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井上 修一; 山浦 高幸; 斎藤 隆; 石川 和義; 菊地 泰二; 相沢 静男; 土谷 邦彦
JAEA-Technology 2009-076, 33 Pages, 2010/03
JAEA-Technology-2009-076.pdf:18.29MB
材料試験炉(JMTR)では、シュラウド照射装置「OSF-1」や沸騰水キャプセルを用い、発電炉で使用された燃料試料の出力急昇を伴う照射試験を数多く行った。同燃料照射に用いる燃料試料には、遠隔で行う溶接により、熱電対やFPガス圧計のような再計装機器を直接取付けられていた。本開発では、再計装機器の利用効率の向上を図ることを目的に、従来の溶接の代わりに当該機器の再使用を可能にする機械的な接続方法、すなわち「メカニカルシール機構」を考案し、その構造の設計,試作及び確証試験を行った。試作したメカニカルシール機構の試験体は、各種確証試験において良好な結果を示し、再計装機器の再利用が可能となる見通しを得た。
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。
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 修一; 山浦 高幸; 石川 和義; 斎藤 隆; 相沢 静男; 土谷 邦彦
no journal, ,
軽水炉燃材料の研究・開発において、JMTRでは、沸騰水キャプセル(BOCA)を開発し、燃料棒の中心温度及び内圧を測定しながら、出力急昇中における燃料のふるまいを評価している。3種類のBOCAが設計・製作されているが、中心温度及びFPガス圧力を計測するためのBOCAには、燃料試料に計装機器を直接溶接する構造である。このため、BOCAの製作費や放射線廃棄物の低減の観点から、新たなBOCAとして燃料試料への計装機器の取付をメカニカルシール構造とする検討を開始した。本発表では、メカニカルシール構造の設計製作,試作したメカニカルシール構造の熱サイクル条件下や高温高圧水環境下でのヘリウムリーク試験,耐圧試験等により健全性を確認した。この結果、燃料試料と計装機器の間のОリングの装荷方法を改善することにより、良好な気密性を確保できることがわかった。
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。