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論文

Evaluation of feedback reactivity coefficients by inverse kinetics in Monju

北野 彰洋; 中島 健*

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1205 - 1210, 2018/04

フィードバック反応度は、高速炉炉心設計において考慮され、特に出力係数が負になることが重要であり、実機運転においても確認することが必須となっている。もんじゅで実施されたフィードバック反応度測定試験では、ゼロ出力臨界状態で正の反応度を投入し、フィードバック反応度により安定状態となるまでのプラントデータを採取した。得られたデータに基づきフィードバック反応度係数の評価が実施されているが、これまでの評価では、臨界点における原子炉出力及び原子炉入口温度に着目した評価手法であったため、1回の試験取得できるデータが2点に限定されていた。既存の臨界点での評価では3回の試験データを使用したため、3日間の期間が必要であった。本研究では、逆動特性を適用し、1回の試験結果でフィードバック反応度を評価する手法を考案し、実機への適用性を確認した。

論文

高温ガス炉における制御棒引抜き試験解析の高度化

高松 邦吉; 中川 繁昭

日本原子力学会和文論文誌, 5(1), p.45 - 56, 2006/03

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)は原子炉出力30MW,原子炉出口冷却材温度(定格運転850$$^{circ}$$C/高温試験運転950$$^{circ}$$C)の黒鉛減速ヘリウムガス冷却型の高温ガス炉である。高温ガス炉の固有の安全性を定量的に実証するため、HTTRでは反応度投入事象として制御棒引抜き試験を実施している。従来の解析モデルを用いた1点炉近似による動特性解析では、制御棒引抜き事象を十分再現できないことが明らかになっている。本研究において、新たに領域別温度係数を用いて解析を行った結果、試験時の実測値を正確に再現することができ、高温ガス炉の動特性解析手法を高度化することができた。

論文

Critical $$beta$$ analyses with ferromagnetic and plasma rotation effects and wall geometry for a high $$beta$$ steady state tokamak

栗田 源一; Bialek, J.*; 津田 孝; 安積 正史*; 石田 真一; Navratil, G. A.*; 櫻井 真治; 玉井 広史; 松川 誠; 小関 隆久; et al.

Nuclear Fusion, 46(2), p.383 - 390, 2006/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:65.6(Physics, Fluids & Plasmas)

限界ベータの値は、アスペクト比が3のトカマクでは、$$mu$$/$$mu$$$$_{0}$$$$sim$$2, $$mu$$$$mu$$$$_{0}$$は、各々強磁性体壁と真空の透磁率を表す、の強磁性の効果によって約8%減少することが示された。高アスペクト比のトカマクでは、観測されなかったトロイダル・プラズマ回転とプラズマ散逸の効果によってできる抵抗性壁モードに対する安定窓がアスペクト比が3のトカマクでは存在することが示された。安定窓に対する強磁性の効果もまた調べられた。VALENコードによる有限抵抗の安定化板と真空容器の形状を含めたNCT(国内重点化装置)プラズマの限界ベータ解析が始められ、安定化板の受動的安定化効果に対する結果が得られた。NCTプラズマの現状の設計案に対する真空容器及び能動的フィードバック制御の安定化効果を含んだ計算もまた行われた。

報告書

TAC/BLOOSTコードの検証(受託研究)

高松 邦吉; 中川 繁昭

JAERI-Data/Code 2005-003, 31 Pages, 2005/06

JAERI-Data-Code-2005-003.pdf:4.83MB

高温工学試験研究炉(HTTR)では、安全性実証試験として循環機停止試験を実施しており、冷却材流量低下事象に対して原子炉を緊急に停止させなくても、原子炉出力は安定状態に落ち着き、炉内温度の過渡変化が非常に緩慢であるという高温ガス炉の固有の安全性を実証している。本研究では、循環機停止試験の試験データを用いて、動特性解析コードTAC/BLOOSTコードの検証を行った。TAC/BLOOSTコードは、原子炉圧力容器表面からの放熱による原子炉残留熱挙動を解析でき、1点炉近似動特性を考慮した原子炉出力の変化や原子炉圧力容器内の温度分布を求めることができる。検証の結果、解析結果は試験データを再現していることが明らかとなり、TAC/BLOOSTコードによる炉心動特性解析は妥当であることを確認できた。

論文

External feedback effect on magnetic islands in tokamaks

Konovalov, S. V.; Mikhailovskii, A. B.*; Kovalishen, E. A.*; Kamenets, F. F.*; 小関 隆久; Shirokov, M. S.*; 滝塚 知典; Tsypin, V. S.*

Doklady Physics, 49(7), p.405 - 408, 2004/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.61(Mechanics)

真空容器の外側に設置されたフィードバックシステムによる新古典テアリングモードの制御効果を解析的に明らかにした。磁気島列に対する外部制御パラメータは、ステップ状の平衡電流分布に対して求められた。適切なパラメータの設定により、磁気島幅と回転の応答を説明できた。このフィードバックシステムは磁気島の回転制御をもたらし、特にNTMの分極電流効果の安定化に重要であることを示した。

論文

Experimental study on thermal-hydraulics and neutronics coupling effect on flow instability in a heated channel with THYNC facility

井口 正; 柴本 泰照; 浅香 英明; 中村 秀夫

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-10), 16 Pages, 2003/10

BWR炉心では、核動特性と熱水力特性は常に相互に影響し合い、これを核熱結合と呼ぶ。従来は、炉外での核熱結合模擬は困難であった。これは、主として核動特性のリアルタイム模擬と高温・高圧でのボイド率のリアルタイム計測が困難であったことによる。著者らは、核動特性のリアルタイム模擬の手法を提案するとともに、リアルタイム計測が可能なボイド率計測手法を確立し、炉外での核熱結合模擬に成功した。この模擬手法を用いて、核熱結合条件でのチャンネル安定性データをTHYNCにより取得した。実験は、圧力2-7MPa,サブクーリング10-40K,質量流束270-667kg/m$$^{2}$$sの範囲で行った。THYNCデータでは、核熱結合効果により、チャンネル安定限界は低下した。今回のTHYNC実験では実機の場合よりも核熱結合の影響が顕著となる条件設定であったが、非核熱結合条件の場合に比べて安定限界低下率は、圧力7MPaで10%以内であった。

論文

双腕型遠隔解体ロボットの開発

立花 光夫; 島田 太郎; 柳原 敏

日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.489 - 492, 2002/06

原子力施設の解体作業に適用する遠隔解体ロボットを開発した。遠隔解体ロボットは、双腕型マニピュレータを有し、画像フィードバック及び力フィードバックにより、遠隔解体ロボットを正確な位置に動作させ、適切な力を供給し解体作業を安全に実施することができる。開発した遠隔解体ロボットを用いて動作制御試験を行った結果、あらかじめ作成した遠隔解体ロボットの動作データに画像フィードバックを行い、複雑な形状の機器に対して切断,測定,除染等の一連の解体作業を力フィードバックにより実施できることを確認した。

論文

Overview of JT-60U diagnostics for reactor-relevant plasma physics

波多江 仰紀; JT-60チーム

Proceedings of 6th Japan-Australia Workshop on Plasma Diagnostics (CD-ROM), 16 Pages, 2002/00

JT-60Uの計測システムは約50の計測装置から構成されている。近年、電子温度,電子密度,イオン温度,プラズマ回転,プラズマ電流密度(安全係数)といったプラズマパラメタの詳細な径方向分布計測が可能となった。これにより、プラズマの内部構造の理解が進展し、近年、これらを用い不磁気シアプラズマにおける内部輸送障壁の研究が精力的に進められている。さらに、MSE計測装置を用いてプラズマ中心部の電流密度分布がゼロまたはゼロに近い「電流ホール」を新たに発見した。いくつかの計測装置の信号(電子密度,中性子発生率,放射損失,蓄積エネルギー,温度勾配)は、アクチエーターであるNBI,ECH,ガス供給システムなどとリンクさせ先進実時間制御を行うことによりプラズマの閉じ込め性能をより向上させることができた。ITERで生成される燃焼プラズマのための計測装置の開発研究も進めている。

論文

Digital RF feedforward systems for beam loading compensation in JKJ synchrotrons

田村 文彦; 山本 昌亘; 吉井 正人*; Schnase, A.*; 大森 千広*; 上杉 智教*

Proceedings of 8th European Particle Accelerator Conference (EPAC 2002), p.2106 - 2108, 2002/00

JAERI-KEK統合計画(JKJ)のシンクロトロンにおけるビームローディング補償用の高速のディジタルRFフィード・フォワード・システムのコンセプト及びデザインを示す。JKJシンクロトロンは3及び50GeVの大強度陽子シンクロトロンであり、安定した加速のためにはビームローディング補償が必須である。ビームローディング補償はディジタルRFフィード・フォワード・システムによって実現される。この発表では、フィード・フォワード・システムのインプリメンテーションの詳細について述べる。システムは、ダウンコンバータ,ディジタルフィルター及びアップコンバータから構成される。フィルタは2つのインプリメンテーションが可能であり、1つはASICフィルタ・チップを使用し、また他方はFPGAを使用する。

報告書

HTTR出力上昇試験の制御特性試験計画

中川 繁昭; 齋藤 賢司; 本間 史隆; 橘 幸男; 國富 一彦

JAERI-Tech 2000-009, p.88 - 0, 2000/02

JAERI-Tech-2000-009.pdf:6.19MB

高温工学試験研究炉(High Temperature engineering Test Reactor: HTTR)の出力上昇試験における制御特性試験は、出力上昇段階において初めて実施可能な加圧水温度制御系、原子炉入口温度制御系、原子炉出力制御及び原子炉出口温度制御系を対象とした試験である。これらの制御系に対して、定値制御特性及び外乱応答特性を明らかにするための試験計画を立案した。この試験によりHTTRの制御特性が明らかになるとともに、比例ゲイン及び積分時定数等の通常運転における制御定数が決定される。また、試験のため原子炉に人為的に外乱を与えることから、試験実施時の安全確保について必要な検討を実施した。本報告書は、HTTR出力上昇試験における制御特性試験の内容及び試験実施時の安全性について検討した結果をまとめたものである。検討の結果、制御特性試験を安全かつ効率的に実施できる見通しを得るとともに、試験対象の制御系について外乱に対する安定領域を明らかにすることができた。

論文

Study on reactivity feedback effects in the TRACY transient experiments

中島 健; 小川 和彦; 會澤 栄寿

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 3, p.1286 - 1292, 1999/00

核分裂性溶液の臨界事故時の収束機構を調べるために、TRACY超臨界実験時の反応度フィードバック変化を評価した。添加反応度0.3~2.9$の実験における出力変化の測定値から、逆解析法を用いて、全フィードバック反応度を計算した。温度フィードバック効果は、エネルギーの測定値と経験的に定めた反応度温度係数を用いて評価した。これにより、放射線分解ガスボイドの反応度効果は、全反応度と温度フィードバック反応度の差として求まる。第1出力パルスにおける反応度フィードバックの内訳を調べた結果、添加反応度1.5$以下の実験では、出力ピークにおけるボイド反応度効果は無視できる程小さいことがわかった。一方、パルス終了時では、添加反応度0.5$以上の実験において、ボイド効果が主となっている。

論文

Remote handling test and full-scale equipment development for ITER blanket maintenance

中平 昌隆; 角舘 聡; 岡 潔; 田口 浩*; 瀧口 裕司*; 多田 栄介; 松日楽 信人*; 柴沼 清; R.Haange*

Proc. of 17th IEEE/NPSS Symposium Fusion Engineering (SOFE'97), 2, p.929 - 932, 1998/00

ITERのブランケットは、不定期交換部品として位置付けられ、破損時に交換を行うほか、寿命中1度炉内のすべてのモジュールを2年間で交換する計画である。ブランケットモジュールは、重量約4トン、数量730個、設置精度約2mmの箱形構造物であり、炉内は放射線環境のため交換作業は遠隔操作で行う必要がある。遠隔保守試験装置を用いて、1トンの荷重に対する遠隔操作試験を行っており、これまでに起動の展開、教示再生制御による遠隔操作試験を終了した。本発表では、ブランケットモジュールの把持における自動位置調整を目的とし、距離センサを手先に配置してフィードバック制御を行い、自動把持、自動設置試験を行った結果を報告する。

論文

JT-60U plasma control system

木村 豊秋; 栗原 研一; 川俣 陽一; 秋葉 賢一*; 高橋 実; 寺門 恒久; 芳野 隆治

Fusion Technology, 32(3), p.404 - 415, 1997/11

本論文は、JT-60Uプラズマ電流・位置形状制御システムに関するレビューである。JT-60U制御システムでは、縦長非円形ダイバータ・プラズマの高速平衡制御にVMEバス、CAMAC、イーサネットなど最新のディジタル技術を応用している。0.25msの制御周期を有するフィードバック制御ループ全体の遅れ時間は、水平磁場コイル用電源の応答遅れを含めて1.3msである。本制御システムでは、プラズマ電流や水平位置などの平衡パラメータの非干渉制御のため、マトリックス・ゲインを用いた多変数制御を採用している。また、より柔軟な制御のために「アルゴリズム番号プレプログラム」の概念を新たに導入した。本レビューでは、このようなプラズマ制御システムに関する幾つかの事例を示した。さらに、高度な監視や制御のために開発したプラズマ断面実時間可視化システムについても言及した。

論文

Feedback control of neutron emission rate in JT-60U

閨谷 譲; 福田 武司; 西谷 健夫; 芳野 隆治; 川俣 陽一; 坂田 信也; 齋藤 直之; 木村 豊秋

Fusion Engineering and Design, 36(2-3), p.429 - 433, 1997/05

 被引用回数:12 パーセンタイル:30.01(Nuclear Science & Technology)

新しいタイプの制御方式として、JT-60Uにおいて、中性子発生率のフィードバック制御を実施した。中性粒子入射ビームのビーム数を制御することにより、フィードバック制御が終了するまで約5秒間、中性子発生率を一定に保つことに成功した。また、同時にプラズマの蓄積エネルギーも一定に保たれている。これは、プラズマの配位が一定の時は、中性子発生率と蓄積エネルギーに相関が見られることに由来する。今回開発した手法は、定常高性能の維持や核融合炉の反応率の制御に対して有効なものである。

論文

Estimation of dynamic reactivity using an H$$_{infty}$$ optimal filter with a nonlinear term

鈴木 勝男; 渡辺 光一

Nuclear Technology, 113, p.145 - 154, 1996/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:59(Nuclear Science & Technology)

非線形フィードバック項を付加したH$$_{infty}$$最適フィルタを非線形原子炉の動的反応度の推定問題に適用した。H$$_{infty}$$最適フィルタは線形動的モデルと仮想的信号で駆動される反応度状態方程式を組合せたモデルに基づいて設計した。数値シミュレーションの結果から、比較的大きな反応度外乱のもとで、非線形原子炉の動的反応度を良好に推定できることが明らかとなった。

論文

Atmospheric-pressure small-scale thermal-hydraulic experiment of a PIUS-type reactor

田坂 完二*; 玉置 昌義*; 今井 聡*; 纐纈 英年*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 久木田 豊

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(12), p.1152 - 1161, 1992/12

PIUS型炉は、一次系全体が低温のボロン水タンク内に納められており、上下2箇所の密度ロックにおいて、一次系とボロン水が接している。通常運転時には、一次系とボロン水の水頭差と炉心流動圧損が釣り合っているが、事故時には、このバランスが崩れ、ボロン水が一次系に流入し、炉が停止する。この炉停止機構は、静的安全性という点では優れているものの、安定性に問題がある。筆者らは、これまで、下部密度ロック内の密度境界を安定化させる方法として、下部密度ロック上下差圧を基に、主循環ポンプの回転数を自動制御することを提案してきた。本報は、さらに実用的な方法として、下部密度ロツクの中央温度を基準とした主循環ポンプの回転数制御を提唱し、その有効性を実験によって確認した。

論文

Nonlinear dynamics of reactor with time delay in automatic control system and temperature effect

金野 秀敏*; 林 光二; 篠原 慶邦

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(6), p.530 - 546, 1992/06

温度と自動制御からの遅れフィードバックを持つ1成分原子炉動特性(非線形)を研究している。炉出力振動を生起する必要条件は、これら2つの異なった遅れフィードバック間の競合である事が示される。モデルは、炉出力振動の特徴から、付加雑音源を持つ確率ファンデルポール方程式に変換され、これによって非線形相互作用の重要性と外来雑音の効果は質的に理解できる。振動の飽和振幅の推定のための理論的方法もまた、飽和振幅のより精確な理論的予測のために開発した。

報告書

JT-60 upgrade vertical stability experiments and analysis

D.A.Humphreys*; 芳野 隆治

JAERI-M 92-069, 25 Pages, 1992/05

JAERI-M-92-069.pdf:0.87MB

JT-60U・トカマクは、非円形度として1.6~1.8のプラズマを生成するため、垂直位置不安定性現象が発生する。本論文は、JT-60Uプラズマの垂直位置不安定性に関する特性を実験シミュレーション計算の比較を行なうことにより明らかにしている。実験においては、フィードバック制御停止時の垂直位置挙動と、ベータポロイダルを高める時に発生する垂直位置不安定性を解析している。シミュレーション計算においては、プラズマをトロイダル軸対称コイル・ループ群のリジッドな集合体と仮定し、導体に対しては、コイル励磁試験結果を再現するように、設計値を微調したモデルを使用している。すなわち、水平磁場コイルに対し仮想受動コイルを加え、真空容器渦電流モデルを低次化している。得られたプラズマ導体モデルは、プラズマ垂直位置挙動をよく再現し、これを用いて、JT-60Uにて予想される最大のシャフラノフラムダの予測計算を行なった。

論文

Plasma feedback control system design and the results of JT-60U

松川 誠; 二宮 博正; 堀池 寛; 細金 延幸; 芳野 隆治

Fusion Technology, 21(3), p.1624 - 1629, 1992/05

JT-60Uは、プラズマ電流の増大と重水素の使用により、より高いプラズマ性能を目指したものである。改造設計では、非円形度1.8のプラズマにおいても、垂直位置安定性を確保する必要から、高速に応答可能な電源が望まれる。しかし、電源における改造を最小限に抑えるためには、サイリスタ交換器を用いて良好なフィードバック制御特性を実現しなければならない。筆者らは制御周期を250$$mu$$sに高速化してプラズマ位置の安定化を行った。また、サイリスタ変換器におけるフィードフォワード的な電圧制御系を構成することで、制御周期毎に電圧制御と電流制御を切り換え可能とした。これにより、コイル保護性能の向上と、サイリスタ変換器のみによるプラズマ着火を実現した。本論文は、これらについての設計と、実験結果について述べるものである。

論文

Thermal-hydraulic experiment for safe and stable operation of a PIUS-type reactor

田坂 完二*; 今井 聡*; 正岡 久和*; I.D.Irianto*; 纐纈 英年*; 正置 昌義*; 安濃田 良成; 村田 秀男; 久木田 豊

Proc. of the Int. Conf. on Design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants,Vol. 2, p.17.6-1 - 17.6-6, 1992/00

固有安全軽水炉の一種であるPIUS炉は、1次系全体が低温のボロン水タンク内に納められており、上下2箇所のハニカムを境界として、1次系とボロン水が接している。通常運転時には、ボロン水と1次系水との水頭差と炉心流動抵抗とか釣合っている。事故時には、このバランスの崩れボロン水が水頭差によって1次系内に流入し、炉が停止する。この炉停止機能は、静的安全性という点で優れているものの、安定性に問題がある。本報は、下部ハニカム内の密度境界を安定化させる方法として、下部ハニカム中央温度をハニカム上下温度の平均値になる様に、主循環ポンプの回転数制御を行う平段を提案し、その有効性を、原子炉スタートアップ時、出力変化時について実験的に確認した。また、給水喪失時に、この制御が本来の固有安全性を失なうものではないことを確認した。

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