多目的高温ガス炉の開発の動向

石川 寛; 青地 哲男; 原 昌雄

日本原子力学会誌, 25(12), p.971 - 978, 1983/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.25.971

これまで ほとんどの発電に向けられて来た原子力を、わが国のエネルギー需要の60~70%を占める非電力の分野にも導入しようとして、いま日本原子力研究所では多目的高温ガス炉の開発が進められている。そこで海外における高温ガス炉開発の経緯や動向をも含めて、その特徴、必要性、研究開発の状況ならびに熱利用系の考え方についてまとめた。

ナトリウム漏洩検出器の線照射 高温試験 付録

角田 恒巳*; 荒 克之*; 原 昌雄*

PNC TJ250 77-27VOL2, 26 Pages, 1977/05

PNC-TJ250-77-27VOL2.pdf:3.74MB

Na冷却型高速炉の構成機器ならびに配管等においてNaが漏洩した場合,この漏洩を早期に発見することは安全対策上非常に重要である。このため,原型炉「もんじゅ」一次冷却系に通電型のNa漏洩検出器(以下NLDと記す)を装着した場合を想定し,温度;550,線レベル;1.2106R/hr積算照射量;4.8109Rまでの線照射・高温試験を行なった。その方法,結果および検討などの詳細は別稿の「ナトリウム漏洩検出器および無機絶縁同軸ケーブルの線照射・高温試験:JAERI-memo7384 (受託報告書)」に記しており,これによれば供試NLDは上記の苛酷な条件のもとでも十分機能を果せ,「もんじゅ」一次系への装着が可能であることが判明した。しかしながら,高温にさらされたNLDの電極表面は酸化を防ぐために施したAuメッキ層が無くなっていること,また常温照射では青錆び状の析出物が現われるなど特異な問題も指摘されている。そこで,これらメッキ層の行方や表面腐蝕の問題を追求するため,電極機の表面および断面の材料分析および絶縁材料中への金属拡散などの追加確認試験を行なった。本付録は,これらの追加確認試験について方法,結果とその検討などを述べたものである。

沸騰水ループ制御系改良の試みから現実的な階層構成制御方式の提案; 原子炉プラント制御系への適用性への示唆

萬金 修一; 藤井 義雄; 原 昌雄

日本原子力学会誌, 18(6), p.380 - 392, 1976/06

https://doi.org/10.3327/jaesj.18.380

従来のP.I.Dサブループから構成されている既存の原子炉プラント制御系の制御性を改善する制御方式について提案する。この制御系は従来のサブループ制御系を第1レベルに、標準的な二次形式評価関数の最適線形レギュレータを第2レベルに持つ階層構造で構成する。設計手順は第1レベルのサブループ制御系と対象プラントをまとめて1つのシステムとし、このモデルを同定実験から得た後、線形最適レギュレータ理論を適用して第2レベル制御系を設計する。同定実験はB.W.Rプラントにその熱水力特性を類似して作られた炉外テストループで行なった。シミュレーションで制御性改善の検討を行った結果、この制御方式は厳密な最適制御系でないが、従来の1レベルだけの制御の場合の制御性を大幅に改善する事が判った。現在、原子炉プラントへの現代制御理論の適用は2・3の研究炉や実験炉で試みとして行われたにすぎず、これを実用化の域に引きあげるに際し、本制御方式の適用が極めて有効である。

トロイダル-プラズマ柱の水平変位動特性解析モデル

上林 有一郎; 原 昌雄

JAERI-M 6292, 45 Pages, 1975/11

JAERI-M-6292.pdf:1.1MB

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。

ハイブリッド計算機による分布定数系のシミュレーション法

島崎 潤也; 渡辺 光一; 原 昌雄

JAERI-M 5733, 56 Pages, 1974/06

JAERI-M-5733.pdf:2.22MB

分布定数系の動特性解析に関してハイブリッド計算機による基本的な解析方法を論じた。まず分布定数系の多点集中近似法とSCDT法について一般的に述べ、次にむだ時間要素を分布定数系としてとりあげ、単純なむだ時間系についてシミュレーションの扱い方を検討した。次に双曲型の偏微分方程式で表わされる分布系においてむだ時間系から単一流体の熱交換器さらに向流型の熱交換器についてそれらのハイブリッドシミュレーションの扱い方について詳しい考察を進め、許容できる精度内で演算を高速化するための工夫を示した。なおむだ時間系の基本的な問題やCSDT法とDSCT法の比較などは付録に載せた。

Application of the pseudo random binary signals to JRR-3 high power dynamics measurements

原 昌雄; 臼井 甫積; 藤井 義雄; NOBUHIDE SUDA*

Journal of Nuclear Science and Technology, 5(2), p.79 - 85, 1968/00

https://doi.org/10.3327/jnst.5.79

抄録なし

Analysis of Dynamic Characteristics of British Type Gas Cooled Reactors

三井田 純一; 原 昌雄; 須田 信英; 都甲 泰正; 望月 恵一

JAERI 1006-B, 55 Pages, 1959/12

JAERI-1006-B.pdf:2.18MB

英国型動力炉で燃料がある程度以上進むと、反応度の温度係数が正になることは、この型の原子炉の安全性に関して重要な問題である。正の温度係数をもつ原子炉の動特性についてアナログ計算機を用いてしらべた。コールダーホール発電所、日本原子力発電株式会社向の動力炉(英国GEC社設計)、ハンターストン発電所の3種の原子炉についてしらべた。(それぞれR-I、R-II、R-IIIと名付けた。R-Iについて簡単なモデルによって過渡特性をしらべたのち、R-II、R-IIIについて黒鉛スリーブの影響や、放射、伝熱等も考慮したやや複雑なモデルを用いて解析した。3種の原子炉について得られた過渡特性を比較検討した。原子炉熱系の伝達関数は複雑な形をしているが、これをみかけ上の時定数によって近似すると、概略の動特性を求めたり、異なる原子炉の動特性を比較するのに便利であることがわかった。正の温度係数の大きさがどの範囲にあれば原子炉は自己平衡性を持つかについて、その限界値を求め、またその限界値を高くするにはどうすればよいかについても検討した。