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論文

High intensity beam studies for the new MEBT1 design

岡部 晃大; Liu, Y.*; 大谷 将士*; 守屋 克洋; 柴田 崇統*; 地村 幹*; 平野 耕一郎; 小栗 英知; 金正 倫計

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011011_1 - 011011_6, 2021/03

J-PARC大強度陽子加速器では設計出力値である1MWビームパワーのビーム調整を行っている。線形加速器におけるMEBT(Medium Energy Beam Transport)1は低エネルギーでの大強度ビーム輸送系であり空間電荷力が支配的な状況でビームを輸送、及び、下流加速器であるDTLに整合したビームに成型する機能を持つため、J-PARC加速器の出力を安定化する上で最も重要な機器である。そこで、ビーム供給安定化向上のため、MEBT1より上流のイオン源やRFQ等の機器パラメータとMEBT1でのビームパラメータとの関連性を調査した。その結果、MEBT1に入射するビームの挙動は上流機器の設定パラメータと関連があり、その関係はイオン源の数値シミュレーション結果をもとにしたビーム力学理論から解釈できることが今回初めて判明した。さらに、本結果をもとにシミュレーションによる解析を行い、現状のMEBT1では下流側DTLとのビーム整合を行う上でビームモニターの数が不足しており、それらの設置個所を含めて再検討が必要なこと、バンチャー空洞の数を増やしてチョッパーシステム及びDTLとのビーム整合を両立可能な状態にすることによりさらなるビーム供給の安定化が見込めること、などの課題がはっきりと分かった。本発表にてそれらビーム実験結果を報告する。

論文

Upgrade of the 3-MeV linac for testing of accelerator components at J-PARC

近藤 恭弘; 平野 耕一郎; 伊藤 崇; 菊澤 信宏; 北村 遼; 森下 卓俊; 小栗 英知; 大越 清紀; 篠崎 信一; 神藤 勝啓; et al.

Journal of Physics; Conference Series, 1350, p.012077_1 - 012077_7, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.07

J-PARC加速器の要素技術試験に必要な3MeV H$$^{-}$$リニアックを高度化した。イオン源にはJ-PARCリニアックと同じものを用い、RFQは、J-PARCリニアックで2014年まで使用した30mA RFQに代わり新たに製作した50mA RFQを設置した。したがって、このシステムはエネルギー3MeV、ビーム電流50mAとなる。このリニアックの本来の目的は、このRFQの試験であるが、J-PARC加速器の運転維持に必要な様々な機器の試験を行うことができる。加速器は既に試運転が終了しており、測定プログラムが開始されつつある。この論文では、この3MeV加速器の現状について報告する。

論文

Longitudinal measurements and beam tuning in the J-PARC linac MEBT1

大谷 将士*; 二ツ川 健太*; 宮尾 智章*; Liu, Y.*; 平野 耕一郎; 近藤 恭弘; 三浦 昭彦; 小栗 英知

Journal of Physics; Conference Series, 1350, p.012078_1 - 012078_5, 2019/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.07

J-PARCリニアックは2018年から設計ピーク電流である50mAでの運転を行っている。このような大電流においては、とくに低エネルギー領域での縦横両方向のビームの特性を理解することが重要である。3MeV RFQと50MeV DTLの間の長さ3mのMEBTは、RFQ-DTL間のビーム整合やRCS入射ビームの中間構造を作る非常に重要なセクションである。この論文では、MEBTの最近の測定とビーム調整について報告する。

論文

Development of the bunch shape monitor using the carbon-nano tube wire

北村 遼; 林 直樹; 平野 耕一郎; 近藤 恭弘; 守屋 克洋; 小栗 英知; 二ツ川 健太*; 宮尾 智章*; 大谷 将士*; 小坂 知史*; et al.

Proceedings of 10th International Particle Accelerator Conference (IPAC '19) (Internet), p.2543 - 2546, 2019/06

バンチシェイプモニター(BSM)は縦方向位相空間分布を測定するための重要な装置の一つである。例えば、J-PARCリニアックではタングステンワイヤーを用いたBSMが加速空洞間のバンチ形状を測定するためACSセクションに3台導入されている。しかしながら、このBSMではRFQとDTLセクション間のビーム輸送系における3MeVのH$$^{-}$$ビームのバンチ形状を測定することは、ビーム中心部でワイヤーが断線してしまうために困難である。そこで3MeVのH$$^{-}$$ビームのバンチ形状を測定できるよう、カーボンナノチューブワイヤー(CNT)を用いた新たなBSMを開発している。CNTワイヤーに-10kVの高圧を印加するには細心の注意を要する。ワイヤーからの放電を抑制しつつBSMを運転するためにいくつかの対策を実施した。この講演ではCNT-BSMの最新の開発状況と将来の展望を報告する。

論文

Longitudinal bunch size measurement using an RF deflector

大谷 将士*; 二ツ川 健太*; 平野 耕一郎; 近藤 恭弘; 三浦 昭彦; 小栗 英知; Liu, Y.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 908, p.313 - 317, 2018/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Instruments & Instrumentation)

加速器のビームの質を改善するためにはビーム診断系が非常に重要である。陽子や重イオンリニアックの低エネルギー部において、ビーム進行方向の性質は、垂直方向のそれと比較して、測定方法が確立しているとは言い難い状況である。我々はRFデフレクタを用いた新しい縦方向バンチ長の測定方法を開発した。シミュレーションを元に縦方向バンチ長測定の不定性を0.5$$^{circ}$$と見積もった。さらに、上流側バンチャー空洞の高周波振幅を振り各点におけるバンチ長を測定ことで縦方向エミッタンスも測定した。測定結果は0.13$$pm$$0.01$$pi$$ deg$$cdot$$MeVであり、シミュレーションによる予想と無矛盾であった。

論文

Insights from review and analysis of the Fukushima Dai-ichi accident

平野 雅司; 与能本 泰介; 石垣 将宏; 渡邉 憲夫; 丸山 結; 柴本 泰照; 渡辺 正; 森山 清史

Journal of Nuclear Science and Technology, 49(1), p.1 - 17, 2012/01

 被引用回数:70 パーセンタイル:87.5(Nuclear Science & Technology)

2011年3月11日、東日本大震災及び津波が福島第一原子力発電所を襲った。多くの努力が事故の原因とその結果生じた被害を解明するために続けられているが、事故で何が生じ、なぜ発生したかについて未だに明らかにすべきことが残されている。本論文では、東京電力及び政府機関から発表されている情報の検証及び解析を通じて、福島第一原発1号機から3号機での事故進展について、明らかにすべきことを特定することを目的とする。また、合理的に達成可能な最高基準の安全への枠組を構築することに貢献するため、得られた知見に基づき、この事故により生じた安全性に関する問題についても議論する。

論文

Detailed analyses of key phenomena in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors by the COMPASS code

守田 幸路*; Zhang, S.*; 越塚 誠一*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 白川 典幸*; 井上 方夫*; 油江 宏明*; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; et al.

Nuclear Engineering and Design, 241(12), p.4672 - 4681, 2011/12

 被引用回数:11 パーセンタイル:67.45(Nuclear Science & Technology)

2005年から開始した研究プロジェクトでナトリウム冷却高速炉(SFR)の炉心損傷事故(CDA)の重点現象を詳細解析するためにMPS法に基づいたCOMPASSコードを開発している。その着目現象とは、燃料ピン破損・崩壊,溶融プール沸騰,融体固化・閉塞挙動,ダクト壁破損,低エネルギー崩壊炉心の運動,デブリベッド冷却性,金属燃料ピン破損を含んでいる。これらの主要現象に対して、COMPASSの検証研究が進められている。この論文では、幾つかの着目現象に対するCOMPASSによる詳細解析結果をまとめた。本結果は、COMPASSコードがSFRのCDAの重要現象を理解及び解明するのに有用であることを示している。

論文

COMPASS code development; Validation of multi-physics analysis using particle method for core disruptive accidents in sodium-cooled fast reactors

越塚 誠一*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; 岡田 英俊*; 上原 靖*; et al.

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 11 Pages, 2010/10

本論文では、COMPASSコード開発の2009年度成果を報告する。融体固化・閉塞形成,金属燃料の共晶反応,ダクト壁破損(熱流動解析),燃料ピン破損、及びダクト壁破損(構造解析)に関する検証計算が示される。位相計算,古典及び第一原理分子動力学研究は金属燃料とスティール及び制御棒材料とスティールの共晶反応の物性を調べるために用いられた。粒子法の基礎研究やSIMMER計算もまたCOMPASSコード開発に役立った。COMPASSは、SIMMERコードで用いられている実験相関式の基盤を明らかにするものと期待される。SIMMERとCOMPASSの結合はCDAの安全評価並びに炉心設計最適化に有効になるだろう。

論文

Detailed analyses of specific phenomena in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors by the COMPASS code

守田 幸路*; Zhang, S.*; 有馬 立身*; 越塚 誠一*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 白川 典幸*; 井上 方夫*; 油江 宏明*; et al.

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/05

2005年から開始した5年間の研究プロジェクトで、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故特有の現象を詳細解析するためにMPS法に基づいたCOMPASSコードを開発している。その特有の現象とは、(1)燃料ピン破損・崩壊,(2)溶融プール沸騰,(3)融体固化・閉塞挙動,(4)ダクト壁破損,(5)低エネルギー崩壊炉心の運動,(6)デブリベッド冷却性,(7)金属燃料ピン破損を含んでいる。これらの主要現象に対して、COMPASSの検証研究が進められている。この論文では、幾つかの特有現象に対するCOMPASSによる詳細解析結果をまとめた。

論文

A Technical overview of the Japan's standards for risk-informed decision making

成宮 祥介*; 平野 光将*; 平野 雅司

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/05

過去30年に渡り、世界各国で、シビアアクシデントに関する研究や確率論的安全評価(PSA)技術の開発や適用が進められ、多くの成果が得られてきた。こうした成果と経験をもとに、我が国でもリスク情報を活用した意思決定(RIDM)に向かう必要がある。日本原子力学会では、こうした流れの中で、RIDMに関する実施基準を策定してきた。本報では、当該実施基準の背景及び主な内容についてまとめる。

論文

高経年化対策に関する国際協力の推進と戦略について

平野 雅司; 菅野 眞紀*; 小山 正邦*

保全学, 9(1), p.23 - 25, 2010/04

原子力安全基盤機構は、平成18年3月、技術情報調整委員会を設置し、その下に、安全研究ワーキンググループ,情報基盤ワーキンググループとともに、国際協力ワーキンググループを設置して、国際協力に関する高経年化対応戦略マップの作成を開始した。本報では、国際協力ワーキンググループの活動、すなわち、産官学・学協会連携による国際協力活動の概略について解説する。

論文

日本原子力学会標準「原子力発電所の定期安全レビュー実施基準」の改定

平野 雅司; 成宮 祥介*

保全学, 8(4), p.14 - 18, 2010/01

定期安全レビュー(PSR)は、平成4年6月に資源エネルギー庁から、既設の原子力発電所の安全性等の向上を目的として約10年ごとに最新の技術的知見に基づき原子力発電所の安全性等を総合的に再評価し、結果を報告することが電気事業者に要請されたことを契機として開始された。日本原子力学会標準委員会は、PSRの標準的な実施の基準について規定することとし、2006年に「原子力発電所の定期安全レビュー実施基準:2006」を制定・発行した。その後、PSRを取巻く規制に関する状況に変化があったことから、初版策定時の考え方を引継ぎつつこれを改定し、「原子力発電所の定期安全レビュー実施基準: 2009」として制定・発行した。本報では、PSRの経緯,初版策定時以降の状況の変化,PSR実施基準の概要及び主な改定ポイントについて解説する。

論文

Validation for multi-physics simulation of core disruptive accidents in sodium-cooled fast reactors by COMPASS code

越塚 誠一*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; 岡田 英俊*; et al.

Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-13) (CD-ROM), 11 Pages, 2009/09

COMPASSコードにより溶融炉心物質の分散・固化が計算され、GEYSER実験データと比較された。溶融炉心物質が配管内面を固化しながら流れていった。溶融プール挙動について、固体スティール球が固体燃料により囲まれた体系であるCABRI-TPA2実験が解析された。スティール球の溶融と沸騰を引き起こすために出力が印加された。SCARABEE-BE+3試験もダクト壁破損の検証としてCOMPASSコードにより解析された。

論文

COMPASS code development and validation; A Multi-physics analysis of core disruptive accidents in sodium-cooled fast reactors using particle method

越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; et al.

Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), 1 Pages, 2009/05

ナトリウム冷却高速炉(SFR)での炉心崩壊事故のマルチフィジックス解析のためCOMPASSというコンピュータコードを開発している。熱流動・構造の複合問題にさまざまな相変化過程を伴う解析が必要であるため、MPS法というメッシュレス法を用いている。分離された素過程に対する検証及び実現象に対する検証を実施する。また、COMPASSは、大型SFR炉心における再臨界回避のための溶融燃料の流出を調べることもまた期待される。MOX燃料に加えて、金属燃料も考慮している。金属燃料と被覆材間の共晶反応は、相図計算,古典・第一原理分子動力学によって調べられる。数値計算手法に関連した基礎研究はCOMPASSのコード開発に役立つ。並列計算は大規模計算を扱うためOpenMPを使用して実施する。AVSにより可視化ツールもまた備えている。

論文

Code development for multi-physics and multi-scale analysis of core disruptive accidents in fast reactors using particle methods

越塚 誠一*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 白川 典幸*; 内藤 正則*; 岡田 英俊*; et al.

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

ナトリウム冷却高速炉(SFR)における炉心損傷事故(CDA)のさまざまな複合現象に対して、COMPASSと名づけられたコンピューターコードを開発している。COMPASSコードは、Moving Particle Semi-implicit(MPS)手法という枠組みの中で、熱流動・構造・相変化を含むマルチフィジックス問題を解析するように設計されている。その開発プロジェクトが、2005年度から2009年度までの5年間で、6組織により実施されてきた。本論文では、2007年度におけるプロジェクトの成果が報告される。検証計画に従って、融体固化・閉塞形成,溶融プール沸騰,ダクト壁破損の3つの検証計算が行われた。また、COMPASSコード開発をサポートするため、数値計算手法の基礎研究,金属燃料の共晶反応に関する物質科学、及びSIMMER-IIIによる解析が行われた。

論文

Code development for core disruptive accidents in sodium-cooled fast reactors

越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; Zhang, S.*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 内藤 正則*; 白川 典幸*; et al.

Proceedings of IAEA Topical Meeting on Advanced Safety Assessment Methods for Nuclear Reactors (CD-ROM), 9 Pages, 2007/10

ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故(CDA)のさまざまな複合現象に対して、COMPASSと名付けられたコンピューターコードを開発している。圧縮性と非圧縮性流れのための統一アルゴリズム,固体デブリを有する流動、及び自由界面に対するアルゴリズムの改善について、理論的研究も実施している。コード検証の流れは、SIMMER-IIIコードの検証の経験を活用して構築された。COMPASSはCDAにおける個別現象に対して用いられるが、全炉心を対象とするときはSIMMER-IIIにより解析される。COMPASSは大型高速炉のCDAにおける再臨界を回避するためのダクト破損と燃料流出過程を詳細に明らかにすることが期待される。

論文

Multi-physics and multi-scale simulation for core disruptive accidents in fast breeder reactors

越塚 誠一*; Liu, J.*; 守田 幸路*; 有馬 立身*; 飛田 吉春; 山野 秀将; 伊藤 高啓*; 白川 典幸*; 細田 誠吾*; 荒木 和博*; et al.

Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.472 - 479, 2006/11

文部科学省革新的原子力システム研究開発事業の枠組みの中で2005年会計年度から5年間の研究プロジェクトを開始した。それはMOX燃料及び金属燃料を対象として高速増殖炉のシビアアクシデントのさまざまな複雑現象を解析するため、Moving Particle Semi-implicit(MPS)手法を用いてCOMPASS(Computer Code with Moving Particle Semi-implicit for Reactor Safety Analysis)と名づけられたコンピューターコードを開発することである。また、金属燃料と被覆材間の共晶反応は分子動力学及び分子軌道法により研究される。MPSにより、凝固を伴う溶融金属流れが解析されるとともに、ラッパ管の弾性解析もまた実施された。その結果は実験及び商用コードと比較された。共晶反応は分子動力学で計算され、参考文献と比較された。以上の数値解析手法は高速増殖炉の炉心損傷事故のマルチフィジックス・マルチスケール現象に有効であることがわかった。

論文

Modeling for evaluation of debris coolability in lower plenum of reactor pressure vessel

丸山 結*; 森山 清史; 中村 秀夫; 平野 雅司; 中島 研吾*

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(1), p.12 - 21, 2003/01

 被引用回数:6 パーセンタイル:42.72(Nuclear Science & Technology)

デブリと下部ヘッドとの境界におけるギャップを満たす水のデブリ冷却効果を、実炉規模の定常計算に基づいて概略的に評価した。本計算では、狭隘流路における限界熱流束及び内部発熱流体の自然対流熱伝達に関する相関式を用い、ギャップ幅に依存する下部プレナム内冷却可能最大デブリ堆積深さを算出した。計算結果は、TMI-2事故の条件下では1mmから2mmの幅を有するギャップによりデブリを冷却可能なこと、より多量のデブリを冷却するためにはギャップ幅の大幅な増大が必要であることを示唆した。定常計算と併せて、過渡挙動の重要性を明確にするため、ギャップの成長及びギャップ内浸水に関するモデルを構築し、低レイノルズ数型二方程式モデルに分類されるYinらの乱流自然対流モデルとともにCAMPコードに組み込んだ。乱流モデルはUCLAで実施された内部発熱流体自然対流実験の解析により検証し、容器壁面における局所熱伝達係数の分布を精度良く予測することを確認した。ギャップ冷却に関するモデルの検証は、原研で実施した、水で満たした半球容器に溶融アルミナを注いだ圧力容器内デブリ冷却性実験の解析を通して行った。構築したギャップ冷却モデルを用いることにより、CAMPコードが容器壁の温度履歴を再現可能であることを明らかにした。

論文

軽水炉シビアアクシデント時の溶融炉心/冷却材相互作用(FCI)に関する研究の現状

森山 清史; 中村 秀夫; 平野 雅司

日本機械学会第8回動力・エネルギー技術シンポジウム講演論文集, p.209 - 214, 2002/06

これまでに蒸気爆発に関する実験で得られた知見を整理した。また、蒸気爆発の各過程に関して実炉規模評価の手法とそこに含まれる不確かさの重要度について検討を行った。その結果、実験的知見の不足している領域として、粗混合における融体ジェット分裂過程を取り上げることにした。これに基づき、原研では深い水プール内での蒸気爆発粗混合過程について、高温の酸化物融体を用いて模擬する実験を計画している。実験に使用する融体材料とスケールについて実炉現象模擬性の観点で検討し、適切な条件を実現できる見通しを得た。

論文

事故シナリオの再検討

安藤 正樹*; 平野 雅司

日本原子力学会誌, 44(2), p.162 - 172, 2002/00

チェルノブイリ事故発生当初、事故原因は運転員の六つの規則違反とされた。しかし、その多くは、実際には規則違反ではなかったか、あるいは規則違反であったとしてもその後の事故の進展には大きな影響はなかったことが次第に明確になってきた。むしろ、設計上による原子炉特性の問題,手順書等運転管理上の問題,さらには、安全規則体制上の問題や運転経験の反映にかかわる問題等、事故の背景にある問題のほうが重要であった。こうした問題は、全てのプラントに共通に存在し得る問題であり、同事故からできるだけ多くの教訓を学ばねばならない。また、事故により燃料の多くが溶融し、周りの構造材等と反応して溶岩状燃料含有物質を形成した。それは現在も原子炉の下部に存在しているが、まだ十分に調査されておらず、解明すべき点が多く残されている。今後の調査に期待する。

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