Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.
High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02
本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950
Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。
大崎 弘貴; 島崎 洋祐; 角田 淳弥; 柴田 大受; 小西 隆志; 石原 正博
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 8 Pages, 2015/05
超高温ガス炉(VHTR)黒鉛構造物の設計では、高強度で、かつ耐酸化性の高い黒鉛材の使用が望まれる。IG-430(黒鉛材)は、VHTR黒鉛構造物の有望な候補材のひとつであるが、高温ガス炉の設計のための十分なデータベースが存在しない。そこで、本研究では、IG-430の設計データとして最も重要な強度の一つである圧縮強度を測定結果を統計的に評価した。また、IG-430黒鉛構造物の信頼性をHTTRの黒鉛設計基準で用いられている安全率をもとに評価し、VHTR黒鉛構造物としての適用性を検討した。その結果、IG-430は、高温ガス炉で使われている従来の黒鉛材の一つであるIG-110よりも高強度(約11%)で、かつ、低い標準偏差(約27%)を持つことが示された。これは、IG-430中のき裂の伝播が、IG-110中と比較して容易でないためと推定される。また、評価したIG-430の破壊確率が低いことから、IG-430を用いることで黒鉛構造物の信頼性の向上が達成できることが分かった。以上より、IG-430がVHTRの黒鉛構造物に適用できる見通しを得た。
C continuous operation of HTTR角田 淳弥; 島崎 洋祐; 柴田 大受
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(11-12), p.1364 - 1372, 2014/11
被引用回数：7 パーセンタイル：48.36(Nuclear Science & Technology)高温ガス炉(HTGR)の構造物として黒鉛が使用される。炉心構造物及び炉心支持黒鉛構造物は炉心の冷却性能を確保するため構造健全性を維持するように設計されるが、設計要求を満足することを確認するため、原子炉運転中に炉内構造物の温度測定を実施する。また、サーベイランス試験及びテレビカメラを用いた供用期間中検査(ISI)を実施する。本論文では、高温工学試験研究炉(HTTR)における950C高温連続運転期間中の炉心構造物及び炉心支持黒鉛構造物が設計要求を満足することを確認した。また、冷却材温度に直接関係する黒鉛の照射寸法変化について、燃料ブロックの温度履歴を考慮して評価し、温度履歴を評価した場合には照射寸法変化の大きさが1000Cで照射した場合と比較して約1.2倍になることを示した。さらに、サーベイランス試験及びISIの計画について示した。
高橋 博樹; 狩野 忠*; 高橋 照雄*; 京谷 正彦; 島崎 潤也*
JAERI-Tech 2001-068, 78 Pages, 2001/10
JAERI-Tech-2001-068.pdf:82.36MB
原研は、将来の原子力船の動力源として、軽量・コンパクトで受動的安全設備を備えた一体型炉(改良舶用炉)について設計研究を実施し、工学設計を完了した。この一体型炉の設計性能及び運転性能を確認するとともに、一体型炉の運転操作の自動化研究に使用するために、一体型炉シミュレータを開発した。これは、今後、革新的小型炉等の研究開発にも利用が可能である。しかしながら研究開発に利用するにあたって、ハードウェアの性能向上及びソフトウェアのヒューマン・マシン・インターフェース向上が必要となり、ハードウェアの更新とソフトウェアの改良を行った。これにより、一体型炉シミュレータの操作性が向上した。また、市販のハードウェア及びソフトウェアを使用して、システムの改良を行ったことにより、汎用性が向上したとともに、保守性、拡張性及び移植性が向上した。本報告書は、一体型炉シミュレータのハードウェア更新及びインターフェース改良について、ヒューマン・マシン・インターフェース向上の内容を重点に報告する。
浦 環*; 賞雅 寛而*; 西村 一*; 青木 太郎*; 上野 道雄*; 前田 俊夫*; 中村 溶透*; 島津 俊介*; 徳永 三伍*; 柴田 陽三*; et al.
JAERI-Tech 2001-049, 154 Pages, 2001/07
JAERI-Tech-2001-049.pdf:11.24MB
原研では、改良舶用炉の設計研究の一環として、北極海を主な調査海域とする原子動力海中航行観測船の検討及び搭載する超小型原子炉SCRの検討を行っている。本報告書は、船体設計、音響測位、船体運動、海洋調査等の専門家による原子動力海中航行観測船の運航条件及び運航システムの検討結果を示したものである。わが国の潜水船の船体運動に関する設計条件を調査するとともに、北極海における調査活動を想定して水中航行時及び水上航行時の船体運動を推定した。また、想定した船体運動が超小型原子炉SCRの出力に与える影響を評価した。運航システムとしては氷の下での活動を想定して、海底トランスポンダ方式及び氷上通信ブイ方式による測位及び通信方法を検討し、トランスポンダまたは通信ブイの設置間隔を130kmと定めた。また、船体及び原子炉の事故事象を整理して、安全確保の方法を検討した。これらの検討は原子動力海中航行船の概念に反映され、今後の検討課題が明らかとなった。
藪内 典明; 高橋 政男*; 中澤 利雄; 佐藤 和夫*; 島崎 潤也; 落合 政昭
JAERI-Research 2000-064, 76 Pages, 2001/02
JAERI-Research-2000-064.pdf:5.88MB
浮体式海上立地方式による原子力発電施設(以下、「浮体式原子力発電施設」という。)について、前報では、モデルとして110万kW級の発電用加圧水型原子炉施設を搭載する浮体構造物を水深20m程度の沖合に係留することを想定した概念検討を行い、また、波浪等による応答解析を行って、浮体構造物の運動が安定したものであることを示した。本報告書では、浮体式原子力発電施設の安全性に関し、基本的な設計方針,設計で考慮する自然現象の設定の考え方,安全上の機能について検討した。加えて、大型浮体構造物の運動特性解析技術の現状に関する調査を行った。調査検討の結果、浮体構造物の安定性の確保が浮体式原子力発電施設の健全性確保の基本となること、また、浮体構造物の安定性評価では、S1及びS2地震に加え、S1及びS2暴風雨のような規模の暴風雨を考慮する必要があること、さらに、設計で考慮する暴風雨の規模の設定が浮体式原子力発電施設の現実に向けた主要な課題の1つであることを明らかにした。
藪内 典明; 高橋 政男*; 中澤 利雄; 佐藤 和夫*; 島崎 潤也; 落合 政昭
JAERI-Research 2000-063, 69 Pages, 2001/02
JAERI-Research-2000-063.pdf:4.41MB
原子炉施設の海上立地方式は、浮体式,着定式及び埋立式に分類することができる。浮体式海上立地方式による原子力発電施設(以下、「浮体式原子力発電施設」という。)は、免震性,設計標準化,工期短縮など多くの特長を有している反面、陸上原子力発電所とは異なる安全体系の確立が必要であるとされる。しかしながら、これらの検討はこれまで必ずしも十分行われていない現状にある。本報告書では、浮体式原子力発電施設の安全を設計上どのように考慮すべきかを検討するために、検討対象とする浮体式原子力発電施設の概念検討及び浮体構造物の安全性評価に関する調査を行った結果を述べている。前提として、日本の外洋に面した水深20m程度の沖合で、防波堤により得られる静穏海域に、110万kW級の発電用加圧水型原子炉施設を搭載する浮体構造物を係留することを想定した。調査検討の結果、浮体構造物は長さ300m
幅80m高さ35m,総排水量約30万トンの規模となり、既存の造船所のドックで十分建造し得ることがわかった。また、波浪等による浮体構造物の運動シミュレーションを実施した結果、防波堤に防護された浮体構造物は、原子炉施設を搭載するのに十分な安定性を有していることが確認された。
高橋 照雄; 島崎 潤也; 中澤 利雄; 藪内 典明; 福原 彬文*; 楠 剛; 落合 政昭
JAERI-Tech 2000-039, p.94 - 0, 2000/03
原子力船研究開発室は、将来の原子力船動力源として軽量・コンパクトで安全性の高い出力100MWtの一体型炉MRXの設計研究を実施し、工学設計を完了した。本一体型炉の設計性能及び運転性能を確認するとともに、一体型炉の運転操作の自動化研究に使用するため、リアルタイムのエンジニアリングシミュレータを開発した。本シミュレータは、原子力船「むつ」の実験航海データにより精度検証された「むつ」シミュレータと同様のモデル化手法を用い開発した。事故事象等のプラント全体の挙動については、安全解析コードによる解析結果と照合し、整合していることを確認した。今後実機の運転結果あるいは実験結果との照合による検証が必要であるが、リアルタイムのエンジニアリングシミュレータとして利用可能である見通しが得られた。
中沢 利雄; 藪内 典明; 高橋 博樹; 島崎 潤也
JAERI-Tech 99-008, 45 Pages, 1999/02
実用原子力船においては、経済性向上の面から運転の省力化を図るとともに、陸上からの運転支援が困難であることから、原子炉運転の完全自動化と異常の予知等の運転支援システムの整備が重要である。本自動化システムの開発は、原子炉起動から出力上昇及び原子炉停止までの一連の通常時の運転操作の完全自動化を目的に、手動操作が主体であった原子力船「むつ」プラントの通常運転をモデルに、「むつ」の運転経験をもとに通常運転時の完全自動化を検討したものである。本報告書は、通常時の全自動化システムについて、開発したシステム構成と原力船エンジニアリング・シミュレータを用いた検証の結果についてまとめたものである。
藪内 典明; 中沢 利雄; 高橋 博樹; 島崎 潤也; 星 蔦雄
JAERI-Tech 97-057, 54 Pages, 1997/11
舶用炉において、原子炉運転操作の自動化範囲の拡大を進めている。原子炉通常運転操作の全自動化に引続き、異常時対応操作の中で、スクラム後の対応操作の自動化を行った。作製した自動化システムは、(1)スクラム関連作動設備の動作確認機能、(2)スクラム後対応操作の自動化、(3)主要パラメータの選定・維持操作の自動化で構成され、スクラムによって引き起こされる過渡変化の早期収束とその後の主要パラメータの選定・維持を図るものである。手動操作の自動化では、運転員の経験に基づく運転員知識を取り込み自動化を行った。その結果原子力船シミュレータでの検証では、原子力船「むつ」のスクラム時データと比較して、原子炉蒸気の早期遮断が可能となり、プラント状態の早期の安定的収束を得ることができた。
島崎 潤也; 落合 政昭; 石田 紀久; 星 蔦雄
10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), p.828 - 833, 1996/00
当研究開発室では一体型小型炉の設計研究を実施しており、大型船舶用原子炉(出力100MWt)の設計を完了した。この原子炉の特徴は、原子炉内装型制御棒駆動、水張式格納容器、自然循環の崩壊熱除去等の新技術を採用した一体型炉であり、計量・コンパクトで高い信頼性を実現する。本報告では、これらの新技術の開発状況を、MRX工学安全系の非常用崩壊熱除去系と自然循環式格納容器冷却系の設計、受動的安全性の検証実証・解析、制御棒駆動装置の設計等について述べる。さらに、原子炉の点検・保守期間短縮化のために、格納容器一括搬出方式の提案について、また運転員数の削減から高度自動運転の採用について述べ、最後にこの原子炉の各種エネルギ供給システムへの適用にふれる。
林 光二; 島崎 潤也; 鍋島 邦彦; 篠原 慶邦; 井上 公夫*; 落合 政昭
JAERI-Research 95-015, 172 Pages, 1995/03
JAERI-Research-95-015.pdf:4.53MB
原子力船「むつ」の原子炉プラント動特性を評価する目的で、疑似不規則2値信号(PRBS)を用いた3回目の炉雑音実験を第3次実験航海中の1991年9月16日に実施した。第3回実験は、前2回の実験と異なる海象・炉出力条件下のデータ測定を目的に、炉出力70%、通常海域の条件下で制御棒または主蒸気弁の手動操作によりPRBSを印加する反応度外乱実験ならびに負荷外乱実験を実施し、プラント反応信号や船体加速度信号を測定した。本報告は、実験計画、実験の実施要領書と実験の記録、データ収録条件、収録したデータの信号波形ならびにパワースペクトル解析の結果をまとめたものである。
optimal linear filter鈴木 勝男; 島崎 潤也; 渡辺 光一
Nuclear Science and Engineering, 119, p.128 - 138, 1995/02
被引用回数：8 パーセンタイル：63.11(Nuclear Science & Technology)本報はH線形フィルタを用いて、時間的に変化する正味反応度を推定する問題を解いたものである。まず、反応度を状態変数として扱う原子炉動特性方程式系を構築した。推定誤差のパワスペクトル行列のHノルムを最小化するH最小誤差フィルタは計測雑音で汚された中性子束から動的正味反応度の推定値を与えるものである。計算機シミュレーションに基づき、H最適線形フィルタの基本特性とその応答特性を明らかにするとともに、本フィルタが時変反応度を有効に推定することを示した。
林 光二; 島崎 潤也; 鍋島 邦彦; 篠原 慶邦; 井上 公夫*; 落合 政昭
JAERI-Research 95-004, 178 Pages, 1995/01
JAERI-Research-95-004.pdf:4.66MB
原子力船「むつ」の原子炉プラント動特性を評価する目的で、第3次実験航海中の1991年8月30日に、類似不規則2値信号を用いた第2回炉雑音実験を実施した。第2回実験は炉出力50%、静穏海域のプラント運転条件下で、制御棒または主蒸気弁の手動操作により類似不規則2値信号を印加する反応度外乱実験ならびに負荷外乱実験を実施し、プラント応答信号や船体加速度信号を測定した。さらに、各疑似不規則外乱の効果を評価するために、各実験後に、自然状態下でのプラント雑音信号を測定した。本報告は、実験の計画、実施要領書と実験の記録、データ収録条件、収録したデータの信号波形ならびにパワースペクトル解析の結果をまとめたものである。
林 光二; 島崎 潤也; 篠原 慶邦*
SMORN-VII,Symp. on Nuclear Reactor Surveillance and Diagnostics,Vol. 1, 0, P. 3_5, 1995/00
原子力船の動特性と海象、船体運動の影響を研究する目的で「むつ」プラントの炉雑音実験を行った。炉雑音および船体運動信号データを多変数自己回帰モデルにより解析し、原子炉プラントにおける雑音源を探った。その結果、プラント変数に影響を与える主な雑音源は船体の水平方向、特に横方向の揺れであることが確認された。さらに、炉出力に見られる船体運動の影響(出力振動)を幾何学的変換法で得られる抽出成分の解析を通じて評価した。この結果、炉出力振動の振幅は通常の海象条件において約0.15%であり安全性に問題ないと結論された。
推定理論に基づく正味反応度の推定鈴木 勝男; 島崎 潤也; 篠原 慶邦
日本原子力学会誌, 36(1), p.79 - 88, 1994/01
被引用回数：2 パーセンタイル：28.09(Nuclear Science & Technology)本報では反応度の変化が未知である場合の動的反応度推定問題にH推定理論を適用して反応度推定器を設計した。設計は一点動特性方程式と仮想的雑音/外乱で駆動される反応度状態方程式とを組合せたシステムモデルに基いて行なった。H推定理論ではこの仮想的雑音/外乱はルベーグ可積分関数空間(L
)に属すると仮定する。本推定理論はカルマン理論に基づく設計論と比較すると簡潔かつ見通しよい設計論を与えることが分った。また、高速炉の反応度推定の数値シミュレーションの結果は、大きな観測雑音の下での反応度推定およびシステム雑音によって駆動される場合の反応度推定に関して良好な特性をもつことを示している。これらの結果から、H推定器は原子炉の出力運転状態において発生する反応度異常の監視に適用しうると考えられる。
林 光二; 島崎 潤也; 鍋島 邦彦; 篠原 慶邦; 井上 公夫*; 落合 政昭
JAERI-M 93-194, 163 Pages, 1993/10
原子力船「むつ」の原子炉プラント動特性を評価する目的で、疑似不規則2値信号(PRBS)を用いた炉雑音実験を計画し、実験法や実験条件の調査確認を目的とする第1回実験を第1次実験航海中の1991年3月4日に実施した。炉出力70%、静穏海域下で、制御棒または主蒸気弁の手動操作によりPRBSを印加する反応度外乱実験ならびに負荷外乱実験を行い、プラント応答信号や船体加速度信号を測定した。この結果、(1)事前に検討した実験方法と条件が妥当であること,(2)PRBS外乱を印加してもプラント状態は安定であること,(3)測定データの質も解析に十分である、などが確認できた。本報告は実験の計画、準備、実験の記録、データ収録条件ならびに信号波形とパワー・スペクトル解析の結果をまとめたものである。
島崎 潤也; 石川 信行
JAERI-M 93-063, 30 Pages, 1993/05
パルス制御をディジタル制御技術の1つとして新しく提案した。この制御はサンプリング時間幅の一部で定義された操作変動を用いる。パルス制御の設計法およびその特性を3つの現代的制御法、すなわち状態フィードバックによる極配置法、線形2次評価基準のもとでの最適制御法、ディジタル制御により実現可能な有限時間整定の制御法について、簡単な制御モデルを用いて検討した。これらの制御法に対して設計したパルス制御の特性を通常の連続制御およびディジタル制御と詳細に比較した。その結果、パルス制御はその操作変数に強い制約があるにもかかわらず連続およびディジタルの制御と同等の制御性能を発揮できることが示された。現実プラントへの適用性は今後に残された問題であるが、サンプリング時間内の未使用な時間の利用やパルス幅の自由な選定の可能性により有用な制御技術である。
最適推定器の適用鈴木 勝男; 島崎 潤也
JAERI-M 93-062, 28 Pages, 1993/03
本報はL関数空間に属する外乱全体に対して推定誤差の最大エネルギをHノルムの意味で最小化するミニマックス問題として定式化されたH最適推定理論に基づく設計法を用いて高速炉の反応度推定器を設計し、その推定結果について報告するものである。まず、通常の核的一点動特性方程式に仮想的な外乱で駆動される正味反応度の状態方程式を組合せた設計モデルを作成し推定器を設計する。次に、計算機シミュレーションにより種々の外乱に対する反応度変化の推定結果を示す。
最適推定器の設計; 状態空間設計法と反応度推定への応用鈴木 勝男; 島崎 潤也; 篠原 慶邦
JAERI-M 93-040, 25 Pages, 1993/03
H最適推定理論はL関数空間に属する外乱全体に対する推定誤差の最大「エネルギ」をHノルムの意味で最小化するミニマックス問題として定式化されている。本報はこの最適推定理論の定式化の特徴に注目して、設計仕様を周波数重みとして最適化基準に反映した設計法を示す。次に、通常の核的一点動特性方程式に仮想的な外乱で駆動される正味反応度の状態方程式を組合せた設計モデルに本設計法を適用して高速炉の反応度推定器を設計する。最後に、計算機シミュレーションにより種々の外乱に対する正味反応度の推定結果を示す。
