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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1
10
n/cm
sec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。
井上 静雄; 白石 淳也; 井手 俊介; 諫山 明彦; 松永 剛; 武智 学
no journal, ,
簡約化された単一流体方程式系に基づく磁気島シミュレーションコードAEOLUS-ITを用いて、トカマクプラズマにおいて磁気島が誤差磁場に捕捉される現象(Mode Locking)のシミュレーションを行った。外部コイル電流を周期振動させることで磁気島は回転し、Mode Lockingから解放されることが分かった。また、誤差磁場からの解放は外部コイルの周波数と振幅によることが分かり、両者への依存性を明らかにした。本発表では、これらのMode Lockingの能動制御手法の構築について報告する。
白石 淳也; 本多 充; 林 伸彦; 相羽 信行; 藤間 光徳; 松山 顕之; 内藤 磨; 宮田 良明; 井上 静雄; 成田 絵美; et al.
no journal, ,
原子力機構はITERプラズマモデリングに関して様々な研究分野に貢献してきた。そのなかでも、原子力機構における最近の統合モデリング活動について報告する。統合モデリングは、ITERのような自律的で複雑な挙動を示すプラズマのシミュレーションには必要不可欠である。原子力機構では統合モデリングコードTOPICSを開発してきた。TOPICSは、その予測正確性を高めるために様々な物理モデルを導入し、ITERプラズマに対する知見を与えてきた。最近では、ITERにおけるトロイダル回転の予測シミュレーションに成功した。TOPICSを3次元平衡コードVMEC及び3次元ドリフト運動論方程式ソルバーFORTEC-3Dと結合することにより、NTV及び径方向電場を計算すうことに成功し、その結果回転を自己無撞着に計算した。もう一つの成果としてITERにおいてペレット入射によるELMペーシングの定量的評価に成功した。TOPICSに新しいペレットモデルを導入し、MHD安定性コードMARG2Dと結合することでELMペーシングのシミュレーションに成功した。
井上 静雄; 白石 淳也; 井手 俊介; 松永 剛; 諫山 明彦; 武智 学
no journal, ,
簡約化された単一流体方程式系に基づく磁気島シミュレーションコードAEOLUS-ITを用いて、トカマクプラズマにおいて磁気島が誤差磁場に捕捉される現象(Mode Locking)のシミュレーションを行った。外部コイル電流を周期振動させることで磁気島は回転し、Mode Lockingから解放されることが分かった。また、Mode Lockingの磁気レイノルズ数に対する依存性とその背景の物理機構を明らかにした。本発表では、これらのMode Lockingの能動制御手法と磁気レイノルズ数に対する依存性について報告する。
井上 静雄; 白石 淳也; 井手 俊介; 松永 剛; 諫山 明彦; 武智 学
no journal, ,
単一流体方程式系に基づく磁気島シミュレーションコードAEOLUS-ITを用いて、トカマクプラズマ中の誤差磁場に対する磁気島の捕捉現象(Mode Locking)のシミュレーションを行った。これまでの研究により、外部コイルが磁気島を誤差磁場から解放し磁気島の成長を抑えることがわかっていた。本研究では外部コイルによる安定化効果の研究を進め、外部コイルがプラズマ自身により遮蔽され、その遮蔽の性質が理論的予測とよく一致することを確かめた。本発表ではこれらの性質に加え、安定化のための最適な外部コイルの周波数帯についても議論する。
