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2000年12月)小林 英男; 鈴木 徹; 千葉 正彦; 佐藤 光弘; 川崎 雅史; 平沢 正*; 大内 勇一*
JNC TN8440 2001-005, 33 Pages, 2001/02
JNC-TN8440-2001-005.pdf:1.24MB
プルトニウム燃料センターにおいて、プルトニウム・ウラン同位体分析および濃度分析のために、4台の質量分析装置を使用している。それらの装置の管理のために、試料分析の都度プルトニウム・ウランの標準試料を測定しており、それらのデータを評価した結果、質量分析における分析誤差は、保障措置分析に関する国際目標値を十分満足するとともに、従来法からトータルエバポレーション法に変更したことにより、特にプルトニウム同位体分析において顕著にランダム誤差が改善されたことが確認できた。
丹羽 元; 栗坂 健一; 栗原 国寿*; 藤田 朋子
JNC TN9400 2000-043, 23 Pages, 2000/03
軽水炉と同等かそれ以上の安全性を確保し、受動安全等の活用によって、安心感の持てる高速増殖炉概念を構築することが実用化戦略調査研究における安全性の目標である。上記目標を達成するため、IAEAの国際原子力安全諮問グループが作成した原子力発電所のための基本安全原則の意味を考察し、安心感の獲得を考慮に入れて、炉心損傷の発生を防止する観点から具体的目標を設定した。さらに、炉心安全性については軽水炉との比較において高速炉の特徴を考慮することにより炉心損傷時の再臨界排除を具体的目標として設定した。再臨界排除方策の検討のために、多様な炉心における炉心損傷時の再臨界特性についてのマップを作成することによって、炉心損傷時の再臨界の可能性を簡易評価する手法を整備した。そして、ナトリウム冷却式、混合酸化物燃料型高速増殖炉について、有望な再臨界排除方策を提案した。それらを対象として燃料流出挙動の予備解析を行い、内部ダクト付き集合体の流出機能の有効性を確認するとともに炉心性能への影響の小さい方策として提案した軸ブランケット一部削除概念も有望であるとの結論を得た。
高嶋 秀樹; 叶野 豊; 江森 修一; 進藤 勝利
JNC TN9410 2000-001, 20 Pages, 1999/12
JNC-TN9410-2000-001.pdf:1.84MB
高速実験炉「常陽」では、平成10年2月24日から平成11年6月28日の期間にかけて、第12回定期検査が実施された。本定期検査は、当初予定されていた作業に安全対策等の工事作業が加わり3ヶ月程度期間が延長されている。期間中の被ばく管理については、予想総被ばく線量当量約407人・mSvに対して実績被ばく線量当量は263.92人・mSvであった。これらのことを含め、今回の定期検査は適切な放射線作業計画の基に行われたことが確認できた。本報告書は、第12回定期検査で行った被ばく管理結果について、これまでの定期検査の実績を基にとりまとめた。
石川 信行; 鈴木 勝男
日本原子力学会誌, 41(9), p.937 - 945, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)2自由度制御は、制御系の外乱除去性能などを規定するフィードバック特性と目標値に対する応答特性(目標値応答特性)をそれぞれ独立に設定できる利点をもつため、制御性能の向上を図る際にしばしば用いられる。しかし、モデルマッチング法などの一般的な方法により制御系を設計すると、制御器の次数が高くなる。そこで、本論文では2自由度制御系の低次元設計法として、分母系列表現のパデ近似による方法を提案する。そして、この方法により設計した制御器を原子炉の出力制御に適用した場合の制御特性を、原子炉動特性モデルを用いた数値シミュレーションにより評価する。適用例において、提案手法で設計した制御系が通常のモデルマッチング法で設計されるものと同等の応答特性を示すことを確認した。
石川 信行; 鈴木 勝男
JAERI-Research 96-048, 50 Pages, 1996/09
JAERI-Research-96-048.pdf:1.22MB
本稿では原子炉出力制御の目標値応答特性及びロバスト性の向上を図るために、2自由度制御器を適用した制御系の有効性を数値シミュレーションにより示した。2自由度制御器はフィードフォワード要素とフィードバック要素から構成する。フィードフォファード要素は標準2次系で与えられた目標値規範モデルを実現するようにモデルマッチング法で設計し、フィードバック要素は制御系にロバスト性をもたせるため、混合感度問題をH
最適化アルゴリズムを解くことにより設計した。設計された2自由度制御系は規範モデルとして与えた目標値応答特性を実現し、外乱除去特性やロバスト性に関しても良好な特性を与えた。数値シミュレーションは設計された2自由度制御器をディジタル化して行った。制御周期を10[msec]以下にすればディジタル化により制御特性が劣化しないことを確認した。
峯尾 英章; 柳澤 宏司; 外池 幸太郎; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 村上 清信; 安田 直充*; 土尻 滋; 竹下 功
JAERI-Tech 96-027, 209 Pages, 1996/06
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の臨界実験施設の核物質計量管理のため、ホット運転前の1994年にプルトニウム溶液用計量槽2基を対象に、換排気運転下で貯槽校正を2回実施した。校正では、液位及び体積データ並びに密度差圧ディップチューブ間距離を取得した。液位及び体積の最大測定誤差は0.42mm及び0.1dm
と十分小さく、ディップチューブ間距離は再現性良く得られた。これら液位・体積データと初期校正時に得られた校正関数との比較を行った。さらに初期校正結果を含めた校正関数を新たに決定した。この校正関数とディップチューブ間距離の誤差評価を行い、バルク測定誤差を推定したところ、密度測定が可能な広い範囲の液位において、偶然誤差及び系統誤差が、国際目標値(偶然誤差0.3%、系統誤差0.2%)を十分満足できる見通しが得られた。
吉田 芳和; 飯嶋 敏哲
保健物理, 12(2), p.117 - 126, 1977/02
発電用軽水型原子炉施設の基本的設計段階における平常運転時の被曝線量の算出に必要な標準的な計算モデルとパラメータなどを定めることを主目的として、「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」
が、原子力委員会、原子炉安全技術専門部会で作成され、51年9月28日に原子力委員会で決定された。ここでは、評価指針作成の考え方と特長、被曝評価の経路と評価対象について述べるとともに、その要点を主として評価指針に付録されている解説を引用し紹介する。
