Investigation of random beam trips in a linear accelerator at the Japan Proton Accelerator Research Complex for the development of an accelerator-driven nuclear transmutation system

武井 早憲

Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2023/00

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2296039

陽子線形加速器では、機器の故障、高周波による放電などにより、陽子ビームが不意に供給できないことが知られている。このビームトリップ事象はランダムに発生しているのだろうか?従来、ビームトリップ事象はランダムに発生していると暗黙的に仮定していた。今回、加速器駆動核変換システムにおける超伝導線型加速器で生じるビームトリップ頻度を推測するため、J-PARCリニアックにおけるビームトリップ事象がランダムに発生しているかどうかを検討した。すなわち、まずJ-PARCリニアックを5つのサブシステムに分類した。そして、信頼性工学の一つの方法であるカプラン・マイヤー推定法を用いて、各サブシステムにおける運転時間の信頼度関数を求めた。この信頼度関数より、ビームトリップ事象のランダムさを調べた。5つのサブシステムにおける5年間の運転データを解析したところ、いくつかのサブシステムではビームトリップ事象がランダムに発生していることを示していた。しかし、陽子リニアックの主要なサブシステムであるイオン源と加速空洞を含む、多くのサブシステムでビームトリップ事象がランダムに発生していなかった。

Improvement of plant reliability based on combining of prediction and inspection of crack growth due to intergranular stress corrosion cracking

内田 俊介; 知見 康弘; 笠原 茂樹; 塙 悟史; 岡田 英俊*; 内藤 正則*; 小嶋 正義*; 木倉 宏成*; Lister, D. H.*

Nuclear Engineering and Design, 341, p.112 - 123, 2019/01

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2018.10.021

原子力プラントでは、リスク基準保全(RBM)にサポートされた信頼性基準保全(RCM)に基づくプラント信頼性向上策が採用されつつある。RBMは主要な材料に生じつつある欠陥をその進展過程で予測し、検査、保全を最適に組合せて実施されるものである。プラント全体にわたり、IGSCCを早期検出することにより、水化学制御などの適切な対応策の適用が可能となる。腐食環境とき裂進展の予測を組合せ、IGSCC決定因子である腐食電位、材料のSCC感受性、残留応力の不確実さが余寿命予測に及ぼす影響を定量的に評価した。結論として、(1)予測による重点検査箇所の効率的な選定、(2)検査による予測精度の向上、を結合させることによりプラントの信頼性向上に貢献できることを示した。

Development of a quake-proof information inference system by using data mining technology

Shu, Y.; 中島 憲宏

Proceedings of 11th International Conference on Human-Computer Interaction (HCI International 2005) (CD-ROM), 9 Pages, 2005/07

原研では原子力発電設備の経年変化による健全性保全などの検証や予測技術を計算科学技術の観点から、3次元仮想振動台の研究開発を行っている。われわれは、3次元仮想振動台における各種シミュレーションの入出力データの意味を解釈し、その物理的意味を明らかにする情報推論システムを開発している。本論文は人間認識モデルが含めたハイブリッドデータマイニング手法を提案し、それに基づく情報推論システムを開発する。本システムでは、解析者を模擬したマイニングコントロールエージェントが出力データを分析・検証し、データマイニングプロセスを直接的に制御する。また、本マイニングシステムの中心的構成要素となるニューラルネットワーク手法は、再学習機能と説明機能が付加された高機能なものである。われわれは、ここで提案した手法に基づく情報推論システムを試作し、実運用状態のプラント内で発生する現象を解析する際に不可欠な物理情報の意味を解釈する道具としての有効性を確認するため、複雑な耐震データを用いた検証試験を行った。

Reliability assessment of high energy particle induced radioactivity calculation code DCHAIN-SP 2001 by analysis of integral activation experiments with 14MeV neutrons

甲斐 哲也; 前川 藤夫; 春日井 好己; 小迫 和明*; 高田 弘; 池田 裕二郎

JAERI-Research 2002-005, 65 Pages, 2002/03

JAERI-Research-2002-005.pdf:2.75MB

14-MeV中性子を用いた積分放射化実験解析を通して、高エネルギー粒子誘導放射能計算コードDCHAIN-SP 2001の信頼性評価を行った。解析を行った実験は、原研FNSのD-T中性子源を用いて行われた(1) 核融合炉材料の崩壊線測定実験,(2) 32種の核融合炉材料に対する崩壊熱測定実験,(3)水銀の積分放射化実験、の3件である。解析の結果、DCHAIN-SP 2001による計算は、(1)(3)の実験値をそれぞれ30%,20%,20%以内で予測することができた。Beteman方程式の解法アルゴリズム,及び20MeV以下の放射化断面積と付属の崩壊データについて適切であるという結論が得られた。

Fusion reactor safety; Issues and perspective

稲辺 輝雄; 関 昌弘; 常松 俊秀

Fusion Engineering and Design, 42, p.7 - 12, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(98)00122-7

核融合炉の認許可に耐え得る安全性を確保する観点から、測定される安全原則、安全要件、信頼性確保のための問題点及び必要なR&Dを述べる。安全確保のための基本原則としては、深層防護とALARAの原則が核融合炉の場合にも不可欠と考えられ、特に深層防護の概念に基づく核融合炉のための具体策を例示する。また、同概念に基づく設計の妥当性を確認するための安全解析上の留意点を示す。さらに、使用する材料の信頼性と実証性のあるデータベース、適切な構造設計基準、供用中検査への設計上の配慮、安全解析で仮定する機器の性能や被ばく評価にかかわるソースタームの担保、解析コードの検証等の重要性を指摘し、核融合実験炉ITERの工学設計活動を中心として国際的に進展中のR&D活動に言及する。また、低放射化材料の廃棄物にもたらす優位性を概説し、今後の展望を示す。

Feasibility study on the applicability of a diffusion-welded compact intermediate heat exchanger to next-generation high temperature gas-cooled reactor

竹田 武司; 國富 一彦; 堀江 哲次*; 岩田 克雄*

Nucl. Eng. Des., 168, p.11 - 21, 1997/00

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(96)01361-1

次世代の高温ガス炉(HTGR)において、プロセス熱利用を行うための高温の熱を輸送する中間熱交換器(IHX)の開発は重要である。PFCHXを長期間、高温条件下において使用した場合、プレートとフィン接合に用いるろう付けの信頼性は不十分である。そのため、凹凸プレート(CP)の接合に固相拡散接合法、材料にニッケル基長合金であるハステロイXRを用いた凹凸プレート形コンパクト熱交換器(CPCHX)を提案した。本研究では、はじめに、CPCHXのCPの固相拡散接合に対する最適条件を、ハステロイXRの試験片を用いた実験により見いだした。つぎに、固相拡散接合法を用いた小型CPCHXを設計、製作し、試験ループに据え付けることで、固相拡散接合の信頼性を調べた。漏洩試験の結果として、固相拡散接合は十分な信頼性を有していることが確認できた。性能試験から、小型CPCHXの熱コンダクタンスは計算値より優れていることを示した。さらに、CPCHXの設計研究を行い、次世代のHTGRのIHXに対する固相拡散接合法を用いたCPCHXのフィジビリティを調べた。

PSA'95国際会議

近藤 駿介*; 傍島 眞

日本原子力学会誌, 38(5), p.369 - 370, 1996/00

本会議は、ANSにより2年毎に開催されている確率論的安全評価(PSA)をテーマにした歴史あるものであるが、今回はKAERI(韓国原子力研究所)が主催し、共同主催として原研が協力して初めてアジアで開催されたものである。公表論文数は209件に上り、会議参加者数は400人で、この分野の国際会議としてはかなりの規模のものとなった。会議は特別講演、パネル討論、セッション発表等からなり、PSAに関する多くのテーマについて議論が展開された。その概要を紹介する。

軽水炉1次冷却系配管信頼性実証試験の成果概要

柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩三; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫

日本原子力学会誌, 35(10), p.923 - 939, 1993/10

https://doi.org/10.3327/jaesj.35.923

原研では、科学技術庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性・信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本報告は、実証試験の成果を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験および配管破断試験を実施した。配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。

Results of piping reliability test program at JAERI

柴田 勝之; 磯崎 敏邦; 植田 脩之*; 栗原 良一; 鬼沢 邦雄; 鴻坂 厚夫

Proc. of 6th German-Japanese Seminar on Structural Strength and NDE Problems in Nuclear Engineering, 19 Pages, 1993/00

原研では、科技庁の委託を受けて、軽水炉一次冷却系配管の安全性および信頼性を実証することを目的として「配管信頼性実証試験」を実施してきた。本報告は、実証試験の成果を取りまとめたものである。本試験では、配管健全性、破断前漏洩成立性および配管破断時の防護対策の有効性を実証するため、この3項目に対応する試験として配管疲労試験、破断前漏洩試験および配管破断試験を実施した配管疲労試験では、平板および配管を供試体とする疲労試験を行った。その結果、配管における疲労亀裂進展評価法を策定するとともに配管の健全性を実証した。破断前漏洩試験では、配管の不安定破壊試験および冷却水漏洩試験を行いLBB成立性を実証した。配管破断試験では、配管破断にともなうジェットの影響の評価法およびパイプホイップ挙動の簡易評価法を策定するとともに配管破断時のジェットの影響およびレストレントの有効性を実証した。

Extension to the 350kV negative ion injector for the JAERI tandem accelerator

峰原 英介; 吉田 忠; 阿部 信市; 金沢 修平; 月橋 芳廣; 堀江 活三; 花島 進

Review of Scientific Instruments, 58(2), p.215 - 219, 1987/02

https://doi.org/10.1063/1.1139310

原研タンデム加速器の350kV負イオン入射器が拡張された。拡張の目的は(1)イオン源の調整及び変更によるビーム時間の損失を最小にする事、(2)信頼性を本質的に改善する事、(3)作業者の安全性を確保する事、である。最初の3ヶ月にわたる運転期間において、確認された性能が報告される。又、以前の性能との比較において、この拡張された入射器の性能が議論される。