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村主 進; 三井田 純一; 大熊 昭; 足立 瑞穂; 佐々木 諭; 二村 嘉明; 川崎 稔
Pressure Vessel Technol, 11-76, p.977 - 986, 1970/00
抄録なし
村主 進; 三井田 純一
日本原子力学会誌, 11(3), p.172 - 183, 1969/00
JPDRの建設より出力上昇試験までの経過はすでに発表されており、JPDRの概要についても発表されているので、本章ではこれらとの重複をさけて、今日までの期間のJPDRの実績の主なものについて紹介する。
村主 進; 三井田 純一
日本原子力学会誌, 11(3), p.172 - 183, 1969/00
JPDR (Japan Power Demonstration Reactor, 動力試験炉)が日本原子力研究所に設置されることが決定され、原研がGEJ社とJPDRの契約を行なったのは'60年9月1日で、同年秋より建設に着手した。1963年8月22日には核燃料装荷が開始され、同日臨界となり、同年10月26日にはわが国最初の原子力発電を行なった。その後、'65年3月15日に竣工検査に合格した。
三井田 純一; 須田 信英
JAERI 1061, 64 Pages, 1964/06
この報告は、自然循環式沸騰水型原子炉の動特性についての研究の第2部である。前の報告JAERI-1044で導いた伝達関数の簡単化した形を求めた。この簡単化した伝達関数をもとにして、設計データから容易に動特性が検討できるような簡単なモデルを形成した。このモデルによって求めた動特性の例を示した。フィードバック伝達関数の特性および安定性の解析もおこなった。この研究の意味をはっきりさせるために他の諸研究との簡単な比較をおこなった。諸計算はJODR(12.5MWe沸騰水型原子炉プラント)についておこなった。
三井田 純一
日本原子力学会誌, 6(10), p.595 - 606, 1964/00
今回のジュネーブ会議は1958年の第2回の会議と比較すると、会議の大きさはかなり縮小されているけれども、各国がこの数年間に地道に集積した研究開発の成果を発表し、動力炉に開しては各国が自信をもって開発した炉型を、それぞれ1つか2つにしぼって発表している点に特色があるように思われる。
三井田 純一; 須田 信英
JAERI 1044, 25 Pages, 1963/07
自然環境式沸騰水型原子炉の動特性は、炉心内ボイド量の変化とか、自然循環に伴う種々の水力学的特性のために、かなり複雑なものとなる。ここでは、いくつかの基本的な仮定のもとに、この型の原子炉の伝達関数を求めた。その際には、沸騰水型原子炉の道徳性に重要な影響をもつと思われる要因はもれなく含めるよう努力するとともに、アナログ計算機による解析を容易にするために、比較的簡単な形にまとめるような考慮を払った。用いた主な仮定は、(1)炉心の軸方向には分布定数系と扱ったが、炉心半径方向については集中定数系とみなしている。(2)炉心の軸方向の出力分布は一様を仮定する。(3)蒸気と水の間のすべりを無視する。等である。
須田 信英; 三井田 純一
JAERI 1042, 48 Pages, 1963/02
英国型動力炉は正の温度計数のために不安定になるので、この型の原子炉の制御系の設計には特別の考慮が必要となる。ここでは次の5通りの制御方式を想定して、制御系の安定性の解析を行った。(a)連続制御,(b)飽和特性を含む連続制御,(c)不連続制御,(d)速度フィードバックを含む連続制御,(e)位置フィードバックを含む連続制御。一般化したNyquistの安定判別法及びKochenburgerの記述関数法を応用して解析した。得られた結論は、(1)連続制御系はゲインが高すぎても、また低すぎても不安定になる。(2)制御棒速度の飽和特性は系の応答にそれほど大きい影響を及ぼさない。(3)不連続制御方式では系は発散するか、または安定なリミットサイクルに相当する持続振動をする。(4)速度フィードバックを用いても系の安定性にはあまり影響しない。(5)位置フィードバックを用いると系の応答が改善される、などである。上記の解析的方法による結論を確かめるためにアナログ計算機による解析も行った。
三井田 純一; 須田 信英; 竹内 哲夫*; 入江 敏雄*
日本原子力学会誌, 3(1), p.33 - 39, 1961/00
解析方法および解析結果の概要を述べた前報に引続き、本報において解析結果の詳細な検討および結論を述べる。
三井田 純一; 須田 信英
Nuclear Science and Engineering, 11(1), p.55 - 60, 1961/00
被引用回数：4抄録なし
三井田 純一; 須田 信英
自動制御, 7(3), P. 134, 1960/00
天然ウラン黒鉛減速ガス冷却炉では、燃料の燃焼度(Burn-Up)が進むにつれて、Puが蓄積されるために減速材の温度係数が正になることが知られている。この形の原子炉の動特性については、正の温度係数をもつこと、減速材黒鉛の熱容量が大きいため炉内の熱系の時定数が長いことなどが特色と考えられる。ここではこの形の原子炉を含む制御系の安定性をしらべた。正の温度係数の値がある臨界値をこえると、原子炉自身本質的に不安になるので、制御系の設計にも特別な配慮を要する。ここでは英国形動力炉に通常用いられる原子炉出口の冷却ガス温度を一定に保つように反応度を変える方式で、連続制御、オンオフ制御の両方について解析した。
三井田 純一; 須田 信英; 竹内 哲夫*; 入江 敏雄*
日本原子力学会誌, 2(12), p.742 - 749, 1960/00
英国型ガス冷却原子炉(コールダーホール型およびその改良型)では燃焼がある程度以上進むと、減速材のため反応度の温度係数が正となり、系の自己制御性が失われることはよく知られている。このような場合定常状態にある原子炉(熱交換器およびタービン部は含まない)の動特性の研究が種々の外乱に対してすでになされている。ここではこれらの研究の一環として、冷却ガス出口温度を一定にする制御装置が働いている状態でガス流動を変えて出力を大幅に変更する場合の動特性に関する研究を報告する。
三井田 純一; 原 昌雄; 須田 信英; 都甲 泰正; 望月 恵一
JAERI 1006-B, 55 Pages, 1959/12
英国型動力炉で燃料がある程度以上進むと、反応度の温度係数が正になることは、この型の原子炉の安全性に関して重要な問題である。正の温度係数をもつ原子炉の動特性についてアナログ計算機を用いてしらべた。コールダーホール発電所、日本原子力発電株式会社向の動力炉(英国GEC社設計)、ハンターストン発電所の3種の原子炉についてしらべた。(それぞれR-I、R-II、R-IIIと名付けた。R-Iについて簡単なモデルによって過渡特性をしらべたのち、R-II、R-IIIについて黒鉛スリーブの影響や、放射、伝熱等も考慮したやや複雑なモデルを用いて解析した。3種の原子炉について得られた過渡特性を比較検討した。原子炉熱系の伝達関数は複雑な形をしているが、これをみかけ上の時定数によって近似すると、概略の動特性を求めたり、異なる原子炉の動特性を比較するのに便利であることがわかった。正の温度係数の大きさがどの範囲にあれば原子炉は自己平衡性を持つかについて、その限界値を求め、またその限界値を高くするにはどうすればよいかについても検討した。
望月 恵一; 三井田 純一; 須田 信英; 黒柳 利之; 都甲 泰正; 原 昌雄; 秋山 守
第3回原子力シンポジウム報文集, 1, P. 143, 1959/00
抄録なし
三井田 純一; 須田 信英
JAERI 4006, 22 Pages, 1958/07
原子炉の設計に際しては、自動制御系統の検討および反応度事故に対する安全性の検討を充分に行なう必要がある。そのために便利な資料として任意の時間関数で表される反応度速度が起った際の、原子炉中性子密度の変化を計算できる数表および図表(1)をすでに作製した。ここでは反応度変化を階段状の変化に限り、その際の中性子密度の変化を計算するのに便利な図表を提供する。図表は2種類よりなる。第1は階段状の反応度変化
を与えたときの中性子密度の時定数Tr(i=1,2~7)を与え、第2は係数Nr(i=1,2~7)を与える。いずれかの場合も中性子寿命lはパラメータである。中性子密度n(t)は本文中の(6)式によって計算できる。多くの場合反応度事故は反応度変化を階段状の変化とみなすことにより、かなりよい近似を与える。この意味でこれらの図表は原子炉の安全性検討の計算に際して有用であると思われる。
