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1.

図書

図書
安成弘著
出版情報: 東京 : 東京大学出版会, 1980.3  234p ; 22cm
シリーズ名: 原子力工学シリーズ ; 10
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2.

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東工大
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図書
東工大
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ジームス・J.ドゥデルスタット, ルイス・J.ハミルトン著 ; 成田正邦, 藤田文行共訳
出版情報: 東京 : 現代工学社, 1980.4-1981.1  2冊 ; 23cm
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原著序文 ⅰ
訳者のまえがき ⅳ
第1部 原子炉理論の初等概念
 第1章 原子力発電入門 (3)
   I 核分裂原子炉 4
   Ⅱ 原子力技術者の役割 7
   Ⅲ この本の構成 7
 第2章 核分裂連鎖反応の物理 (11)
   I 原子核反応 13
    A 放射性崩壊 13
    B 原子核の衝突反応 15
     1 ミクロ断面積 17
     2 マクロ断面積 20
    C 中性子-原子核反応断面積の性質 24
     1 中性子-原子核相互作用の機構 24
     2 中性子反応断面積の定量的議論 25
     (a)放射捕獲 25
     (b)核分裂 28
     (c)散乱 29
      ⅰ)非弾性散乱 29
      ⅱ)共鳴弾性散乱 29
      ⅲ)ポテンシャル散乱 30
     (d)全中性子断面積 30
     3 核データセット 33
    D 断面積の概念の一般化 35
     1 微分散乱断面積 35
     2 静止した原子核による中性子散乱の運動学 39
     3 原子核運動の効果 44
     (a)熱平均反応率 45
     (b)断面積の共鳴におけるドップラー効果 47
     (c)上方散乱を伴う場合の微分散乱断面積 52
   Ⅱ 核分裂53
    A 核分裂の物理 53
    B 核分裂断面積上 58
    C 核分裂反応 60
    D 核分裂燃料 67
 第3章 核分裂連鎖反応と原子炉―入門 (72)
   I 増倍率と臨界性 72
    A 増倍率 72
    B 連鎖反応の簡単な解析 75
    C kの計算 : 四因子公式1 76
    D 転換と増殖 84
   Ⅱ 動力用原子炉入門 87
    A 原子力発電所 87
    B 原子力蒸気供給システム(NSSS)・・ 90
    C 炉心 92
   Ⅲ 原子炉設計 96
    A 原子力技術者の設計における一般的な役割 96
    B 簡単なまと め98
第2部 原子炉の1群拡散モデル
 第4章 中性子輸送理論の概要 (103)
   I 種々の概念の導入104
    A 中性子密度と中性子束 104
    B 角中性子密度と角中性子流 106
   Ⅱ 中性子輸送方程式 110
   Ⅲ 輸送方程式の直接数値解法 117
    A 角度変数の離散化 119
    B エネルギー変数の取り扱い方 121
    C 空間および時間変数の取り扱い方 122
    D 離散化方程式の解 122
   Ⅳ 拡散近似 123
    A 中性子連続の式 123
    B 中性子輸送方程式の一般的な簡略化 127
     1 単速近似 127
     2 等方中性子源と等方散乱 127
     3 他の簡単化 128
     4 完全吸収体内での中性子輸送128
    C 単速拡散方程式 132
    D エネルギー依存拡散方程式137
    E 中性子拡散理論の境界条件 139
     1 中性子束に対する一般的な数学条件 139
     2 境界面における境界条件 139
     3 真空境界条件 141
 第5章 1群拡散理論 (145)
   I 1群拡散方程式 146
    A 拡散方程式の導出 146
    B 初期条件と境界条件 149
     1 真空境界 149
     2 境界面(物質の不連続性) 150
     3 他の種類の境界条件 151
    C 1群拡散モデルの要約 152
   Ⅱ 非増倍体系での中性子の拡散 153
    A 拡散方程式の初等的な解法 154
     1 無限媒質中の平面中性子源 154
     2 無限媒質中の点中性子源 156
     3 有限平板体系 158
     4 一般的な拡散の問題 162
     (a)グリーン関数法 164
     (b)定数変化法 165
     (c)固有関数展開法 166
    B 中性子拡散方程式の数値解法 172
     1 はじめに 172
     2 1次元拡散問題に対する差分方程式の導出 174
     3 3点差分方程式の解法 178
     4 多次元差分方程式の導出 180
     5 多次元差分方程式の反復解法 183
     6 ノード法 189
   Ⅲ 原子炉の1群拡散理論 191
    A はじめに 191
    B 核分裂中性子源 193
    C 時間依存の「平板」原子炉 194
     1 一般解 194
     2 長時間経過後の振舞 197
     3 臨界条件 198
    D 一般的な裸の原子炉の臨界条件 201
    E 反射体付原子炉 208
   Ⅳ 原子炉の臨界計算 211
    A はじめに 211
    B 臨界の数値計算法 212
    C 中性子源外挿法 216
   V 摂動論 216
 第6章 原子炉の動特性 (225)
   I 1点炉動特性モデル 226
    A 動特性における遅発中性子の重要性 226
    B 1点炉動特性方程式の導出 228
    C 1点炉動特性モデルの限界 230
   Ⅱ 1点炉動特性方程式の解 233
    A 遅発中性子1組近似の解233
    B 逆時間方程式 235
    C 逆解析法(Inverse method) 239
     1 周期的出力変動 240
     2 正の出力過渡変化後の反応度 240
     3 ランプ状の反応度挿入 241
    D 近似解 241
     1 遅発中性子生成率が一定である近似 241
     2 即発跳躍近似(prompt Jump approximation) 242
     3 小振幅近似(線形近似) 243
    E 1点炉動特性方程式応用上の一般的注意 246
   Ⅲ 反応度フィードバックと原子炉ダイナミックス 248
    A フィードバックの数学的モデル 248
    B 温度フィードバック モデル 250
     1 反応度の温度係数 250
     2 反応度の出力係数 252
    C フィードバックのある原子炉の伝達関数 254
     1 閉ループ伝達関数 254
     2 正弦波状反応度に対する応答 256
     3 線形安定解析 257
     4 非線形1点炉動特性 258
     5 安定解析に対する注意 259
   Ⅳ 動特性パラメータと反応度測定実験 259
    A 反応度の静的測定 260
     1 中性子増倍率の測定(逆増倍法) 260
     2 燃料置換法 260
    B 反応度の動的測定 261
     1 漸近ペリオド法 261
     2 制御棒落下法 261
     3 中性子源引き抜き法 262
     4 制御棒オシレータ法 262
     5 パルス中性子法 263
    C 炉雑音解析 264
     1 相互相関法 265
     2 自己相関法 267
   V 空間依存動特性 267
付録 271
   A 有用な核データ 271
   B 代表的原子力発電所のデータ 276
   C この本で使用するSI単位系と慣用単位 278
演習問題 279
索引 289
原著序文 ⅰ
訳者のまえがき ⅳ
第1部 原子炉理論の初等概念
3.

図書

東工大
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図書
東工大
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E.E.ルイス著 ; 成田正邦 [ほか] 訳
出版情報: 東京 : 現代工学社, 1985.7-1986.8  2冊 ; 23cm
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7章 冷却材の過渡現象
   7.1 まえがき 1
   7.2 流体力学モデル 3
    7.2.1 質量と機械エネルギー保存の式 3
    7.2.2 圧力降下の関係式 7
    7.2.3 キルヒホッフの法則 12
   7.3 部分的流量故障 14
    7.3.1 流れの閉塞 14
    7.3.2 冷却材ループの故障 18
   7.4 流量喪失事故 24
    7.4.1 流量渦渡変化 24
    7.4.2 冷却材温度過渡変化 28
    7.4.3 自然対流冷却 29
   7.5 熱シンク喪失 32
    7.5.1 温度過渡変化 32
    7.5.2 圧力過渡変化 37
    7.5.3 起因事象 41
   演習問題 46
8章 冷却材喪失事故
   8.1 はじめに 49
   8.2 1次冷却系統の健全性 50
    8.2.1 鋼製原子炉容器 51
    8.2.2 1次系配管 60
    8.2.3 プレストレスト・コンクリート製容器 64
   8.3 液体金属冷却型原子炉 68
    8.3.1 1次系からの漏洩 69
    8.3.2 崩壊熱除去 71
   8.4 ガス冷却型原子炉 74
    8.4.1 減圧過渡変化 70
    8.4.2 冷却材流量過渡変化 79
    8.4.3 非常炉心冷却 81
   8.5 水冷却型原子炉 83
    8.5.1 ブローダウソのモデル化 84
    8.5.2 減圧過渡変化 95
    8.5.3 非常炉心冷却 100
   演習問題 107
9章 事故時の格納施設
   9.1 はじめに 109
   9.2 格納容器加圧 112
    9.2.1 乾式格納容器 112
    9.2.2 減圧システム 117
    9.2.3 ナトリウム火災 120
    9.2.4 格納容器からの漏洩 125
   9.3 爆発的エネルギー放出 130
    9.3.1 起因事象のメカニズム 131
    9.3.2 燃料蒸気の膨張 135
    9.3.3 ナトリウム蒸気の膨張 139
    9.3.4 構造物・機器類の応答 143
   9.4 炉心溶融 148
    9.4.1 ナトリウム冷却炉 150
    9.4.2 水冷却炉 153
    9.4.3 ガス冷却炉 156
    9.4.4 格納容器貫通 157
    9.4.5 炉心保持装置 158
   9.5 立地起因事故 161
    9.5.1 自然災害および人為災害からの防護 161
    9.5.2 地震の特性 165
    9.5.3 原子力プラントの地震動応答 173
   演習問題 181
10章 放射性物質の放出
   10.1 はじめに 183
   10.2 1次系内の核分裂生成物の挙動 184
    10.2.1 冷却材喪失事故 185
    10.2.2 核的エクスカーション 190
    10.2.3 ガス冷却炉 193
   10.3 格納容器からの放出 195
    10.3.1 放射性物質の収支方程式 196
    10.3.2 自然の除去過程 199
    10.3.3 工学的除去系 201.
    10.3.4 多領域格納容器 205
   10.4 放射性物質の大気中拡散 206
    10.4.1 大気を媒介しない放射線被曝 207
    10.4.2 理想大気中の拡散 209
    10.4.3 実際の大気中拡散 211
   10.5 放射線の影響 218
    10.5.1 線量評価 219
    10.5.2 放射線の人体への影響 226
    10.5.3 放射線影響の評価 230
   演習問題 239
参考文献 241
付録
   D 原子炉安全性研究(WASH-1400)に使われた線量算出データ 254
   E ベッセル関数 263
   F 単位換算表 266
   G TMI-2号炉事故の概要 269
索引 289
7章 冷却材の過渡現象
   7.1 まえがき 1
   7.2 流体力学モデル 3
4.

図書

図書
ジョレス・A. メドベージェフ著 ; 梅林宏道訳
出版情報: 東京 : 技術と人間, 1982.7  286p ; 20cm
所蔵情報: loading…
5.

図書

図書
「応用機械工学」編集部編
出版情報: 東京 : 大河出版, 1980.6  250p ; 21cm
所蔵情報: loading…
6.

図書

図書
W.マーシャル編 ; 住田健二監訳
出版情報: 東京 : 筑摩書房, 1986  2冊 ; 22cm
シリーズ名: 原子力の技術 / W.マーシャル編 ; 1-2
所蔵情報: loading…
7.

図書

図書
矢川元基, 一宮正和共著
出版情報: 東京 : 培風館, 1989.7  239p ; 22cm
所蔵情報: loading…
8.

図書

図書
Editor, Folker H. Wittmann
出版情報: Balkema, 1987
所蔵情報: loading…
9.

図書

東工大
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図書
東工大
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H.W.グレイブス著 ; 三神尚,関本博訳
出版情報: 東京 : 現代工学社, 1983.10  337p ; 24cm
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第1部 -序説
第1章 原子力発電所の系統と機器 2
   1.1エネルギー変換の諸段階 2
   1.2原子力蒸気供給システムの型式 3
   1.3代表的なPWR原子力蒸気供給システム 8
   1.4原子炉の炉心 13
   原子炉構成要素の機能的説明 13
   原子炉構成要素の物理的説明 16
第2章 核燃料サイクル 22
   2.1燃料サイクルの型式 23
   ワンスースルーサイクル 23
   再濃縮サイクル 25
   炉心-ブランケット燃料サイクル 26
   2.2上流側燃料サイクル活動 26
   ウランの採鉱と初期段階での処理 27
   同位体分離 28
   燃料成型加工 33
   2.3下流側燃料サイクル活動 35
   使用済燃料の貯蔵と輸送 35
   使用済燃料の再処理 37
   高放射性廃棄物の処理 39
   2.4燃料サイクルの術語 40
   演習問題 41
第3章 原子炉の設計と燃料装荷の必要事項 43
   3.1設計基準 43
   技術設計書 44
   3.2経済評価 45
   処理費 45
   減損費 46
   インベントリ費 46
   3.3原子炉性能の評価 48
   燃料運転限界 48
   ピーク対平均線出力密度 49
   原子炉冷却材の条件 49
   3.4原子炉燃料格子の最適化 50
   減速材/燃料比 50
   燃料棒直径 53
   燃料濃縮度 54
   種々の効果の要約 55
   3.5要約 56
   演習問題 57
第2部 核設計の解析
第4章 原子炉解析のための解析モデル 60
   4.1中性子拡散理論 62
   4.2反応率と反応率比 64
   4.3多群定数の作成 67
   燃料形状の取り扱い 69
   均質取り扱い 70
   非均質セル取り扱い 71
   共鳴領域の取り扱い 71
   4.4少数群定数 73
   4.5群定数の増分の評価79
   4.6解析手順 82
   演習問題 84
第5章 反応度制御要求 88
   5.1反応度制御要求 88
   温度欠損 89
   出力欠損 90
   平衡核分裂生成毒物 90
   燃焼 91
   スクラム要求 91
   他の効果 91
   5.2反応度制御の方法 92
   5.3可動制御棒 93
   熱中性子価値 95
   熱外中性子価値 95
   吸収材減少効果 96
   制御棒の性能に関係する他の要因 97
   制御棒価値の評価 98
   5.4化学的粗調整制御 102
   毒物の出し入れ 103
   反応度の過渡変化の制御 104
   5.5可燃性毒物 108
   均質可燃性毒物 108
   非均質可燃性毒物 110
   5.6反応度制御管理 112
   出力分布に及ぼす制御棒効果 113
   微分及び積分制御棒価値に対する制限 118
   演習問題 120
第6章 原子炉出力分布の評価 124
   6.1少数群拡散理論 125
   6.2中性子束シンセシス 127
   6.3粗メッシュ計算法 130
   修正1群理論 130
   有限要素法 131
   ノード法 131
   6.4 2群ノード法 132
   ノード方程式の導出 133
   相互作用ノードの選択 136
   結合係数の評価 138
   6.5燃料以外の要素での出力 142
   演習問題 144
第7章 燃焼解析 146
   7.1核種変化基礎方程式 147
   238U変換連鎖 149
   232Th変換連鎖 153
   7.2核分裂生成物毒作用 155
   1次核分裂生成物 158
   2次核分裂生成物 160
   核分裂生成物による出力過渡変動 162
   7.3燃料管理への適用 163
   演習問題 164
第3部出力生成能力の評価
第8章 核燃料設計と運転制限 168
   8.1燃料被ふく管の力学的性質 169
   降伏強さ 170
   クリープ速度 172
   疲労強度 173
   被ふく管応力の発生源 174
   8.2酸化ウランの性能特性 175
   熱変形とペレットのひび割れ 175
   燃料の焼きしまり 177
   燃料のスエリングと核分裂生成ガスの放出 177
   8.3燃料設計パラメータの選択 180
   被ふく管の厚さ 180
   ペレット-被ふく管間げき 182
   ペレットの幾何形状 183
   燃料不純物の規格 183
   8.4燃料性能に対する負荷変動の影響 184
   8.5燃料集合体の設計基準 187
   8.6要約 187
   演習問題 188
第9章 燃料棒の熱設計 190
   9.1燃料から被ふく管への熱伝達 190
   燃料中の熱伝達 191
   燃料の熱伝導度 194
   燃料-被ふく管ギャップコンダクタンス 196
   被ふく管温度降下 196
   9.2水冷却原子炉での被ふく管表面からの冷却材への熱伝達 198
   強制対流熱伝達 200
   核沸騰熱伝達 202
   冷却材のエンタルピとクオリティ 203
   限界熱流束 204
   限界熱流束に対する流動様式の影響 206
   演習問題 208
第10章 原子炉の熱水力解析 212
   10.1 単相流の圧力降下の計算 212
   摩擦損失 214
   形状損失 214
   10.2 2相流の圧力降下 219
   冷却材のスリップ比とボイド率 219
   加速圧力損失 221
   2相摩擦圧力降下 223
   2相流における形状損失 224
   10.3単一流路の熱解析 225
   水冷却炉での軸方向温度分布 228
   10.4出力と冷却材ボイドの空間的な相互作用 230
   10.5ホットチャネル(熱水路)熱解析 233
   燃料集合体中の出力ピーキング 233
   冷却材流量が一様でない効果 234
   サブチャネルの熱水力解析 235
   ホットチャネル係数(熱水路係数) 236
   燃料集合体の寸法許容値 237
   10.6過渡変化時の性能解析 238
   演習問題 239
第4部核燃料管理の解析
第11章 原子力の経済評価 244
   11.1エネルギー費の構成 244
   112資金の時間的価値 246
   複式利子 247
   倍入資金の返済 247
   発電所建設期間における利子 250
   資本の利益率 251
   11.3エネルギー費に対する設備資本の寄与 252
   発電所資本費の構成成分 252
   年間エネルギー発生 254
   11.4運転費と保守費 257
   115エネルギー費に対する核燃料サイクルの寄与 258
   核燃料サイクル操作 258
   燃料サイクル投資一時間図表 263
   エネルギー費の燃料サイクル成分 266
   燃料費の細目 267
   演習問題 269
第12章炉心燃料管理 272
   12.1燃料装荷変数と制限 273
   12.2燃料取替え率の決定 275
   一様減損率 276
   非一様な減損率の場合 280
   燃料交換停止時間 281
   平衡サイクル 281
   12.3サイクル間の結合効果 282
   12.4燃料および制御棒配置計画 284
   一様出力密度となるような燃料装荷 285
   Ha1ingの原理 286
   その他の燃料配置・制御棒計画 289
   12.5原子炉のサィクル延長(ストレッチ-アウト)運転 290
   出力コーストダウン 290
   減速材密度の増加 291
   演習問題 292
第13章 動力炉におけるプルトニウムの利用 295
   13.1燃料の有効利用-転換と増殖 297
   13.2熱中性子炉におけるプルトニウムのリサイクル 299
   混合酸化物燃料集合体の成型加工 301
   混合酸化物燃料の核的性質 302
   13.3 高速増殖炉 306
   増殖比と増殖利得 306
   核分裂性物質の倍増時間 308
   高速増殖炉燃料設計の特性 309
   演習問題 311
付録
   A核データ 315
   B代表的LWR2群定数 317
   C代表的原子動力炉のデータ 318
   使用単位 321
索引 323
第1部 -序説
第1章 原子力発電所の系統と機器 2
   1.1エネルギー変換の諸段階 2
10.

図書

図書
市川富士夫著
出版情報: 東京 : リベルタ出版, 1989.10  182p ; 19cm
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