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論文

LOCA時燃料破断限界評価の信頼性向上を目指して; 不確かさ定量化手法の開発と高燃焼度化の影響評価

成川 隆文

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 63(11), p.780 - 785, 2021/11

冷却材喪失事故時の軽水炉燃料被覆管の破断限界評価の信頼性向上を目指した原子力機構の取り組みとして、ベイズ統計手法による不確かさの定量化手法の開発、並びに燃焼の進展及び被覆管材質の変更の影響評価に関する研究を紹介する。

論文

Vacuum tube operation tuning for a high intensity beam acceleration in J-PARC RCS

山本 昌亘; 沖田 英史; 野村 昌弘; 島田 太平; 田村 文彦; 古澤 将司*; 原 圭吾*; 長谷川 豪志*; 大森 千広*; 杉山 泰之*; et al.

Proceedings of 12th International Particle Accelerator Conference (IPAC 21) (Internet), p.1884 - 1886, 2021/08

J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS)では、ビームを加速する高周波電圧の発生に四極真空管を用いている。これまでのところ真空管の寿命を延ばすために、真空管に印加するフィラメント電圧を定格値よりも下げて使用している。2020年に初めて、60000時間運転したところで1本の真空管が寿命を迎えた。これは真空管メーカーが推奨(もしくは保障)する運転時間よりも長いことを意味しており、フィラメント電圧を下げることが有効であることを示唆している。しかし、フィラメント電圧を下げて使用すると、電子放出が減ることになる。大強度ビームを加速するときにはビームによって誘起される電圧(ウエイク電圧)を補償するため大振幅の陽極電流が必要となるが、フィラメントからの電子放出が少ないため、それを補おうとしてコントロールグリッド回路を駆動する半導体増幅器が出力不足になる現象が発生した。そこで、実際に印加しているフィラメント電圧の定格に対する割合を85%から95%にしたところ、同じビームパワーを加速するのに必要な半導体増幅器の出力を大幅に減少させることができた。本発表では、フィラメント電圧調整の観点から、真空管のパラメーター測定の結果について述べる。

論文

Operation experience of Tetrode vacuum tubes in J-PARC Ring RF system

山本 昌亘; 古澤 将司*; 原 圭吾*; 長谷川 豪志*; 野村 昌弘; 大森 千広*; 島田 太平; 杉山 泰之*; 田村 文彦; 吉井 正人*

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011022_1 - 011022_6, 2021/03

J-PARCリング高周波システムではThales社製四極真空管TH589を使用し、2007年の運転開始以来長いものでは5万時間を超える運用を実現している。特に3GeVシンクロトロンにおいては、初期不良を除いてこれまで寿命を迎えた真空管は無い。TH589はトリウムタングステンを使用したフィラメントを用いており、トリウムの蒸発を抑えるために製作時に炭化を実施している。真空管の運用とともに脱炭化が進むため、フィラメントの抵抗値を測定すると徐々に下がっていくのが観測される。真空管メーカーからは、脱炭化を抑えるために定格電圧よりも低い値($$sim$$10%)で運用することが推奨されている。しかし12年に及ぶ運用の経験で、電圧を低い値に固定していても抵抗値が下がるに従って電流値が増え、フィラメントの発熱が増えて脱炭化が促進されている様子が観測された。これはフィラメントの電圧だけに着目するのではなく、発熱を一定にする運用をすることが寿命を伸ばすためには必要であることを示唆しており、3GeVシンクロトロンにおいては定期的に電流値を下げる運用手法を確立した。

論文

Four-point-bend tests on high-burnup advanced fuel cladding tubes after exposure to simulated LOCA conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(7), p.782 - 791, 2020/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:62.87(Nuclear Science & Technology)

To evaluate the fracture resistance of high-burnup advanced fuel cladding tubes during the long-term core cooling period following loss-of-coolant accidents (LOCAs), laboratory-scale four-point-bend tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 84 GWd/t: low-tin ZIRLO$textsuperscript{texttrademark}$, M5$textsuperscript{textregistered}$, and Zircaloy-2 (LK3). Three four-point-bend tests were performed on the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens subjected to the integral thermal shock tests which simulated LOCA conditions (ballooning and rupture, oxidation in high-temperature steam, and quench). During the four-point-bend tests, all the specimens that were oxidized at 1474 K to 9.9% - 21.5% equivalent cladding reacted exhibited brittle fractures. The maximum bending moments were comparable to those of the conventional Zircaloy cladding tube specimens. Furthermore, the effects of oxidation and hydriding on the maximum bending moment were comparable between the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens and the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens. Therefore, it can be concluded that the post-LOCA fracture resistance of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to 84 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it may slightly decrease with increasing initial hydrogen concentration in a relatively lower ECR range ($$<$$ 15%), as observed for the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes.

論文

Advancement of elemental analytical model in LEAP-III code for tube failure propagation

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; Li, J.*; Jang, S.*

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00548_1 - 19-00548_11, 2020/06

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加し、その妥当性を確認した。また、ナトリウム-水反応発生時の温度分布に対する評価精度を向上させるため、反応ジェットの挙動をラグランジュ粒子で評価する手法を開発し、その基本的な機能を確認した。

論文

Fracture limit of high-burnup advanced fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.68 - 78, 2020/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:23.13(Nuclear Science & Technology)

To evaluate the fracture limit of high-burnup advanced fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, laboratory-scale integral thermal shock tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73 - 85 GWd/t: M-MDA$textsuperscript{texttrademark}$, low-tin ZIRLO$textsuperscript{texttrademark}$, M5$textsuperscript{textregistered}$, and Zircaloy-2 (LK3). In total eight integral thermal shock tests were performed for these specimens, simulating LOCA conditions including ballooning and rupture, oxidation, hydriding, and quenching. During the tests, the specimens were oxidized to 10% - 30% equivalent cladding reacted (ECR) at approximately 1473 K and were quenched under axial restraint load of approximately 520 - 530 N. The effects of burnup extension and use of the advanced fuel cladding tubes on the ballooning and rupture, oxidation, and hydriding under LOCA conditions were inconsiderable. Further, the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens did not fracture in the ECR values equal to or lower than the fracture limits of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube reported in previous studies. Therefore, it can be concluded that the fracture limit of fuel cladding tubes is not significantly reduced by extending the burnup to approximately 85 GWd/t and using the advanced fuel cladding tubes, though it slightly decreases with increasing initial hydrogen concentration.

論文

Behavior of high-burnup advanced LWR fuel cladding tubes under LOCA conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.912 - 921, 2019/09

To evaluate behavior of high-burnup advanced light-water-reactor fuel cladding tubes under loss-of-coolant accident conditions, laboratory-scale isothermal oxidation tests and integral thermal shock tests were performed using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of 73-85 GWd/t: M-MDA$textsuperscript{texttrademark}$, low-tin ZIRLO$textsuperscript{texttrademark}$, M5textregistered, and Zircaloy-2 (LK3). The isothermal oxidation tests were performed in steam-flowing conditions at temperatures ranging from 1173 to 1473 K for durations between 120 and 4000 s. The oxidation kinetics of the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens was comparable to or slower than that of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube and was slower than that given by the Baker-Just oxidation rate equation. Therefore, the oxidation kinetics is considered to be not significantly accelerated by extending the burnup and changing the alloy composition. During the integral thermal shock tests, the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens did not fracture under the oxidation condition equivalent to or lower than the fracture limit of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube. Therefore, the fracture limit of fuel cladding tubes is considered to be not significantly reduced by extending the burnup and changing the alloy composition, though it may slightly decrease with increasing initial hydrogen concentration.

論文

Oxidation behavior of high-burnup advanced fuel cladding tubes in high-temperature steam

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(7), p.650 - 660, 2019/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:81.33(Nuclear Science & Technology)

To evaluate the oxidation behavior of high-burnup advanced fuel cladding tubes in high-temperature steam, laboratory-scale isothermal oxidation tests were conducted using the following advanced fuel cladding tubes with burnups of up to 85 GWd/t: M-MDA$textsuperscript{texttrademark}$, low-tin ZIRLO$textsuperscript{texttrademark}$, M5$textsuperscript{textregistered}$, and Zircaloy-2 (LK3). These oxidation tests were performed in steam-flowing conditions at temperatures ranging from 1173 to 1473 K for durations between 120 and 4000 s, and the oxidation kinetics was evaluated. The oxidation kinetics of the high-burnup advanced fuel cladding tube specimens estimated by assuming the parabolic rate law was comparable to or slower than that of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tube specimens reported in a previous study. It is considered that the protective effect of the corrosion layer hindered oxidation. Furthermore, no increase in the oxidation kinetics because of the pre-hydriding was observed. The onset times of the breakaway oxidations of these cladding tube specimens were comparable to those of the unirradiated Zircaloy-4 cladding tubes reported in previous studies. Therefore, it is considered that the burnup extension up to 85 GWd/t and the use of the advanced fuel cladding tubes do not significantly increase the oxidation kinetics and do not significantly reduce the onset time of the breakaway oxidation.

論文

Vacuum tube operation analysis for 1.2 MW beam acceleration in J-PARC RCS

山本 昌亘; 野村 昌弘; 島田 太平; 田村 文彦; 古澤 将司*; 原 圭吾*; 長谷川 豪志*; 大森 千広*; 杉山 泰之*; 吉井 正人*

Proceedings of 10th International Particle Accelerator Conference (IPAC '19) (Internet), p.2017 - 2019, 2019/06

J-PARC RCSは1MWビーム加速を達成し、さらなる高度化を目指して次の設定値としては1.2MW加速を検討している。1.2MW加速を実現するにあたっての課題の一つは、RFシステムである。現状の陽極電源は既に出力電流の限界に達しており、真空管はマルチハーモニック励振とプッシュプル動作から生じるアンバランスに対処しなければならない。これらの課題を解決するためには、加速空胴と真空管増幅器の系からなる回路網について、適切な値を選ばなければならない。本報告では、1.2MWビーム加速における真空管動作解析の結果を示し、現状の回路網の値を最適化することで1.2MW加速を達成可能であることを示す。

論文

Study on the discharge behavior of molten-core through the control rod guide tube in the core disruptive accident of SFR

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。

論文

Development of numerical analysis method for tube failure propagation under sodium-water reaction accident

内堀 昭寛; 柳沢 秀樹*; 高田 孝; 大島 宏之

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 6 Pages, 2018/11

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加した。ナトリウム-水反応試験を対象とした解析を実施し、解析手法の妥当性を確認した。

論文

Advancement of numerical analysis method for tube failure propagation

内堀 昭寛; 高田 孝; 柳沢 秀樹*; Li, J.*; Jang, S.*

Proceedings of 2018 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo; Embedded Topical International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics (ATH 2018) (USB Flash Drive), p.1289 - 1294, 2018/11

ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において、伝熱管破損時のナトリウム-水反応現象の影響による破損伝播の発生有無と水リーク率を評価することが重要な課題となっている。既往研究において、事象が終息するまでの長時間事象進展におけるウェステージ型破損伝播を評価対象とする解析手法が開発された。本研究では、ウェステージ型破損伝播に加え高温ラプチャ型破損伝播を評価対象に含めるため、これに対応する解析モデルを開発、追加し、その妥当性を確認した。また、ナトリウム-水反応発生時の温度分布に対する評価精度を向上させるため、反応ジェットの挙動をラグランジュ粒子で評価する手法を開発し、その基本的な機能を確認した。

論文

Conceptual design of a single-ended MA cavity for J-PARC RCS upgrade

山本 昌亘; 野村 昌弘; 島田 太平; 田村 文彦; 古澤 将司*; 原 圭吾*; 長谷川 豪志*; 大森 千広*; 杉山 泰之*; 吉井 正人*

Journal of Physics; Conference Series, 1067, p.052014_1 - 052014_6, 2018/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:77.73

J-PARC RCSでは金属磁性体を用いた高周波加速空胴において、真空管のプッシュプル励振により高周波電力を供給している。そして、空胴の広帯域インピーダンス特性を生かしてマルチハーモニック励振及びビーム負荷補償を行っているが、プッシュプル励振はマルチハーモニック励振に際して欠点があることが判明した。それは、ビーム強度が上がってきた場合に、陽極電圧振幅のアンバランスが顕著になることである。そのためRCSのビームパワー増強に向けて、シングルエンド励振の金属磁性体空胴を考案した。これにより、陽極電圧振幅のアンバランスが本質的に発生しない空胴を実現できる。

論文

Application of Bayesian optimal experimental design to reduce parameter uncertainty in the fracture boundary of a fuel cladding tube under LOCA conditions

成川 隆文; 山口 彰*; Jang, S.*; 天谷 政樹

Proceedings of 14th International Conference on Probabilistic Safety Assessment and Management (PSAM-14) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2018/09

The reduction of epistemic uncertainty for safety-related events that rarely occur or require high experimental costs is a key concern for researchers worldwide. In this study, we develop a new framework to effectively reduce parameter uncertainty, which is one of the epistemic uncertainties, by using the Bayesian optimal experimental design. In the experimental design, we used a decision theory that minimizes the Bayes generalization loss. For this purpose, we used the functional variance, which is a component of widely applicable information criterion, as a decision criterion for selecting informative data points. Then, we conducted a case study to apply the proposed framework to reduce the parameter uncertainty in the fracture boundary of a non-irradiated, pre-hydrided Zircaloy-4 cladding tube specimen under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions. The results of our case study proved that the proposed framework greatly reduced the Bayes generalization loss with minimal sample size compared with the case in which experimental data were randomly obtained. Thus, the proposed framework is useful for effectively reducing the parameter uncertainty of safety-related events that rarely occur or require high experimental costs.

報告書

Data report of ROSA/LSTF experiment SB-SG-10; Recovery actions from multiple steam generator tube rupture accident

竹田 武司

JAEA-Data/Code 2018-004, 64 Pages, 2018/03

JAEA-Data-Code-2018-004.pdf:3.33MB

LSTFを用いた実験(実験番号:SB-SG-10)が1992年11月17日に行われた。SB-SG-10実験では、PWRの蒸気発生器(SG)伝熱管複数本破損事故からの回復操作を模擬した。高圧注入(HPI)系から低温側配管や高温側配管への冷却材注入により、健全ループSGの逃し弁(RV)開放を開始しても一次系圧力はSG二次側圧力よりも高く維持された。しかし、加圧器(PZR)の逃し弁(PORV)開放により、PZRの水位が回復するとともに、一次系と破断ループSG二次側の圧力は均圧した。放射性物質の大気放出に関して、健全ループSGのRV開放後、破断ループSGのRVは一回開いた。実験中、炉心は飽和ないしサブクール水で満たされた。健全ループSGのRV開放後、健全ループで顕著な自然循環が継続した。また、特に両ループのHPI系から高温側配管への冷却材注入時に高温側配管での顕著な温度成層が生じた。一次系と破断ループSG二次側の圧力が均圧後、健全ループ一次系冷却材ポンプの再起動による冷温停止状態を確認して実験を終了した。本報告書は、SB-SG-10実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。

報告書

核変換物理実験施設用MA燃料被覆管を想定した被覆管破裂試験

菅原 隆徳; 辻本 和文

JAEA-Research 2017-011, 35 Pages, 2017/10

JAEA-Research-2017-011.pdf:4.88MB

J-PARCで建設を計画している核変換物理実験施設(TEF-P)では、崩壊熱の高いマイナーアクチノイド(MA)含有量の高い燃料を強制冷却風で冷却しながら使用することを検討している。冷却用の空気が停止した場合、MA燃料の崩壊熱により燃料の最高温度が数百$$^{circ}$$Cに達すると評価しているが、その際のMA燃料被覆管材料の健全性を評価するデータが存在しなかった。そこで、TEF-Pでの使用条件を考慮した条件で被覆管破裂試験を行い、あわせてクリープ破断時間の評価を行うことで暫定的な制限温度の設定を目指した。被覆管破裂試験およびクリープ破断時間の評価結果から、600$$^{circ}$$C以下であれば、TEF-P用MA燃料被覆管の破損を防ぐことが可能であることを示した。以上から、TEF-P炉心の事故時における暫定的な被覆管最高温度を600$$^{circ}$$Cと設定した。

論文

Influence of the neutron transport tube on neutron resonance densitometry

北谷 文人; 土屋 晴文; 小泉 光生; 高峰 潤; 堀 順一*; 佐野 忠史*

EPJ Web of Conferences, 146, p.09032_1 - 09032_3, 2017/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.08

The use of a short flight path is effective in the neutron resonance analysis. On the other hand, such a short path would reduce a time resolution in Time-Of-Flight (TOF) measurements. In order to investigate the effect of neutron flight-path length, we carried out Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) experiments with a short neutron flight path at the Kyoto University Research Reactor Institute - Linear Accelerator (KURRI-LINAC). In measurements of Neutron Resonance Densitometry, the quantity of nuclear materials is determined from TOF spectra obtained in the neutron energy range below 30 eV. Performing NRTA experiments with a 7-m flight path at KURRI-LINAC, we examined effects of flight path and pulse width on a TOF spectrum. A resonance dip of $$^{183}$$W at 27 eV in a TOF spectrum was successfully observed with an electron pulse width less than 2 $$mu$$s. In this presentation, we will discuss importance of the pulse width and short flight path to study design of a compact TOF facility to quantify nuclear materials.

論文

Development of core and structural materials for fast reactors

浅山 泰; 大塚 智史

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2017/06

本論文は日本原子力研究開発機構におけるナトリウム冷却高速炉用の炉心材料および構造材料の開発の現状について述べたものである。炉心材料については、燃料ピンにはODS鋼が、ラッパー管にはPNC-FMS鋼の開発を進めている。構造材料については、316FR鋼および改良9Cr-1Mo鋼の規格化が進んでいる。いずれの材料についても、将来炉への適用を目指してさらなるデータ取得と評価を行っている。

論文

The Effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 cladding tube under transient-heating conditions

成川 隆文; 天谷 政樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(11), p.1758 - 1765, 2016/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:66.89(Nuclear Science & Technology)

In order to investigate the effect of azimuthal temperature distribution on the ballooning and rupture behavior of Zircaloy-4 (Zry-4) cladding tube, laboratory-scale experiments on non-irradiated Zry-4 cladding tube specimens were performed under transient-heating conditions which simulate loss-of-coolant-accident (LOCA) conditions by using an external heating method, and the data obtained were compared to those from a previous study where an internal heating method was used. The maximum circumferential strains ($$varepsilon$$s) of the cladding tube specimens were firstly divided by the engineering hoop stress ($$sigma$$). The divided maximum circumferential strains, ${it k}$s, of the previous study, which used the internal heating method, were then corrected based on the azimuthal temperature difference (ATD) in the cladding tube specimen. The ${it k}$s for the external heating method which was used in this study agreed fairly well with the corrected ${it k}$s obtained in the previous study which employed the internal heating method in the burst temperature range below $$sim$$1200 K. Also, the area of rupture opening tended to increase with increasing of the value which is defined as $$varepsilon$$ multiplied by $$sigma$$. From the results obtained in this study, it was suggested that $$varepsilon$$ and the size of rupture opening of a cladding tube under LOCA-simulated conditions can be estimated mainly by using $$sigma$$, $$varepsilon$$ and ATD in the cladding tube specimen, irrespective of heating methods.

論文

Vacuum tube operation analysis under multi-harmonic driving and heavy beam loading effect in J-PARC RCS

山本 昌亘; 野村 昌弘; 島田 太平; 田村 文彦; 原 圭吾*; 長谷川 豪志*; 大森 千広*; 戸田 信*; 吉井 正人*; Schnase, A.*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 835, p.119 - 135, 2016/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:36.52(Instruments & Instrumentation)

J-PARC RCSでは、金属磁性体を装荷した広帯域加速空胴でマルチハーモニックの電圧を発生させることができる。しかし、マルチハーモニックの下での真空管動作解析は、多変数の解析が必要となり非常に複雑である。過去の動作解析は、真空管の特性曲線から目視で読み取るか、シングルハーモニックで波形を仮定した解析しか行われていなかった。真空管動作を自動で解析するコードを開発し、マルチハーモニックの下でも真空管動作を解析することに初めて成功した。開発したコードは実際の大強度陽子ビーム加速試験において検証され、計算結果と測定結果がよく一致することを確認した。この解析手法の開発により、大強度陽子シンクロトロン加速器における真空管動作の正確な計算が行えるようになり、ビームの品質向上に寄与することが期待される。

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