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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。
田中 利幸; 馬場 治; 塩沢 周策; 大久保 実; 上林 有一郎
JAERI-Conf 96-010, 0, p.97 - 104, 1996/07
高温工学試験研究炉(HTTR)の建設の現状、試験計画について述べる。建設の現状として、炉心工事、反応度制御設備の据え付け、高温配管工事、機能試験の概要等について述べる。また試験計画として、核熱利用試験、安全性実証試験、高温ガス炉技術高度化の観点からの材料・燃料照射試験、先端的基礎研究のための高温照射試験の検討内容について述べる。
上林 有一郎
JAERI-M 8462, 63 Pages, 1979/09
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。
上林 有一郎
JAERI-M 8461, 25 Pages, 1979/09
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ついて述べ、このモデルにもとづき、プラズマ柱の位置制御特性と比例制御系の諸パラメーターとの関係について、JT-60の設計値を用いて数値的解析を行った。
上林 有一郎
JAERI-M 6508, 114 Pages, 1976/04
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。
上林 有一郎; 原 昌雄
JAERI-M 6292, 45 Pages, 1975/11
トロイダル-プラズマ柱の7k平方向変位に関する動特性解析モデル、および、このモデルにもとづき開発した周波数応答解析コード「FLIC」と時間応答解析シミュレーターについて述べ、合せて、これらを使用しての解析例をも示した。
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
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。
上林 有一郎
JAERI-M 4544, 40 Pages, 1971/08
原子炉炉心の核的応答と熱的応答は、フィードバック効果を通じて密接に関連しており、動特性解析に際しては、フィードバック反応度の導入精度を高めることが肝要である。そこで出力過渡時における燃料棒内の温度分布の変動にもとずくフィードバック反応度効果の吟味検討を目的とした単一流路空間依存炉心動特性解析コード(RANRAN)を開発した。ここでは出力変動は点状近似式を用いて解析しているが、フィードバック反応度については、空間依存を考慮した詳細な導入も可能である。従って詳細な燃料棒温度分布解析と相まって、出力過渡時における温度分布の変動が、どの程度、フィードバック反応度に影響を与え、炉心の核的及び熱的応答特性に、いかなる相違をもたらしているかという問題について、数値実験を行い、吟味検討を加えるに際しては、このコードは有効な手段となり得るものと思う。
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
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。
石川 迪夫; 久家 靖史; 上林 有一郎; 竹内 栄次*; 大西 信秋
日本原子力学会誌, 13(6), p.318 - 329, 1971/00
広く知られているように,軽水型動力炉の核的暴走事故の際の原子炉固有の反応度補償効果のうちDop-pier効果の占める割合はきわめて大きく,減速材の温度係数とボイド係数による反応度補償効果は,酸化ウラン燃料体から冷却材への伝熱の時間遅れのために急激な出力変化に対しては間に合わないものとされていた。
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
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。
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; 柚原 俊一; et al.
JAERI 1023, 120 Pages, 1962/09
JRR-2原子炉は、1956年11月米国AMF社と契約を結び、1958年4月より建設工事に着手した。建設工事期間には、ほかの報告に見られるように、種々の問題があり、据付組立が完了したのは1959年12月末であった。その後引続き、制御系,冷却系の機能試験が行われた。これはそれらの試験の報告である。
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
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。
JRR-2臨界実験グループ; 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 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は110n/cmsecである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。