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論文

Distribution and fate of $$^{129}$$I in the seabed sediment off Fukushima

乙坂 重嘉; 佐藤 雄飛*; 鈴木 崇史; 桑原 潤; 中西 貴宏

Journal of Environmental Radioactivity, 192, p.208 - 218, 2018/12

 パーセンタイル:100(Environmental Sciences)

2011年8月から2013年10月にかけて、福島第一原子力発電所から160km圏内の26観測点において、海底堆積物および沈降粒子中の$$^{129}$$I濃度を観測した。2011年における海底堆積物中の$$^{129}$$I濃度は0.02$$sim$$0.45mBq/kgであった。同海域の海底への主な$$^{129}$$Iの沈着は事故後の半年以内に起こったと推測され、その初期沈着量は約0.36$$pm$$0.13GBqと見積もられた。ヨウ素は生物による利用性の高い元素であるが、事故由来の放射性ヨウ素を海産生物を介して摂取することによる被ばく量は、極めて低いと推定された。福島周辺の陸棚縁辺域(海底水深200$$sim$$400m)では、2013年10月にかけて表層堆積物中の$$^{129}$$I濃度がわずかに増加した。この$$^{129}$$I濃度の増加をもたらす主要因として、福島第一原子力発電所近傍の海底から脱離した$$^{129}$$Iの陸棚縁辺域への再堆積と、河川を通じた陸上からの$$^{129}$$Iの供給の2つのプロセスが支配的であると考えられた。

論文

断層面の形態観察に基づく断層活動性評価手法の検討

田中 義浩*; 亀高 正男*; 岡崎 和彦*; 鈴木 一成*; 瀬下 和芳; 青木 和弘; 島田 耕史; 渡邊 貴央; 中山 一彦

応用地質, 59(1), p.13 - 27, 2018/04

上載地層法が適用できない断層の活動性評価に資するため、活断層と非活断層の断層露頭で断層面の形態観察を実施し、断層活動性評価の指標を検討した。活断層としては五助橋断層の五助ダム上流露頭と六甲断層の船坂西露頭を、非活断層として六甲蓬莱峡のK地点を対象に、断層面の「連続性」,「切断関係」,「平滑性」に着目した。連続性は「断面形状の連続区間率測定」、切断関係は「周辺構造の切断率測定」を行った。平滑性については「断面形状の平面区間率測定」、「粗さ/うねり形状の測定」及び「写真解析による算術平均粗さ測定」という3種類の測定を行い、合計5つの測定手法を検討した。本研究結果から、「断面形状の連続区間率測定」、「周辺構造の切断率測定」、「断面形状の平面区間率測定」について、活断層と非活断層を見分ける識別基準値を有する可能性が示された。なお、引き続き、識別基準値の明確化とその検証のために測定事例の追加・検討、議論が必要である。

論文

Year-round variations in the fluvial transport load of particulate $$^{137}$$Cs in a forested catchment affected by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

松永 武; 中西 貴宏; 安藤 麻里子; 竹内 絵里奈; 武藤 琴美; 都築 克紀; 西村 周作; 小嵐 淳; 乙坂 重嘉; 佐藤 努*; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 310(2), p.679 - 693, 2016/11

AA2015-0821.pdf:3.78MB

 被引用回数:5 パーセンタイル:23.48(Chemistry, Analytical)

福島第一原子力発電所事故に由来する放射性Csの森林集水域からの流出挙動とその変動要因を解明するために、渓流水中の懸濁態放射性Csの流出量を2012年から2年間連続して測定した。懸濁態$$^{137}$$Csの流出は、流域からの懸濁物質の流出と密接な関係があり、降雨量の多い8-9月に増加した。$$^{137}$$Csは懸濁物質中の粘土鉱物に強く結びついており、流下中に水中に溶存しないことが、鉱物同定及び抽出実験の結果より示唆された。また、単位懸濁物質量あたりの$$^{137}$$Cs濃度は、2012年から徐々に低下していた。これらの結果より、懸濁態$$^{137}$$Csの流出量は、降雨量に関連した懸濁物質量の変動と、懸濁物質中の$$^{137}$$Cs濃度の経年変化の両方の影響を受けて変化していることが明らかとなった。

論文

J-PARC 3MeVリニアック用制御システム開発

澤邊 祐希*; 石山 達也; 高橋 大輔; 加藤 裕子; 鈴木 隆洋*; 平野 耕一郎; 武井 早憲; 明午 伸一郎; 菊澤 信宏; 林 直樹

Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.647 - 651, 2016/11

J-PARCでは実機の安定運転に必要なビームスクレーパ照射試験およびレーザ荷電変換試験を実施するために3MeVリニアックを再構築した。3MeVリニアックは、セシウム添加高周波駆動負水素イオン源(RFイオン源)から負水素イオンビームを取り出し、高周波四重極型リニアック(RFQ)で3MeVまでビームを加速する。3MeVリニアックを制御するには、加速器およびレーザから人への安全を確保する人的保護システム(PPS)、加速器構成機器を保護するための機器保護システム(MPS)、各機器の同期をとるタイミングステム、およびEPICSを用いた遠隔制御システムが重要となる。本発表では、これらの3MeVリニアック用制御システムについて報告する。

論文

高速実験炉「常陽」の原子炉容器内観察・補修技術開発; 炉心上部機構の交換作業

高松 操; 川原 啓孝; 伊藤 裕道; 宇敷 洋; 鈴木 信弘; 佐々木 純; 大田 克; 奥田 英二; 小林 哲彦; 長井 秋則; et al.

日本原子力学会和文論文誌, 15(1), p.32 - 42, 2016/03

高速実験炉「常陽」では、平成19年に「計測線付実験装置との干渉による回転プラグ燃料交換機能の一部阻害」が発生し、原子炉容器内において、計測線付実験装置(以下、MARICO-2(MAterial testing RIg with temperature COntrol 2nd))試料部が炉内ラック内の移送用ポットから突出した状態で変形していること、MARICO-2試料部と炉心上部機構(以下、UCS(Upper Core Structure))の接触により、UCS下面に設置されている整流板等が変形していることが確認された。当該燃料交換機能復旧作業の一環として、「常陽」では、平成26年5月よりUCS交換作業を開始し、同年12月に終了した。高放射線・高温環境のSFRにおける原子炉容器内補修(観察を含む)には、軽水炉にはない技術開発が必要であり、その技術レベルを高め、供用期間中の運転・保守に反映することはSFRの信頼性の向上に寄与することができる。SFRにおけるUCSの交換実績は世界でも数少なく、30年以上使用した原子炉容器内の大型構造物の交換作業の完遂により蓄積された経験・知見は、「常陽」のみならず、SFRにおける原子炉容器内観察・補修技術開発に大きく資するものと期待される。

論文

懸濁態及び溶存態Csの森林から河川への流出とその変化傾向

武藤 琴美; 安藤 麻里子; 竹内 絵里奈; 西村 周作; 小嵐 淳; 都築 克紀; 中西 貴宏; 松永 武

KEK Proceedings 2015-4, p.252 - 257, 2015/11

福島第一原子力発電所事故により大気中に放出された放射性Csの多くは森林に沈着し、現在も残留している。本研究では森林から河川への放射性Csの流出挙動を評価するために、北茨城市の森林を集水域とする小河川に放射性Csの連続捕集装置を設置し調査を行った。放射性Csは粒径の異なる懸濁態と溶存態Csに分け、それぞれについて流出挙動を評価した。調査期間は2012年12月から2014年11月である。懸濁物はカートリッジフィルターを用いて捕集し、粒径毎に4種類(2000$$mu$$m以上, 500-2000$$mu$$m, 75-500$$mu$$m, 75$$mu$$m以下)に篩別した。溶存態はCs吸着剤を充填したカラムに通水させ捕集した。フィルター及びカラムの交換は約1ヶ月毎に行い、各試料は乾燥させてGe半導体検出器で$$gamma$$線測定を行った。調査の結果、流量の増加が懸濁態・溶存態$$^{137}$$Csの流出量に影響を与えることが明らかになった。粒径別に見ると、懸濁態全体に対する流出量の割合は粒径75$$mu$$m以下のものが最大だったが、流量が特に多い期間に粒径75-2000$$mu$$mの比較的大きな粒子が増加した。流出量全体では懸濁態の割合が多いが、冬期は溶存態の割合が増加する傾向が見られた。

論文

SiC coating as hydrogen permeation reduction and oxidation resistance for nuclear fuel cladding

臼井 貴宏*; 澤田 明彦; 天谷 政樹; 鈴木 晶大*; 近田 拓未*; 寺井 隆幸*

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(10), p.1318 - 1322, 2015/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:15.14(Nuclear Science & Technology)

SiCは高い耐酸化性と水素透過低減の効果があることから、酸化抑制と水素脆化の低減のための手段の一つとして考えられる。本研究ではスパッタを用いてSiCコーティングを施し、非照射の環境で水素透過試験と酸化試験を行った。SiCコーティング済SUS316を用いた水素透過試験の結果、1桁程度の水素透過の低減がみられた。酸化試験にはSiCコーティング済Zry-4及びSUS316を用いた。前者を用いた酸化試験では、SiCコーティングにより酸化による重量増加が1/5程度に減少した。後者を用いた酸化試験でも酸化による重量増加が減少する傾向がみられた。酸化試験後のいくつかの試料ではコーティングの剥離がみられた。これはコーティングと基板の膨張の差によるものと考えられる。コーティングが厚くなるほど酸化による重量増加が減少する傾向がみられた一方、コーティングが薄くなるほど剥離しにくくなる傾向がみられた。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,49

篠原 孝司; 諫山 明彦; 鈴木 隆博; 吉田 麻衣子

プラズマ・核融合学会誌, 91(7), p.494 - 496, 2015/07

AA2015-0141.pdf:0.38MB

2015年の春季に国際トカマク物理活動(ITPA)に関する全4グループの会合が各グループ独立に開催された。「高エネルギー粒子物理」はフランスのITER機構で開催し日本からは2名の参加があった。「MHD安定性」はフランスのITER機構で開催し日本からは1名の参加があった。「統合運転シナリオ」はスペインのFusion for Energyで開催し日本からは3名の参加があった。「輸送と閉じ込め物理」はフランスのITER機構で開催し日本からは2名(TV会議参加)の参加があった。それぞれ、各極の関係者と国際装置間比較実験、ITERの物理に関する今後の課題、及び、各グループの活動計画の議論が行われた。これらの会合の概要をまとめて報告する。なお、次回会合は2015年の秋季に各グループ独立に開催する予定である。

論文

Assessment of the accuracy of plasma shape reconstruction by the Cauchy condition surface method in JT-60SA

宮田 良明; 鈴木 隆博; 武智 学; 浦野 創; 井手 俊介

Review of Scientific Instruments, 86(7), p.073511_1 - 073511_13, 2015/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.6(Instruments & Instrumentation)

トカマク装置における安定したプラズマ平衡制御のためには正確にプラズマ境界を決定する必要がある。コーシー条件面(CCS)法はプラズマ外部に置かれた磁気計測器から、コーシー条件を持つ仮想面外部の磁束分布を計算し、プラズマ境界を再構築する数学的手法である。JT-60SAにおいて、プラズマ形状再構築誤差が最小となる最適なCCSの形状や未知数の数は、プラズマの大きさに比例することが分かり、この条件を用いることでプラズマ形状再構築精度が大幅に改善した。JT-60SAにおけるCCS法を用いたプラズマ形状再構築精度の評価を報告する。

論文

Advance in integrated modelling towards prediction and control of JT-60SA plasmas

林 伸彦; 本多 充; 白石 淳也; 宮田 良明; 若月 琢馬; 星野 一生; 藤間 光徳; 鈴木 隆博; 浦野 創; 清水 勝宏; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.145_1 - P5.145_4, 2015/06

Towards prediction and control of JT-60SA plasmas, we are developing codes/models which can describe physics/engineering factors, and integrating them to one code TOPICS. Physics modelling: Coupling with MINERVA/RWMaC code showed that MHD equilibrium variation by centrifugal force largely affects RWM stability and the toroidal rotation shear stabilizes RWM. Coupling with OFMC code for NB torques, 3D MHD equilibrium code VMEC and drift-kinetic code FORTEC-3D for NTV torque, and toroidal momentum boundary model, predicted the core rotation of $$sim$$2% of Alfv$'e$n speed for a ITER hydrogen L-mode plasma. Coupling with core impurity transport code IMPACT showed the accumulation of Ar seeded to reduce the divertor heat load is so mild that plasma performance can be recovered by additional heating in JT-60SA steady-state (SS) scenario. Simulations coupled with MARG2D code showed that plasma current can be ramped-up to reach $$beta_N ge$$3 with MHD modes stabilized by ideal wall and with no additional flux consumption of central solenoid in JT-60SA. Engineering modelling: Coupling with integrated real-time controller showed that simultaneous control of $$beta_N$$ and $$V_{loop}$$ is possible at $$beta_N ge$$4 in JT-60SA SS scenarios. MHD equilibrium control simulator MECS demonstrated equilibrium control during heating phase and collapse induced events within power supply capability of PF coils in JT-60SA.

論文

Current ramp-up scenario with reduced central solenoid magnetic flux consumption in JT-60SA

若月 琢馬; 鈴木 隆博; 林 伸彦; 白石 淳也; 井手 俊介; 高瀬 雄一*

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.144_1 - P5.144_4, 2015/06

We have investigated reduction of the CS flux required in the plasma current ramp-up phase using non-inductive current drive in JT-60SA with an integrated modeling code suite (TOPICS). JT-60SA will be equipped with various types of neutral beams different in the beam trajectories and energies (85 keV and 500 keV). We have made a scenario in which the plasma current is ramped up from 0.6 MA to 2.1 MA in 150 s with no additional CS flux consumption by overdriving the plasma current ($$I_{rm NI} > I_{rm p}$$, $$I_{rm NI}$$ : non-inductively driven current and $$I_{rm p}$$ : plasma current) with neutral-beam-driven and bootstrap current. In order to achieve the current overdrive condition from 0.6 MA, the current drive by the lower energy neutral beam injection (85 keV) is effective. The higher energy neutral beam injection (500 keV) cannot be utilized in this early phase with a low plasma density due to a large shine through loss, while it can effectively be utilized in the later phase. We have also investigated ideal MHD instabilities using a linear ideal MHD stability analysis code (MARG2D). External kink modes can be stabilized in most of the time during the current ramp-up if there is a perfect conducting wall.

論文

Simulation of plasma current ramp-up with reduced magnetic flux consumption in JT-60SA

若月 琢馬; 鈴木 隆博; 林 伸彦; 白石 淳也; 井手 俊介; 高瀬 雄一*

Plasma Physics and Controlled Fusion, 57(6), p.065005_1 - 065005_12, 2015/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:48.28(Physics, Fluids & Plasmas)

Current ramp-up with reduced central solenoid (CS) flux consumption in JT-60SA has been investigated using an integrated modeling code suite (TOPICS) with a turbulent model (CDBM). The plasma current can be ramped-up from 0.6 MA to 2.1 MA with no additional CS flux consumption if the plasma current is overdriven by neutral-beam-driven and bootstrap current. The time duration required for the current ramp-up without CS flux consumption becomes as long as 150s. In order to achieve the current overdrive condition from 0.6 MA, the current drive by a lower energy neutral beam (85 keV) is effective. A higher energy neutral beam (500 keV) cannot be utilized in this early phase due to large shine through loss, while it can be effectively utilized in the later phase. Therefore, the main current driver should be switched from the lower energy neutral beam to the higher energy neutral beam during the current ramp-up phase. As a result of an intensive auxiliary heating needed to overdrive the plasma current, plasma beta becomes high. Ideal MHD stabilities of such high beta plasmas have been investigated using a linear ideal MHD stability analysis code (MARG2D). External kink modes can be stabilized in most of the time during the current ramp-up if there is a perfectly conducting wall at the location of the stabilizing plate and the vacuum vessel of JT-60SA and the plasma has a broader pressure profile.

論文

Replacement of upper core structure in experimental fast reactor Joyo, 1; Existing damaged upper core structure jack-up test

伊藤 裕道; 鈴木 信弘; 小林 哲彦; 川原 啓孝; 長井 秋則; 坂尾 龍太*; 村田 長太郎*; 田中 淳也*; 松坂 康智*; 立野 高寛*

Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.1058 - 1067, 2015/05

高速実験炉「常陽」では、計測線付実験装置の不具合に起因した燃料交換機能の一部阻害の復旧のため、ナトリウム冷却型高速炉における原子炉容器内保守・補修技術の開発を進めている。炉心上部機構と炉心上部機構案内スリーブのギャップは最小5mmと小さいため、旧炉心上部機構引抜時の水平度管理が十分でない場合、炉心上部機構と炉心上部機構案内スリーブが干渉し、旧炉心上部機構の変形等が生じるリスクがある。当該リスクに対応するため、3点支持構造を有するジャッキアップ治具を開発した。また、各ネジジャッキにロードセルを設置し、旧炉心上部機構が炉心上部機構案内スリーブと干渉した場合に生じる荷重変動を検出することにより、旧炉心上部機構の変形等を防止するとともに、干渉位置を同定する手法を開発した。旧炉心上部機構引抜性確認試験は、2014年5月14日に実施され、旧炉心上部機構が1000mm位置まで許容荷重を超過することなく引き抜くことが可能であることを確認した。本作業で蓄積された稀少な知見・経験は、「常陽」の復旧のみならず、ナトリウム冷却型高速炉の原子炉容器内保守・補修技術の開発に大きく資するものと期待される。

報告書

概要調査段階における設計・性能評価手法の高度化,3; NUMO-JAEA共同研究報告書(2013年度)(共同研究)

柴田 雅博; 澤田 淳; 舘 幸男; 牧野 仁史; 若杉 圭一郎; 三ツ井 誠一郎; 北村 暁; 吉川 英樹; 小田 治恵; 石寺 孝充; et al.

JAEA-Research 2014-030, 457 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-030.pdf:199.23MB

原子力機構(JAEA)がこれまで蓄積してきた技術やノウハウを、原子力発電環境整備機構(NUMO)が今後行う精密調査地区の選定等の処分事業に適用できるよう、実施主体の視点に沿って実用化を図っていくための具体的な考え方と進め方を策定すること等を目的として、2011年度よりJAEAとNUMOは以下の3つのテーマについて共同研究を進めている。(1)水理の観点からみた母岩の適性を評価する方法に関する検討: 水理地質構造モデル構築手法の事例調査に基づいて、得られた知見を評価ツリーとして整理し、モデルの不確実性やそれらの評価項目への影響等についての検討を行った。(2)シナリオの構築方法に関する検討: 状態設定手順を実務的な観点から、さらに見直すとともに、セメント影響とガラス溶解挙動について、知見の体系的な整理と不確実性の影響について解析的検討を行った。(3)核種移行パラメータの設定方法に関する検討: 母岩の分配係数を対象に、国内外の事例調査をもとに複数の設定手法を整理し、堆積岩及び花崗岩への適用を通じ妥当性や課題を確認した。溶解度について、溶解度制限固相の決定を含む設定手法を検討し、主要核種への適用を通じ妥当性や課題を確認した。

論文

A Passive collection system for whole size fractions in river suspended solids

松永 武; 中西 貴宏; 安藤 麻里子; 竹内 絵里奈; 都築 克紀; 西村 周作; 小嵐 淳; 乙坂 重嘉; 佐藤 努*; 長尾 誠也*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 303(2), p.1291 - 1295, 2015/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:53.75(Chemistry, Analytical)

河川中の懸濁物に含まれる放射性核種を研究する目的で、従来にない簡便な受動型の捕集方法を開発し、実証した。これは複数のカートリッジフィルターを備えた大型ホルダーを用いるものである。河川水は河床勾配を利用して、上流からホースによりフィルタホルダーに自然に導く。この方法により、長期にわたる無人捕集が可能になる。従来法に比較して大きな量(数十グラム以上)を捕集することになるので、通例の放射性核種濃度分析に加えて、懸濁物の特性分析も行うことができる長所を持つ。この手法は、懸濁物に含まれる化学物質の研究にも利用できるであろう。

論文

High-power test of annular-ring coupled structures for the J-PARC linac energy upgrade

田村 潤; 青 寛幸; 根本 康雄; 浅野 博之*; 鈴木 隆洋*

Journal of the Korean Physical Society, 66(3), p.399 - 404, 2015/02

 パーセンタイル:100(Physics, Multidisciplinary)

J-PARCリニアックでは、ACS加速空洞を用いることによって、そのエネルギーを181MeVから400MeVまで増強することを計画している。全25台の空洞全てについて大電力試験を行う予定であったが、2011年の東日本大震災により、約2年間大電力試験を中断した。震災復旧後、2台の空洞(M01およびM11)について大電力試験を行い、加速電場で定格の15-20%増しの電力を投入することができた。M01については、約6年前に大電力試験を行っていたため、コンディショニングに要した時間が大幅に短縮された。M11は、電力入力部における結合度調整のための容量性アイリスが設置された空洞であるが、このアイリス部における温度および放電発生頻度の上昇がないことを確認した。残留ガスによるビームロス低減という視点からも、十分低い圧力を達成することができた。ビームコミッショニング前の約一か月間にわたるコンディショニングによって、より安定した運転が可能になると期待できる。

論文

Vertical and lateral transport of particulate radiocesium off Fukushima

乙坂 重嘉; 中西 貴宏; 鈴木 崇史; 佐藤 雄飛; 成田 尚史*

Environmental Science & Technology, 48(21), p.12595 - 12602, 2014/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:45.16(Engineering, Environmental)

福島第一原子力発電所から約100km東方の沖合に、2011年8月から約2年間にわたってセジメントトラップを設置し、事故由来の放射性セシウムの海底への輸送フラックスを見積もるとともに、鉛同位体濃度等を指標として沈降粒子の輸送過程を解析した。$$^{137}$$Cs粒子束は観測期間の初期に高く、季節的に変動しながら全体として減少傾向を示した。この放射性セシウムの粒子束は、主に2つのモードで制御されていた。一つ目は表層水中で放射性セシウムを取り込んだ粒子の急速な鉛直輸送(鉛直モード)であった。このモードは、特に事故後の早い段階で支配的であり、観測点付近の海底における放射性セシウムの分布を形成したと推測された。二つ目のモードは、海底付近に運ばれた粒子状放射性セシウムの再移動であった(水平モード)。福島周辺の広域で採取した海底堆積物中の$$^{137}$$Cs/$$^{210}$$Pb比を沈降粒子と比較することにより、水平モード時に堆積物が移動する範囲は数十km程度であると推定された。

論文

Safety managements of the linear IFMIF/EVEDA prototype accelerator

高橋 博樹; 前原 直; 小島 敏行; 成田 隆宏; 堤 和昌; 榊 泰直; 鈴木 寛光; 杉本 昌義

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2066 - 2070, 2014/10

 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

On the Linear IFMIF/EVEDA Prototype Accelerator (LIPAc), the engineering validation up to 9MeV by employing the deuteron beam of 125mA are planning at the BA site in Rokkasho, Aomori, Japan. Since the deuteron beam-power is achieved to a 1 MW level, and $$gamma$$-ray and neutron is a critical issue. An establishment for safety management is indispensable to reduce radiation exposure for personnel and radio-activation for accelerator components. For this purpose, Personnel Protection System (PPS) of LIPAc control system, which works together with the radiation monitoring system and the access control system and etc., are applied. In this article, three function of personnel access control, radiation monitoring and operation control of the LIPAc for safety management will be presented in details.

論文

RFイオン源&RFQ III共同テストスタンドタイミングシステムの製作

澤邊 祐希; 伊藤 雄一; 川瀬 雅人; 福田 真平; 鈴木 隆洋*; 菊澤 信宏; 大内 伸夫

Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.748 - 751, 2014/10

J-PARC LINACでは、大強度ビーム達成に向け、セシウム添加高周波駆動負水素イオン源(RFイオン源)、及び50mA対応RFQ III号機への換装が予定されている。そのため、RFイオン源、及びRFQ III号機の共同テストスタンドを構築し、ビーム加速試験を行った。換装を円滑に進めるため、現在のJ-PARC加速器と互換性を考慮した制御系が求められた。しかし、RFイオン源は、現在稼働中の負水素イオン源とはプラズマ点火方法が異なるため、従来とは異なるタイミングパラメータを持ったタイミング信号を準備する必要があった。このため、RFイオン源用に新たなタイミング信号を用いたタイミングシステムを製作し、テストスタンドでのビーム加速試験では、このシステムを用いた。本発表では、RFイオン源、及びRFQ III号機の共同テストスタンドで構成した制御系のうち、主にタイミングシステムについて報告する。

論文

J-PARCリニアックの現状

小栗 英知; 長谷川 和男; 伊藤 崇; 千代 悦司; 平野 耕一郎; 森下 卓俊; 篠崎 信一; 青 寛幸; 大越 清紀; 近藤 恭弘; et al.

Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.389 - 393, 2014/10

J-PARCリニアックでは現在、ビームユーザに対する利用運転を行うとともに、リニアック後段の3GeVシンクロトロンにて1MWビームを加速するためのビーム増強計画を進めている。リニアックのビーム増強計画では、加速エネルギー及びビーム電流をそれぞれ増強する。エネルギーについては、181MeVから400MeVに増強するためにACS空洞及びこれを駆動する972MHzクライストロンの開発を行ってきた。これら400MeV機器は平成24年までに量産を終了し、平成25年夏に設置工事を行った。平成26年1月に400MeV加速に成功し、現在、ビーム利用運転に供している。ビーム電流増強では、初段加速部(イオン源及びRFQ)を更新する。イオン源はセシウム添加高周波放電型、RFQは真空特性に優れる真空ロー付け接合タイプ空洞をそれぞれ採用し、平成25年春に製作が完了した。完成後は専用のテストスタンドにて性能確認試験を行っており、平成26年2月にRFQにて目標の50mAビーム加速に成功した。新初段加速部は、平成26年夏にビームラインに設置する予定である。

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