれのない重水炉用弁, 〔L.Parodi and G.Ghia, Int.Nucl.Indust.Fair, 1972-10,Tech.Meeting, No.4/9,p.1〜15,図7〕
• 〔442〕PWR加圧器用高熱流束電気ヒータ, 〔B.Nael, Int.Nucl.Indust.Fair, 1972-10,Tech.Meeting, No.1/17,p.1〜8,図2〕
• 〔441〕多重格納容器, 〔J.T.Dunn, Int.Nucl.Indust.Fair, 1972-10,Tech.Meeting, No.1/11,p.1〜19,図11〕
• 〔440〕イギリスBNDC社の設計による高温ガス炉, 〔A.J.Toyce and J.D.Thorn, Int.Nucl.Indust.Fair, 1972-10,Tech.Meeting, No.3/1,p.1〜16,図4〕
• 〔439〕Gundremmingen原子力プラントの5年間の運転経験, 〔D.G.Bridenbaugh, R.L.Turner and others, Int.Nucl.Indust.Fair, 1972-10,Tech.Meeting, No.2/1,p.1〜20,図14〕
• 〔438〕重水炉MZFRの5年間にわたる運転経験, 〔U.Fischer, Int.Nucl.Indust.Fair, 1972-10,Tech.Meeting, No.4/3,p.1〜9,図3,表1〕
• 〔437〕Pickering原子力プラントの運転経験, 〔E.P.Horton, Int.Nucl.Indust.Fair, 1972-10,Tech.Meeting, No.4/5,p.1〜15,図2,表4〕
• 〔436〕PWRの炉内構造物の設計改良, 〔J.Finn, Int.Nucl.Indust.Fair, 1972-10,Tech.Meeting, No.1/12,p.1〜16,図8〕
• 〔435〕新しい形式のコールドトラップ, 〔P.Roy and L.E.Pohl, Reactor Tech., 1972-3,Vol.13,No.3,p.284〜288,図3〕
• 〔379〕高温ガス炉用 He ガスタービン〔D. Schmidt, Kerntechn., 1972-10,Bd. 14,Ht. 10,S. 452〜454〕
• 〔378〕軽水炉用ポンプ〔G.R. Webster, Nucl. Engng. Int., 1971-12,Vol. 6,No. 188,p. 993〜1011,図8,表2〕
• 〔377〕1971年ラスベガスでのトリチウムシンポジウム〔C.T. Barton and others, Nucl. Safety, 1972-5,6,Vol. 13,No. 3,p. 225〜235,表1〕
• 〔376〕PWR プラントの配置〔T.L. Erion, Int. Nucl. Indust. Fair, 1972-10,Tech. Meeting, No. 1/3,p. 1〜17,図7〕
• 〔374〕ドイツのPWRプラントの経験〔W. Brawn and R. Sparhuber, Int. Nucl. Indust. Fair, 1972-10,Tech. Meeting, No. 1/4,p. 1〜12〕
• 〔311〕軽水炉格納容器の真空ブレーカ〔E.G. Beasley and L.W. Lan, ANS 1972 Annual Meeting, Las Vegas, 1972-6,Vol. 15,No. 1,p. 395,図1,表1〕
• 〔300〕GE社設計の高速原形炉〔L.F. Fidrych and others, ANS 1972 Annual Meeting, Las Vegas, 1972-6,Vol. 15,No. 1,p. 394〜395,図1,表1〕
• 〔298〕Na弁の凍結シールのせん断応力〔J.R. Folkrod, ANS 1972 Annual Meeting, Las Vegas, 1972-6,Vol. 15,No. 1,p. 236〜237〕
• 〔287〕Na中のオンラインH_2計〔R.E. Witkowski and E. Berkey, ANS 1972 Annual Meeting, Las Vegas, 1972-6,Vol. 15,No. 1,p. 234,図1〕
• 〔286〕Naループ中のIの挙動〔M.H. Cooper and others, ANS 1972 Annual Meeting, Las Vegas, 1972-6,Vol. 15,No. 1,p. 232〜233,図1,表1〕
• 〔285〕Naエアロゾル用トラップの設計〔P. Barton, ANS 1972 Annual Meeting, Las Vegas, 1972-6,Vol. 15,No. 1,p. 337,図1〕
• 〔312〕西ヨーロッパの放射性廃棄物調査〔Nucl. Engng. Int., 1972-4,Vol. 17,No. 191,p. 296〜298,表5〕
• 〔373〕原子燃料被覆管の製作〔J. Draysey, Nucl. Engng. Int, . 1972-12,Vol. 17,No. 199,p. 1003〜1006,図5〕
• 〔372〕高速実験炉 FFTF 用ステンレス鋼燃料被覆管〔J.C. Tverlurg, Nucl. Engng. Int., 1972-12,Vol. 17,No. 199,p. 1001〜1003,図3〕
• 〔313〕Kr, Xeの除去〔G.W. Keilhaltz, Nucl. Safety, 1971-11/12,Vol. 12,No. 6,p. 591〜599,図2,表2〕
• 〔310〕使用済燃料輸送容器の設計〔J.W. Langhaar, Nucl. Safety, 1971-11/12,Vol. 12,No. 6,p. 553〜561,図2,表1〕
• 〔309〕軽水炉における冷却材喪失事故時の安全性〔P.L. Riffenhouse, Nucl. Safety, 1971-9/10,Vol. 12,No. 5,p. 487〜495,図5,表2〕
• 〔306〕Westinghouse社の高速炉開発〔J.J. Tayler and R.G. Hobson, Faire Internationale des Industries Nucleaires, Bassel, 1972-10,Tech. Meeting, No. 7/2,p. 1〜26,図15,表3〕
• 〔305〕ソ連の高速炉開発〔E.E. Kintner and J.J. Tayler. ANS Conference on Nuclear Power for Tomorrow, Atlantic City, 1972-8,Vol. 15,No. 2,p. 12〜13〕
• 〔302〕Westinghouse社設計の高速原形炉〔W.M. Jacabi, Westinghouse Engr., 1971-11,Vol. 31,No. 6,p. 180〜187,図6,表1〕
• 〔299〕原子炉容器の供用中検査〔R.W. Nichols, B. Watkins, and H. Jackson, Int. Nucl. Indust. Fair, Bassel, 1972-10,Tech. Meeting, No. 9/13,p. 1〜11,図6〕
• 〔288〕高速炉設計と性能に対するスウェリングとクリープの影響〔P.R. Hueboffer, Reactor Technology, 1972-2-Summer, Vol. 15,No. 2,p. 156〜183,図19,表2〕
• 〔284〕燃料集合体の熱流れ試験装置ATLAS〔B. Matzner and F.A. Sehraub, Nucl.Engng.Int., 1972-7,Vol. 17,No. 194,p. 556〜559,図6,表1〕
• 〔164〕高速実験炉FFTFの高温構造設計基準〔M.T. Jakub and R.A. Moev, 1st Int. Conf. Struct. Mech. in Reactor Technol., 1971-9,No. L^, p. 1〜42,図20,表1〕
• 〔163〕フランスにおける燃料再処理の経験〔J. Mamelle, Nucl. Engng., 1972-9,Vol. 17,No. 196,p. 701〜710〕

もっと見る 閉じる

スポンサーリンク