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石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 広田 徳造; 伊丹 宏治; 都甲 泰正*
JAERI-M 9792, 27 Pages, 1981/11
この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第3報である。報告書には、第8回FP放出実験の結果の1部分および第9回FP放出実験の結果が記載され、その内容は、第9回実験の照射用燃料棒および吊り下げ棒付き照射用燃料棒の外観、JMTRとOWL-1の運転条件、実験期間中のループ1次冷却水中のI-131とCs-137のレベル変動、そして第8回と第9回の両実験に用いた各燃料棒の照射後試験の記録写真から構成されている。
石渡 名澄; 山本 克宗; 永井 斉; 中崎 長三郎; 武田 常夫; 伊丹 宏治; 林 清純*; 都甲 泰正*
JAERI-M 8332, 110 Pages, 1979/07
この報告書は、軽水炉燃料のためのFP放出実験データ集の第2報である。第3回から第7回まで、5回のFP放出実験の結果を記載した。報告書の内容として、燃料ペレットの仕様と形状を含む使用前検査の結果、照射用燃料試料の構成部品および組立状況の概観、JMTRとOWL-1の運転条件、ループ冷却水中のよう素131レベルの経時変化、そして照射済み燃料試料の照射後試験データの一部分が含まれている。
山本 克宗; 中崎 長三郎; 石渡 名澄; 伊丹 宏治; 都甲 泰正*
JAERI-M 8045, 128 Pages, 1979/01
JMTR・OWL-1において、一連のFP放出実験を遂行してきた。FP放出実験の目的は、(1)通常運転時の軽水炉プラントにおける破損燃料棒よりのFP放出の挙動と機構を解明する、ことと(2)BWRの主蒸気管破断やPWRの蒸気発生器細管破断のような事故に起因した破損燃料棒よりのFPヨウ素の追加放出量を求める、ことである。この報告書では、FP放出実験と実験装置・施設の概要を解説し、炉外予備実験、準備的なFP放出実験および第1回と第2回のFP放出実験のデータを記載した。本報告書は、LWR燃料のためのFP放出実験データ集の第1報に相当する。順次に続報を刊行する予定である。
安藤 良夫*; 三島 良績*; 都甲 泰正; 川崎 正之; 村主 進; 竹越 尹*
Proc.Fourth Int.Conf.Peaceful Uses Atomic Energy, 3, 3, p.279 - 295, 1972/00
本論文は国内における原子力発電プラントの安全性に関する研究をまとめたものである。原子炉構造の安全性研究については、圧力容器の応力解析、低サイクル疲労解析、熱処理および照射によるぜい性破壊の評価および非破壊検査の研究について述べている。JPDR圧力容器の安全性研究については、圧力容器の炉内検査、モデル容器などの低サイクル疲労試験、腐食と疲労の重疊効果研究およびNDTTのモニタリング試験について述べている。軽水炉燃料の安全性研究については、被覆管の冷却材喪失時の機械的性質、熱サイクルの被覆管欠陥に及ぼす影響およびジルコニウム中の水素化物に及ぼす影響などについて述べる。さらに原子力施設の確率論的安全評価解析を行った結果についても述べている。
都甲 泰正
JAERI 1054, 180 Pages, 1964/03
原子炉施設の安全評価の諸問題に関する考察をおこなった。安全性の内容につき「絶対的安全性」と「社会的安全性」のあることを指摘し、後者の構成因子について検討を行なった。また、安全評価の論理構成につき詳細なる検討を行なった。ついで、軽水型動力炉の最大想定事故(MCA)に関連して、きわめて重要な意味を有する。Corespray系統、enclosurespray系統について、あらゆる角度から詳細な検討をおこなった。Corespray系統の検討にあたっては、冷却材そう失事故の詳細解析をおこない、corespray系統の設計値(始動時間、スプレー流量、スプレー分布など)が、F.P.放出量にどのように影響するかを定量的に解析した.Enclosurespray系統の検討にあたっては、格納容器への放出量を減少する各因子を定量的に計算し、enlosrespray系統の相対的重要性につき検討した。最後に、spray系統が動作しない仮想事故についての検討をおこなった。
都甲 泰正; 杉本 宏*
JAERI 1016, 25 Pages, 1961/01
東海原子力発電所(コールダーホール改良型天然ウランガス冷却炉)のもっとも苛酷な事故としては、原子炉のダクト破損が考えられる。本研究では、ダクト破損事故時におけるガス回路内部の圧力、流量の変化の模様をアナコンを用いて解析し、さらにこの解析結果より、破損ダクトの検出方法も検討した。破損の大きさとしては、ダクトにつながる配管類が破損した場合に相当する破損等価断面積100,300,1000cm
の3種を考えた。また、破損場所としては、上部ダクト、下部ダクトにおのおの4箇所を想定し、破損場所による影響を考慮することとした。解析に使用したアナコンは、低速度型アナコンPACEAである。
Kubushiro.Kaneyoshi*; 都甲 泰正; 望月 恵一
Conf.on Small and Medium Power Reactors, 1, P. 233, 1961/00
抄録なし
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
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。
望月 恵一; 三井田 純一; 須田 信英; 黒柳 利之; 都甲 泰正; 原 昌雄; 秋山 守
第3回原子力シンポジウム報文集, 1, P. 143, 1959/00
抄録なし
亀山 高範*; 上形 知道*; 岡 芳明*; 近藤 駿介*; 都甲 泰正*
日本原子力学会誌, 30(1), 43 Pages,
高速実験炉「常陽」を対象としたパーソナルコンピュータを用いた原子炉異常診断用エキスパートシステムを開発した。このシステムは、言語としてprolog-KABAを用い定常状態からスクラムや制御棒一斉挿入につながる可能性がある事象を警報発信後診断するものである。知識ベースは、サブ知識ベースとメタ知識ベースより成っており、推論によって異常原因を同定する。プロダクシヨンルール中に事象の特徴を示す複合項目を設けて、prolog自身のパターンマッチングとバッグトラックを効率的に利用している。作成した知識ベース全体の総ルール数は約400である。本システムは実験炉「常陽」の訓練シミュレータを用いた実験により、異常診断が正しく行えることが示された。
