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安藤 弘栄; 松原 邦彦; 酒井 陽之; 河村 弘
JAERI-M 83-003, 30 Pages, 1983/02
軽水炉燃料の安全性研究に関する照射実験で、最も基本的な燃料中心温度測定実験を、水ループOWL-1で実施している。第3次までの計装燃料集合体の照射を予定しており、第1次試料の照射及び照射後試験はすでに終了した。燃料棒内ガス組成分析データを基に燃料中心温度を、FREG-4、FEMAXI-3で計算し実測値と比較したが、両者は比較的良い一致をしていることを確認した。また照射後試験結果などから初期リロケーションは、初期ギャップの50%程度と推定される。本報告では中心温度測定熱電対、渦電流方式変位検出器、タービンフローメータなど炉内計装の炉内試験結果、設計・製作上の問題点についても言及する。
伊藤 昇; 中島 照夫; 松原 邦彦; 大岡 紀一; 伊藤 尚徳
JAERI-M 82-187, 51 Pages, 1982/12
現在JMTRの水ループを使用して、一連の燃料中心温度測定実験が行われている。計画された試料のうち、第1次試料は、燃料-被覆管のギャップ寸法をパラメータにした4本バンドルの燃料集合体で、すでに照射実験と照射後試験が完了している。第2次試料は、標準被覆管の他に、ペレット-被覆管相互作用(PCI)による損傷の防止対策として有力な、Cuバリア被覆管、Zrライナー被覆管を用いた3本バンドルの燃料集合体である。照射実験は、このバリア型被覆管をもつ燃料の熱熟的挙動を調べることを目的としている。本報告は、第2次試料の設計、試験検査結果など、設計製作に関してまとめたものである。
尾熊 律雄; 松原 邦彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 19(5), p.419 - 422, 1982/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.3(Nuclear Science & Technology)炉雑音解析の分野でこれまで用いられてきた常コヒーレンスおよびノイズ寄与関数について、システムの周波数応答関数表現を用いてベクトル平面上で解釈し、2つの関数の間の関係を理論的に明らかにした。その結果、2つの関数の相互比較を通じてシステムの特性を解析することにより測定された変数間にフィードバックが存在する場合フィードバック効果の特性を評価することが可能となることを示した。
中島 照夫; 松原 邦彦; 大岡 紀一; 伊丹 宏治
JAERI-M 9600, 68 Pages, 1981/08
軽水炉燃料安全研究に関して燃料中心温度測定実験がJMTRの水ループ(OWL-1)を利用して行われることになった。この実験では、照射中の軽水炉燃料について線出力密度、燃料中心温度、FPプレナム圧力及び被覆管伸びなどを測定し、燃料挙動のコード検証に役立つデータを総合的に取得する。実験は、3回のシリーズを計画している。第1次燃料試料は、燃料-被覆管のギャップをパラメータにした4本の燃料棒を照射し、ギャップコンダクタンスに関するデータを得るもので、昭和54年7月製作を完了した。引続いて、照射実験が、JMTR運転サイクル48,49に行われた。本報告では、計装機器の開発を含め、第1次燃料試料の設計と製作について述べる。
松原 邦彦
JAERI 1269, 85 Pages, 1981/03
本研究の目的は、運転中の沸騰軽水型炉の観測データから、信号のゆらぎ源や、ゆらぎの伝達関数の特性変動を監視することができるかどうかを実験的に考慮することである。観測変量のゆらぎを、統一的な時系列表現形式、多変量自己回帰(MAR)モデルに、最小2乗法を用いてあてはめる。このモデルを通して、ノイズ源のパワースペクトル、伝達関数を推定する。この手法が、フィードバック系である出力炉のノイズ解析に適している。実験はJENDL-IIにおいて行われた。計装燃料集合体(IFA)のタービン流量計、燃料中心温度熱電対からの信号、ポンプ流量、中性子密度、圧力などの信号が観測された。IFAチャンネル内ボイド発生ノイズの確定、チャンネル入り口流量とポンプ流量の相関係係解析、燃料温度ほか、各変量のゆらぎ源のパワー寄与分を解析した。また、各変量間の周波数応答を推定し、定常運転時のノイズ源、特性パラメータの監視に応用できることを示した。
松原 邦彦
日本原子力学会誌, 23(9), p.657 - 665, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)原子炉プラントの安全性確保において、早期診断技術の占める位置および開発の必要性を述べた。ゆらぎ信号による異常診断の手法に関して、著者の考えにもとづく分類を与え、それぞれの特徴を概説した。また、従来行われてきた関連研究の状況をサーベイし、代表的事例について解説した。さらに、現状における課題として、(1)イノベーションアプローチの応用研究の必要性、(2)診断のための信号適用についての研究の必要性、(3)異常診断技術開発のための実験研究設備の必要性などを提起した。
松原 邦彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 17(10), p.737 - 746, 1980/00
被引用回数：4 パーセンタイル：48.92(Nuclear Science & Technology)BWRにおけるチャンネル内のボイド発生のゆらぎを検出した。さらにその結果を野村氏の提案するボイド発生ノイズモデルの白色性の検証に用いた。まず、チャンネルの出入口流速差がこのボイド発生ノイズに関する情報を与えることを理論的に示した。次にJPDR-IIの計装燃料集合体に取付けられたタービン流量計を用いて計測された結果を示した。ボイドノイズのスペクトルは、圧力や入口温度,入口流量の変動による影響を分離して求められた。これらのスペクトル推定には多次元自己回帰モデルあてはめを応用した。この結果、野村氏の仮定したボイド発生ノイズに対応するゆらぎのスペクトルを検出した。得られたスペクトルは低周波領域では平坦な特性を示したが、高周波領域はやや減衰傾向を示した。さらにボイドノイズに沸騰境界ゆらぎが寄与していることを示すデータも得られた。
松原 邦彦; 尾熊 律雄; 北村 正晴*
J.Prog.Nucl.Energ., 1(2-4), p.137 - 149, 1978/04
出力炉の炉雑音のノイズ源として非常時多くの源が考えられるが、その中で炉心入口流量ゆらぎに着目して、実験的な追求を行なった。計装燃料集合体を用いてBWRの炉心チャンネル流量ゆらぎを観測したところ、4本のチャンネルについて、そのゆらぎはチャンネル間で無相関性を示した。また、中性子ゆらぎと1本のチャンネル流量ゆらぎもまた無相関性を示した。さらに強制循環ポンプ流量ゆらぎとチャンネル流量ゆらぎも期待に反して非常に弱い相関を示した。これらはチャンネルの各々がバラバラにゆらいでいることを意味した。このチャンネル流量ゆらぎの性質を説明するために、自己回帰モデル同定手法を用いて、チャンネル流量ゆらぎのメカニズムを探求した。そして、チャンネル同志は干渉し合っているが、数が多いため、ある統計的な状態に平衡を保っており、その結果として、あたかも無相関であるようなゆらぎを示すという考え方を導入した。
松原 邦彦; 尾熊 律雄; 北村 正晴*
Journal of Nuclear Science and Technology, 15(4), p.249 - 262, 1978/04
被引用回数：8BWRの炉雑音源には数多くのものが考えられる。その中で炉心流量ゆらぎを主要な雑音源としてとらえ、実験的な追求を行った。炉内計装のうち特に計装燃料集合体にとりつけられたチャンネル出入口流量計を用いて流量ゆらぎの相関解析を行ったところ、次のような観測結果が得られた。(1)チャンネル流量は互いに無相関なゆらぎを示した。(2)1本のチャンネルの流量ゆらぎと中性子ゆらぎの間にも、ほとんど相関性が現れない。(3)強制循環ポンプ流量ゆらぎと各チャンネル流量ゆらぎとの間の相関も非常に弱いものであった。これらの特性がどのような流量ゆらぎのメカニズムから現れるのかを追求するため、自己回帰モデルあてはめの手法によって流量ゆらぎの動的システムを統計的に解析すると同時に、ゆらぎメカニズムに関していくつかの考え方を導入した。チャンネル流量ゆらぎの源を解明することが出来れば、原子炉システムの運転時の診断技術の開発に役立てることができる。
北村 正晴*; 松原 邦彦; 尾熊 律雄
JAERI-M 7580, 55 Pages, 1978/03
原子炉プラントの動特性を実験的に求める実質的な同定手法を用いて実験的検討を行った。この方法は原子炉プラントから得られる多数の変量の時系列データを多変数系自己回帰モデルにフィッティングするものである。モデル決定には、Final Prediction Error(FPE)を最小化するように回帰次数を選択しながら、Yule-Walker方程式を解いてモデルパラメータを決定するという方法をとっている。JPDR-II、45MWt出力時に、擬似ランダムノイズを印加して実験を行い、観測データに本手法を適用した。その結果、充分な有用性をもつことが確認された。本手法の有効な応用例として、プラント動特性の理論モデルに含まれている不確定パラメータ値の推定が試みられ、有意義な推定結果が得られている。
松原 邦彦; 尾熊 律雄; 北村 正晴*
Nuclear Science and Engineering, 65, p.1 - 16, 1978/00
擬似ランダム信号(PRBS)をJPDR原子炉システムに加えて、得られた観測値に自己回帰モデルのあてはめをおこなって同定実験を行なった。自己回帰モデルの回帰次数の決定はAKAIKEの評価基準にしたがっておこなわれた。 複数入力信号が用いられ、蒸気流量調整用バルブと強制循環ポンプ速度調整器の操作端に同時に加えられた。17個の変数(計装燃料要素からの信号を含む)が観測された。自己回帰モデルの同定はこのBWRの動特性モデルを多変数系として組み立てた。この実験を通して、自己回帰モデルの使用により、かなり強い有色ノイズの混入しているBWRの動特性が効果的にモデル化できることが示された。 自己回帰モデルの結果は線形の理論モデルと比較検討された。その結果、一つの実験式である自己回帰モデルは、理論モデルの評価、修正、改善を行なう上で重要な役割をはたすことができることを示した。
尾熊 律雄; 松原 邦彦; 北村 正晴*
日本原子力学会誌, 18(7), p.408 - 414, 1976/07
実験データをベースにして動特性モデルを作っていく方法、いわゆるシステムの同定手法について、最近の新しい手法を紹介し、原子炉診断技術および炉雑音解析の分野にどう応用していくことができるか、その一端を述べる。また、同定手法の具体的応用例として、JPDR同定実験、解析結果について解説し、得られた経験等も含めて応用上の問題点を指摘する。
松原 邦彦; 佐藤 一男; 辻本 巌
JAERI-M 4613, 120 Pages, 1971/10
本コードは、先に開発したBWR事故解析用コードJPDYNに使用したモデルを基本モデルとし、これに圧力依存形式への改良を行なった上に、いくつかの制御系を連けいしプラント動特性を同時に解析できるようにしたもので、初期の目的からしてJPDR-IIに適用し得ると同時に、仮定の成立する範囲で一般のBWRにも用いることができる。コードの特徴は、(1)炉心モデルは空間分布形状をインプットデータで与える一点近似の中性子動特性を用い、炉心の熱水力動特性を一次元で多数のメッシュ点を用いて解く。(2)ボイドマップなどの手法を用いず、ポイド、温度分布、スリップ比などの変動、熱水力的眼界の余裕を追跡する。(3)原子炉負荷側は1系統ないし2系統の並列負荷まで取扱う。通常の3要素系、給水加熱器、圧力制御系を連けいできる。(4)再循環ポンプトリッブ、タービントリップ、制御系設定点変更などのケースの他に外乱として反応度、蒸気流量、再循環流量、圧力、炉心入口温度などを任意変化形状(ただし多点折線およびステップ、ランプ、正弦波状の組合わせ)で与えることができる。
