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collisions at 
= 200 and 62.4 GeVAdare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Armendariz, R.*; et al.
Physical Review C, 83(6), p.064903_1 - 064903_29, 2011/06
被引用回数：184 パーセンタイル：99.45(Physics, Nuclear)200GeVと62.4GeVでの陽子陽子の中心衝突からの
の横運動量分布及び収量をRHICのPHENIX実験によって測定した。それぞれエネルギーでの逆スロープパラメーター、平均横運動量及び単位rapidityあたりの収量を求め、異なるエネルギーでの他の測定結果と比較する。また
や
スケーリングのようなスケーリングについて示して陽子陽子衝突における粒子生成メカニズムについて議論する。さらに測定したスペクトルを二次の摂動QCDの計算と比較する。
and Au+Au collisions at 
= 200 GeVAdare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Aramaki, Y.*; et al.
Physical Review C, 83(4), p.044912_1 - 044912_16, 2011/04
被引用回数：9 パーセンタイル：49.6(Physics, Nuclear)重いフレーバーのメソンの崩壊からの電子の測定は、このメソンの収量が金金衝突では陽子陽子に比べて抑制されていることを示している。われわれはこの研究をさらに進めて二つの粒子の相関、つまり重いフレーバーメソンの崩壊からの電子と、もう一つの重いフレーバーメソンあるいはジェットの破片からの荷電ハドロン、の相関を調べた。この測定は重いクォークとクォークグルオン物質の相互作用についてのより詳しい情報を与えるものである。われわれは特に金金衝突では陽子陽子に比べて反対側のジェットの形と収量が変化していることを見いだした。
杉本 誠; 礒野 高明; 布谷 嘉彦; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 松川 誠; 濱田 一弥; 松井 邦浩; 西島 元; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 10(1), p.564 - 567, 2000/03
被引用回数：22 パーセンタイル：71.01(Engineering, Electrical & Electronic)ITER工学設計活動(EDA)の中心をなす開発計画であるCSモデル・コイル計画の中で、製作が行われていたCSインサート・コイルの製作がこのほど完了した。CSインサート・コイルはCSモデル・コイルの最内層に設置し、ITER実機と同じ磁束密度、電流、温度及びひずみ環境下で、超電導導体の性能試験を行うためのNb
Sn-ClCC製コイルである。コイルの巻線、熱処理、絶縁施工、素子取付、支持構造物の製作・組付け等CSインサート・コイル製作進捗を報告する。
水本 元治; 草野 譲一; 長谷川 和男; 大内 伸夫; 小栗 英知; 市原 正弘; 富澤 哲男; 伊藤 崇; 千代 悦司*; 池上 雅紀*; et al.
KEK Proceedings 99-25, p.3 - 5, 2000/02
高エネルギー加速器研究機構と日本原子力研究所とが協力して推進している統合計画では、中性子散乱・原子核物理などの基礎研究と放射性廃棄物の消滅処理などの工学試験を行うための大強度陽子加速器の建設を提案している。この加速器は世界最大規模のビーム出力を持つことになりさまざまな開発課題がある。その中でも、超伝導リニアックの開発と低エネルギー加速部の高デューティ化が大電流陽子ビームを加速するうえで主要な技術課題となる。本発表では、開発の位置づけ、超伝導リニアック部の構成、日本原子力研究所の施設で進めてきた超伝導空胴開発の現状を要約するとともに、イオン源, RFQ, DTLの開発の現状を報告する。
杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 濱田 一弥; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 澤田 健治*; 高橋 良和; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 9(2), p.636 - 639, 1999/06
被引用回数：1 パーセンタイル：17.14(Engineering, Electrical & Electronic)CSインサート・コイル製造のため、応力下酸化割れ(SAGBO,Stress Accelerated Grain Boundary Oxidation)を回避するためのR&Dを、短試験片を用いて行った。この結果について報告する。短試験片でのSAGBO発生試験では、導体に施工されたクロム・メッキの有無ならびに、溶接箇所により、SAGBO割れの発生がみられた。これに回避するための溶接箇所の変更を行い、かつCSインサート製造工程をすべて反映したサンプルを製作した。本サンプルにてSAGBO発生実験を行い、SAGBO割れを発生することなく、CSインサートの熱処理が可能であることを実証した。
杉本 誠; 寺澤 充水*; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 布谷 嘉彦; 松井 邦浩; 高橋 良和; 安藤 俊就; et al.
Proc. of 15th Int. Conf. on Magnet Technology (MT-15), p.409 - 412, 1997/00
1992年より開始したITER-EDAの主要R&D項目であるCSモデルコイルの開発が進行中である。このCSモデルコイル開発のなかで、導体特性評価のためにCSインサートコイルが開発されている。CSインサートコイルの開発におけるR&D結果について報告する。ジョイント部開発やSAGBO(応力酸化割れ)回避のための熱処理要領開発について報告する。ジョイント開発においては、実機導体による抵抗測定結果について述べる。またNbSn生成のための熱処理基準について述べる。併せて試巻線の結果を報告する。
杉本 誠; 寺澤 充水*; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 西 正孝; 高橋 良和; 安藤 俊就; 辻 博史; et al.
IEEE Transactions on Magnetics, 32(4), p.2328 - 2331, 1996/07
被引用回数：6 パーセンタイル：50.82(Engineering, Electrical & Electronic)ITER工学設計段階(EDA)において、CSモデルコイル計画が遂行されている。CSモデル・コイルは4つの部材から構成されている。内層モジュール、外層モジュール、インサート・コイル、支持構造物である。このうちインサート・コイルの設計について報告する。CSインサート・コイルの内径は1.6mであり、巻線高さは1.7mである。CSインサート・コイルは、CSモデル・コイルの内側に設置して試験される。導体はCSコイル実機とまったく同じものを用いている。試験は磁束密度/3Tで行われ、導体の性能が評価できる。
神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.
JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03
この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; 柚原 俊一; et al.
JAERI 1023, 120 Pages, 1962/09
JRR-2原子炉は、1956年11月米国AMF社と契約を結び、1958年4月より建設工事に着手した。建設工事期間には、ほかの報告に見られるように、種々の問題があり、据付組立が完了したのは1959年12月末であった。その後引続き、制御系,冷却系の機能試験が行われた。これはそれらの試験の報告である。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.
JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08
この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は1
10
n/cm
secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。
二神 敏; 江沼 康弘; 河村 雅也*; 神田 大徳*; 市原 隆司*
no journal, ,
JSFRにおける蒸気発生器(SG)のナトリウム-水反応対策について、GIF安全設計ガイドラインの設計拡張状態への対応も考慮して、密着防護伝熱管SGの概念を検討した。密着防護伝熱管は、2重バウンダリによる水リークの未然防止とナトリウム-水反応事故時の影響緩和を期待するものである。2重バウンダリによる水リークの未然防止については、共通要因による伝熱管と防護管の同位置破損と伝熱管破損時の内圧による防護管の従属破損を防止し、伝熱管が破損しても水リークが発生しないようにする。ナトリウム-水反応事故時の影響緩和については、万が一の初期水リークから大規模破損に至るような影響緩和機能の喪失等の設計拡張状態に対して、防護管肉厚による耐ウェステージ性を実力として期待する。なお、伝熱管と防護管のギャップは狭隘であることから、現実的には初期破損管の水リーク率は抑制される。上記で検討した密着防護伝熱管SGについて、万が一の初期水リークからの破損伝播解析を実施し、最大水リーク率が1DEG(1本ギロチン破断相当)に抑制されたことにより、資産保護性を有すると評価した。
河村 雅也*; 宇敷 洋*; 江沼 康弘; 二神 敏; 小雲 信哉*; 市原 隆司*; 中島 崇*
no journal, ,
JSFRのSGについて、2次ナトリウム系と水・蒸気系のバウンダリである伝熱管破損に伴うナトリウム-水反応事故への対応策として、密着防護伝熱管の採用を検討している。構造健全性確保等の観点から、伝熱管相互の温度差を低減する必要があり、その一因となる内外管の接触熱抵抗のバラつきは接触状態に依存する。そのバラつきを抑えるために、内外管の平滑な接触状態を妨げる界面の酸化スケールを低減し、接触熱抵抗の上限値を低減する方策として、素管製造時の熱処理(焼ならし及び焼戻し)に水素炉等を適用した。界面の酸化スケールを低減していないものと比べることで、酸化スケールの低減効果、及び、界面の酸化スケールの低減が内外管の接触熱抵抗に及ぼす影響を確認した。
天野 克則; 江沼 康弘; 二神 敏; 宇敷 洋*; 河村 雅也*; 市原 隆司*
no journal, ,
革新的ループ型ナトリウム冷却高速炉の安全設計要件に適合する設計取り纏めに向け、各機器の成立性に関する課題への検討を実施している。SGは直管型密着防護伝熱管を採用しており、伝熱管相互の温度差に起因する軸力に対する伝熱管の座屈防止が重要となる。伝熱管相互の温度差の要因としては、管束部入口からの2次系ナトリウムの横流れに起因する径方向温度差や密着防護伝熱管の伝熱性能のばらつきなどが考えられる。後者は試作試験によりばらつきを抑えられる見通しを確認した。本報では、前者の径方向温度差の低減対策について報告する。
神田 大徳; 江沼 康弘; 二神 敏; 河村 雅也*; 宇敷 洋*; 小雲 信哉*; 市原 隆司*; 中島 崇*
no journal, ,
The Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) is one of the most promising concepts suggested for Generation-IV nuclear reactor systems. Some SFRs adopt Steam Generator (SG) as their heat exchange system between sodium and water. In the tube failure accident within a SG, sodium-water reaction occurs. By this reaction, the tube failure may propagate to adjacent tubes resulting in a large scale tube failure. In an advanced loop-type SFR design promoted by Japan Atomic Energy Agency (JAEA), a straight double-walled tube SG is adopted to prevent this sodium-water reaction. In this paper, tube failure propagation has been calculated to assess property protection performance on outer tubes. The evaluation results showed that the total leakage rate is limited to one double-ended guillotine scale hence the double-walled tube SG has the property protection performance. By additional calculations assuming the loss of the mitigation function, a sever event in DECs is cleared. These calculations suggest that increase of the reliability of water blowdown system and enhancement of the pressure release system are effective for the boundary integrity between primary and secondary sodium. There is an issue to be addressed to adopt the concept described above, that is, the decrease of temperature difference between exchange tubes especially for structural integrity of the straight double-walled tube SG for its thermal contact resistance between double tubes and its lack of bending part to release thermal stress. The dispersion of thermal contact resistance between tubes causes temperature difference there due to their heat transfer rate difference. To suppress this dispersion, the oxidized scale is decreased on the interface between the inner and the outer tubes by applying heat treatment using hydrogen furnace for the tube element production.
田中 正暁; 天野 克則*; 石川 信行; 鍋島 邦彦; 大島 宏之; 大山 一弘*; 中村 博紀*; 市原 隆司*
no journal, ,
原子力機構ではMFBRの協力の下、ナトリウム冷却高速炉の安全性強化の一環として、過酷事故(シビアアクシデント)時を含む崩壊熱除去時の多様な炉内冷却システムの成立性確認を目的とするナトリウム試験(AtheNa-RV/DHRS)の概念設計を進めている。本報では、崩壊熱除去に関する既往研究調査結果及び暫定体系での予備解析結果を基に試験要求項目について検討した結果及び試験装置の具体化に係る設計課題について報告する。
田中 正暁; 江連 俊樹; 石川 信行; 鍋島 邦彦; 大山 一弘*; 中村 博紀*; 市原 隆司*
no journal, ,
過酷事故(SA:シビアアクシデント)時を含む崩壊熱除去時の多様な炉内冷却システムの成立性確認を目的とするナトリウム試験装置(AtheNa-RV/DHRS)の設計検討を行っている。平成29年度実施した試験要求項目に対応した炉心構成要素及び直接炉心冷却系熱交換器等の主要構造物の検討結果を報告する。
