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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
2.

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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
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