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山本 風海; 金正 倫計; 林 直樹; Saha, P. K.; 田村 文彦; 山本 昌亘; 谷 教夫; 高柳 智弘; 神谷 潤一郎; 菖蒲田 義博; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 59(9), p.1174 - 1205, 2022/09
被引用回数：6 パーセンタイル：84.97(Nuclear Science & Technology)J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)は、最大1MWの大強度ビームを25Hzという早い繰り返しで中性子実験及び下流の主リングシンクロトロンに供給することを目的に設計された。2007年の加速器調整運転開始以降、RCSではビーム試験を通じて加速器の設計性能が満たされているかの確認を進め、必要に応じてより安定に運転するための改善を行ってきた。その結果として、近年RCSは1MWのビーム出力で連続運転を行うことが可能となり、共用運転に向けた最後の課題の抽出と対策の検討が進められている。本論文ではRCSの設計方針と実際の性能、および改善点について議論する。
石橋 健二*; 上坂 充*; 守田 幸路*; 佐藤 泰*; 飯本 武志*; 渡辺 幸信*; 宇根崎 博信*; 山野 秀将
日本原子力学会誌ATOMO
, 55(7), p.403 - 406, 2013/07
10数年前から日韓交流が活発になり、学会開催時に相互に日韓合同セッションなどが開かれるようになった。これらを背景に、人材育成の立場から若い時期の交流が国際的立場の中での次世代の日韓協力・共同歩調に役立つだろうという認識がうまれ、2005年に部会による学生・若手研究者の交流(サマースクール等)を支援する事業が発足した。この事業の実績と現状を把握しておくことは、今後の発展に訳に立つとともに、これまでかかわっていなかった分野/部会の本事業への参加も期待される。
高柳 智弘; 神谷 潤一郎; 渡辺 真朗; 植野 智晶*; 山崎 良成; 入江 吉郎; 木代 純逸; 酒井 泉*; 川久保 忠通*; 唐司 茂樹*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.1366 - 1369, 2006/06
被引用回数：8 パーセンタイル：43.78(Engineering, Electrical & Electronic)J-PARC 3-GeV RCSにおける入射システムは、4台の水平シフトバンプ電磁石を用いて、周回ビームと入射ビームを合流する。その水平シフトバンプ電磁石の設計を3次元磁場解析により行った。本論文では、その結果について報告する。
井口 正; 渡辺 博典; 木村 守*; 安濃田 良成
JAERI-Research 2001-032, 111 Pages, 2001/05
JAERI-Research-2001-032.pdf:4.14MB
著者らは、流路断面平均ボイド率を非定常計測する実用的なコンダクタンス型ボイド率計を開発した。本ボイド率計は、流路内の二相流ボイド率と二相流電気伝導度との相関関係を利用する。空気/水2相流による校正試験を行った結果によれば、ボイド率
は電流比I/I
(Iは、満水時の電流)を用いて、=1-I/Iで近似できる。このボイド率計を、高温・高圧のBWR条件(290
,7MPa)に適用し、その計測性能を調べた。その結果、電極部の耐熱性に改良の余地があるが、高温・高圧でもボイド率は=1-I/Iで近似できることがわかった。ただし、水の電気比抵抗の温度依存性を考慮する必要がある。このため、水の電気比抵抗の温度依存性を調べるとともに、温度補正式を導出した。また、本ボイド率計を規模の大きい試験装置に適用するときには、回路のキャパシタンスの影響が無視できなくなる。このため、この影響を抑制する方策を講じた。高温高圧条件下で流量133kg/m
s以下、2
2管群流路で、ボイド率0%~70%では誤差10%以内でボイド率を測定できた。本ボイド率計は、原理的に流量の影響を受けない。このため、流量変動がある条件でのボイド率計測が可能である。
井口 正; 伊藤 秀雄; 木内 敏男; 渡辺 博典; 木村 守*; 安濃田 良成
JAERI-Data/Code 2001-013, 502 Pages, 2001/03
JAERI-Data-Code-2001-013.pdf:32.38MB
原研は大型再冠水効果実証試験第2期計画として、過渡事象炉心伝熱流動試験計画を実施した。本試験計画では、従来型の軽水炉の定格条件を模擬でき、模擬燃料15本(ほかに非発熱棒1本の合計16本で44管群を構成する。)から構成される模擬炉心を有する過渡事象炉心伝熱流動試験装置を用いて試験を行い、軽水炉の異常な過渡変化及び事故時の炉心冷却の実証と安全余裕の定量化を行う。本試験計画の一環として、ポストCHF熱伝達に関するデータを取得した。本試験データは、軽水炉の炉心ヒートアップ後の炉心温度を評価するには必須のデータである。これまでのこの種の試験データに比べて、極めて高温の条件、低圧から高圧までの広い圧力範囲をカバーしているところに特徴がある。また、従来の多くの研究では、最も早くヒートアップした領域を対象としているが、ヒートアップ域の拡大や縮小,ヒートアップ域の軸方向の相違などについてはあまり議論されていない。本試験では、炉心下端から上端までの広い範囲の被覆管温度を取得した。本報告書では、ポストCHF熱伝達試験の試験条件,被覆管温度データ,ポストCHF伝達率などのデータをまとめ、試験データを解析する際の資料とする。
渡辺 博典; 井口 正; 木村 守; 安濃田 良成
JAERI-Research 2000-043, 77 Pages, 2000/11
JAERI-Research-2000-043.pdf:6.55MB
筆者らは核熱結合を模擬したBWR熱流動安定性試験を実施している。この試験では高温高圧条件下でのロッドバンドル内気液二相流平均ボイド率を瞬時に計測することが必要である。しかしながら、これらの条件を満たす実用的なボイド率計が見あたらなかった。そこで新たに実用的なコンダクタンス型ボイド率計を開発した。本ボイド率計では、流路内の二相流ボイド率と二相流電気伝導度との相関関係を利用し、流路断面平均ボイド率の非定常計測を行う。本ボイド率計では、金属製流路容器自体を一方の電極とし、流路中心に設置した中心電極(L型線電極)を他方の電極とし、両電極間の電流を計測する。この電極配置により模擬燃料棒のような金属製内装物のある複雑な流路でも流路内の断面平均ボイド率を瞬時に計測することが可能になった。本ボイド率計を用いて、空気・水2相流による校正試験を行った結果、ボイド率は電流比I/I(Iは、満水時の電流)を用いて、=1-I/Iで近似できることがわかった。この関係は、ボイド率が0%~70%の広い範囲で成立した。両者の差は最大で約10%であった。この差の理由は、ボイド分布や中心電極が気泡で覆われることによる電気的絶縁などによる。本ボイド率計は構造・原理ともに簡明なため、多くの気液二相流研究に適用が可能である。
関根 俊明; 出雲 三四六; 松岡 弘充; 小林 勝利; 重田 典子; 長 明彦; 小泉 光生; 本石 章司; 橋本 和幸; 初川 雄一; et al.
Proc. of the 5th Int. Workshop on Targetry and Target Chemistry, 0, p.347 - 352, 1994/00
高崎研イオン照射研究施設TIARAのAVFサイクロトロンのイオンビームを用いるラジオアイソトープ製造研究施設の設備と研究内容について発表する。施設は照射室、ホットラボ、測定室、化学実験室からなり、これらに照射装置、固体ターゲット搬送装置、化学分離セル、標識化合物合成セル、フード等を備えている。照射装置は一本のビームラインで固体・液体・気体の照射を可能にする点でユニークである。これらを用いてこれまでに
Ce製造技術の開発、
W(p,n)Re反応励起関数測定を行った。
松岡 守; 斎藤 房男*; 松田 慎三郎; 比嘉 修*; 水野 誠; 渡辺 幸夫*; 渡邊 和弘; 内藤 正次*
電気学会論文誌,B, 112(11), p.1035 - 1044, 1992/00
ゲートターンオフサイリスタ(GTO)を用いた過渡電圧制御機能付きスイッチを開発し、JT-60NBIの加速電源の直流スイッチとして使用した。NBIのこの直流スイッチにはこれまでの四極管が使われてきたが、NBIの高エネルギー化、高パワー化に伴い四極管の信頼性が低下してきたことから、これに代わるものとして開発したものである。電圧制御機能はイオン源に過渡的に過大電圧がかかり、放電破壊が生ずるのを防ぐために必要とされる。多数直列接続されるGTO素子の一部に個々に非線形抵抗を並列接続し、これらのGTO素子を個別にオンすることにより、電圧制御機能を実現した。イオン源を負荷とした試験により、この機能が正常に動作することを確認した。また四極管と同等のスイッチング性能を有し、信頼性も高いものとすることができた。
成瀬 雄二; 平岡 徹; 田中 吉左右; 松田 祐二; 吉田 浩; 奥野 健二; 小西 哲之; 苫米地 顕; 渡辺 斉; 高橋 正; et al.
JAERI-M 82-175, 298 Pages, 1982/11
INTORフェーズIIAの主な目的は、フェーズIの概念設計で明らかになった「トリチウム」に関する重要項目の検討を深め、トリチウム格納に関する評価検討とトリチウム増殖ブランケットの設計を進展させることである。本報告書は、トリチウム格納に関するデータベースの評価結果および、より現実的な増殖ブランケットの検討結果をまとめたものである。
松井 浩; 渡辺 宏道*; 国分 守信
JAERI-M 8757, 41 Pages, 1980/03
放射線管理データを解析する場合、種々のデータが分布則に従っているかを決定することは重要なことである。それぞれのデータの従う分布則を判別する一つの方法として、種々の確立紙上における異なる分布関数グラフの形状を把握することにより、分布則を定性的に判別する方法を検討した。特に、利用し易い対数正規確立紙上でのグラフの形状およびデータの統計処理過程で得られる情報をできる限り利用して分布則を確定する方法を示した。
神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.
JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03
この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
弘田 実彌; 黒井 英雄; 後藤 頼男; 古橋 晃; 安野 武彦; 山本 研; 三谷 浩; 大部 誠; 一守 俊寛; 小山 謹二; et al.
JAERI 1034, 50 Pages, 1962/08
水性均質臨界実験装置が建設され、20%濃縮ウランの硫酸ウラニル重水溶液に、重水反射体を付した系について一連の臨界実験が行われた。溶液中の重水分子と
U原子の比は炉心の直径に依存し、3600から800の範囲にあった。これらの系において熱中性子スペクトルの空間依存性が、Luを使用して積分法により研究された。熱外中性子スペクトルの1/
分布からのずれもまた、In, Au, Pd, Coを使用してカドミ比法により研究された。これらの系の理論的解析においては、速中性子の炉心からのもれ、及びもれと炉心での共鳴吸収との競争が重要な因子である。このため共鳴を逃れる確率が厳密に定義され、多群模型が使用され、群常数はGREULING GOERTZEL近似で計算されたスペクトルから決定された。理論的結果と実験的結果の間の一致は、摂動項を除外すれば満足なものである。すなわち、実効増倍率間の矛盾は1%以下であり、熱中性子束,In共鳴中性子束並びに速中性子束も理論的によく再現されている。炉心におけるカドミ比に関する一致は、炉心からの速中性子のもれが適切に取り扱われていることを示している。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.
JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08
この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は110
n/cmsecである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。
丹羽 元; 栗坂 健一; 佐藤 一憲; 飛田 吉春; 神山 健司; 山野 秀将; 宮原 信哉; 大野 修司; 清野 裕; 石川 浩康; et al.
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)を開発するため、炉心物質再配置過程の解析手法及び格納容器内事象の解析手法を新たに開発するとともに、レベル2PSAに必要な技術的根拠を整備する。本発表は4件のシリーズ発表の一部として概要とスコープを紹介するものである。
中井 良大; 栗坂 健一; 佐藤 一憲; 飛田 吉春; 神山 健司; 山野 秀将; 宮原 信哉; 大野 修司; 清野 裕; 石川 浩康; et al.
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷評価技術(レベル2PSA)を開発するため、炉心物質再配置過程の解析手法及び格納容器内事象の解析手法を新たに開発するとともに、レベル2PSAに必要な技術的根拠を整備する。
