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小嶋 拓治
放射線化学, 2001(72), p.37 - 40, 2001/08
Co-
線やMeV電子線に対する特性を明らかにした受感部の厚さが8
120
mのアラニン,三酢酸セルロース(CTA),Gaf,ラジアクロミックの4種のフィルム線量計の応用によりイオンビーム線量計測技術の開発を行った。熱量計を基準に信頼性を評価したファラデーカップを用いたフルエンス計測に基づき、これらの線量計がいずれもほぼ同じ応答特性を示すことを明らかにするとともに、線・電子線を用いた線量校正結果とこの応答特性結果とを組み合わせて用いることにより、イオンビーム計測が
4.5%の高精度で可能であることを示した。さらに、Gafフィルム線量計と顕微分光光度計とを用いることにより、深度方向については、約10m、平面方向では1mの空間分解能で線量分布測定が技術的にはできることを明らかにした。
石川 信行; 鈴木 勝男
日本原子力学会誌, 41(9), p.937 - 945, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)2自由度制御は、制御系の外乱除去性能などを規定するフィードバック特性と目標値に対する応答特性(目標値応答特性)をそれぞれ独立に設定できる利点をもつため、制御性能の向上を図る際にしばしば用いられる。しかし、モデルマッチング法などの一般的な方法により制御系を設計すると、制御器の次数が高くなる。そこで、本論文では2自由度制御系の低次元設計法として、分母系列表現のパデ近似による方法を提案する。そして、この方法により設計した制御器を原子炉の出力制御に適用した場合の制御特性を、原子炉動特性モデルを用いた数値シミュレーションにより評価する。適用例において、提案手法で設計した制御系が通常のモデルマッチング法で設計されるものと同等の応答特性を示すことを確認した。
not registered
PNC TJ1600 98-004, 50 Pages, 1998/03
原子炉施設、核燃料取扱施設においては、作業環境中の空間線量率や放射線業務従事者の被曝管理のために、中性子、線の線量測定が不可欠である。中性子検出器の一つである過熱液滴型検出器は高感度な中性子線量計としてこの分野の要求に応える有望な検出器である。作業環境はしばしば中性子・線(或いは陽子や電子など)混在場であることが多く、また厳しい温度条件下におかれる場合も少なくない。種々の環境で線量測定を行なうためには、広範な放射線に対する過熱液滴型検出器の放射線検出動作の一般的理解が重要である。本研究はこれまで実施してきた過熱液滴型検出器の放射線検出動作の解析や基本特性の取得をすすめると共に、その結果に基づき、この型の検出器の現場の放射線管理への適用性を明らかにすることを目的としている。このために今年度は以下の検討を行った。(1)過熱液滴型検出器の試作とその検討(2)過熱液滴型検出器の基本特性の把握1.中性子検出感度の温度・圧力および中性子エネルギー依存性2.線検出感度の計算(3)放射線管理への適用性の調査検討1.エネルギー弁別検出器の可能性2.線量評価法3.検出感度の温度依存性の補償
not registered
PNC TJ1615 98-001, 58 Pages, 1998/02
現在市販されている平衡等価ラドン濃度測定器においては、その濃度計算過程はほとんどの場合がブラック・ボックスであり、それによって得られたデータの質や測定環境中のラドン娘核種濃度の変動に対する測定器の応答等、重要な情報や特性を、使用者が自ら実験によって推定・確認することが必要となる。本研究では、市販の平衡等価ラドン濃度測定器の実用的な校正手法とその際に留意すべき事項について、理論的な説明に基づいた提案を行った。また、それに関して、実験的な検証を行った結果、ラドン娘核種濃度の変動と測定器の応答に関して、理論的な推定と良い一致を見ることができた。
石川 信行; 鈴木 勝男
JAERI-Research 96-048, 50 Pages, 1996/09
JAERI-Research-96-048.pdf:1.22MB
本稿では原子炉出力制御の目標値応答特性及びロバスト性の向上を図るために、2自由度制御器を適用した制御系の有効性を数値シミュレーションにより示した。2自由度制御器はフィードフォワード要素とフィードバック要素から構成する。フィードフォファード要素は標準2次系で与えられた目標値規範モデルを実現するようにモデルマッチング法で設計し、フィードバック要素は制御系にロバスト性をもたせるため、混合感度問題をH
最適化アルゴリズムを解くことにより設計した。設計された2自由度制御系は規範モデルとして与えた目標値応答特性を実現し、外乱除去特性やロバスト性に関しても良好な特性を与えた。数値シミュレーションは設計された2自由度制御器をディジタル化して行った。制御周期を10[msec]以下にすればディジタル化により制御特性が劣化しないことを確認した。
山下 卓哉
PNC TN9410 96-154, 103 Pages, 1996/07
「もんじゅ」の主冷却系ウェル型熱電対の温度応答特性を調べるために、「もんじゅ」に設置されている温度計と半径方向が同寸で1/3の長さを有する温度計を製作し、小型熱衝撃試験装置を用いて温度に対する1次遅れの応答性を求めた。この試験から得られた知見を解析的な見地から確認するために、FEMによる温度応答解析を実施した。主な結果をまとめると以下のようになる。(1)時定数に対する流速依存性、初期温度依存性及び温度変化幅依存性については、試験と同様な結果が得られた。これらの要因による時定数のバラツキは、試験と同様に約2秒であることが確認できた。(2)時定数に対する流速依存性の要因は、流速の違いによる熱伝達率の変化に起因するものではなく、Na温度の立ち上がり速度に起因することが確認できた。(3)Na温度が高温になるにつれて時定数が短くなる傾向と温度変化幅が大きくなるにつれて時定数が短くなる傾向は、熱電対の材料の温度依存性に起因することが確認できた。(4)ウェルとシース間のギャップ間隔をパラメータとした解析から、ギャップ間隔が熱電対の時定数に与える影響が最も大きいことがわかった。1次系及び2次系熱電対のいずれもプラスの製作公差を持つ場合に時定数が大きくなり、最大の製作公差を許容した場合57秒の時定数の遅れになる。
村松 壽晴
PNC TN9410 96-136, 92 Pages, 1996/05
高速炉の炉心出口近傍では,炉心構成要素毎の熱流力特性(集合体発熱量,集合体流量)の違いから,炉心燃料集合体間あるいは炉心燃料集合体-制御棒集合体間などで冷却材に温度差が生じ,それらが混合する過程で不規則な温度ゆらぎ挙動が発生する。この温度ゆらぎを伴った冷却材が炉心上部機構各部(整流筒,制御棒上部案内管,炉心出口温度計装ウェルなど)の表面近傍を通過すると,冷却材中の不規則な温度ゆらぎが構造材中に伝播し,その材料は高サイクル熱疲労を受ける(サーマルストライピング)。特に,冷却材として液体金属ナトリウムを使用する高速炉では,大きな熱伝導率を持つナトリウムの性質から,この熱疲労に対する配慮が必要である。本研究では,構造物熱応答挙動を容易に解析評価できるようにするために開発されている境界要素法コードBEMSETを用い,各種の温度過渡条件(正弦波温度過渡,一様乱数温度過渡および正弦波上に一様乱数を重畳させた温度過渡)下におけるSUS316製円筒構造物の熱的応答基本特性を検討した。この検討の結果から,温度過渡挙動が明瞭な周期性を持たない実際の高速炉プラントを評価の対象とする場合には,炉内構造物の熱的応答特性は流体中の不規則温度ゆらぎ挙動に強く依存するととが考えられるため,これを発生させる乱流現象の評価が極めて重要であることを明らかとした。
板垣 正文; 三好 慶典; 覚張 和彦*; 岡田 昇*; 酒井 友宏*
Nuclear Technology, 102, p.125 - 136, 1993/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)原子力船むつの航海中、炉外中性子検出器の出力信号に予期しないばらつきが見られた。詳細な3次元解析の結果、この現象は、制御棒グループ内の微小な位置差により生じする炉内中性子源分布の非対称性に起因するものと考えられた。さらに詳しい調査のため、1992年の実験航海において組織的な検出器応答特性の測定が実施された。また広範な3次元評価解析もなされた。これらの結果より、制御棒パターンと炉外検出器応答特性との関係について、いくつかの知見が得られた。計算で求めた炉内3次元中性子源分布を用いた検出器応答解析により、検出器応答比を制御棒位置の関数として与えた。実測値との一致は比較的良好である。
片桐 政樹; 岸本 牧; 寺田 博海; 若山 直昭; 川目 進*; 小畑 雅博; 伊藤 博邦; 吉田 広; 小林 紀昭
IEEE Transactions on Nuclear Science, 37(3), p.1400 - 1404, 1990/06
被引用回数：3 パーセンタイル：45.11(Engineering, Electrical & Electronic)高温ガス炉の燃料破損を検出するには、燃料が正常な状態であっても一次冷却材ヘリウム中に放出されるFPによるバックグラウンド放射能が含まれるため、この量を予測することが不可欠である。一方、燃料破損による放射能及び上記バックグラウンド放射能の放出量は原子炉出力、燃料温度等に依存する。このため、燃料破損検出を行なうには、これらパラメータを変数とした状態方程式を求めることが必要である。状態方程式を求めるのに最も必要な特性は、希ガスFP放射能の燃料温度特性と原子炉出力依存性及びプレシピテータの応答特性であるが、今回JMTRでのFFD実験データを解析することにより、これら特性を求めることができた。また、79サイクルに偶然におきた燃料破損の過渡期の応答特性を測定解析した結果、破損形態を利用した燃料破損検出の可能性を提起することができた。
上林 有一郎
JAERI-M 8462, 63 Pages, 1979/09
トカマク型プラズマ閉じ込め装置における位置制御されたプラズマ柱の応答解析モデルに言及した後、このモデルにもとづき外部制御系により位置制御されたJT-60プラズマ柱の周波数応答特性を求め、諸定数の伝達特性への影響について検討を加えた。
上林 有一郎
JAERI-M 8461, 25 Pages, 1979/09
トカマク型プラズマ閉じ込め装置における位置制御されたプラズマ柱の応答解析モデルについて述べ、このモデルにもとづき、プラズマ柱の位置制御特性と比例制御系の諸パラメーターとの関係について、JT-60の設計値を用いて数値的解析を行った。
大井 貴夫; 高橋 博一*
no journal, ,
シリーズ発表(1)として、放射性廃棄物の処分の検討における解析解利用の利点を紹介するとともに、適切な処分概念の選定に関する検討を実施している福島第一原子力発電所の事故廃棄物(1F廃棄物)の処分の検討における利用方法の概要を紹介する。また、2重の拡散媒体を有する人工バリア(EBS)からの核種放出率に関する近似解析解について報告するとともに、余裕深度処分システムの応答特性を概略的に提示する。
