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藤本 望; 中川 繁昭; 露崎 典平; 丹治 幹雄*; 島川 佳郎*; 数土 幸夫
JAERI-M 89-195, 97 Pages, 1989/11
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の動特性解析コードASURAについて、その概要と検証解析についてまとめたものである。ASURAコードはHTTRプラントシステムの制御動特性解析を目的としているため、各種制御系を含めたプラントシステム全体をモデル化している。検証条件は、各種パラメーターサーベイ及びBLOOST-J2コード、THYDE-HTGRコードとのクロスチェック解析を行った。その結果、ASURAコードの特徴及び妥当性が確認された。また、Fort St.Vrain炉での実験データによる3検証も行い、妥当性の確認を行った。
馬場 治; 露崎 典平; 沢 和弘
JAERI-M 88-266, 60 Pages, 1989/01
高温ガス炉における核分裂生成物(FP)の沈着分布を解析するために、計算コードPLAINを開発した。本コードは、以下のような特徴を有している。(1)沈着機構として、配管・機器表面への吸-脱着及び流路壁母材中への拡散をモデル化している。(2)物質伝達率、吸着速度、脱着速度、流路壁母材中の拡散定数及び昇華速度等の各物理定数は、入力データより、計算コードの中で定めている。(3)数値解は、ラプラス空間における基礎式の解析解を逆変換することにより求める。本報告書は、PLAINで扱っている沈着モデル、各種定数、解法、使用方法及び計算と実験値との比較を述べたものである。
露崎 典平; 斎藤 隆; 根岸 完二*
JAERI-M 88-227, 12 Pages, 1988/11
材料試験炉で短期間に高い中性子照射量を得ようとすると、中性子束密度の高い照射孔に試料を装荷しなければならず、材料試料でもガンマ発熱により500
C以上となってしまう。中性子束密度の高い照射領域で低温照射を実施するためには、試料の発熱を効率良く除熱する必要があり、可変コンダクタレスヒートパイプを除熱素子として利用する方法が検討されている。本報告書は、キャプセル用可変コンダクタンスヒートパイプの開発に関して、その基礎データを得るために実施した実験とその解析について述べたものである。
Csの沈着分布露崎 典平; 松本 実喜夫*
JAERI-M 88-225, 44 Pages, 1988/11
HTTRの安全評価に資するため、HTTRの一次系とほぼ同じ条件で運転されているOGL-1一次系のFPプレートアウト測定を実施した。測定は、第3次燃料試料が照射されたJMTR第46サイクル(1979年3月)から第9次燃料試料の第73サイクル(1986年4月)までの長期に渡り実施した。測定の結果、Csは、測定できた配管のうち400~500C付近の配管に多く沈着するとともに、燃料からのFP放出量が減少すると500C以上の高温配管で離脱し、400C前後の配管に再沈着することなどが明らかになった。
露崎 典平; 斎藤 隆; 石上 信哉*; 河田 通敬*; 紺野 真信*; 神永 文人*; 岡本 芳三*
JAERI-M 88-196, 39 Pages, 1988/10
原子炉プラントなどにヒートパイプを使用した場合、通常運転時の特性のみならず、事故時の過渡応答特性を求める必要がある。しかしながらヒートパイプの加熱部温度及び熱負荷が急変した場合のヒートパイプの過渡応答特性については、ほとんど研究がなされていないのが現状である。本研究は、原子炉中性子照射装置用の冷却に用いる重力型水ヒートパイプと同型の可視化模擬ヒートパイプ実験装置を作成し、これを用いて加熱部の熱負荷の過渡変化時及び定常時の作動流体の流動様式や沸騰と凝縮の機構を調べた。実験の結果、蒸発部が一定の作動温度以上であれば数秒で作動開始することがわかった。
露崎 典平; 斎藤 隆; 石上 信哉*; 河田 通敬*; 紺野 真信*; 神永 文人*; 岡本 芳三*
JAERI-M 88-183, 118 Pages, 1988/10
原子炉内にヒートパイプを使用する場合、炉の通常運転時の作動特性のみならず事故時等の過渡応答特性を求める必要がある。しかしながらヒートパイプの加熱部の温度および熱負荷が急変した場合のヒートパイプの過渡応答特性については、ほとんど研究がなされていない。本研究は、原子炉中性子照射用キャプセルの冷却に用いる電力型水ヒートパイプ及び可変コンダクタンス型ヒートパイプについて、加熱部の熱負荷が突変した場合におけるヒートパイプの過渡応答特性を調べるために実施したものである。実験の結果、最適な作動状態では2~3秒で応答することが明らかになった。
神永 文人*; 露崎 典平; 斎藤 隆; 紺野 貞信*; 岡本 芳三*
Inst. Space Aeronaut. Sci., Rep., No. 6, p.55 - 60, 1988/00
原子炉の出力上昇時における炉内照射試料の発熱量変化を模擬して、その過渡変化時におけるヒートパイプの熱輸送応答を実験的に求めた。
市橋 芳徳; 瀬崎 勝二; 露崎 典平; 石井 忠彦; 新見 素二
Japan-China Symp. on Research and Test Reactors, 12 Pages, 1988/00
およそ20年間にわたるJMTRでの照射設備設計製作に係る技術開発の経験及び得られた成果の概略を述べる。JMTRに現在据付けられている大型照射設備の状況に少し触れたあと、論文のほとんどの部分は、照射キャプセルに係る技術開発について述べ、結論として、利用者(研究者)の要求(照射に関する)を早く達成するために、予め照射要求の傾向を捕え必要な技術開発を進めることが重要であることを経験として述べた。
露崎 典平; 斎藤 隆; 菱田 誠; 岡本 芳三*; 根岸 完二*
ヒートパイプ技術; 日本ヒートパイプ協会会報, 22(12), p.155 - 161, 1987/00
本論文は、ヒートパイプを使用した新しい方式の照射キャプセルの設計と試作、そして炉外実験の結果をまとめたものである。
露崎 典平; 市橋 芳徳; 山本 章; 桜井 裕
日本原子力学会誌, 29(10), p.864 - 869, 1987/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)JMTRでは、原子力開発の進展と原子力利用技術の拡大に伴う様々な照射試験のニーズに対応した照射技術を開発して来た。本稿では原子炉照射の基本的問題である照射温度の計測、制御技術、炉内クリープ試験技術、温度急昇試験技術など最近のキャプセル照射試験の現状を紹介する。
