大容量加速器用電磁石電源の内製化

渡辺 泰広; 中根 雅人*; 井上 正樹*; 吉村 直己*; 弓野 雄一*

Proceedings of 22nd Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.926 - 929, 2026/03

https://www.pasj.jp/web_publish/pasj2025/proceedings/PDF/FRP0/FRP068.pdf

シンクロトロンで使用される電磁石電源は、加速する粒子のエネルギーに応じて電流パターンを高精度で制御する必要があり、特に大容量電源の場合、同時に受電側の電力変動や高調波対策が必要になるため高い技術力が要求される。通常、加速器で使用される電磁石電源は、発注仕様書に性能仕様を規定し、受注した製作会社の責任において設計及び製作される。しかし、シンクロトロン用電磁石電源の場合、受注会社が製作した電磁石電源がそのまま使用できることは稀であり、たびたび調整や改造を行いながら運用しているのが実情である。本論文では、3GeVシンクロトロンの六極電磁石電源への適用を目的とした最大電圧2400V、最大電流750A、繰り返し周波数25Hzのシンクロトロン用大容量電磁石電源の内製化に挑戦した。ここで示す内製化とは、電磁石電源の設計(主回路設計、制御回路設計、構造設計)、部品調達、試験検査、ソフトウエア製作を所内で行い、製造は外注会社に図面を提供して製作することである。この電磁石電源は、電源ユニットをモジュール化して直並列接続することにより、任意の定格電圧、電流に対応することが可能である。本電磁石電源を製作するため、IGBT、ドライブ回路、冷却フィン、直流コンデンサを一体化した電源ユニットと、SoC FPGAを使用したディジタル制御回路を開発した。

幌延深地層研究センターゆめ地創館を活用したリスク・コミュニケーションについて(2022年度)

吉田 卓也; 井上 裕一; 堀越 秀彦*; 谷 康輔*

JAEA-Review 2024-062, 119 Pages, 2026/02

JAEA-Review-2024-062.pdf:3.12MB

幌延深地層研究センターは、深地層研究のための地下坑道等の研究施設、またその研究内容を解説するための施設と研究者が揃っており、敷地内には、実際の人工バリアを実規模で体感できる工学研究施設もあり、高レベル放射性廃棄物の地層処分について詳しく知るための国内最高の環境を有する施設である。これらの優位性を生かし、来場する国民各層を対象として高レベル放射性廃棄物に対する漠然とした疑問、不安などの意見について、アンケート等を活用した広聴を行っている。今回、2022年4月から2023年1月までに収集したアンケート等の意見(回答者2,673人)について統計分析の結果を報告する。

幌延深地層研究センターゆめ地創館を活用したリスク・コミュニケーションについて(2020年度)

牧田 伸治; 井上 裕一; 堀越 秀彦*

JAEA-Review 2024-055, 135 Pages, 2026/02

JAEA-Review-2024-055.pdf:3.37MB

幌延深地層研究センターは、深地層研究のための地下坑道等の研究施設、またその研究内容を解説するための施設と研究者が揃っており、敷地内には、実際の人工バリアを実規模で体感できる工学研究施設もあり、高レベル放射性廃棄物の地層処分について詳しく知るための国内最高の環境を有する施設である。これらの優位性を生かし、来場する国民各層を対象として高レベル放射性廃棄物に対する漠然とした疑問、不安などの意見について、アンケート等を活用した広聴を行っている。今回、2020年4月から2021年1月までに収集したアンケート等の意見(回答者1,535人)について統計分析の結果を報告する。

海外炉を用いた中性子照射試験,1; キャプセル温度制御システムを用いた照射試験の検討(共同研究)

高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.

JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB

中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温300Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。

Chemical characterization of a volatile dubnium compound, DbOCl

Chiera, N. M.*; 佐藤 哲也; Eichler, R.*; 富塚 知博; 浅井 雅人; 安達 サディア*; Dressler, R.*; 廣瀬 健太郎; 井上 浩樹*; 伊藤 由太; et al.

Angewandte Chemie; International Edition, 60(33), p.17871 - 17874, 2021/08

https://doi.org/10.1002/anie.202102808

等温ガスクロマトグラフ法を用いて、105番元素ドブニウム(Db)の単一原子を対象として、揮発性オキシ塩化物を合成し、化学的性質を調べた。同一条件下で同族元素ニオブおよびタンタルの揮発性と比較したところ、NbOCl TaOCl DbOClの関係が得られた。これはDb分子中の共有結合性が周期表からの予想よりも強くなっているためと考えられる。本成果により、超アクチノイド元素の化学的性質に関する理論計算に対する信頼できる実験データを与えることができた。

同位体分配係数への圧力の影響

佐野 亜沙美; 伊藤 正一*; 鈴村 明政*; 上野 雄一郎*; 八木 晃*; 井上 徹*; 川添 貴章*

高圧力の科学と技術, 30(2), p.85 - 94, 2020/10

https://doi.org/10.4131/jshpreview.30.85

鉱物や岩石は、その起源や歴史によって様々な同位体組成を示す。温度などの環境パラメータに依存する平衡同位体分配係数はこれらの同位体組成を解釈する上で重要な鍵となる。これまでは温度に比べて無視できると考えられていた同位体分配係数への圧力の影響が、地球内部の条件では有意であることが最近の研究により明らかになってきた。本論文では、数GPa以上の高圧下での鉄と水素の同位体分配係数を決定するための最近の実験研究の進展をまとめ、その課題と今後の展望について議論する。

Effects of neutron irradiation on tensile properties of oxide dispersion strengthened (ODS) steel claddings

矢野 康英; 小川 竜一郎; 山下 真一郎; 大塚 智史; 皆藤 威二; 赤坂 尚昭; 井上 賢紀; 吉武 庸光; 田中 健哉

Journal of Nuclear Materials, 419(1-3), p.305 - 309, 2011/12

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2011.05.026

高速実験炉「常陽」のCMIR-6で照射したODS鋼被覆管のリング引張特性に及ぼす照射効果に関して調査を行った。照射条件範囲は、照射温度6931108Kと照射量1633dpaであった。照射温度923K未満では強度特性に変化は見られなかったが、1023Kでは20%の強度低下が見られた。一方、照射後の一様伸びは、すべての照射条件で2%以上確保されていた。本照射条件範囲ではODS鋼被覆管は、一般的な11Crフェライト/マルテンサイト鋼であるPNC-FMS被覆管と比較しても優れた引張特性を維持していることが明らかになった。

Comparison of creep-fatigue evaluation methods with notched specimens made of Mod.9Cr-1Mo steel

安藤 勝訓; 廣瀬 悠一*; 唐戸 孝典*; 渡邊 壮太*; 井上 修*; 川崎 信史; 江沼 康弘*

Proceedings of 2011 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2011) (CD-ROM), 11 Pages, 2011/07

To compare and evaluate these estimation methods, a series of creep-fatigue test was carried out with notched specimens. All the specimens were made of Mod.9Cr-1Mo steel. Deformation controlled creep-fatigue tests and temperature controlled creep-fatigue tests were performed and creep-fatigue lives, crack initiation and propagation processes were observed by digital micro-scope and replica method. A series of elastic Finite Element Analysis were carried out and number of cycles to failure was predicted by several creep-fatigue damage evaluation methods. Then these results were compared with test results. Four types of evaluation methods which are stress reduction locus method, simple elastic-follow up method, the method using conventional Neuber's rule and the methods described in JSME FBR design code were applied. In addition that, experimental based estimation were also compared.

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。

スイープガス装置用トリチウムモニタの更新

冨田 健司; 井上 修一; 石田 卓也; 小沼 勇一; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2008-050, 41 Pages, 2008/07

JAEA-Technology-2008-050.pdf:6.6MB

材料試験炉(JMTR)を用いてチタン酸リチウム(LiTiO)微小球充填体を装荷した照射試験のための試験設備として、ブランケット照射試験設備を整備した。本試験設備は、微小球充填体から生成・放出されるトリチウムをオンラインで測定・回収するスイープガス装置及びトリチウム増殖材領域の温度制御と中性子束の測定を行うキャプセル制御盤から構成されている。スイープガス装置の5台のトリチウムモニタのうち、測定系トリチウムモニタ(TmIRA201)検出部が使用不能となり、そのTmIRA201検出部の交換が必要となった。本報告書は、トリチウムモニタ検出部の製作及びその交換作業についてまとめたものである。