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論文

Implementation of a gyrokinetic collision operator with an implicit time integration scheme and its computational performance

前山 伸也*; 渡邉 智彦*; 井戸村 泰宏; 仲田 資季*; 沼波 政倫*

Computer Physics Communications, 235, p.9 - 15, 2019/02

陰的時間積分スキームを用いてSugama衝突演算子をジャイロ運動論的ブラゾフコードGKVに実装した。新手法はオペレータスプリッティング、陰的時間積分、クリロフ部分空間反復法ソルバを用いており、線形化衝突演算子の詳細に依存しない汎用的な手法となっている。数値計算テストでは衝突項が制限する時間ステップ幅を超えて安定な計算が実証できた。データ転置を用いることで、反復計算中に通信が発生しない分散メモリシステムにおける効率的実装を実現した。これにより、本手法は計算効率向上と計算コスト削減を同時に達成し、アプリケーションの全体性能を大きく加速する。

論文

Count-loss effect in determination of prompt neutron decay constant by neutron correlation methods that employ two sets of neutron counting systems

北村 康則*; 福島 昌宏; 北村 康則*

Annals of Nuclear Energy, 125, p.328 - 341, 2019/01

単一の中性子計数システムを使用する中性子相関法では、計数ロスの影響が深刻な問題を生じることがある。一方、2組の中性子計数システムを使用する中性子相関法は、即発中性子減衰定数を決定する際に、計数ロス効果に対してロバストであると考えられている。本研究では、後者の方法における長所を、計数ロスの過程を扱うことができる厳密な理論的なアプローチに基づいて調査した。これにより、非常に高い計数率のケースを除いては、計数ロス効果に対してロバストであることを明らかにした。また、このような極端なケースに対しても、計数ロス効果を明示的に補正することが可能な新しい評価式を提案した。

論文

First-principles calculation of multiple hydrogen segregation along aluminum grain boundaries

山口 正剛; 海老原 健一; 板倉 充洋; 都留 智仁; 松田 健二*; 戸田 裕之*

Computational Materials Science, 156, p.368 - 375, 2019/01

金属の応力腐食割れメカニズム解明を目的として、アルミニウム結晶粒界に対する水素偏析の影響を第一原理計算により調べた。水素の溶解度が高い場合には、高エネルギー粒界には水素の偏析が可能であることが分かった。またアルミニウム粒界には水素が大量に偏析可能であり、それとともに粒界が膨張することで電子密度が低下していき、その結果粒界の凝集エネルギーが大きく低下することが分かった。

論文

Development of a stochastic biokinetic method and its application to internal dose estimation for insoluble cesium-bearing particles

真辺 健太郎; 松本 雅紀*

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(1), p.78 - 86, 2019/01

不溶性放射性セシウム粒子が体内に取り込まれると、粒子として体内を移行すると予想される。この場合、溶解性粒子のように無数の放射性核種の挙動を平均的に表現して核種の壊変数を評価する手法を適用することができない。そこで、粒子が体内を確率論的に移行する挙動を模擬する手法を開発し、不溶性粒子の特性を考慮した体内動態モデルを構築した。これにより、セシウム粒子1個の確率論的な体内挙動を考慮して、各組織・臓器における壊変数を評価し、それに基づき内部被ばく線量を評価することが可能となった。この手順を多数回繰り返し、不溶性放射性セシウム粒子の吸入摂取に対する預託等価線量及び預託実効線量の確率密度関数を評価し、その99パーセンタイル値、平均値等を通常のセシウムモデルに基づく評価値と比較した。その結果、摂取粒子数が1個で線量値がごく低い場合は、預託実効線量の99パーセンタイル値は従来モデルによる評価値の約70倍程度となったが、粒子の不溶性に起因する線量の不確かさは預託実効線量が1mSv程度の被ばくレベルでは無視できる程度に小さいことが分かった。

論文

Benchmark study of DFT with Eu and Np M$"o$ssbauer isomer shifts using second-order Douglas-Kroll-Hess Hamiltonian

金子 政志; 渡邉 雅之; 宮下 直*; 中島 覚*

Hyperfine Interactions, 239(1), p.20_1 - 20_10, 2018/12

fブロック化合物に対する密度汎関数計算の精度向上を目指し、$$^{151}$$Eu, $$^{237}$$Npメスバウアー異性体シフトを指標として、二次Douglas-Kroll-Hess(DKH2)ハミルトニアンを用いて相対論密度汎関数法のベンチマーク研究を行った。純粋な密度汎関数法による電子交換相互作用とHartree-Fockによる厳密な電子交換相互作用の混合パラメータを変えて、メスバウアー異性体シフトの実験値に対する平均二乗誤差を比較した。その結果、$$^{151}$$Eu, $$^{237}$$Npメスバウアー異性体シフトに対して、厳密な交換相互作用の割合が、それぞれ30, 60%のときに、平均二乗誤差が最小になることが明らかになった。

論文

BNCTの治療効果を細胞レベルの線量分布から予測する

佐藤 達彦

Isotope News, (760), p.2 - 5, 2018/12

ホウ素中性子捕捉療法(Boron Neutron Capture Therapy: BNCT)の治療効果は薬剤の種類や濃度に依存することが知られていたが、その詳細な依存性やメカニズムは未だ解明されていなかった。そこで原子力機構では、他の研究機関と協力してBNCTの治療効果を細胞レベルでの線量解析結果から推定する新たな数理モデルを構築した。また、そのモデルを用いて、(1)薬剤治療効果比を高めるためには、より細胞核近傍に集積性を持ち細胞間に均一に分布するホウ素薬剤の開発が鍵となること、(2)治療計画を高度化するためには、薬剤治療効果比の吸収線量依存性を考慮することが重要であることを定量的に明らかにした。本稿では、開発した数理モデルの概要と特徴を解説する。

論文

メソポーラス加工を応用した新規アルミナ吸着剤の開発

福光 延吉*; 山内 悠輔*; Saptiama, I.*; 有賀 克彦*; 籏野 健太郎*; 熊田 博明*; 藤田 善貴; 土谷 邦彦

Isotope News, (760), p.15 - 18, 2018/12

核医学検査薬として最も多く使用されている$$^{99m}$$Tcの原料となる$$^{99}$$Moは我が国ではすべて輸入に頼っており、安定供給のため$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcの国産化が望まれている。天然Moを中性子照射して$$^{99}$$Moを生成することは技術的には可能であるが、比放射能が低いことから、現在$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$TcジェネレータのMo吸着剤として用いられているアルミナの吸着性能向上が期待される。そこで、本研究ではメソポーラス技術を適用して表面積を増加させた新規アルミナの開発を進めている。アルミナは2通りの方法で合成し、一方はアルミナ-シリカ複合体でアルミナ/シリカ分子比及び焼成温度を段階的に変化させて合成する方法、一方がエタノール処理で焼成時間及び焼成温度を段階的に変化させて合成する方法である。本解説は、これらのメソポーラス加工を応用した新規アルミナの研究成果についてまとめたものである。

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

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

Primary radiation damage; A Review of current understanding and models

Nordlund, K.*; Zinkle, S. J.*; Sand, A. E.*; Granberg, F.*; Averback, R. S.*; Stoller, R. E.*; 鈴土 知明; Malerba, L.*; Banhart, F.*; Weber, W. J.*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 512, p.450 - 479, 2018/12

あらゆる種類の放射線影響の科学的理解は、一次損傷、すなわち、高エネルギー粒子によって開始された原子弾き出し事象の直後に生成される欠陥から始まる。このレビューでは、過去数十年にわたり一次損傷の性質について繰り返し行われてきた広範な実験およびコンピュータシミュレーションの研究を検討する。我々は、材料における結晶学的または位相的欠陥の生成、ならびに原子混合、すなわち結晶学的位置の原子が他のものと位置を交換することも検討する。我々はまた、このエネルギー粒子の損傷を定量化するための現在の国際標準であるNorgett-Robinson-Torrens(NRT)-dpaの代替案を提供するための最近の取り組みについて考察する。我々は、NRT-dpaを拡張する新しい補完的な変位量推定(athermal recombination corrected dpa: arc-dpa)と原子混合(replacements per atom: rpa)関数を詳細に提示し、それらの利点と限界について議論する。

論文

Mechanism of phase transfer of uranyl ions; A Vibrational sum frequency generation spectroscopy study on solvent extraction in nuclear reprocessing

日下 良二; 渡邉 雅之

Physical Chemistry Chemical Physics, 20(47), p.29588 - 29590, 2018/12

リン酸トリブチル(TBP)によるウラニルイオン(UO$$_{2}$$$$^{2+}$$)の溶媒抽出のメカニズムを理解することは、使用済核燃料の処理技術および廃棄技術の発展の一助になると考えられる。これまでに水相中のウラニルイオンは、TBPが多く存在する有機相と水相の界面に吸着され、界面でTBPと錯体を形成し、有機相に抽出されると考えられてきた。本研究では、振動和周波数発生(VSFG)分光法を用いることによってウラニル-TBP錯体が界面で形成しないことを示し、硝酸ウラニル(UO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$)が、界面を通過した後に有機相においてUO$$_{2}$$(NO$$_{3}$$)$$_{2}$$(TBP)$$_{2}$$を形成して抽出が完了することを示唆した。

論文

Computational chemical analysis of Eu(III) and Am(III) complexes with pnictogen-donor ligands using DFT calculations

木村 太己*; 金子 政志; 渡邉 雅之; 宮下 直*; 中島 覚*

Dalton Transactions, 47(42), p.14924 - 14931, 2018/11

マイナーアクチノイド(MA)と希土類の分離メカニズム解明を目的として、密度汎関数計算を用いたEu(III)もしくはAm(III)とニクトゲンドナー(X)配位子(CH$$_{3}$$)$$_{2}$$X-CH$$_{2}$$-CH$$_{2}$$-X(CH$$_{3}$$)$$_{2}$$ (X=窒素,リン,ヒ素,アンチモン)との錯体に対する計算化学解析を試みた。配位子との錯体生成ギブズエネルギーを解析した結果、リンドナー配位子がEu(III)と比較してAm(III)と安定に錯体を生成することが示唆された。金属(Eu(III)もしくはAm(III))とニクトゲンドナーとの化学結合を解析した結果、Am(III)とリンとの共有結合性が他のニクトゲンに比べて高く、リンドナー配位子が高いAm(III)選択性を有することが示唆された。

論文

Sensitivity and uncertainty analysis of $$beta_{rm eff}$$ for MYRRHA using a Monte Carlo technique

岩元 大樹; Stankovskiy, A.*; Fiorito, L.*; Van den Eynde, G.*

European Physical Journal; Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 4, p.42_1 - 42_7, 2018/11

実効遅発中性子割合$$beta_{rm eff}$$は、原子炉の核設計において最も重要な安全パラメータの一つであり、その値は核データに起因する不確かさを含めて評価することが求められている。本研究では、モンテカルロ粒子輸送計算コードMCNPを用いて、鉛ビスマス冷却核変換研究炉MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心の$$beta_{rm eff}$$に対する感度解析及び不確かさ解析を実施した。感度解析では、千葉により提案された「修正中性子増倍率比法」を用いて$$beta_{rm eff}$$の感度係数を求めた。$$beta_{rm eff}$$の感度係数に対する本手法で導入されたスケーリング因子の依存性を統計的不確かさ低減の観点から調査した結果、感度解析および不確かさ解析に対するスケーリング因子の最適な値は$$20$$であることがわかった。このスケーリング因子を用いて求めた$$beta_{rm eff}$$の感度係数及びJENDL-4.0を一部修正したJENDL-4.0uの共分散データを用いて、MYRRHA臨界炉心及び未臨界炉心の核データに起因する不確かさを求めた。それらの値はそれぞれ2.2$$pm$$0.2%および2.0$$pm$$0.2%と評価され、その大部分は$$^{239}$$Pu及び$$^{238}$$Uの遅発中性子収率に起因することがわかった。

論文

Review of the performance of a car-borne survey system, KURAMA-II, used to measure the dose rate after the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant accident

津田 修一; 谷垣 実*; 吉田 忠義; 斎藤 公明

放射線, 44(3), p.109 - 118, 2018/11

東京電力福島第一原子力発電所事故後、環境中に拡散した放射性同位元素による線量率マッピングを迅速に作成するため、原子力機構は走行サーベイシステムKURAMAを用いた線量率測定を開始した。KURAMAは一般乗用車に多数搭載して、広範囲の空間線量率を詳細かつ短期間に把握することを目的として、京都大学原子炉実験所で開発されたシステムである。継続的な測定データの取得と並行して実施された改良によって、第2世代のKURAMA-IIでは更なる小型化、堅牢性の向上、データ送信の完全自動化等の機能が強化され、広域の詳細な線量率マッピングをより短期間で実施することが可能になった。本報告は、応用物理学会・分科会誌「放射線」の「アンフォールディングとG(E)関数」をテーマとした特集記事として、これまでに実施したKURAMA-IIの放射線特性に関する評価およびシミュレーション解析を総括して報告するものである。

論文

放射線物理化学過程に関する最近の進展(後編)

甲斐 健師; 横谷 明徳*; 藤井 健太郎*; 渡邊 立子*

放射線化学(インターネット), (106), p.21 - 29, 2018/11

放射線によりDNAの数nm以内に複数の損傷部位が生成されると、細胞死や染色体異常のような生物影響が誘発されると考えられている。本稿では、電子線トラックエンドにおいて生成されるDNA損傷が関与する生物影響の誘発について、われわれが進めたシミュレーション研究の成果を解説する。その結果から、1次電子線照射によりDNA鎖切断を含む複数の塩基損傷が1nm以内に密に生成され、その複雑損傷部位から数nm離れた位置に2次電子により塩基損傷が誘発されることが示された。この孤立塩基損傷部位は損傷除去修復が可能であり、結果として鎖切断に変換されるため、1次電子線により生成された鎖切断と合わせ、最終的にDNAの2本鎖切断が生成され得る。この2本鎖切断末端は塩基損傷を含むために修復効率が低下し、未修復・誤修復により染色体異常のような生物影響が誘発されることが推測された。本シミュレーション研究の成果はDNA損傷の推定のみならず放射線物理化学過程が関与する現象の解明にも有益となる。

論文

Spectral reflectance and associated photograph of boreal forest understory formation in interior Alaska

小林 秀樹*; 鈴木 力英*; Yang, W.*; 伊川 浩紀*; 井上 智晴*; 永野 博彦; Kim, Y.*

Polar Data Journal (Internet), 2, p.14 - 29, 2018/11

炭素循環に関する北方林生態系の下位植生の役割は無視できないが、それらは依然として北方生態系において理解が最も不十分な構成要素の1つである。植生の分光反射率測定は、植物種を同定し、それらの生化学的特徴を捉えるのに有用である。このデータペーパーでは、44組の典型的な下層植生、および5本の下層植生トランセクト(30m長)について測定した分光反射率を提供する。分光反射率は、可視,近赤外および短波赤外線のスペクトル領域をカバーしている。横断トランセクトの長さは、Landsat型衛星画像の分解能に基づいて決定された。また、分光反射率測定地点を撮影した写真も提供する。本データセットには、低木類(${it Vaccinium uliginosum}$, ${it Vaccinium vitisidea}$, ${it Salix alaxensis}$,若い${it Betula neoalaskana}$,若い${it Pupulus tremuloides}$、および若い${it Picea mariana}$)、草本類(${it Eriophorum vaginatum}$および${it Ledum decumbens}$)、コケ類(${it Sphagnum}$ sp., ${it Hylocomium splendens}$, ${it Polytrichum commune}$)、および地衣類(${it Cladonia rangiferina}$)の分光反射が含まれている。また、雪やリター,土などの分光反射率もデータセットには含まれている。この分光反射率および写真のデータセットは、(1)下層植生の分光反射特性の理解、(2)新規の分光反射率観測の計画・設計、および(3)大規模な下層植生モニタリングのためのリモートセンシング方法の開発・検証に利用することができる。

論文

Free convective heat transfer experiment to validate air-cooling performance analysis of fuel debris

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

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

A dry method for fuel debris is proposed for decommissioning of TEPCO's Fukushima Daiichi NPS. We have been evaluating the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method by using JUPITER. Because JUPITER can calculate relocation of the corium, it is expected to calculate thermal-hydraulic simulation of the air cooling of the fuel debris in the dry method based on the calculated debris position, shapes and composition with the relocation analysis. In this paper, the experiment of heat transfer and flow visualization of free convection adjacent to upward-facing horizontal heat transfer surface was performed to validate the calculation of the free convective heat transfer with JUPITER. In the experiment, the temperature distribution was measured with a thermocouple tree. In addition, the velocity distribution of free convection was visualized by a particle image velocimetry (PIV). In the comparison between the JUPITER and the experiment, the temperature distribution for the vertical direction in the quasi-steady state was fitted between the JUPITER and the experiment. The velocity distribution calculated with JUPITER was also in good agreement with the experimental result. Therefore, it is expected that JUPITER is a helpful numerical method to evaluate the air-cooling performance of the fuel debris in the dry method.

論文

Development of numerical simulation method for small particles behavior in two-phase flow by combining interface and Lagrangian particle tracking methods

吉田 啓之; 上澤 伸一郎; 堀口 直樹; 宮原 直哉; 小瀬 裕男*

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

The radioactive aerosol removal equipment is used as one of the safety systems of nuclear reactors. In this equipment, micro particles of aerosol remove through gas-liquid interfaces of two-phase flow. The mechanism related to the removal of micro particles through the gas-liquid interface is not clear, a numerical evaluation method of performance of aerosol removal equipment is not realized. Then, we have started to construct a numerical simulation method to simulate removal of micro particles through gas-liquid interfaces. In this simulation method, detailed two-phase flow simulation code TPFIT is used as the basis of this method. TPFIT adopts an advanced interface tracking method and can simulate interface movement and deformation directly. In addition, to simulate the movement of particles, the Lagrangian particle tracking method is incorporated. By combining the interface tracking method and the Lagrangian particle tracking method, the interaction between interfaces and micro particles can be simulated in detail. To solve the Lagrangian equations of particles, fluid properties and fluid velocity surrounding aerosol particles are evaluated by considering the relative position of particles and gas-liquid interface, to simulate particle movement near the interface. In this paper, outline and preliminary results of this simulation method are shown.

論文

Numerical simulation of thermal hydraulics around a beam window in accelerator-driven system

山下 晋; 吉田 啓之

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 5 Pages, 2018/11

加速器駆動未臨界システムのビーム窓周りの詳細な熱流動場を解析するために、多相多成分熱流動解析コードJUPITERを用いて非定常解析を実施した。その結果、流れ場は、従来の定常流を仮定した解析結果と比較して、ビーム窓周りの流れ場とノズル間の流れ場において非常に乱れた乱流場が形成されることを確認した。この乱れた流動場に応じて、ビーム窓における温度分布も同様に複雑な分布を示すことを確認した。したがって、複雑な流動場がビーム窓の温度分布に影響を与えることが確認でき、かつ流れ場が温度場に与える影響を評価しなければならないことが示唆された。

論文

Measurement of void fraction distribution in a 4$$times$$4 fuel bundle under high pressure condition for validation of two-phase CFD code

永武 拓; 柴田 光彦; 上澤 伸一郎; 小野 綾子; 吉田 啓之

Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 3 Pages, 2018/11

過酷事故を含む事故時の炉心冷却を評価する上では、ポンプなどが停止した低流速条件での気液二相流の挙動の把握が重要となる。本研究では低流速時における、炉心内の気液二相流挙動を実験的に把握するため、二相流解析コードTPFIT及びACE3Dの開発・改良、及び検証データ取得を目的としたワイヤーメッシュセンサーを用いた模擬燃料集合体内ボイド率分布の計測を行っている。本報では、4$$times$$4の非発熱模擬燃料集合体試験装置を用いて、蒸気-水系二相流のボイド率分布を、0.1MPaから2.6MPaまでの範囲において計測した結果について報告する。

論文

Development of differential die-away technique in an integrated active neutron NDA system for nuclear non-proliferation and nuclear security

大図 章; 前田 亮; 米田 政夫; 藤 暢輔; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 4 Pages, 2018/11

A Differential Die-away Analysis (DDA) system using a compact pulsed neutron (14 MeV) generator has been newly developed for non-nuclear proliferation and nuclear security in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The DDA system was designed to be able to detect a nuclear fissile material (Pu-239) of as low as 10 mg and to handle samples of a different volume: a vial bottle (20 mL), a pail container (20 L), through a Monte Carlo simulation. In the DDA system, the Fast Neutron Direct Interrogation (FNDI) technique, which utilizes fast neutrons for interrogation, was applied to measure the amount of fissile mass contained in the sample. The fundamental performance of the DDA system was investigated in the demonstration experiment. The simulation results show that the Pu-239 masses of less than 10 mg can be detected in the DDA system. The results of the experiment are discussed and compared with those of the simulation.

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