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Mo
O
飯田 一樹*; 梶本 亮一; 水野 雄介*; 蒲沢 和也*; 稲村 泰弘; 星川 晃範*; 吉田 幸彦*; 松川 健*; 石垣 徹*; 河村 幸彦*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 86(6), p.064803_1 - 064803_6, 2017/06
被引用回数：1 パーセンタイル：12.03(Physics, Multidisciplinary)The magnetic structure and spin wave excitations in the quasi-square-lattice layered perovskite compound LaMoO were studied by a combination of neutron diffraction and inelastic neutron scattering techniques using polycrystalline sample. Neutron powder diffraction refinement revealed that the magnetic structure is ferrimagnetic in the 
plane with antiferromagnetic stacking along the 
-axis. The inelastic neutron scattering results display strong easy-axis magnetic anisotropy along the -axis due to the spin-orbit interaction in Mo ions. The model Hamiltonian consisting of in-plane anisotropic exchange interactions, the interlayer exchange interaction, and easy-axis single-ion anisotropy can explain our inelastic neutron scattering data well. Strong Ising-like anisotropy and weak interlayer coupling compared with the intralayer exchange interaction can explain both the high-temperature magnetoresistance and long-time magnetization decay recently observed in LaMoO.
水野 峰雄; 芳賀 哲也; 須藤 勝夫; 武内 健太郎; 沖田 高敏; 木原 義之
JAEA-Technology 2011-009, 100 Pages, 2011/06
JAEA-Technology-2011-009.pdf:32.59MB
高速増殖原型炉もんじゅ用燃料ペレットは85%TDと低焼結体密度仕様であるため、製造には密度を降下させるためのポアフォーマ(以下、PFと略す)として、アビセルが使用されてきた。しかし、近年、アビセルの製造が中止されたため、代替材としてのPF候補材の特性を比較評価するための試験を実施した。下記に示した本試験の結果に基づき、セルフィアをアビセルの代替材に推奨した。(1)セルフィアを添加したペレットの焼結体密度のPF添加による密度降下率は、アビセルを添加したペレットとほぼ同一で、密度のばらつきはPF候補材の中で最も小さい。(2)ペレット外観観察における欠陥発生率は、PF候補材の中で最も低い。(3)セルフィアを添加したペレットのO/Mは、アビセル添加ペレットのO/Mと同等である。(4)ペレット縦断面金相観察におけるマイクロクラック発生の程度は、セルフィアがPF候補材の中で最も小さく、アビセル添加ペレットと同等である。(5)セルフィアを添加したペレットの焼しまり量はアビセル添加ペレットと同等である。上記のとおり、アビセルの代替材として推奨したセルフィアは、アビセル使用終了後のもんじゅ燃料製造に使用される予定である。
梶本 亮一; 中村 充孝; 稲村 泰弘; 水野 文夫; 中島 健次; 河村 聖子; 横尾 哲也*; 中谷 健; 丸山 龍治; 曽山 和彦; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 80(Suppl.B), p.SB025_1 - SB025_6, 2011/01
被引用回数：102 パーセンタイル：94.01(Physics, Multidisciplinary)4SEASONS is a Fermi chopper spectrometer, which is in operation in Materials and Life Science Experimental Facility (MLF), J-PARC. It is intended to provide high-efficiency measurement of weak inelastic signals on novel spin and lattice dynamics with thermal neutrons. For this purpose, the spectrometer utilizes the coupled moderator and advanced instrumental design such as an elliptic-shaped converging neutron guide with high-critical angle supermirrors inside, long (2.5 m) position sensitive detectors, and a Fermi chopper feasible for multiple-incident-energy (multi-
) measurement with the repetition rate multiplication technique. Here we show detailed design of the spectrometer, evaluation of its performance, and some examples of measurements.
山路 哲史; 川島 克之; 大木 繁夫; 水野 朋保; 大久保 努
Nuclear Technology, 171(2), p.153 - 160, 2010/08
被引用回数：5 パーセンタイル：35.74(Nuclear Science & Technology)MA均質装荷炉心(3wt%MA)を参照炉心として、MAターゲット装荷法(20wt%MA)が炉心の反応度特性及びULOF応答特性に及ぼす影響を評価した。本研究のMAターゲット装荷法は、炉心径方向反応度分布を平坦化し、ULOF時の投入反応度を低減し、出力上昇速度を遅くできる。ターゲット領域の燃料最高温度は内側炉心のそれに比べて高くなることはなく、融点を十分に下回っている。このターゲット装荷法は炉心反応度特性及びULOF応答特性の観点から優れているといえる。
梶本 亮一; 中村 充孝; 稲村 泰弘; 水野 文夫; 横尾 哲也*; 中谷 健; 新井 正敏; 藤田 全基*
固体物理, 45(2), p.79 - 89, 2010/02
近年、世界各国で新たな中性子実験施設の建設や既存の施設の高度化が進められているが、我が国でも日本原子力研究開発機構と高エネルギー加速器研究機構によってJ-PARC物質・生命科学実験施設(MLF)に大強度の核破砕パルス中性子実験施設が建設された。従来世界最高の性能を有していた核破砕パルス中性子源である英国のISISでは陽子ビーム出力が160kWであったのに対し、J-PARCでは1MWとなる予定であり、米国のSNS(1.4MW)と並んで世界有数の中性子実験施設となる見込みである。MLFは2008年5月にいよいよ初めての中性子ビームを生成し、その後も順調に強度を上げ、現在既にISISに匹敵する120kWでの定常運転を行っている。このような時期を迎え、われわれは分解能をそれほど追求しない代わりに、運動量とエネルギーの4次元空間を大強度・高効率で測定可能な非弾性散乱装置の実現を目指してMLFに4次元空間中性子探査装置(通称「四季4SEASONS」)の建設を進めてきた。現在、四季は建設フェイズをほぼ終え、いよいよ本格的な利用フェイズに移行しつつある。そこで、本レビューではこの四季の原理及び仕様について概説した後、最近本装置を用いて実証に成功した新しい非弾性散乱実験手法を紹介する。
中村 充孝; 梶本 亮一; 稲村 泰弘; 水野 文夫; 藤田 全基*; 横尾 哲也*; 新井 正敏
Journal of the Physical Society of Japan, 78(9), p.093002_1 - 093002_4, 2009/09
被引用回数：115 パーセンタイル：94.76(Physics, Multidisciplinary)さまざまな運動量-エネルギー空間にわたる複数個の動的構造因子二次元マップを一回の測定で同時に取得できることを実験的に実証することに成功した。この方法は飛行時間測定における不感時間を減少させ、測定の効率を飛躍的に向上させるものである。J-PARCのチョッパー分光器四季を利用して得られた今回の成果は、非弾性中性子散乱測定の新たな可能性を切り開くものと期待される。
山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 神山 健司; 近藤 悟; 守田 幸路*; Fischer, E. A.; Brear, D. J.; 白川 典幸*; 曹 学武; et al.
JNC TN9400 2003-071, 340 Pages, 2003/08
JNC-TN9400-2003-071.pdf:1.54MB
核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉の仮想的な炉心損傷事故を評価するために新たな安全解析コードSIMMER-IIIの開発を進めてきた。SIMMER-IIIは、2次元,3速度場,多相多成分,オイラー座標系の流体力学モデルを中核として、物質配位及びエネルギー状態に対応した空間依存の核計算モデルを有機的に結合したコードである。現在までに、本コード開発プロジェクトの当初に計画していた全てのモデル開発を終了したことになり、いよいよ実機の安全解析や複雑な多相流解析に本格的に適用できる段階に達した。また、コード開発と併行して、体系的なモデル検証研究を欧州研究機関と共同で進めており、その結果、モデルの高度化により従来のSIMMER-IIコードで問題とされた適用限界の多くが解消できるとの見通しを得つつある。本報告書では、SIMMER-III Version 3.Aの詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル,数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。新たに完成したSIMMER-III Version 3.Aにより、高速炉の安全解析における信頼性と適用範囲が飛躍的に向上できるものと期待されている。
山野 秀将; 藤田 哲史; 飛田 吉春; 近藤 悟; 守田 幸路*; 菅谷 正昭*; 水野 正弘*; 細野 正剛*; 近藤 哲平*
JNC TN9400 2003-070, 333 Pages, 2003/08
JNC-TN9400-2003-070.pdf:1.35MB
核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉における仮想的な炉心損傷事故をより合理的に評価するために、新たな安全解析コードSIMMER-III開発・検証を進めてきた。この開発成果に基づき、SIMMER-IIIの2次元流体力学モデルを3次元に拡張したSIMMER-IVコードの開発を行った。本報告書に述べる第2版(Version 2)では、核計算部は3次元中性子輸送モデルを採用している。SIMMER-IVの完成により、SIMMERコードの適用範囲はさらに拡大し、これまでのSIMMER-IIIの2次元コードであるが故の限界が解消される。本報告書にも記載したサンプル計算を通じて、SIMMER-IVの基本的性能と妥当性が確認されている。本報告書は、SIMMER-IV Version 2.Aの利用者のために必要な情報を記載している。詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル、数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。
太田 宏一*; 尾形 孝成*; 横尾 健*; 池上 哲雄; 林 秀行; 水野 朋保; 山館 恵
JNC TY9400 2001-015, 40 Pages, 2001/03
JNC-TY9400-2001-015.pdf:1.62MB
核燃料サイクル開発機構と電気事業者が共同で実施している「FBRサイクル実用化戦略調査研究」では、将来のFBR実用化に向けて、最も適当なFBRシステムを明確化するために、従来からの酸化物燃料の他、金属などの新型燃料サイクルについても比較検討を行うことになっている。その一環として、本研究では実用炉クラスを想定した金属燃料FBRの炉心核熱流力設計および燃料健全性評価を行い、達成可能な性能を明らかにするとともに、他の燃料形態との比較評価を行うことを目的としている。(1)炉心特性評価スケールメリットやサイクルコスト低減による経済性の向上を図った大型高燃焼度金属燃料炉心(1,500MWe級、150GWd/t)の核熱流力設計を行い、その炉心特性について以下の点を明らかにした。・通常の均質炉心によって、酸化物燃料炉心では難しい30年を下回る複合システム倍増時間が達成できる。またナトリウムボイド反応度は8-10$程度(炉心損傷事故時における即発臨界防止の目安制限値以下)に収まり、酸化物燃料炉心と同等の安全性が確保できる。・径方向非均質炉心の場合にはボイド反応度を5$程度に低減できることから、炉心損傷事故に対して十分な余裕が確保される。ただしプルトニウム富化度が増大するため、倍増時間は長期化する。(2)燃料健全性評価大型均質炉心において最大燃焼度が200GWd/tに達し、照射条件が最も厳しいと考えられる燃料要素の健全性評価を行い、以下の点を確認した。・燃料挙動解析の結果、様々な不確かさを保守側に仮定した場合にも燃焼末期までクリープ破損を防止することが可能であり、通常運転時の健全性が確保される。・過渡時には金属燃料特有の「液相形成に伴う被覆管内面浸食」が起こり得る。しかし、本解析の結果、設計基準事象において推測される数百秒以内の被覆管過熱状態の継続時間では液相浸食が被覆管健全性に与える影響は小さいことが分かった。即ち、過渡時の健全性確保の観点からは液相浸食対策は必要ないと言える。
池上 哲雄; 林 秀行; 佐々木 誠; 水野 朋保; 山館 恵; 高木 直行; 黒澤 典史
JNC TY9400 2001-011, 493 Pages, 2001/03
JNC-TY9400-2001-011.pdf:20.55MB
中長期事業計画を受けて、平成11年7月から本格的に開始されたFBR実用化戦略調査研究フェーズIでは、平成12年度までの2年間に亘り多様なFBRプラントの技術選択肢について検討を実施した。調査研究フェーズIを推進するに当たり、5つの観点(1)安全性、2)経済性、3)資源有効利用、4)環境負荷低減、5)核不拡散)から開発目標を設定している。これら5つの観点を視野に置き、各種冷却材、燃料形態及び炉心出力規模の組み合わせについて幅広く調査・解析・検討を加え、炉心・燃料特性を把握・比較評価した。これらの結果に基づき、フェーズIIの研究・開発計画を明らかにし、実用化炉心・燃料候補を選定するためのデータベースを構築した。本報告書は、フェーズI最終報告としてまとめたものである。主な成果を以下に示す。(1)各冷却材毎に燃料形態の比較評価を行い、有望な燃料形態として、Na冷却炉心では酸化物と金属燃料、重金属冷却炉心では、金属と窒化物燃料、炭酸ガス冷却では酸化物と窒化物燃料、Heガス冷却炉心では窒化物燃料を抽出した。(2)Na冷却大型酸化物燃料炉心における再臨界回避と炉心核的性能の両立可能な概念として、軸ブランケット一部削除型径方向非均質炉心が有力候補のひとつである。(3)Pb-Bi自然循環冷却中型炉心の場合、酸化物燃料では実用化目標のうち、燃焼度と増殖比の両者を同時に達成することは難しい。(4)炭酸ガス冷却炉心の場合、Na冷却炉心とほぼ同等の炉心核的性能が得られる。(5)ガスタービンによる直接発電を可能とする原子炉出口温度850
を目標にしたHe冷却密封ピン型燃料炉心については、窒化物燃料にて実用化目標達成の可能性がある。(6)同じく原子炉出口温度850でスクラム失敗を伴う事故時にも燃料溶融を回避することを目標にしたHe冷却被覆粒子型燃料炉心については、窒化物燃料にて燃焼度10万MWd/t、増殖比1.1達成の可能性がある。(7)FBRサイクルのみならずプルサーマル等の軽水炉サイクルを含めた燃料サイクルとして想定される種々のTRU組成及び低除染燃料の高速炉炉心核的性能への影響は小さい。
近藤 悟; 山野 秀将; 飛田 吉春; 藤田 哲史; 守田 幸路*; 水野 正弘*; 細野 正剛*
JNC TN9400 2001-003, 307 Pages, 2000/11
JNC-TN9400-2001-003.pdf:8.33MB
核燃料サイクル開発機構(サイクル機構)では、高速炉における仮想的な炉心損傷事故をより合理的に評価するために、新たな安全解析コードSIMMER-III開発・検証を進めてきた。この開発成果に基づき、SIMMER-IIIの2次元流体力学モデルを3次元に拡張したSIMMER-4コードの開発を行った。本報告書に述べる第1版(Version 1)では、核計算部(中性子輸送モデル)は2次元モデルを採用しており、流体力学との結合のためのインターフェイスを用意した。SIMMER-4の完成により、SIMMERコードの適用範囲はさらに拡大し、これまでのSIMMER-IIIの2次元コードであるが故の限界が解消される。本報告書にも記載したサンプル計算を通じて、SIMMER-IVの基本的性能と妥当性が確認されている。本報告書は、SIMMER-4 Version 1.Bの利用者のために必要な情報を記載している。詳細なプログラム解説に加えて、各要素物理モデル、数値計算アルゴリズム及びコードの特徴について述べる。今後さらにモデル改良を行うことが望まれる分野についてもとりまとめた。
池上 哲雄; 林 秀行; 佐々木 誠; 水野 朋保; 川島 克之*; 黒澤 典史; 坂下 嘉章
JNC TY9400 2000-021, 452 Pages, 2000/03
JNC-TY9400-2000-021.pdf:16.64MB
中長期事業計画を受けて、平成11年度から本格的に開始されたFBR実用化戦略調査研究フェーズIでは、2年間に亘り多様なFBRプラントの技術選択肢について検討を実施している。調査研究を推進するに当たり、5つの観点((1)安全性、(2)経済性、(3)資源有効利用、(4)環境負荷低減、(5)核不拡散)から開発目標を設定している。これら5つの観点を視野に置き、各種冷却材、燃料形態及び炉心サイズの組み合わせについて幅広く調査・解析・検討を加え、炉心・燃料特性を把握・比較した。さらに、今後の研究・開発課題を明らかにし、実用化炉心燃料候補を選定するためのデータ・ベースを構築した。本報告書は、平成11年度検討成果を、フェーズI中間報告として報告するものである。主な成果を以下に示す。(1)MOX燃料は、金属燃料、窒化物燃料と比べ使用実績が豊富であり、技術開発も先行しているが、金属燃料、窒化物燃料の方が増殖比・倍増時間の点でより良い特性を示している。(2)金属燃料は、燃料と被覆管との共存性が劣るため、最高使用温度が制限され(炉心出口温度:510
530相当)、高温化には改良被覆管等の開発が必要である。(3)窒化物燃料は、事故時の窒素乖離や15N濃縮の経済性に係わる課題がある。(4)金属燃料は高燃焼度実績が乏しく、窒化物燃料ではさらに実験的知見が不足しているので、実用化のためには高燃焼度挙動に関する知見取得と実績の蓄積が必要である。(5)冷却材として、ナトリウム、重金属、ガスの間に、特に優越は見られない。
池上 哲雄; 林 秀行; 佐々木 誠; 水野 朋保; 黒澤 典史; 坂下 嘉章; 永沼 正行
JNC TN9400 2000-070, 146 Pages, 2000/03
中長期事業計画を受けて、平成11年度から本格的に開始されたFBR実用化戦略調査研究フェーズIでは、2年間に亘り多様なFBRプラントの技術選択肢について検討を実施している。本報告書は、これらの技術選択肢の内、鉛冷却炉の炉心・燃料設計についての平成11年度検討成果を、フェーズIの中間報告として報告するものである。炉心燃料についての仕様や特性に関する情報が比較的充実していることから、先ずロシアのBREST-300を検討対象に選び、サイクル機構の設計手法にて独自に解析評価を行った。さらに、鉛冷却炉心とナトリウム冷却炉心を同じ土俵で比較すべく、両者の熱流力条件を合わせた条件下での核特性の比較検討を試みた。また、本概念成立性上の課題や実用化戦略調査研究の目標に関連する特性も評価した。主な成果を以下に示す。(1)BREST-300の高増殖性(内部転換比1)は、鉛の中性子反射効果も大きいが、窒化物燃料に負うところが大きい。(2)被覆管外面腐食やFCMIにより、燃焼度15万MWd/t達成には困難が伴う。(3)燃料被覆管最高温度は同一温度条件下のナトリウム冷却炉よりも40程度高くなる。(4)鉛冷却の場合、被覆管温度上昇量を同一とする流量条件下で、圧損をナトリウム冷却炉心と同一とするためには燃料ピンピッチを増加する必要があり、増殖性はナトリウム冷却炉心に優越することははない。これら一連の検討により、これまで設計経験のなかった鉛冷却炉の炉心燃料特性をほぼ把握できたと考える。
池上 哲雄; 林 秀行; 佐々木 誠; 水野 朋保; 川島 克之*; 黒澤 典史; 坂下 嘉章
JNC TN9400 2000-068, 337 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-068.pdf:12.64MB
中長期事業計画を受けて、平成11年度から本格的に開始されたFBR実用化戦略調査研究フェーズIでは、2年間に亘り多様なFBRプラントの技術選択肢について検討を実施している。本報告書は、これらの技術選択肢の内、ナトリウム冷却炉の炉心・燃料設計についての平成ll年度検討成果を、フェーズIの中間報告として報告するものである。本FBR実用化戦略調査研究フェーズIでは、調査研究を推進するに当たり、5つの観点((1)安全性、(2)経済性、(3)資源有効利用、(4)環境負荷低減、(5)核不拡散)から開発目標を設定している。これら5つの観点を視野に置き、ナトリウム冷却炉を対象に、各種冷却材、燃料形態及び炉心サイズの組み合わせについて幅広く調査・解析・検討を加え、それらの炉心・燃料特性を把握した。さらに、今後の研究・開発課題を明らかにし、実用化炉心燃料侯補を選定するためのデータ・ベースを構築した。主な成果を以下に示す。(1)酸化物燃料大型炉心において、運転サイクルの長期化には限界がある。倍増時間短縮を狙った酸化物燃料炉心に関し、倍増時間30年以下が可能である。(2)MA添加率5wt%HMにおけるMA変換率は酸化物燃料炉心で11%/サイクル程度である。酸化物燃料、金属、窒化物燃料形態間の差は小さい。(3)低除染燃料の適用性については、設計要求であるFP混入率:約2vol%に対し、設計対応が可能な見通しである。(4)下部軸ブランケット部分削除方式及び径方向非均質炉心の採用等により、炉心特性への影響が小さい再臨界回避の概念が可能である。(5)金属燃料と窒化物燃料は、ほぼ同様の炉心核特性であり、実用化の目標に合致する燃料形態である。
及川 哲邦; 近藤 雅明; 水野 義信*; 渡辺 裕一*; 福岡 博*; 村松 健
Reliab. Eng. Syst. Saf., 62(3), p.251 - 271, 1998/00
被引用回数：11 パーセンタイル：51.2(Engineering, Industrial)原研で開発している地震PSAのためのシステム信頼性解析コード、SECOM-2では、地震時の機器損傷確率の計算、ミニマルカットセット(MCS)の導出、システムの条件付故障確率の計算、地震ハザードを組み合わせた事故シーケンスの発生頻度や炉心損傷頻度の計算、感度解析、様々な指標を用いた重要度評価、不確実さ解析等を行う機能がある。まず、原研では地震下における炉心損傷事故のモデルとして、全ての起因事象による炉心損傷を1つのシステムモデルで表した総合フォールトツリー(FT)を用いている。このような総合FTを用いることにより、システム機能喪失、炉心損傷等の条件付き確率の点推定値曲線を地震動レベルの関数として求めることができる。ここで、点推定の計算には、厳密解が得られるBAM法を採用している。また、地震PSAで重要とされている、機器損傷の相関の取り扱い方法として、新たにモンテカルロ法に基づいた解析機能を組み込んでいるため、MCS間の機器損傷の相関を考慮できる他、従来のMCS法で採用されている上限近似を行うことなく、厳密解に近い計算結果を得ることができる。
傍島 眞; 及川 哲邦; 近藤 雅明; 水野 義信*; 村松 健; 蛯沢 勝三
10th Pacific Basin Nuclear Conf. (10-PBNC), 1, p.629 - 636, 1996/00
原子炉の炉心損傷に至り得る外的事象のうち、我が国で重要と考えられる地震について、PSA手法の研究と開発を実施し、炉心損傷に至る機器損傷の頻度を評価する手法を確立した。当初は比較的単純なモデルにより、BWRに適用し、得られた理解をモデルの改良に反映し、設計条件等の影響因子を特定した。炉心損傷頻度まで求めるコードによる計算から、交流電源の機器の耐力すなわち機能維持が、炉心損傷に大きな影響を及ぼすことが認識された。ディーゼル発電機は構成要素の総体としての耐力で破損が決定付けられ、軸受の損傷が代表的モードとなることなどが明らかになった。他の機器についても個別の方法で耐力評価を行っており、地震ハザードの不確実性を小さくし、地震PSAの利用、免振への応用などを通じて原子炉の安全向上を図って行く。
栗山 正明; 秋野 昇; 荒木 政則; 海老沢 昇; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 河合 視己人; 椛澤 稔; 小泉 淳一*; 国枝 俊介; et al.
Fusion Engineering and Design, 26, p.445 - 453, 1995/00
被引用回数：43 パーセンタイル：95.65(Nuclear Science & Technology)JT-60Uでの高密度電流駆動実験の駆動装置として負イオン源を使用した高エネルギーNBI装置が建設されようとしているが、本報告は、この負イオンNBI装置の建設について述べたものである。負イオンNBI装置は、ビームエネルギー500keVで10MWの中性ビームを10秒間入射するもので、世界で最初の負イオン源を使用した高エネルギーNBI装置となるものである。このNBI装置は、全長24mのビームライン、大電流の負イオンを生成/引出すための負イオン生成/引出し電源、500kV/64Aの出力を有する加速電源及び制御系等から構成される。水冷却系、液体ヘリウム/液体窒素の冷媒循環系、補助真空排気系などの設備は、既設JT-60NBIのものを共用する。講演では、本NBI装置の設計及び建設の現状について発表する。
及川 哲邦; 村松 健; 岩村 公道; 笠原 健夫*; 水野 義信*; 三村 裕一*
第6回確率論的安全評価 (PSA)に関する国内シンポジウム論文集 (IAE-9206), p.204 - 209, 1993/01
原研では、受動的安全機能を採用した一体型加圧水炉SPWR(System-integrated PWR)の概念設計研究を行っているが、その技術成立性の評価、設計の弱点の洗い出しに確率論的安全評価(PSA)を実施している。SPWRのような基本設計段階にあるプラントへのPSAの適用をフレームワークPSAと名づけ、2年計画で行っている。フレームワークPSA手法の特徴は、起因事象の同定では既存PSAで取り上げられた起因事象も参考としながら新設計の系統には故障モード影響解析を行ったこと、事故進展図を作成して事故進展の検討を行ったこと、定量化では既存炉と同様なシステムについて既存PSAの値を参考とし新設計の機器の故障率を設定する等の方法を用いたことである。本報告では、1年目のフレームワークPSAで得られた成果の概要を紹介するとともに、現在実施中の2年目の計画を述べる。
栗山 正明; 秋野 昇; 荒木 政則; 海老沢 昇; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 河合 視己人; 椛澤 稔; 小泉 淳一*; 国枝 俊介; et al.
15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, 0, p.470 - 473, 1993/00
JT-60Uでは、トカマク装置の定常化を目的として炉心レベル高密度プラズマでのNBI電流駆動実験を計画している。この電流駆動実験のドライバーとして高エネルギー負イオンNBI装置の建設が開始された。この負イオンNBI装置は、ビームエネルギー:500keV,入射パワー:10MW,ビームパルス幅:10秒,の性能を持つもので、2台の大型負イオン源を装着した長さ24mのビームライン、大電流負イオンを生成するための負イオン生成電源、生成された負イオンを500keVまで加速するための加速電源等から構成される。負イオンNBI装置は、その建設を2期に分けた。第1期では、製作後の試験調整に長時間を必要とする負イオン源、高電圧直流電源を製作する。第2期では、JT-60へのビーム入射に必要なビームライン等を製作する。講演では、本負イオンNBI装置の設計及び建設状況について発表する。
ion source for the JT-60U negative-ion-based neutral beam injector奥村 義和; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 栗山 正明; 前野 修一*; 松岡 守; 宮本 賢治; 水野 誠; 小原 祥裕; 鈴木 哲; et al.
Proceedings of 15th IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, p.466 - 469, 1993/00
JT-60Uの負イオンNBI用の大型負イオン源の設計と開発状況について発表する。JT-60U負イオンNBIのためには、500keV、22Aという従来のイオン源の性能を遙かに上回る負イオン源が必要である。原研におけるこれまでの大電流負イオン源開発の集大成として本イオン源を設計しており、大型プラズマ源、独自の磁気フィルター、高エネルギー静電加速系などに工夫がこらされている。設計の基になった実験結果と計算機シミュレーションの結果、製作の現状を述べる。
