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菅沼 和明; 廣木 文雄; 伊藤 崇; 山崎 良雄
Proceedings of 16th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.846 - 848, 2019/07
J-PARCリニアックの冷却水システムは、流量変動が発生し安定運転の妨げになっていた。冷却水の汚濁が流量変動を引き起こす原因であることを突き止め、循環ポンプの仕様変更と冷却水の汚濁を低減する対策を実行し、流量変動を収束させた。しかしながら、発生源の抑制は未解決である。これまでの調査から、汚濁は微量金属の混入で、冷却水に精製水を使用することによる銅への浸食と腐食によって起こることが判明している。精製水を使用し無酸素銅を多用する加速器特有の問題かもしれない。加速器に使用する冷却水は、放射線の影響を抑えるために不純物を極力排除した精製水を使用している。一方、加速空洞及び電磁石を製作する部材には、伝熱に優れている銅の使用や加工精度に優れている鉄を多用している。また、加速器は高電圧、大電流を使用する必要があり、工業用水や水道水の使用では、安定運転へのリスクが伴う。一般的な設備の冷却水に銅を使用する場合、防食剤を使用することで、腐食を抑制できるが、前述したとおり、加速器は、放射線場,高電圧の環境であり防食剤の使用が制限される。本報告では、J-PARCリニアック冷却水設備における微量金属混入の調査について報告する。
菅沼 和明; 廣木 文雄; 伊藤 崇; 山崎 良雄
Proceedings of 15th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.309 - 311, 2018/08
本件は、2017年夏に完全解決した冷却水設備における流量低下問題の改善報告である。J-PARCリニアックの前段空洞であるDTL及びSDTL用の循環冷却水の流量が、1週間かけて3%程度低下する現象が長年続いていた。この冷却水の流量低下によって、空洞に取り付けた流量計の低流量接点を動作させ、加速器の運転のみならずJ-PARC全体の運転を停止させていた。この流量低下の現象は発現から約9年が経過しており、抜本的な対策が望まれていた。本発表では、流量低下の解決の糸口となった着目点を整理し述べる。2017年夏にポンプの仕様変更を決断し、ポンプの入れ替えを行い冷却水流量の低下は皆無となった。J-PARC加速器のみならず、J-PARC全体の安定運転に絶大な貢献を果たした。
菅沼 和明; 廣木 文雄; 伊藤 崇; 山崎 良雄
Proceedings of 14th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.871 - 873, 2017/12
J-PARCリニアック冷却水設備のひとつである設備名称RI4の全体流量減少の原因は、水の汚濁と汚濁によるポンプ性能の変化であると考えられる。全体流量減少の対策として、循環ポンプの追加設置による南北配管の送水分離を実施した。その結果、流量減少に一定の改善が見られた。また、追加措置前のポンプ構成でも流量減少が現れず、これは、冷却水の入れ替えにより汚濁が薄まり、ポンプ性能が安定したことが理由と考えられる。ポンプ追加措置と同時に、冷却水中の浮遊物の調査も実施した。その結果、冷却水中にCu, Fe, Niなどが検出された。検出されたCuについてはメジアン径を測定した。本発表では、冷却水中の浮遊物の調査報告およびリニアック安定運転のために行うべき対策について報告する。
菅沼 和明; 廣木 文雄; 伊藤 崇; 山崎 良雄
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.304 - 306, 2016/11
加速空洞用冷却水設備は、以前より流量が減少する事象が見受けられ冷却水の流量低下によって警報が発報し、加速器全体の運転を停止させることがある。警報発報から復旧までに時間を費やすため早急な対策が望まれており、J-PARC加速器全体で取り組む課題となっている。われわれは、リニアック空洞のRFQからSDTLまでの冷却水設備である設備名称RI4系について、以前から現象が確認されている冷却水設備のバッファタンクの水位変動と、冷却水全体流量の変動の関連について再度注目してみた。同時に、冷却水設備の運転データから新たな情報の有無を調べた。冷却水の全体流量の減少原因について、運転データと関連づけながら仮説を立ててみる。
小栗 英知; 長谷川 和男; 伊藤 崇; 千代 悦司; 平野 耕一郎; 森下 卓俊; 篠崎 信一; 青 寛幸; 大越 清紀; 近藤 恭弘; et al.
Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.389 - 393, 2014/10
J-PARCリニアックでは現在、ビームユーザに対する利用運転を行うとともに、リニアック後段の3GeVシンクロトロンにて1MWビームを加速するためのビーム増強計画を進めている。リニアックのビーム増強計画では、加速エネルギー及びビーム電流をそれぞれ増強する。エネルギーについては、181MeVから400MeVに増強するためにACS空洞及びこれを駆動する972MHzクライストロンの開発を行ってきた。これら400MeV機器は平成24年までに量産を終了し、平成25年夏に設置工事を行った。平成26年1月に400MeV加速に成功し、現在、ビーム利用運転に供している。ビーム電流増強では、初段加速部(イオン源及びRFQ)を更新する。イオン源はセシウム添加高周波放電型、RFQは真空特性に優れる真空ロー付け接合タイプ空洞をそれぞれ採用し、平成25年春に製作が完了した。完成後は専用のテストスタンドにて性能確認試験を行っており、平成26年2月にRFQにて目標の50mAビーム加速に成功した。新初段加速部は、平成26年夏にビームラインに設置する予定である。
大島 武; 徳永 興公*; 一色 正彦*; 笹島 文雄; 伊藤 久義
Materials Science Forum, 556-557, p.457 - 460, 2007/00
炭化ケイ素(SiC)基板作製時に意図せずに混入する微量不純物を放射化分析を用いて評価した。昇華法により作製された市販の高品質高抵抗六方晶(4H)SiC及び化学気相成長法により作製された市販のn型立方晶(3C)SiCを試料として用いた。試料表面の汚染を取り除くために有機洗浄(アセトン,エタノール)及び酸(硝酸,フッ酸)処理を行った後に、原子力機構JRR-3にて中性子照射(1時間又は100時間)を行った。k0法により基板に含まれる微量不純物を評価した結果、4H-SiC, 3C-SiCともに、亜鉛,砒素,臭素,モリブデン,アンチモンが含まれることが判明した。また、これ以外にも、4H-SiCからは鉄,タンタル,タングステン,金が、3C-SiCからはランタンが検出された。
今井 誠*; 白井 稔三*; 斉藤 学*; 春山 洋一*; 伊藤 秋男*; 今西 信嗣*; 福澤 文雄*; 久保 博孝
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.7, p.323 - 326, 2006/00
われわれは核融合研究に必要なイオン-原子,イオン-分子衝突による荷電交換断面積データの生産と収集を行ってきた。核融合炉の対向面材料から不純物として発生する
の1価及び2価イオンと原子(
),分子(
)との衝突による1電子及び2電子交換断面積を5-15keVの衝突エネルギー領域で測定した。また、1983年以降に科学雑誌に発表された荷電交換断面積の測定データを収集した。ここでは、これらのデータ生産,収集活動について報告する。
伊藤 昭憲; 赤堀 光雄; 高野 公秀; 小川 徹; 沼田 正美; 糸永 文雄
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.3), p.737 - 740, 2002/11
(Am, Y)N及び(Am, Zr)Nのアメリシウム系混合窒化物をAmO
,YO
及びZrOを出発原料として炭素熱還元法により調製した。Am-Y系窒化物では、化学量論組成以上の過剰炭素条件下,1300
及び1500の2段加熱法を適用することにより、10~30mol%AmNの範囲で、酸化物が無く、固溶酸素量も低い混合窒化物固溶体を得ることができた。
笹島 文雄; 澤幡 浩之*; 鬼沢 孝治*; 市村 茂樹; 大友 昭敏; 伊藤 泰男*; 高柳 政二
JAERI-Tech 2000-073, 49 Pages, 2000/12
JAERI-Tech-2000-073.pdf:4.43MB
放射化分析支援システムは、放射化分析の経験が少ない利用者でも、簡便で、かつ正確に分析試料の多元素同時分析を行えるように分析作業を支援するためのものである。本検証試験では、放射化分析支援システムの機能、使い易さ、分析の正確さ等についての確認を行った。検証試験の方法としては、JRR-3M PN-3設備に整備した照射装置、測定装置、自動試料交換装置、解析装置及びKo法に基づく解析ソフト「KAYZERO/SOLCOI」を用いて実施し、ゲルマニウム検出器の校正、照射場のパラメータの測定、及び3種類の環境標準試料の分析を行った。本システムによる分析においては、多元素同時分析により合計28元素を定量し、保証値を有する16元素を15%以内の正確さで分析することができたので、システムの紹介とこれらの結果について報告する。
伊藤 文雄*
JNC TJ6420 2000-002, 59 Pages, 2000/03
JNC-TJ6420-2000-002.pdf:4.54MB
本研究は、レーザー照射による岩盤掘削技術の開発を目的としている。このレーザー岩盤掘削技術は、対象岩盤の地質、賦質に囚われることなく、掘削周辺の環境に極めて与える影響が少ないという特徴がある。そして、堀削地の後、埋め戻す必要のある廃棄物処理場の堀作、様々な地層を掘り抜くロングスパンの立坑やトンネルの堀作及び岩盤・地盤の改良に期待される。レーザーは、エネルギーを局所に集中される特徴があり、鋭い鋏のように小さな力で大きな領域を不連続化、あるいは切断していくことができるとともに表面から深くにある部分の溶融ガラス化によって亀裂等を寒ぐといった改良が可能とされる。このことは、エネルギーの有効利用、自然環境保全、作業環境の改善にも結びついていく。処分坑の堀削、炉解体、鉱山跡措置等、核燃料サイクルの分野では、岩盤やコンクリートなどを限られたスペースを利用して堀作、切断溶融する必要が生ずる。これまでは、主として大型の機械により行われてきているが、これらの機械は、設備の巨大化や重量の大きさ、無人化の難しさ、限定された切断形状、廃棄物の安定化など、改善が求められていても、発展性が非常に乏しい。本研究では、これまで、レーザー岩盤堀削に係る実現へのブレークスルーを見出すべく、レーザーの高出力化、小型化、ファイバーによる伝送などの動向を調査、基礎的な研究を行うとともに、レーザー堀作の具体的なシステムイメージを検討してきた。本年度はレーザ堀削技術技術研究のまとねとして、高出力レーザーにより不連続化した岩体への削除への応用や流下体(溶融ドロス)の除去方法の改善等を意識し、岩盤改良にも効果が高いと考えられる低出力レーザーの利用について検討を行う。
松田 慎三郎; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 海老沢 昇; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 金井 文雄*; 河合 視己人; 小又 将夫; et al.
Fusion Engineering and Design, 5, p.85 - 100, 1987/00
被引用回数：23 パーセンタイル：87.8(Nuclear Science & Technology)JT-60NBI加熱装置のシステムと特徴についてまとめたものである。
河村 弘; 小向 文作; 酒井 陽之; 川又 一夫; 井澤 君江; 武石 秀世; 伊藤 忠春; 桜井 文雄; 小山田 六郎
JAERI-M 84-228, 61 Pages, 1984/12
軽水炉燃料の安全性研究のために実施した実験で得た照射中のデータを補完し、さらに詳しく照射挙動を解析する上で、照射後試験によるFPガス分析、XMA観察、燃焼度測定等が重要になる。それらの試験結果の内、燃料度は燃料物性の評価上、特に重要な因子である。本研究ではJMTRでの燃料中心温度測定実験で用いた燃料棒から切断採取したUOペレット片について
線スペクトル測定と化学分析(試料UOペレット片を溶解した後、U量及び
Cs量を定量し、燃焼度を算出すること)を行ない、各々から得た
Cs/Cs比と燃料度との相関を調べた。その結果、両者が
7%の標準偏差内で直線相関していることを明らかにし、両者の相関式を求めた。また、上記線スペクトル測定により求めたFP核種の放射能と燃焼計算コードORIGENにより求めたFP核種の放射能とが、Ceを除いて10%の誤差範囲内で一致していることを確認した。
田中 俊一; 坂本 幸夫; 山路 昭雄*; 足立 守; 近藤 真; 内山 順三; 佐藤 博; 飯田 省三; 小林 忠義; 広瀬 彰; et al.
JAERI-M 84-019, 66 Pages, 1984/02
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、BWR使用済燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを用いて「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽解析コード、同データライブラリィを総合的に評価、検討し、必要な改善を計るためのベンチマークデータを取得することを目的とするもので、燃料集合体1体、および2体収納した輸送キャスクについてガンマ線、中性子の測定を行なった。本報告書では、測定値の他、実験の条件・方法、検出器の特性、測定結果のまとめが述べられている。
田中 俊一; 山路 昭雄*; 坂本 幸夫; 片倉 純一; 内藤 俶孝; 足立 守; 近藤 真; 佐藤 博; 内山 順三; 小林 忠義; et al.
JAERI-M 82-201, 60 Pages, 1982/12
使用済燃料取扱施設の遮蔽安全性評価コードシステム、同データライブラリィの検証実験計画に基づき、PWR燃料集合体とこれを収納した使用済燃料輸送キャスクを利用した「キャスク形状評価のための実験」を実施した。この実験は使用済燃料輸送キャスクの遮蔽コード、および同データライブラリィの妥当性を総合的に評価することを目的とするもので、輸送キャスク周辺における、中性子、ガンマ線のエネルギスペクトル、線量率分布、キャスク内部での中性子、ガンマ線の反応率、線量率分布等の詳細な測定が行われた。本報告書には、測定値の他、実験条件、実験方法、検出器の特性等が述べられている。
遠藤 昭; 伊藤 忠弘*; 朝倉 文雄*
PNC TN952 80-10, 13 Pages, 1980/10
保守担当者の便に供するため、プロセス計装など、安全保護系を含む計測系の較正における誤差の考え方をまとめた。最初に、計装系における誤差の一般論について解説したのち、これに基づいて、実際の較正作業における許容誤差の基準を導く。
井上 達也*; 榎本 俊彦*; 平田 豊*; 伊藤 忠弘*; 福田 達*; 朝倉 文雄*; 野本 昭二*
PNC TN943 80-01, 70 Pages, 1980/03
高速実験炉「常陽」原子炉格納容器の気密保持機能確認を目的とし,昭和54年12月,原子炉格納容器の全体漏洩率試験を実施した。試験は高速実験炉「常陽」の定期点検の一環とし,昭和53年2月に実施したナトリウム注入後第1回試験に引続き,第2回試験として第1回試験と同一の方法にて実施した。試験の結果,全体漏洩率(みかけの漏洩率)は絶対圧力法にて0.034+-0.021%/day,基準容器法にて0.039+-0.006%/dayであり,第1回試験で測定された漏洩率(それぞれ,0.036+-0.011%/day,0.036+-0.008%/day)とほぼ等しく,誤差並びにナトリウム冷却型炉として特殊な試験状態を採用したことに伴う補正漏洩率を加えた結果も基準値1.90%/day以下であって,原子炉格納容器の気密保持機能は維持されていることが確認された。第1回試験並びに第2回試験の結果により,ナトリウム冷却型炉固有の,冷却材を溶融循環させた状態での試験並びにそれに伴う漏洩率の評価法に問題はなく,以後の試験も,ナトリウム冷却型炉の全体漏洩率試験として支障なく実施出来るものと考えられる。
