Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
杉山 仁志*; 加藤 謙一*; 関根 直子*; 関根 由莉奈; 渡邉 友亮*; 深澤 倫子*
Chemical Physics Letters, 856, p.141655_1 - 141655_8, 2024/12
被引用回数：1 パーセンタイル：58.13(Chemistry, Physical)ハイドロゲル中の水の構造に対する高分子側鎖の疎水性の影響を調べるために、DSCとXRD測定を実施した。ポリアクリルアミド(PAA)ゲルに含まれる中間水の量はポリ-
-ジメチルアクリルアミド(PDMAA)と比べて少量であった。PAAゲルの場合、束縛水はポリマー鎖表面に存在しているのに対して、PDMAAゲルでは架橋因子として機能していることが明らかになった。
松場 賢一; 加藤 慎也; 神山 健司; Akaev, A. S.*; Vurim, A. D.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 7 Pages, 2024/11
ナトリウム冷却高速炉(SFR)においてシビアアクシデントが発生すると、溶融炉心物質が制御棒案内管などの冷却材流路を通じて原子炉容器下部のナトリウム領域に向かって放出される可能性がある。典型的なSFRは、その炉心領域の下に炉心入口プレナムなどの深さと容積が限られたナトリウムプレナムを有する。そのため、深さと容積に制限のあるナトリウムプレナム内に排出される溶融炉心物質の冷却性を評価することが重要である。本研究では、このようなナトリウムプレナム内へ排出された溶融炉心物質の冷却性に関する理解を深めるため、液体ナトリウムで満たされた試験容器内に溶融燃料模擬物質(溶融アルミナ)を排出する試験で得られたデータの分析結果に基づき、溶融炉心物質が微粒化した固化物を形成する条件について考察した。
町田 昌彦; 山田 進; Kim, M.; 田中 伶詞*; 飛田 康弘*; 岩田 亜矢子*; 青木 勇斗; 青木 和久; 柳澤 憲一*; 山口 隆司; et al.
RIST News, (70), p.3 - 22, 2024/09
福島第一原子力発電所(1F)建屋内には、原子炉内から漏洩した放射性物質の汚染により高い放射線量を示す地点が多数存在し、廃炉作業を円滑に進める上での大きな障害となっている。日本原子力研究開発機構(JAEA)は、この課題解決に貢献するため、経済産業省の廃炉・汚染水対策事業費補助金「原子炉建屋内の環境改善のための技術開発(被ばく低減のための環境・線源分布のデジタル化技術の高機能化開発)」を受託し、令和(R)5年度4月より、廃炉屋内の放射線環境改善に係るデジタル技術の研究開発事業を進めている。本事業では、前期事業(R3
4年度実施)にて開発した3 D-ADRES-Indoor(プロトタイプ)を発展させ、現場で活用可能な高速デジタルツイン技術より成るFrontEnd、1F新事務本館等の居室で詳細解析を行うPro、そして、収集したデータ及び解析したデータを集中管理するデータベースの役割を果たすBackEndの3つの連携システムの開発を目標としている。本報告では、この3つの連携システムの中でも現場で活用するシステムとして、点群測定後、迅速に3Dメッシュモデルを作成し、線量率の計測結果から線源を逆推定し、その推定線源の位置や強度を更に高精度化する計算技術(再観測指示と再逆推定)を有するFrontEndを中心に、その開発状況について報告し、その検証結果として5号機での試験結果を示す。また、簡単に当該事業の今後の研究開発の計画も報告する。
安部 晋一郎; 橋本 昌宜*; Liao, W.*; 加藤 貴志*; 浅井 弘彰*; 新保 健一*; 松山 英也*; 佐藤 達彦; 小林 和淑*; 渡辺 幸信*
IEEE Transactions on Nuclear Science, 70(8, Part 1), p.1652 - 1657, 2023/08
被引用回数：3 パーセンタイル：54.24(Engineering, Electrical & Electronic)中性子を起因とする半導体デバイスのシングルイベントアップセット(SEU: Single Event Upset)は、地上にある電子機器の動作の信頼性に関係する問題となる。白色中性子ビームを用いた加速器試験では、現実的な環境の中性子起因ソフトエラー率(SER: Soft Error rate)を測定できるが、世界的にも白色中性子ビームを供給できる施設の数は少ない。ここで、多様な中性子源に適用可能な単一線源照射を地上におけるSER評価に適用できる場合、ビームタイムの欠乏を解消できる。本研究では、これまでに得られた測定結果のうち任意の1つを抽出し、これとPHITSシミュレーションで得たSEU断面積を用いた地上環境におけるSERの評価の可能性を調査した。その結果、提案する推定法で得られたSERは、最悪の場合でも従来のWeibull関数を用いた評価値と2.7倍以内で一致することを明らかにした。また、SER評価におけるシミュレーションコストを低減する簡易化の影響も明らかにした。
Fe
intermetallic compoundCao, Y.*; Zhou, H.*; Khmelevskyi, S.*; Lin, K.*; Avdeev, M.*; Wang, C.-W.*; Wang, B.*; Hu, F.*; 加藤 健一*; 服部 高典; et al.
Chemistry of Materials, 35(8), p.3249 - 3255, 2023/04
被引用回数：2 パーセンタイル：27.27(Chemistry, Physical)静水圧や化学圧力は、結晶構造を変化させる効率的な刺激であり、材料科学において電気的、磁気的特性のチューニングによく利用されている。しかし、化学圧力は定量化が困難であり、これら両者の定量的な対応関係はまだよくわかっていない。本研究では、負の熱膨張(NTE)を持つ永久磁石の候補である金属間化合物を調べた。放射光X線その場観察により、AlをドープしたHoFeに負の化学圧力があることを明らかにし、単位セル体積の温度・圧力依存性を用いそれを定量的に評価した。また、磁化測定と中性子回折測定を組み合わせることで、磁気秩序に対する化学圧力と静水圧の違いを比較した。興味深いことに、圧力はNTEの抑制と増強を制御するために使用することができた。電子状態計算から、圧力がFermiレベル(EF)に対する主要バンドの上部に影響を与えたことを示しており、これは磁気安定性に影響を与え、それが磁気とNTEを調節する上で重要な役割を果たしていることがわかった。本研究は、圧力の影響を理解し、それを利用して機能性材料の特性を制御する良い例を示している。
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：7 パーセンタイル：78.30(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。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Akaev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
炉心崩壊事故(CDA)における溶融炉心物質の原子炉内保持(IVR)はナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるために最も重要である。IVRを確保するための主要な課題の一つは、溶融炉心物質を炉心領域から効率的に排出するための制御棒案内管(CRGT)の設計である。CRGTの設計の有効性はCDA解析によって評価されるが、この解析には試験研究と連携した計算機コードの開発が合理的である。そこで、EAGLE-3プロジェクトと呼ばれる共同研究において、CRGTを介した溶融炉心物質の流出挙動を課題の一つとして試験研究が進められてきた。本試験研究で得られた知見はSIMMERコードの開発に反映される。このプロジェクトでは、CRGTを通じた溶融炉心物質の流出挙動を把握するために、溶融アルミナを燃料模擬物質とした一連の炉外試験が行われた。本研究では、CRGT内の内部構造物が溶融炉心物質の流出挙動に与える影響を調べるため、内部構造物を有するダクトを溶融アルミナが流下する炉外試験のデータを分析した。さらに、SIMMERコードによる試験後の解析を行い、試験結果との比較を行った。
松下 肇希*; 小林 蓮*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 9 Pages, 2022/09
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故では、溶融炉心物質が制御棒案内管などの流路を通って炉心領域下の炉心入口プレナムに流れ込む。溶融炉心物質は、ナトリウム冷却材中で入口プレナムの水平板に衝突しながら冷却・固化されると見込まれる。しかし、水平構造物に衝突した溶融炉心物質の固化・冷却挙動は、これまで十分に研究されていなかった。これはナトリウム冷却高速炉の安全性向上の観点から解明が必要な重要な現象である。そこで、カザフスタン共和国国立原子力センターの実験施設において、模擬溶融炉心物質(アルミナ: Al
O
)を水平構造物上のナトリウム冷却材中に放出する一連の実験が実施された。本研究では、高速炉安全性評価コードSIMMER-IIIを用いたナトリウム試験に関する解析を実施した。解析結果と実験データの比較により、解析手法の妥当性を確認した。また、ジェット衝突時の冷却・固化挙動を評価した。その結果、溶融炉心物質が水平板への衝突により破砕され、周辺部へ飛散することがわかった。さらに、模擬溶融炉心物質がナトリウムによって冷却され、その後、固化することを確認した。
神山 健司; 松場 賢一; 加藤 慎也; 今泉 悠也; Mukhamedov, N.*; Akayev, A.*; Pakhnits, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 9 Pages, 2022/04
To achieve in-vessel retention for mitigating the consequences of core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors, controlled material relocation (CMR) has been proposed as an effective safety concept. CMR is not only aiming at eliminating the potential for exceeding prompt criticality events that affect the integrity of the reactor vessel, but also enhancing the potential for the in-vessel cooling of degraded core materials during CDAs. Based on this concept several design measures have been studied, and, to evaluate their effectiveness, experimental evidences to show relocation of molten-core material were required. With this background, a series of experimental program called EAGLE (Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities) has been carried out collaboratively over 20 years between Japan Atomic Energy Agency and National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan (NNC/RK) using an out-of-pile and in-pile test facilities of NNC/RK. The EAGLE program is divided into three phases, they are called EAGLE-1, EAGLE-2 and EAGLE-3, to cover whole phase after core-melting begins. The subject for EAGLE-1 and the first half of EAGLE-2 is CMR in the early phase of CDA in which the core melting progresses rapidly driven by positive reactivity insertions. The subject for the latter half of EAGLE-2 and whole EAGLE-3 is CMR in the later phase of CDA in which the gradual core melting by decay heat and relocation and cooling of degraded core materials occurs. In the paper, the major achievement of the EAGLE program and future plans are presented.
松場 賢一; 加藤 慎也; 神山 健司; Akayev, A. S.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 28) (Internet), 4 Pages, 2021/08
ナトリウム冷却高速炉における炉心崩壊事故の発生時に深さと体積が制限されたナトリウム領域(浅いナトリウムプール)に流出した炉心溶融物の微粒化と冷却挙動に関する知見を得るため、溶融炉心物質の模擬物質として溶融アルミナを用いた炉外試験を行った。本試験の結果に基づき、以下のメカニズムを把握した。(1)溶融ジェットと浅いナトリウムプール底面との衝突に伴うFCI(Fuel-coolant interaction)が微粒化を促進する。(2)浅いナトリウム領域の外側にヒートシンクとなるナトリウムが存在する場合、ナトリウム蒸気の膨張と凝縮に伴い当該領域の内外間でナトリウムの流出入が発生し、この流出入による熱交換が当該領域内部のナトリウム温度の上昇を抑制する。(3)この温度上昇抑制が溶融炉心物質の効果的な冷却に寄与する。今後、シミュレーションツールを用いた試験解析を行い、本研究で把握したメカニズムを確認する。
X rays奥村 拓馬*; 東 俊行*; Bennet, D. A.*; Caradonna, P.*; Chiu, I. H.*; Doriese, W. B.*; Durkin, M. S.*; Fowler, J. W.*; Gard, J. D.*; 橋本 直; et al.
Physical Review Letters, 127(5), p.053001_1 - 053001_7, 2021/07
被引用回数：16 パーセンタイル：76.72(Physics, Multidisciplinary)超伝導遷移エッジ型センサーマイクロカロリメーターを用いて、鉄のミュー原子から放出される電子X線を観測した。FWHMでの5.2eVのエネルギー分解能により、電子特性
および
X線の非対称の広いプロファイルを約6keVの超衛星線線とともに観察することができた。このスペクトルは、電子のサイドフィードを伴う、負ミュオンと
殻電子による核電荷の時間依存スクリーニングを反映している。シミュレーションによると、このデータは電子殻および殻の正孔生成と、ミュオンカスケードプロセス中のそれらの時間発展を明確に示している。
五十嵐 魁*; 大貫 涼二*; 堺 公明*; 加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08
In order to improve the safety of nuclear power plants, it is necessary to make sure measures against their severe accidents. Especially, in the case of a sodium-cooled fast reactor (SFR), there is a possibility of significant energy release due to formation of a large-scale molten fuel pool accompanied by re-criticality in the event of a core disruptive accident (CDA). It is important to ensure in-vessel retention that keeps and confines damaged core material in the reactor vessel even if the CDA occurs. CDA scenario initiated by Unprotected Loss Of Flow (ULOF), which is a typical cause of core damage, is generally categorized into four phases according to the progression of core-disruptive status, which are the initiating, early-discharge, material-relocation and heat-removal phases for the latest design in Japan. During the material-relocation phase, the molten core material flows down mainly through the control rod guide tube and is discharged into the inlet coolant plenum below the bottom of the core. The discharged molten core material collides with the bottom plate of the inlet plenum. Clarification of the accumulation behavior of molten core material with such a collision on the bottom plate is important to reduce uncertainties in the safety assessment of CDA. In present study, in order to make clear behavior of core melt materials during the CDAs of SFRs, analysis was conducted using the SIMMER-III code for a melt discharge simulation experiment in which low-melting-point alloy was discharged into a shallow water pool. This report shows the validation results for the melt behavior by comparing with the experimental data.
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Ganovichev, D. A.*; Baklanov, V. V.*
Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05
炉心崩壊事故における溶融炉心の原子炉内収束を確実にすることを目指し、溶融炉心の即発臨界超過に伴う大規模なエネルギー発生を防ぐために、制御棒案内管(CRGT)を通じた溶融炉心物質の炉外排出が検討されている。CRGTを高圧プレナム接続にすることを検討した場合、ナトリウム流量調整機構のようなCRGT内部の構造体は炉心領域からの溶融炉心物質の排出を阻害し得る。これらの背景に基づき、CRGTを通じた溶融炉心物質の排出挙動を明らかにすることを課題の1つに取り上げたカザフスタン共和国国立原子力センター(NNC-RK)との共同研究「EAGLE-3計画」が開始された。ナトリウム流量調整機構の破壊に関するその周囲のナトリウム冷却効果について検討するため、NNC-RKが所掌する炉外試験装置においてナトリウムと燃料模擬物質である溶融アルミナを使用した試験が実施された。本試験結果は、溶融アルミナの流入初期段階においてボイド領域の発達が排出経路から液相ナトリウムを排斥し、これに伴ってナトリウム流量調整機構の周囲におけるナトリウム冷却効果を排除したことを示した。結果として、早期のナトリウム流量調整機構の破壊と大規模な溶融アルミナの流出が生じた。
岡部 晃大; 山本 風海; 神谷 潤一郎; 高柳 智弘; 山本 昌亘; 吉本 政弘; 竹田 修*; 堀野 光喜*; 植野 智晶*; 柳橋 亨*; et al.
Proceedings of 14th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.853 - 857, 2017/12
J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)には、ビーム損失を局所化し、機器の放射化を抑制するためにビームコリメータが設置されている。RCSにて加速中に広がったビームハローは、すべてコリメータ散乱体によって散乱され、吸収体部にて回収される。2016年4月のコリメータ保守作業時に吸収体部の1つで大規模な真空漏れが発生したため、代替の真空ダクトを設置することで応急的な対処を行い、ビーム利用運転を継続した。取り外したコリメータの故障原因を特定するためには、遮蔽体を解体し、駆動部分をあらわにする必要がある。しかし、故障したコリメータ吸収体部は機能上非常に高く放射化しており、ビームが直接当たる真空ダクト内コリメータ本体では40mSv/hという非常に高い表面線量が測定された。したがって、作業員の被ばく線量管理、及び被ばく線量の低減措置をしながら解体作業を行い、故障したコリメータ吸収体の真空リーク箇所の特定に成功した。本発表では、今回の一連の作業及び、コリメータの故障原因について報告する。
下村 健太; 加藤 章一; 若井 隆純; 安藤 勝訓; 廣瀬 祐一*; 佐藤 健一郎*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 9 Pages, 2015/05
本研究は、SFR機器の設計基準が考えうるすべての破損様式をカバーしていることを確認するための実験的・解析的研究である。現行の設計基準におけるクリープ疲労損傷評価法は、従来のオーステナイト系ステンレス鋼(例えばSUS304)の実験や数値解析に基づいて構築されている。改良9Cr-1Mo鋼の材料特性はオーステナイト系ステンレス鋼のそれらとはかなり異なるので、現行の設計基準の改良9Cr-1Mo鋼製機器への適用性を確認する必要がある。両側切欠きを有する改良9Cr-1Mo鋼試験片に対する30分のひずみ保持を伴う単軸クリープ疲労試験を実施した。キリカキ底の半径は、1.6mm, 11.2mmと40.0mm。1.6mmと11.2mmの切欠き試験片は切欠き底から破損したが、40.0mmの切欠き試験片は明らかに内部から破損した。また、保持時間は合計わずか2,000時間程度であるにもかかわらず、多くのクリープボイドと、粒状界き裂成長が観察された。このような特異な破損様式の原因を究明するため、いくつかの追加実験と数値解析を実施した。それらの結果から、このような特異な破損様式の原因を絞り込むことができた。最大の要因をはっきりさせるための将来の計画も提案した。
Kim, J.*; 藤原 明比古*; 澤田 智弘*; Kim, Y.*; 杉本 邦久*; 加藤 健一*; 田中 宏志*; 石角 元志*; 社本 真一; 高田 昌樹*
IUCrJ, 1(3), p.155 - 159, 2014/05
被引用回数：3 パーセンタイル：28.65(Chemistry, Multidisciplinary)放射光X線粉末回折データをもとに、電子密度解析を行い、低温でLaFeAsO
F
の超伝導相の鉄層にのみ電子が集まっていることが見つかった。静電ポテンシャル分布解析の結果、ヒ素イオンの電子分極が協調的に増強され、電荷の再配列が起こっていた。
BeO for high-functional tritium breeders星野 毅; 及川 史哲; 名取 ゆり*; 加藤 剣一*; 目 智子*; 中村 和*; 蓼沼 克嘉*
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2268 - 2271, 2013/10
被引用回数：2 パーセンタイル：17.73(Nuclear Science & Technology)核融合エネルギー開発の早期実現をはかることを目的として行う研究開発である幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、新たな先進トリチウム増殖材料の合成試験を行った。核融合原型炉では高いトリチウム増殖比を有する発電ブランケットが必要なため、トリチウム増殖材料(Liセラミックス)と中性子増倍材料(Be等)をブランケット内に混合して充填する設計も検討されている。しかしながら、高温・長時間使用時におけるLiとBeの反応が懸念されるため、混合充填時も化学的に安定なLiBeO合成法の探索を行った。LiOH・HOとBe(OH) を始発粉末とし、1073K・2hの焼成条件にて合成を行ったところ、セラミックス中に微量の不純物を検出した。そこで、さまざまな検討の結果、始発粉末をLiOH・HOとBeOに変えたところ、ほぼ単一相のLiBeO合成に成功し、LiとBeの混合充填時においても化学的安定性が高いと考えられる、新たなトリチウム増殖材料としての可能性を有するLiBeO合成に成功した。
若井 隆純; 鬼澤 高志; 加藤 猛彦*; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 佐藤 健一郎*
Proceedings of 2013 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2013) (DVD-ROM), 8 Pages, 2013/07
This paper proposes provisional welded joint strength reduction factors (WJSRF) of Modified 9Cr-1Mo steel applicable to the structural designing of "Japan sodium cooled fast reactor (JSFR)". JSME published a revised version of the elevated temperature design code in last year. Modified 9Cr-1Mo steel was officially registered in the code as a new structural material for sodium cooled fast reactors. The creep strength curve for the base metal of the steel was standardized by employing stress range partitioning method, same as for the welded joint. However, second order equation of logarithm stress was applied in the analysis for the base metal. In addition, the creep rupture data obtained at 700
C were included in the database and data ruptured in very short term, i.e. smaller than 100 hours, were excluded from the analysis. Thus, there are some differences between the procedures to determine the creep strength curves for base metal and welded joint made of Modified 9Cr-1Mo steel. This paper discusses the most feasible procedure to determine the creep strength curve of the welded joint of the steel by performing some case studies to focus on physical adequacy and usability. Then, the strength reduction factors are provisionally proposed based on the design creep rupture stress intensities. In addition, the design of JSFR pipes were reviewed taking the proposed WJSRF into account.
原田 寛之; 發知 英明; Saha, P. K.; 菖蒲田 義博; 林 直樹; 山本 風海; 吉本 政弘; 田村 文彦; 山本 昌亘; 金正 倫計; et al.
Proceedings of 52nd ICFA Advanced Beam Dynamics Workshop on High-Intensity and High-Brightness Hadron Beams (HB 2012) (Internet), p.339 - 343, 2012/09
J-PARC 3GeV RCSは2007年10月よりビーム調整を開始した。そのビーム調整では、基礎パラメータや大強度運転の調整が継続的に行われている。今回の発表では、ビーム試験を通じて設計のパラメータをどう変えたか、大強度運転時に増加するビーム損失をどのように減少並びに最小化したか、何がパラメータの調整や機器の追加として必要であったかを、世界の各加速器施設が経験や結果を報告し議論を行う。本発表でも、RCSの大強度運転におけるビーム損失の減少や最小化の結果を報告する。
發知 英明; 原田 寛之; 林 直樹; 金正 倫計; Saha, P. K.; 菖蒲田 義博; 田村 文彦; 山本 風海; 山本 昌亘; 吉本 政弘; et al.
Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2012(1), p.02B003_1 - 02B003_26, 2012/00
被引用回数：17 パーセンタイル：66.41(Physics, Multidisciplinary)J-PARC 3-GeV RCSは、1MWのビーム出力を目指す大強度陽子加速器である。RCSは、2007年10月にビーム試験を開始し、その後、2008年12月より4kWのビーム出力でユーザー運転を開始した。以来、ビームチューニングの進展やハードウェアの改良に従って、RCSの出力パワーは順調に増強されている。RCSは、これまでに、420kW出力までのビーム損失を1%以下に抑え込むことに成功し、また、210kWでのルーティンユーザー運転を実現させている。RCSのような大強度陽子加速器では、ビーム損失により生じる機器の放射化が出力強度を制限する最大の要因となるため、ビーム損失の低減が出力増強時に常に直面する重要なビーム物理学上の課題となる。本論文では、RCSのビーム増強に関する最近の進展、特に、ビーム増強とともに多様に出現するビーム損失に対するわれわれの取り組み(ビーム損失低減策)を紹介する。
