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山岸 茂直*; 林田 健志*; 三澤 龍介*; 木村 健太*; 萩原 雅人; 村田 智城*; 廣瀬 左京*; 木村 剛*
Chemistry of Materials, 35(2), p.747 - 754, 2023/01
被引用回数：5 パーセンタイル：91.39(Chemistry, Physical)The so-called "ferroaxial transition" characterized by a rotational structural distortion that breaks a mirror symmetry has gained growing interest in terms of a new class of ferroic state in crystalline materials. RbFe(MoO
)
which belongs to glaserite-type compounds, X□;1 Y□;2 [M(TO
], is one of the most representative materials showing a ferroaxial transition, i.e., ferroaxial materials. Considering a variety of glaserite-type compounds, we expect that they provide a good arena for ferroaxial materials. In this work, we explored new ferroaxial materials by formula-based screening using regular expression search and symmetry detection algorithm. As a result, we found that a glaserite-type compound, KZr(PO), is one of the promising candidates for ferroaxial materials. Experimentally, we demonstrate that KZr(P O) shows a ferroaxial transition at about 700 K, which is well explained by ab initio phonon calculations. The ferroaxial nature of KZr(PO) is further confirmed by the observation of its domain structures using a linear electrogyration effect, that is, optical rotation in proportion to an applied electric field. Our work provides an effective approach to exploring ferroaxial materials.
米田 政夫; 藤 暢輔; 田辺 鴻典*; 北村 康則*; 三澤 毅*
Annals of Nuclear Energy, 159, p.108300_1 - 108300_8, 2021/09
被引用回数：2 パーセンタイル：31.78(Nuclear Science & Technology)The rotation method is a novel method for detecting nuclear materials using a neutron source such as californium. In this method, while a neutron source is rotated rapidly nearby a measurement object, neutron measurement is carried out by synchronizing the rotation motion. If the object contains a nuclear material, as the rotation speed increases, the larger deformation of time distribution of neutron counts is observed, which in turn resulted to the detection of the nuclear material. In addition to its features of low cost and portability, this method is capable of detecting uranium that emits very few spontaneous fission neutrons. This study presents the fundamental principle of this method and its effectiveness for detecting nuclear materials through the experimental verifications.
-ray beams早川 岳人; 宮本 修治*; 羽島 良一; 静間 俊行; 天野 壮*; 橋本 智*; 三澤 毅*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.2064 - 2071, 2016/12
被引用回数：5 パーセンタイル：43.41(Nuclear Science & Technology)準単色の線による光核反応を用いた選択的な同位体変換法を提案する。この手法は、
Zr, 
Pd、ないし
Seのような長寿命核分裂生成物(LLFP)の粒子閾値が、同じ元素の他の安定同位体の粒子閾値より低いという事実に基づく。そのため、この手法では、ターゲット物質がLLFP以外に安定同位体を含んでいたとしても、新しくLLFPが生成されないという傑出した特徴を有する。レーザーコンプトン散乱線と原子炉の中性子捕獲反応線がこの手法に適した線源である。
北野 彰洋; 岸本 安史; 三澤 毅*; 羽様 平
KURRI Progress Report 2013, 1 Pages, 2014/10
従来の臨界近接は、逆増倍法を用いており、この方法では反応度添加後の安定計数率を使うために安定までの待機時間が発生する。したがって、臨界近接には長時間(例えば「もんじゅ」であれば数時間)を要する。本検討では遅発中性子挙動に基づいた臨界指標(CI: Critical Index)に基づき、より効率のよい臨界近接法を開発し、KUCAでの臨界近接実験にて適用性を確認した。
薄井 利英; 三上 智; 橋本 周; 中山 直人; 鈴木 ちひろ*; 谷 幸太郎*; 山崎 敬三*; 三澤 毅*
KURRI Progress Report 2010, P. 209, 2011/10
中性子場に応じた線量評価ができる可搬型中性子線量計の開発を行っている。この可搬型中性子線量計は熱中性子と速中性子それぞれによる反応に基づく出力から被ばく線量推定するものである。この可搬型中性子線量計を用いた中性子線量評価は、現場におけるスペクトル情報がなくとも、中性子場の状況を的確に反映した線量評価を可能にする技術として期待される。本線量計を用いた線量評価手法の有効性の検証及び線量評価性能の向上のため、特有の中性子エネルギー分布が予想される京都大学の加速器駆動未臨界炉にて、検出器の特性試験を実施した。
八木 貴宏*; 三澤 毅*; Pyeon, C. H.*; 宇根崎 博信*; 代谷 誠治*; 川口 真一*; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
燃料板のギャップのような狭い空隙に中性子検出器を挿入して、リアル・タイムで高速中性子を測定するために、光ファイバーを用いた中性子検出器が開発されてきた。この検知器は、先端が中性子を検出する物質とZnS(Ag)のようなシンチレーターの混合体で覆われた光ファイバーから成る。高速中性子用の光ファイバー検出器には、中性子を検出する物質として、これまで
Thが利用されてきた。これは、Thが高速中性子と核分裂反応を起こすことを利用している。しかし、Thが核燃料物質であることから、その使用場所が限定されてしまう。そこで、本研究では、Thを利用しないで高速中性子を測定することができる新たな光ファイバー検出器を開発し、その検知器特性を調べた。検出器特性を調べるために、D-T中性子発生装置のターゲット近傍の高速中性子束分布及び高速炉臨界実験装置における高速中性子束分布測定を行い、放射化法による結果と比較した。その結果、ZnS(Ag)を用いた新たな光ファイバー検知器による高速中性子束分布測定結果は放射化法で測定した結果と一致し、ZnS(Ag)を用いた光ファイバー検知器が高速中性子測定に有効であることがわかった。
逢坂 正彦; 高野 渉*; 山根 義宏*; 三澤 毅*
Progress in Nuclear Energy, 50(2-6), p.212 - 218, 2008/03
被引用回数：6 パーセンタイル：40.09(Nuclear Science & Technology)トリアベースのマイナーアクチニド含有サーメット燃料を組み込んだ高速炉サイクル概念について述べる。このサーメット燃料はThとマイナーアクチニド酸化物固溶体とMo不活性母材からなる。専用のサイクルプロセスからなる小さな独立したサイクル内で使用される。サーメット燃料は粉末冶金に基づく簡易な方法により作製される。サーメット燃料の再処理として二段階の方法が提案された。それはMo不活性母材の事前除去とアクチニドの回収からなる。模擬サーメット燃料を用いたMo不活性母材の事前除去のための予備試験が行われた。これは室温で硝酸を用いて溶解するものである。試験の結果、Mo不活性母材はほとんど溶解した一方、酸化物は溶けなかった。サーメット燃料を装荷した高速炉炉心の燃焼特性が核的計算コードを用いて評価された。Mo不活性母材を内側及び外側炉心領域で非均質な組成とすることにより、効率的な核変換と出力密度の平坦化ができることがわかった。本サーメット燃料は高速炉用高性能核変換デバイスとして有望なものとなる可能性がある。
三澤 丈治; 大貫 晃; 光武 徹*; 勝山 幸三; 三澤 進*; 永峯 剛; 中村 保雄; 秋本 肇
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/04
In this study, the rod positions in the rod bowing test section were measured using the high energy X-ray computer tomography (X-ray-CT). Based on the measured rod positions data, the subchannel analysis by the NASCA code was performed, in order to investigate applicability of the NASCA code to BT estimation of the rod bowing test section, and influence of displacement from design-based rod position upon BT estimation by the NASCA code.
逢坂 正彦; 小井 衛; 高野 渉*; 山根 義宏*; 三澤 毅*
Journal of Nuclear Science and Technology, 43(4), p.367 - 374, 2006/04
被引用回数：12 パーセンタイル：63.1(Nuclear Science & Technology)高速炉用、高性能アメリシウム添加ターゲットとして、(Th,Am)OxをMoに分散させた低酸素ポテンシャルターゲットを提案した。同位体組成が異なる種々のMoを使用した場合の炉心特性へ与える影響を評価した。
光武 徹*; 勝山 幸三*; 三澤 丈治; 永峯 剛*; 呉田 昌俊*; 松元 愼一郎*; 秋本 肇
JAERI-Tech 2005-034, 55 Pages, 2005/06
JAERI-Tech-2005-034.pdf:7.76MB
燃料棒と燃料棒の間隙が1mm程度の稠密格子体系では、わずかなロッド位置変位により伝熱特性に影響を及ぼす恐れがある。また、熱的限界出力を評価するサブチャンネル解析において、模擬燃料棒が設計位置からズレた場合の影響を定量的に確認しておくことは、実験解析の予測誤差原因を検討するうえで重要である。本研究では、低減速炉炉心模擬燃料集合体(7本バンドル)に対して、断面内の模擬燃料棒配置を実測し、その結果に基づいて各模擬燃料棒中心位置の変位と伝熱特性との関係について実験的に検討するとともに、サブチャンネル解析結果に及ぼすロッド位置変位の影響を評価した。X線CT装置による断面の可視化画像より、模擬燃料棒位置は設計位置から大きく変位していないことが確認できた。模擬燃料棒位置の変位は、最大0.5mm,平均は0.2mmであった。伝熱実験の結果、BT発生位置・時刻の観点から模擬燃料棒位置の変位の影響は小さかった。X線CT測定結果に基づく限界出力計算値(サブチャンネル解析)は、模擬燃料棒が設計位置にある結果よりも5%程度小さくなったが、過大評価の程度は約25%と依然大きかった。このことから、解析結果と実験結果との差異は、模擬燃料棒の変位(入力データの問題)だけでは説明はつかず、解析モデルの影響の大きいことがわかった。
光武 徹*; 秋本 肇; 三澤 丈治; 呉田 昌俊*; 勝山 幸三*; 永峯 剛*; 松元 愼一郎*
Proceedings of 4th World Congress on Industrial Process Tomography, Vol.1, p.348 - 353, 2005/00
稠密格子模擬7本バンドル伝熱試験体の内部構造を高エネルギーX線CTで撮像し、ヒータロッドの配列を定量的に測定した。その結果、ヒータロッド中心位置の変位は最大0.5mmであった。その結果に基づいて、ヒータロッド周りの流路形状を計算し、サブチャンネル解析コードに入力して除熱限界出力を予測した。その結果、ヒータロッド位置の及ぼす限界出力計算値への影響は小さく、限界出力の予測誤差はほとんど減少しなかった。
代谷 誠治*; 三澤 毅*; 宇根崎 博信*; 市原 千尋*; 小林 圭二*; 中村 博*; 秦 和夫*; 今西 信嗣*; 金澤 哲*; 森 貴正
JAERI-Tech 2004-025, 93 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-025.pdf:6.69MB
本研究では、京都大学原子炉実験所の将来計画に関連して、(1)高エネルギー中性子の物質透過実験,(2)京都大学臨界集合体実験装置(KUCA)における加速器駆動未臨界炉(ADSR)模擬実験,(3)MCNP-Xコードによる京都大学原子炉(KUR)型ADSRの概念的核設計を行い、ADSR型の研究用中性子源の実現に資するとともに、ADSR一般の開発に向けた炉物理的課題を抽出することを目的とした。本研究を通じて、ADSRの基本的特性の概略を理論的,実験的に把握することができ、今後の研究を推進するうえで必要な基礎的知見が得られた。その知見をあえて一言で表現すれば、予想に違わず、ADSRの基本特性は未臨界炉の基本特性に大きく左右されるということである。今後、ADSRの実現に向けて、より詳細な研究を着実に積み上げることが必要と考えられるが、そのためには、(1)核データのより一層の精度向上,(2)未臨界度測定や高エネルギーから低エネルギー領域に及ぶ中性子束の絶対値測定などのADSRを対象とした炉物理実験手法の確立,(3)核破砕中性子発生挙動から遅発中性子挙動の取り扱いを含むADSR関連の解析ツールの整備が必要不可欠である。
勝山 幸三; 永峯 剛; 中村 保雄; 三澤 進*
no journal, ,
高速実験炉「常陽」で照射した燃料集合体のX線コンピュータトモグラフィ(X線CT)試験を実施し、得られたCT断面像から集合体内における燃料ピンのガスプレナム部を含む軸方向全域の配置状況を定量的に測定した。その結果、集合体の最外周に装荷された燃料ピンでは、炉心燃料部においてラッパ管側(外側)への顕著な変位が確認され、これは最外周に装荷された燃料ピンでは、ラッパ管側とピン束側で冷却材温度が異なるために、被覆管の熱膨張差によって熱湾曲が生じたものである。また、燃料ピン全域に渡り、ワイヤピッチ(209mm)に沿った燃料ピンの変位が確認された。これは、燃料ピンに巻きつけられているワイヤの張力に起因して発生したものである。
勝山 幸三; 三澤 進*; 光武 徹*; 三澤 丈治; 永峯 剛; 中村 保雄; 大貫 晃; 秋本 肇
no journal, ,
高稠密格子炉心での除熱限界/流動特性を明らかにするため、37本バンドル試験体を中心とした稠密格子炉心熱流動特性技術開発を行っており、この一環として燃料棒曲がり効果試験が実施された。この試験は、燃料棒の曲がりによる限界出力等への影響評価を目的としたものであり、ここで用いられる曲がり効果試験体については内部構造設計通りであることを熱流動試験前に確認する必要があった。燃料棒曲がり効果試験体は、37本の模擬燃料棒がシュラウド管で覆われているためX線CT検査装置を利用した非破壊試験により内部状況観察を実施した。その結果、模擬燃料棒A1と隣接するB1及びC1との中心座標間距離は、軸位置約580mmから約730mmの範囲で減少しており、この間で模擬燃料棒A1が曲がり、ほぼ設計通りであることを確認した。
勝山 幸三; 阿部 和幸; 永峯 剛; 中村 保雄; 三澤 進*
no journal, ,
高速実験炉「常陽」において短期照射(24時間)したマイナーアクチニド(MA)含有MOX燃料のX線CT試験を実施した。CT画像解析により、中心空孔径は最大で約0.8mm程度であると予測された。通常のMOX燃料ペレット部との比較から中心空孔の形成挙動においてMA含有MOX燃料の特徴的な照射挙動は確認されなかった。
北野 彰洋; 毛利 哲也; 永田 章人*; 齋藤 浩介; 三澤 毅*; 玉川 洋一*
no journal, ,
高速増殖原型炉「もんじゅ」性能試験において、未臨界状態の炉心から得られる中性子検出信号から、炉雑音解析法,逆動特性法,ロッド・ドロップ法を用いて原子炉の未臨界度測定を実施した。得られた測定結果について、各手法間の比較並びに予測解析値との比較を行い、各手法の適用性評価及び結果の差異についての分析を実施した。
石見 明洋; 勝山 幸三; 前田 宏治; 永峯 剛; 三澤 進*
no journal, ,
高速実験炉「常陽」で照射されたNaボンド型制御棒のX線CT試験による内部観察を実施した結果、軸方向におけるシュラウド管のクラックの発生状況を確認した。
薄井 利英; 三上 智; 中山 直人; 橋本 周; 鈴木 ちひろ*; 山崎 敬三*; 三澤 毅*
no journal, ,
中性子場に応じた線量評価を可能とするため、混合ガスを封入した比例計数管(以下、「複合型比例計数管」という)の開発を行っている。この複合型比例計数管は、熱中性子と高速中性子それぞれによる反応数の比に基づき、それぞれの場の中性子エネルギー分布状況に適した線量評価指標を抽出し、線量を推定するものである。これまでに、単色エネルギーの中性子場や原子炉容器周辺などの中性子場で試験し、その性能が確認されている。京都大学臨界集合体実験装置(以下、「KUCA」という)の加速器駆動未臨界炉周辺では、D-T反応により生み出される高速中性子(約14MeV)と原子炉からの熱中性子が混在する特有のエネルギー分布の中性子場であると想定される。その場において、複合型比例計数管を使用した線量評価法のより一層の適合性を確認するために、実験を行ったので報告する。
の評価荒木 祥平; 山根 祐一; 外池 幸太郎; 北村 康則*; 三澤 毅*
no journal, ,
未臨界体系に対する新たな反応度評価手法の開発の一環として、KUCAのA架台において3/8"p36EU炉心を用いて未臨界体系での反応度評価実験を行った。面積比法等の既存の手法を用いて反応度を評価するとともに動特性パラメータを評価した。
山根 祐一; 荒木 祥平; 北村 康則*; 三澤 毅*
no journal, ,
反応度評価手法の比較のため、KUCAのA架台を用いて複数の互いに異なる未臨界炉心を構成し、既存の手法及び新たに開発した手法を適用して反応度を評価した。臨界に近い炉心に対して、準静的状態の出力挙動に基づいて評価した反応度(E)は、MVPによる計算値(C)に対してC/E=0.9
1.5程度であった。
