Construction of the HTTR and its testing program

田中 利幸; 馬場 治; 上林 有一郎; 塩沢 周策; 大久保 実

10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.811 - 818, 1996/10

高温工学試験研究炉(HTTR)の建設の進捗状況及び完成後の利用試験計画の概要について述べる。建設の進捗状況については、前回会議以降の主要機器の製作・据え付け、炉心工事、高温配管工事、機能試験の概要を述べる。また、試験計画については、核熱利用系の試験計画、ガスタービン発電技術の評価、安全性実証試験、燃料・材料照射試験、高温工学に関する先端的基礎研究について述べる。

Over-All Transfer Functions of a Position-Controlled JT-60 Plasma Column

上林 有一郎

JAERI-M 8462, 63 Pages, 1979/09

JAERI-M-8462.pdf:1.34MB

トカマク型プラズマ閉じ込め装置における位置制御されたプラズマ柱の応答解析モデルに言及した後、このモデルにもとづき外部制御系により位置制御されたJT-60プラズマ柱の周波数応答特性を求め、諸定数の伝達特性への影響について検討を加えた。

Frequency Characteristics of the Horizontal Motion of a JT-60 Plasma Column

上林 有一郎

JAERI-M 6508, 114 Pages, 1976/04

JAERI-M-6508.pdf:2.46MB

トカマク型プラズマ閉じ込め装置におけるプラズマ柱の水平方向変位に関する動特性モデルについて述べ、このモデルにもとずき、JT-60のプラズマ柱の水平方向変位に関する周波数特性を求め、コイル時定数等の相違によりもたらされる特性の相違に検討を加えた。

EUREKA; A Computer code for uranium-oxide fueled, water cooled reactor kinetic analysis

石川 迪夫; 久家 靖史; 大西 信秋; 竹内 栄次*; 上林 有一郎

JAERI 1235, 76 Pages, 1974/09

JAERI-1235.pdf:2.81MB

軽水炉の反応度事故、冷却材流量過度、冷却材温度等を解析しの対象とした動特性解析コードEUREKAについて述べた報告書である。本報は、解析モデル、計算式および酢値解法、EUREKAの妥当性を評価するために行なったSPERT-III、炉心の実験解析の検討結果およびインプット、アウトプトについて詳細に説明を加えた。なお、本報は先に報告したJAERIーmemo03592(公開)をその後の改良を加えて英文にしたものである。

軽水動力炉の動特性解析; 核熱水力結合動特性解析コードEUREKAによる解析

石川 迪夫; 久家 靖史; 上林 有一郎; 竹内 栄次*; 大西 信秋; 八田 洋*

JAERI 1201, 53 Pages, 1971/01

JAERI-1201.pdf:3.35MB

本報告書では、軽水型動力炉(PWR、BWR)についての事故につながるような急激な過渡現象の解析を、核熱水結合動特性解析コードEUREKAを用いてパラメトリックにおこない、実験と対比されることによって、炉出力、冷却材温度、流量およびボイドなどがもつ過渡出力への影響を整理し解明した。EUREKAコードによるspert-III、E型炉心の解析結果は、全ての範囲で実験結果と実験誤差の範囲内で極めてよく一致し、EUREKAコードの妥当性が明確となった。同時に、断熱点状動特性モデルによる解析との比較をおこない、熱的フィードバックのもつ効果が過渡出力変化におよぼす影響を明確にした。これらの解析結果から熱的フィードバックのもつ効果が重要な意味をもつことが示されたので、冷却材温度、出力、流速、温度係数、および出力分布など熱的フィードバックに大きな影響をもつ因子についての解析をパラメトリックにおこない、これらの過渡出力におよぼす挙動を明らかにした。

JRR-2の第1次燃料と出力上昇

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.

JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09

JAERI-1027.pdf:4.76MB

1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。

JRR-2における水・ガスの処理と分析

JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.

JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08

JAERI-1024.pdf:5.66MB

この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。