Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Lu, K.; 高見澤 悠; Li, Y.; 眞崎 浩一*; 高越 大輝*; 永井 政貴*; 南日 卓*; 村上 健太*; 関東 康祐*; 八代醍 健志*; et al.
Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.22-00484_1 - 22-00484_13, 2023/08
A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code, PASCAL, has been developed by Japan Atomic Energy Agency for failure probability and failure frequency evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and thermal transients. To strengthen the applicability of PASCAL, considerable efforts on verifications of the PASCAL code have been made in the past years. As a part of the verification activities, a working group consisted of different organizations from industry, universities and institutes, was established in Japan. In the early phase, the working group focused on verifying the PFM analysis functions for RPVs in pressurized water reactors (PWRs) subjected to pressurized thermal shock (PTS) events. Recently, the PASCAL code has been improved in order to run PFM analyses for both RPVs in PWRs and boiling water reactors (BWRs) subjected to a broad range of transients. Simultaneously, the working group initiated a verification plan for the improved PASCAL through independent PFM analyses by different organizations. Concretely, verification analyses for a PWR-type RPV subjected to PTS transients and a BWR-type RPV subjected to a low-temperature over pressure transient were performed using PASCAL. This paper summarizes those verification activities, including the verification plan, analysis conditions and results. Based on the verification studies, the reliability of PASCAL for probabilistic integrity assessments of Japanese RPVs was confirmed with confidence.
橋本 昌司*; 田中 拓*; 小松 雅史*; Gonze, M.-A.*; 坂下 渉*; 操上 広志; 仁科 一哉*; 太田 雅和; 大橋 伸太*; Calmon, P.*; et al.
Journal of Environmental Radioactivity, 238-239, p.106721_1 - 106721_10, 2021/11
被引用回数：11 パーセンタイル：56.59(Environmental Sciences)本研究は、福島の主に常緑針葉樹林内における放射性セシウムの移行について、複数の研究チームによるモデルを用いた解析を行い、比較を行うことで、モデルのパフォーマンスを分析したものである。また、落葉層の除去と樹木更新の2つの管理シナリオ、および落葉広葉樹林を対象とした補助シナリオについても比較、分析した。いずれのモデルも実測の放射性セシウム濃度の変化傾向などを再現できたが、事故から50年後の予測についてはばらつきが大きく、継続した調査、解析による評価が必要である。
Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Journal of Pressure Vessel Technology, 143(4), p.041501_1 - 041501_8, 2021/08
被引用回数：2 パーセンタイル：20.79(Engineering, Mechanical)It has been recognized that probabilistic fracture mechanics (PFM) is a promising methodology in structural integrity assessments of pressure boundary components of nuclear power plants, because it can rationally represent the influencing parameters in their inherent probabilistic distributions without over conservativeness. A PFM analysis code PASCAL has been developed by the Japan Atomic Energy Agency to evaluate the through-wall cracking frequencies of domestic reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. In this study, as a part of the verification activities, a working group was established with seven organizations from industry, universities and institutes. Through one year activities, the applicability of PASCAL for structural integrity assessments of domestic RPVs was confirmed with great confidence. This paper presents the details of the verification activities of the working group.
菖蒲田 義博; Chin, Y. H.*; 林 直樹; 入江 吉郎*; 高柳 智弘; 富樫 智人; 外山 毅*; 山本 風海; 山本 昌亘
Physical Review Accelerators and Beams (Internet), 21(6), p.061003_1 - 161003_15, 2018/06
被引用回数：4 パーセンタイル：36.29(Physics, Nuclear)J-PARCの3GeVシンクロトロン(RCS)は、物質生命科学研究施設(MLF)と50GeVシンクロトン(MR)にビームを供給しているが、MRへは横方向のビームサイズを小さくする必要がある。一方、RCSのビームは横方向のビームサイズが小さくなるに従って、ビームが不安定になるが、原因は、キッカー電磁石由来のビームのインピーダンスが大きいためである。今回、我々はそのRCSのキッカー電磁石のビームのインピーダンスを下げるために、キッカー電磁石の端末をダイオードと抵抗で終端する手法を開発した。しかし、この手法では、非線形素子(ダイオード)を使うため、定量的にビームのインピーダンスを評価することが難しい。本論文では、シミュレーションと測定でそれを評価できる手法について議論した。両者の結果はよく一致し、これによってキッカー電磁石のビームのインピーダンスが確かに低減できていることが確認できた。
Saha, P. K.; 菖蒲田 義博; 發知 英明; 原田 寛之; 林 直樹; 金正 倫計; 田村 文彦; 谷 教夫; 山本 昌亘; 渡辺 泰広; et al.
Physical Review Accelerators and Beams (Internet), 21(2), p.024203_1 - 024203_20, 2018/02
被引用回数：10 パーセンタイル：65.56(Physics, Nuclear)The transverse impedance of the extraction kicker magnets in the 3-GeV RCS of J-PARC is a strong beam instability source and it is one of the significant issue to realize 1 MW beam power as practical measures are yet to be implemented to reduce the impedance. In the present research realistic simulation by updating the simulation code to cope with all time dependent machine parameters were performed in order to study the detail of beam instability nature and to determine realistic parameters for beam instability mitigation. The simulation results were well reproduced by the measurements, and as a consequence an acceleration to 1 MW beam power has also been successfully demonstrated. To further increase of the RCS beam power up to 1.5 MW, beam instability issues and corresponding measures have also been studied.
Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一*; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 10 Pages, 2017/07
原子力機構では確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発している。本研究では、産業界、大学及び研究所で構成するワーキンググループを設置し、解析コードの確率変数、解析機能及び解析フローに関する検証を実施した。一年の活動を通じて、PASCALの信頼性が確認された。
Li, Y.; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 眞崎 浩一*
JAEA-Review 2017-005, 80 Pages, 2017/03
JAEA-Review-2017-005.pdf:16.85MB
日本原子力研究開発機構では、原子炉圧力容器(RPV)の構造健全性評価手法の高度化を目的に、中性子照射脆化を考慮して、加圧熱衝撃等の過渡事象が発生した場合のRPVの破損確率や破損頻度を評価する確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発し、最新知見に基づきその機能の高度化を進めてきた。RPVの構造健全性評価において確率論的手法の活用が期待される中で、RPVの健全性評価に係る取組みを促進するためには、PASCALの確率変数、評価機能、評価モデル等を含めた機能検証を行い、その検証過程を整理するとともに、検証結果を取りまとめておくことが必要不可欠である。こうした背景を踏まえ、開発機関以外の当該分野に関する専門家の下で、PASCALの確率論的破壊力学ソルバーであるPASCAL3をソースコードレベルで機能検証することにより、本コードの信頼性を向上させることを目的として、PASCAL信頼性向上WGを設立した。一年の活動を通じて、PASCAL3が十分な信頼性を有することが確認された。本報は、PASCAL信頼性向上WGの平成27年度における活動内容及び活動結果についてまとめたものである。
三浦 昭彦; 林 直樹; 丸田 朋史*; Liu, Y.*; 宮尾 智章*; 福岡 翔太*
Proceedings of 4th International Beam Instrumentation Conference (IBIC 2015) (Internet), p.386 - 389, 2016/02
J-PARCリニアックでは、新しく開発したACS加速空洞へ安定したビームを入射するため、ビーム位相方向のプロファイルを測定するバンチ・シェイプ・モニタを開発し、測定・チューニングを行ってきた。バンチ・シェイプ・モニタ設置場所でのビームエネルギー(191MeV)の負水素イオンビームについて、測定誤差などを議論するため、種々のビーム電流強度によるプロファイル幅を測定し、空間電荷効果によるビーム電流強度の依存性を確認した。また、ビーム強度の異なる位置での位相プロファイル幅の差異を議論するため、水平方向に測定個所をスキャンし、機械的構造に伴う差異を確認した。最後に、1台のバンチ・シェイプ・モニタを用いたリニアックのチューニング方法を紹介し、測定条件による計測結果の差異、チューニング方法に関する議論を行う。
澤邊 祐希; 丸田 朋史*; Liu, Y.*; 三浦 昭彦; 宮尾 智章*; 石山 達也; 菊澤 信宏; 林 直樹
Proceedings of 12th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1202 - 1205, 2015/09
J-PARC LINACでは、下流の3GeVシンクロトロン(RCS)にマクロパルス幅500usのビームを繰返し25Hzで供給している。フロントエンド部換装後のLINAC単独試験において、マクロパルスの終わりに有意なビームロスを発見した。試験の結果、このロスはRFQに印加しているRFが立ち下がる過渡的なタイミングで発生していることが判明した。過渡的なタイミングで加速されたビームは、下流の加速空洞のRFで加速されず、途中でロスしていると推測した。LINACではマクロパルスの終わりの定義を、RFQに印加するRFの立ち下がりとしているため、この定義のままでは、ロスを改善することが困難である。そこで現在、この代わりに、マクロパルスの定義をRFQ下流のビーム輸送系に設置されたチョッパー空洞に印加するRFを用いたものへ変更を検討している。過渡的なタイミングで加速されたビームをRFQのRFタイミング変更によって減らすとともに、チョッパー空洞のRFで偏向し、スクレーパで削り取る。このタイミングの定義を変更することで、ビームロスを完全に除去することに成功した。本発表では、マクロパルスの定義変更に伴うタイミングパラメータの変更、及び検証結果について報告する。
Polevoi, A. R.*; Loarte, A.*; 林 伸彦; Kim, H. S.*; Kim, S. H.*; Koechl, F.*; Kukushkin, A. S.*; Leonov, V. M.*; Medvedev, S. Yu.*; 村上 匡且*; et al.
Nuclear Fusion, 55(6), p.063019_1 - 063019_8, 2015/05
被引用回数：33 パーセンタイル：84.89(Physics, Fluids & Plasmas)The operational space (
-
) for long pulse scenarios of ITER was assessed by 1.5D core transport modelling with pedestal parameters predicted by the EPED1 code. The analyses include the majority of transport models presently used for interpretation of experiments and ITER predictions. The EPED1 code was modified to take into account boundary conditions predicted by SOLPS for ITER. In contrast with standard EPED1 assumptions, EPED1 with the SOLPS boundary conditions predicts no degradation of the pedestal pressure as density is reduced. Lowering the plasma density to 
5-6 
10
m
leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure), which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to 
1000 s with Q 
5 for 
13 MA at moderate normalised pressure (
2). These ITER plasmas require the same level of additional heating power as the reference Q = 10 inductive scenario at 15 MA. However, unlike the "hybrid" scenarios considered previously, these H-mode plasmas do not require specially shaped q profiles nor improved confinement in the core for the transport models considered in this study. Thus, these medium density H-mode plasma scenarios with 13 MA present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long pulse Q 5 and deserve further analysis and experimental demonstration in present tokamaks.
Pirozhkov, A. S.; 神門 正城; Esirkepov, T. Z.; Faenov, A. Y.*; Pikuz, T. A.*; 河内 哲哉; 匂坂 明人; Koga, J. K.; 森 道昭; 川瀬 啓悟*; et al.
RAL-TR-2015-025, P. 22, 2015/00
We provide a description of experiments performed with the J-KAREN and Astra Gemini lasers where we discovered a new regime of relativistic high-order harmonic generation by multi-terawatt femtosecond lasers in gas targets. The results were explained using particle-in-cell simulations and catastrophe theory. Our work paves the way towards a bright coherent X-ray source based on compact lasers and accessible, repetitive, and debris-free gas jet targets. Such a source will be crucial for fundamental research and numerous applications requiring pumping, probing, imaging of microscopic objects and for attosecond science.
Luce, T. C.*; Challis, C. D.*; 井手 俊介; Joffrin, E.*; 鎌田 裕; Politzer, P. A.*; Schweinzer, J.*; Sips, A. C. C.*; Stober, J.*; Giruzzi, G.*; et al.
Nuclear Fusion, 54(1), p.013015_1 - 013015_15, 2013/12
被引用回数：33 パーセンタイル：83.58(Physics, Fluids & Plasmas)The ITPA IOS group has coordinated experimental and modeling activity on the development of advanced inductive scenarios for applications in the ITER tokamak. This report documents the present status of the physics basis and the prospects for applications in ITER. The key findings are: (1) inductive scenarios capable of higher 
than the ITER baseline scenario (
) with normalized confinement at or above the standard H-mode scaling have been established under stationary conditions on the four largest diverted tokamaks (AUG, DIII-D, JET, JT-60U) in a broad range in 
and density; (2) MHD modes can play a key role in reaching stationary high performance, but also define the stability and confinement limits; (3) the experiments have yielded clearer measurements of the normalized gyroradius scalin; and (4) coordinated modeling activity supports the present research by clarifying the most significant uncertainties in the projections to ITER.
Polevoi, A. R.*; 林 伸彦; Kim, H. S.*; Kim, S. H.*; Koechl, F.*; Kukushkin, A. S.*; Leonov, V. M.*; Loarte, A.*; Medvedev, S. Yu.*; 村上 匡且*; et al.
Europhysics Conference Abstracts (Internet), 37D, p.P2.135_1 - P2.135_4, 2013/07
Long-pulse operation 
1000 s with 
5 is foreseen in ITER to demonstrate high neutron fluence scenarios which can be of use for the nuclear technology and for the TBM. In this study we address the viability of achieving ITER's long-pulse scenario in plasma regimes with H-mode confinement level by characterizing the current-density operational space and the achievable Q with long pulse burning phases. The EPED1 model with boundary conditions from SOLPS predicts no degradation of pedestal pressure with decreasing density in ITER. Modelling of core transport with 1.5D transport models carried out with pedestal parameters predicted by EPED1+SOLPS indicate that there is a large operational space for long pulse plasma operation with high fusion gain 5. Reducing the plasma density to 5-6 10m leads to an increased plasma temperature (similar pedestal pressure) which reduces the loop voltage and increases the duration of the burn phase to 1000 s with 5 for 13 MA at moderate normalised pressure, 2. Unlike the "hybrid" scenarios, these H-mode plasmas do not require specially shaped q profiles nor improved confinement in the core for the majority of the transport models considered in this study. Thus, these medium density H-mode plasma scenarios present an attractive alternative to hybrid scenarios to achieve ITER's long pulse.
Jeong, J. H.*; Bae, Y. S.*; Joung, M.*; Kim, H. J.*; Park, S. I.*; Han, W. S.*; Kim, J. S.*; Yang, H. L.*; Kwak, J. G.*; 坂本 慶司; et al.
Fusion Engineering and Design, 88(5), p.380 - 387, 2013/06
被引用回数：3 パーセンタイル：25.73(Nuclear Science & Technology)A 3.6 MW DC power supply system was developed for the 170 GHz EC H&CD system in KSTAR. It consists of a cathode power supply (CPS), an anode power supply (APS) and a body power supply (BPS). The CPS is capable of supplying a voltage of -66 kV and a current of 55 A to the cathode with respect to the collector using pulse step modulation (PSM). The APS is a voltage divider system consisting of a fixed resistor and zener diode units with the capability of 60 kV stand-off voltage. For high frequency current modulation, the parallel discharge switch is introduced between the cathode and anode. The BPS is a DC power supply with 50 kV/160 mA. The series MOS-FET solid-state switch is used for on/off modulation in the body voltage sychronizing with anode voltage. The parallel discharge switch is also introduced between the body and collector for high frequency RF modulation. This paper describes the key features of the high voltage power supply system as well as the test results.
林 博和; 萩谷 弘通; Kim, S.-Y.*; 森田 泰治; 赤堀 光雄; 湊 和生
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 296(3), p.1275 - 1286, 2013/06
被引用回数：4 パーセンタイル：32.48(Chemistry, Analytical)
Cmの壊変によってCm-
Pu混合酸化物となった40年前に製造されたCm酸化物試料を硝酸溶液中に溶解し、陰イオン交換樹脂カラムを用いてプルトニウムイオンを除去し、3級ピリジン型樹脂及び硝酸-メタノール溶液を用いたクロマトグラフ法によってAm不純物を除去したCm溶液を用いてCm酸化物の原料となるCmシュウ酸塩を調製した。調製したCmシュウ酸塩試料はCm化合物の調製及び物性測定用試料として供給した。
Imbeaux, F.*; Citrin, J.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; K
chl, F.*; Leonov, V. M.*; 宮本 斉児; 中村 幸治*; Parail, V.*; Pereverzev, G. V.*; et al.
Nuclear Fusion, 51(8), p.083026_1 - 083026_11, 2011/08
被引用回数：35 パーセンタイル：80.59(Physics, Fluids & Plasmas)In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. A set of empirical heat transport models for L-mode has been validated on a multi-machine experimental dataset for predicting the 
dynamics within 
0.15 accuracy during current ramp-up and ramp-down phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of 
MA). These projections include a sensitivity study to various assumptions of the simulation. While the heat transport model is at the heart of such simulations, more comprehensive simulations are required to test all operational aspects of the current ramp-up and ramp-down phases of ITER scenarios. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free-boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are also described, focusing on ITER current ramp-down.
村上 和功*; Park, J. M.*; Giruzzi, G.*; Garcia, J.*; Bonoli, P.*; Budny, R. V.*; Doyle, E. J.*; 福山 淳*; 林 伸彦; 本多 充; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
Recent progress on ITER steady-state scenario modeling by the ITPA-IOS group is reviewed. Code-to-code benchmarks as the IOS group's common activities for the two steady-state scenarios (weak shear scenario and internal transport barrier scenario) are reviewed. These are discussed in terms of transport and kinetic profiles, heating and CD sources using various transport codes.
Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of Ip = 15 MA). These projections include a sensitivity studies to various assumptions of the simulation. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are described in the second part of the paper, focusing on ITER current ramp-down.
emissions from micron-sized Kr cluster target irradiated with intense femtosecond laser pulses林 由紀雄; 福田 祐仁; Faenov, A. Y.*; 神門 正城; 川瀬 啓悟; Pikuz, T. A.*; 本間 隆之; 大道 博行; Bulanov, S. V.
Japanese Journal of Applied Physics, 49(12), p.126401_1 - 126401_3, 2010/12
被引用回数：12 パーセンタイル：45.82(Physics, Applied)Intense and reproducible Kr K X-rays have been generated via the interaction between 3 TW laser pulse and a micron-sized Kr cluster target. A single photon counting technique with an X-ray CCD was used for measurements of the X-ray energy spectrum in a single shot. At the laser irradiance of 8 10
W/cm
, the averages and standard deviations of the total X-ray yield and K X-ray yield were equal to 
photons/sr and 
photons/sr, respectively. These results indicate that the X-ray energy spectrum was reproducible at 8 10 W/cm.
Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10
ITERでの電流立ち上げ・立ち下げシナリオの準備に向けて、これら運転状態においてどの熱輸送モデルが適切であるかを決定するために、代表的なトカマクでの現在の実験結果を統合モデルシミュレーションにより解析した。本研究では、トカマク実験の解析結果をもとに、ITER標準誘導運転(プラズマ電流15MA)の電流立ち上げ・立ち下げシナリオでの予測を行った。統合モデルシミュレーション結果を、ASDEX Upgrade, C-Mod, DIII-D, JET, Tore Supraのオーミック加熱プラズマ及び外部加熱・電流駆動プラズマ実験データと比較することにより、さまざまな輸送モデルの検証を行った。最も実験結果の再現性の良かった幾つかのモデルを用いて、ITERの電流立ち上げ・立ち下げ段階での電子密度・電流密度プロファイルの予測を行った。電子温度プロファイルには輸送モデルによって大きな差が見られたが、最終的な電流密度プロファイルはモデル間でよく一致することがわかった。
