電中研における革新的小型原子炉の研究開発 (特集 革新的原子炉開発の国際動向)
スポンサーリンク
概要
著者
関連論文
- III. 核分裂工学
- ナトリウム冷却小型高速炉4Sの炉心湾曲に伴う反応度評価
- ナトリウム冷却小型高速炉4Sにおける局所事故の解析的評価--冷却材流路の部分閉塞を対象とした予備評価
- 2639 ナトリウム冷却小型高速炉4Sの炉心冷却評価 : スタック機能喪失時のRVACS性能の検討(S57-3 原子炉システムおよびその要素技術(3),S57 原子炉システムおよびその要素技術)
- ナトリウム冷却小型高速炉4Sの炉心冷却評価--スタック機能喪失時のRVACS性能の検討
- 3530 溶融アルミニウム滴のナトリウムプール中での変形・破砕機構(S49-4 流動,原子炉用機器(3),S49 原子炉システムおよびその要素技術)
- 3510 1万kWe超小型高速炉(4S炉)の受動安全特性(S49-1 安全,材料,原子炉用機器,S49 原子炉システムおよびその要素技術)
- 高速増殖原型炉「もんじゅ」過渡試験を対象としたプラント動特性解析コードCERESの検証--定常運転ならびに原子炉トリップ運転に対する検証--電中研・核燃料サイクル開発機構共同研究報告書
- 燃料無交換密封型ナトリウム冷却小型高速炉(4S)概念
- 2223 反射体制御方式ナトリウム冷却小型高速炉の概念(その 1:炉心、原子炉概念)
- 第4世代原子炉とアメリカの原子力エネルギー開発プログラム
- 徹底分析 大・小型に原子炉開発二極化--ICONE-10にみる海外事情
- 電中研における革新的小型原子炉の研究開発 (特集 革新的原子炉開発の国際動向)
- 1万kWeナトリウム冷却小型高速炉(4S)概念と熱流動特性(NP3 新型炉技術)
- 2224 反射体制御方式ナトリウム冷却小型高速炉の概念(その 2:プラント概念)
- E218 プラント動特性解析コードCERESの検証 : 小型高速炉を対象としたSAS4A/SASSYS-1コードとの比較(原子力技術開発の概観と小型炉,OS8 軽水炉・新型炉・核燃料サイクル)
- 3213 リスクインフォームド ISI の日本における適用可能性と今後の方向性
- 高速炉用燃料ピンバンドル詳細変形解析システムの開発
- 溶融金属のナトリウムプール中での変形・破砕挙動に関する研究
- 金属燃料FBRの炉心損傷時安全性評価(2)溶融燃料と冷却材の相互作用に及ぼす流体力学的影響の検討
- 金属燃料FBRの炉心損傷時安全性評価--溶融燃料と冷却材の熱的相互作用および燃料排出に関する検討
- 2230 ENHS(重金属冷却小型炉)の熱流動特性
- 2次系削除タンク型FBR「ARES」における冷却系流路構成の改良
- 水リーク事故発生頻度に着目したFBR用二重管SGの信頼性
- 金属燃料炉心の炉心損傷時再臨界性評価--起因過程解析による大型炉心の評価
- 金属燃料FBRの炉心損傷解析コードの開発と冷却材ボイド反応度制限の評価
- 多目的小型高速炉とは何か--新しい概念の原子力エネルギー利用に挑戦する (特設 注目の小型発電システムを見る)
- 溶融金属とナトリウムの液-液直接接触時の機械的相互作用の解明--溶融金属初期温度の影響
- 金属燃料炉心におけるATWS起因の燃料破損の解析的評価
- 2次系削除タンク型FBR「ARES」のプラント熱流動特性(2)事故時過渡特性
- FBR炉容器直接冷却崩壊熱除去系の適用性評価
- 自然循環BWR安定性に関する最適評価コードTRACEの適用性
- 最適評価コードTRACEの流動振動現象への適用性 : 自然循環BWRのフラッシング誘起密度波振動現象を対象とした検証