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論文

Enhancement of domain-wall mobility detected by NMR at the angular momentum compensation temperature

今井 正樹; 中堂 博之; 松尾 衛; 前川 禎通; 齊藤 英治

Physical Review B, 102(1), p.014407_1 - 014407_5, 2020/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:52.74(Materials Science, Multidisciplinary)

The angular momentum compensation temperature $$T_{rm A}$$ of ferrimagnets has attracted much attention because of high-speed magnetic dynamics near $$T_{rm A}$$. We show that NMR can be used to investigate domain wall dynamics near $$T_{rm A}$$ in ferrimagnets. We performed $$^{57}$$Fe-NMR measurements on the ferrimagnet Ho$$_3$$Fe$$_5$$O$$_{12}$$ with $$T_{rm A}$$ = 245 K. In a multi-domain state, the NMR signal is enhanced by domain wall motion. We found that the NMR signal enhancement shows a maximum at $$T_{rm A}$$ in the multi-domain state. The NMR signal enhancement occurs due to increasing domain-wall mobility toward $$T_{rm A}$$. We develop the NMR signal enhancement model involves domain-wall mobility. Our study shows that NMR in multi-domain state is a powerful tool to determine $$T_{rm A}$$, even from a powder sample and it expands the possibility of searching for angular momentum-compensated materials.

論文

Angular momentum compensation manipulation to room temperature of the ferrimagnet Ho$$_{3-x}$$Dy$$_{x}$$Fe$$_5$$O$$_{12}$$ detected by the Barnett effect

今井 正樹; 中堂 博之; 小野 正雄; 針井 一哉; 松尾 衛; 大沼 悠一*; 前川 禎通; 齊藤 英治

Applied Physics Letters, 114(16), p.162402_1 - 162402_4, 2019/04

 被引用回数:8 パーセンタイル:25.87(Physics, Applied)

We demonstrate that the angular momentum compensation temperature $$T_{rm A}$$, at which the net angular momentum in the sample disappears, can be controlled in Ho$$_3$$Fe$$_5$$O$$_{12}$$ by partially substituting Dy for Ho. The $$T_{rm A}$$ can be detected using the Barnett effect, by which mechanical rotation magnetizes an object due to spin-rotation coupling. We found that $$T_{rm A}$$ increases with the Dy content and clarified that the $$T_{rm A}$$ of Ho$$_{1.5}$$Dy$$_{1.5}$$Fe$$_5$$O$$_{12}$$ coincides with room temperature. The Barnett effect enables us to explore materials applicable to magnetic devices utilizing the angular momentum compensation only by rotating the powder sample at room temperature.

論文

Observation of gyromagnetic reversal

今井 正樹; 緒方 裕大*; 中堂 博之; 小野 正雄; 針井 一哉; 松尾 衛*; 大沼 悠一*; 前川 禎通; 齊藤 英治

Applied Physics Letters, 113(5), p.052402_1 - 052402_3, 2018/07

 被引用回数:9 パーセンタイル:33.81(Physics, Applied)

We report direct observation of gyromagnetic reversal, which is the sign change of gyromagnetic ratio in a ferrimagnet Ho$$_3$$Fe$$_5$$O$$_{12}$$, by using the Barnett effect measurement technique at low temperatures. The Barnett effect is a phenomenon in which magnetization is induced by mechanical rotation through the coupling between rotation and total angular momentum $$J$$ of electrons. The magnetization of Ho$$_3$$Fe$$_5$$O$$_{12}$$ induced by mechanical rotation disappears at 135 K and 240 K. The temperatures correspond to the magnetization compensation temperature $$T_{rm M}$$ and the angular momentum compensation temperature $$T_{rm A}$$, respectively. Between $$T_{rm M}$$ and $$T_{rm A}$$, the magnetization flips over to be parallel against the angular momentum due to the sign change of gyromagnetic ratio. This study provides an unprecedented technique to explore the gyromagnetic properties.

論文

Optimization study on accelerator driven system design for effective transmutation of iodine-129

Ismailov, K.*; 西原 健司; 齊藤 正樹*; 相楽 洋*

Annals of Nuclear Energy, 56, p.136 - 142, 2013/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:54.75(Nuclear Science & Technology)

ヨウ素129の加速器駆動炉(ADS)による核変換を研究した。ヨウ化ナトリウム集合体をADSの炉内と炉周辺に配置した。得られた800MWt出力の炉心概念を用いて250kg/年のマイナーアクチノイド(MA)と46kg/年のヨウ素129を核変換可能であり、10基の軽水炉からの排出を賄うことができる。MAとヨウ素129のADSへの初期装荷量はそれぞれ、3810kgと824kgである。

論文

Experimental study on fuel-discharge behavior through in-core coolant channels

神山 健司; 齊藤 正樹*; 松場 賢一; 磯崎 三喜男; 佐藤 一憲; 小西 賢介; Zuyev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vassiliev, Y. S.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(6), p.629 - 644, 2013/06

 被引用回数:16 パーセンタイル:16.27(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故において、燃料が炉心領域から流出することで厳しい再臨界事象の可能性が減じられる。制御棒案内管や内部ダクト付き燃料集合体(FAIDUS)のような炉内冷却材流路は、内包される冷却材ナトリウムが溶融燃料を冷却する効果が限定される場合、効果的な燃料流出経路となり得る。本研究で行われた2つの試験シリーズにより、融体流出初期において冷却材の一部が蒸発し膨張することで流出経路が完全にボイド化すること、ボイド化した流路を通じて融体が大量に流出することが示された。よって、冷却材ナトリウムが溶融燃料を冷却する効果は限定されるため、炉内冷却材流路は、炉内の核的活性度を低減するのに効果的な燃料流出経路となり得る。

論文

Effect of radial zoning of $$^{241}$$Am content on homogenization of denatured Pu with broad range of neutron energy based on U irradiation test in the experimental fast reactor Joyo

芝 知宙*; 相楽 洋*; 大西 貴士; 小山 真一; 前田 茂貴; Han, C. Y.*; 齊藤 正樹*

Annals of Nuclear Energy, 51, p.74 - 80, 2013/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

幅広い中性子エネルギーを有する高速実験炉「常陽」にて照射したUサンプルの化学分析試験を行った。Uサンプルの照射解析を行い、解析手法を構築した。本解析手法を利用して、Am-劣化ウランペレットの照射解析を行った。その結果、ペレットの内側と外側において$$^{241}$$Amを異なる濃度で添加することにより、ペレット全体で$$^{238}$$Pu濃度が均一となることを明らかにした。

論文

Monte Carlo analysis of the long-lived fission product neutron capture rates at the Transmutation by Adiabatic Resonance Crossing (TARC) experiment

Ab$'a$nades, A.*; $'A$lvarez-Velarde, F.*; Gonz$'a$lez-Romero, E. M.*; Ismailov, K.*; Lafuente, A.*; 西原 健司; 齊藤 正樹*; Stanculescu, A.*; 菅原 隆徳

Nuclear Engineering and Design, 254, p.148 - 153, 2013/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.03(Nuclear Science & Technology)

加速器駆動システム(ADS)の設計では、核変換性能等を現実的な方法で表現することが可能なシミュレーションツールの開発が必要である。この論文では、長寿命核分裂生成物の核変換性能の評価に用いる最新のモンテカルロ解析ツールの評価について述べる。この研究は、IAEAの協力の下、核変換システムの二つの重要な特徴:鉛による減速と$$^{99}$$Tc, $$^{127}$$I, $$^{129}$$Iの中性子捕獲について解析した。解析の結果、熱外領域の共鳴による自己遮蔽の効果が核変換率に強く影響を与えることが示された。この解析結果は、熱外領域以上のエネルギー領域でのヨウ素の核データについて改善が必要であることを示した。

論文

Effect of neutron moderator on protected plutonium production in fast breeder reactor blanket

松本 航治*; 相楽 洋*; Han, C. Y.*; 大西 貴士; 齊藤 正樹*; 山内 一平*

Transactions of the American Nuclear Society, 107(1), p.1018 - 1019, 2012/11

マイナーアクチニドの中性子捕獲反応を利用して、高速炉ブランケットで生成するプルトニウムの偶数番号同位体割合を増加させ、核拡散抵抗性を向上させることを目指し、径ブランケットへの減速材導入効果を評価した。その結果、均質減速材よりも非均質減速材の方が、マイナーアクチニドを効率的に核変換し、かつ、プルトニウム238の同位体組成を高めることを明らかにした。また、非均質減速材の導入により、より少ないマイナーアクチニド添加量にて、核拡散抵抗性の高いプルトニウムを生成することを明らかにした。

論文

Protected plutonium production at fast breeder reactor blanket; Chemical analysis of uranium-238 samples irradiated in experimental fast reactor Joyo

大西 貴士; 小山 真一; 芝 知宙*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

Progress in Nuclear Energy, 57, p.125 - 129, 2012/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:87.97(Nuclear Science & Technology)

核燃料サイクルの核拡散抵抗性向上のための改善方策の1つとして、マイナーアクチニドを高速炉ブランケット中の劣化ウランに添加し、$$^{238}$$Pu含む核拡散抵抗性の高いPu燃料を生成する概念が提唱されている。本概念の詳細検討に必要な照射解析モデルの検証に資するために、高速実験炉「常陽」で照射した$$^{238}$$Uサンプルの化学分析を実施し、照射サンプル中のPu生成量及びPu同位体比を測定した。また、これらの実験データに基づき、$$^{238}$$Uからの$$^{239}$$Pu生成挙動の中性子スペクトル依存性を明らかにした。

論文

Different loading materials analysis in FBR blanket for evaluating recycling options of plutonium proliferation resistance

Permana, S.; 鈴木 美寿; Suud, Z.*; 齊藤 正樹*

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/12

軽水炉の使用済燃料成分は、増殖性能及び核拡散抵抗性の内在的特性を強化するために用いられる。本研究では、高速増殖炉のブランケット領域に添加した種々の核燃料成分が、炉特性及びPuの核拡散抵抗性レベルに及ぼす効果について評価する。基本的な炉の運転条件は、日本のナトリウム冷却高速炉の800日運転で燃料交換4バッチとした。軽水炉のPu同位体比は、$$^{241}$$Puと$$^{238}$$Puの短半減期のために、取り出し後の冷却時間に対して敏感で、冷却時間の関数としてMA及びPuの同位体成分比が変わる。

論文

Transmutation by Adiabatic Resonance Crossing Experiment (TARC) benchmarking

Ismailov, K.*; 西原 健司; 佐々 敏信; 菅原 隆徳; 齊藤 正樹*

Annals of Nuclear Energy, 38(10), p.2180 - 2186, 2011/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:62.68(Nuclear Science & Technology)

本研究では断熱的共鳴横断効果による核変換実験(TARC)のベンチマークを行った。JENDL-HE, JENDL-4, JENDL-3.3、及び、LA-150ライブラリを用い、MCNPXコードにより計算を行った。得られた中性子束,共鳴反応のエネルギーと時間の相関、及び、$$^{99}$$Tcと$$^{127,129}$$Iの核変換率を実験と比較し、以下の知見を得た。(1)JENDL-4の鉛に対する0.01eV-100eVの中性子弾性散乱断面積はほかの核データよりも良い。(2)JENDL-HE(JENDL-3.3)の1-3MeVの非弾性散乱断面積は、実験の誤差が大きいものの、ほかよりも良い。(3)$$^{129}$$I核変換の解析にはJENDL-4の$$^{129}$$I捕獲断面積を用いるべきである。

論文

Proliferation resistance analysis of plutonium from LWR during multi-recycling with MA in FBR

Permana, S.; 鈴木 美寿; 齊藤 正樹*

Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/10

軽水炉及びマルチサイクル高速増殖炉からの超ウラン元素が、4バッチシステムを採用している高速増殖炉の設計に用いられた。800日のサイクル長が、原子炉運転期間の炉心挙動及びプルトニウムの核拡散抵抗性を調べるために用いられた。初期の燃料構成として異なった組成のマイナーアクチニド元素は、燃料挙動,臨界条件、及び燃料増殖性能に影響を及ぼす。炉心にマイナーアクチニド元素を添加することは、過剰反応度の抑制、及び良好な増殖性能を得ることができる。偶数番号のプルトニウム同位体から生じるプルトニウムからの高い崩壊熱及び自発核分裂が、軽水炉及び高速増殖炉から得られる典型的な超ウラン元素と比較された。

論文

Feasibility of uranium spallation target in accelerator-driven system

Ismailov, K.*; 齊藤 正樹*; 相楽 洋*; 西原 健司

Progress in Nuclear Energy, 53(7), p.925 - 929, 2011/09

 被引用回数:10 パーセンタイル:32.61(Nuclear Science & Technology)

マイナーアクチノイド(MA)核変換のための加速器駆動システムに対する、天然ウランの核破砕ターゲットの適応性研究を行った。鉛ビスマス(PbBi)ターゲットとのターゲット単体での比較においては、ウランターゲットは優れた中性子生成性能を示した。しかし、$$^{238}$$Uの中性子吸収のため、ターゲットの大きさによった。ターゲットをADS内に設置した場合、ウランはPbBiと異なり中性子を吸収することがわかった。次に、より現実的な、ウランピンをPbBiで冷却する概念を検討した。しかし、PbBiターゲットに比較して中性子バランスが悪化し、実規模ADSにはウランターゲットは適さないことが結論づけられた。

論文

Material attractiveness analysis of protected plutonium production for fast breeder reactors

Permana, S.; 鈴木 美寿; 齊藤 正樹*

Transactions of the American Nuclear Society, 104(1), p.714 - 715, 2011/06

核燃料サイクルの核拡散抵抗性レベルを評価する物質魅力度の概念が開発されてきており、核兵器の原材料物質へ転用される潜在的な可能性を評価するための一般的なルールを決定するために役立てられている。本論文では、その物質魅力度を評価するために、ATTRとFOMの二つの方法論が調べられる。ATTRとFOMの二つの指標を用いた計算において、マイナーアクチニド元素(MA)をブランケット領域に添加する方法により、物質魅力度の低減化に対して同様な効果を得ることができた。また、MA添加は、ATTR指標における「現実的に用いることができない領域」、及びFOM2指標における「低魅力度領域」の各々に、ブランケット領域中のプルトニウムの魅力度を低下させることがわかった。

論文

Basic analysis on isotopic barrier of material attractiveness based on plutonium composition of FBR

Permana, S.; 鈴木 美寿; 齊藤 正樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 48(5), p.724 - 733, 2011/05

 被引用回数:8 パーセンタイル:40.63(Nuclear Science & Technology)

大型高速増殖炉の燃料挙動について、プルトニウム同位体の物質障壁を主要なパラメータとして、自発核分裂及び崩壊熱を考慮した核拡散抵抗性を評価するPu同位体組成による物質魅力度に着目して調べた。炉心領域の超ウラン元素及びマイナーアクチナイド元素添加のオプションとしてのブランケット領域の元素は、$$^{237}$$Npから変換した変性Puとして、高い組成の$$^{238}$$Puを生み出した。TRU燃料中のPu同位体組成はMOX燃料中のPu同位体組成と比較して$$^{238}$$Puを除くと高いPu同位体組成を有する。$$^{238}$$Puを生み出す炉心及びブランケット領域のMAは、崩壊熱及び自発核分裂による高い物質障壁を得るのに主要な役割を果たしている。炉心領域のPu組成による高い物質魅力度は実用上使途困難なPuレベルを達成することができる。ブランケット領域への2%MA添加は魅力度を添加しない場合の兵器級グレードのPuを実用上使途困難なレベルにすることができる。

論文

Effect of TRU fuel loading on core performance and plutonium production of FBR

Permana, S.; 鈴木 美寿; 齊藤 正樹

Nuclear Engineering and Design, 241(1), p.101 - 117, 2011/01

 被引用回数:10 パーセンタイル:32.61(Nuclear Science & Technology)

高速増殖炉における炉心とブランケット領域におけるアクチナイド及びプルトニウム同位体の燃焼及び炉心特性に対する、初期燃料にTRU燃料を添加した場合の効果について、大型の高速増殖炉炉心体系をもとにして解析・評価した。TRU燃料添加によるプルトニウム同位体組成はMOX燃料添加のそれに比べると、$$^{238}$$Puを除くと、偶数番号のPuを増加させる効果が少ない。TRU燃料添加により、反応度は大きく減少するものの付加的な増殖利得が見られる。ブランケット領域に添加したMAは臨界度をわずかに減少させ増殖比も減少させることとなる。

論文

世界の高速炉サイクル技術開発の動向,2; 各国のナトリウム冷却高速炉サイクル技術開発の現状と展望

三島 嘉一郎*; 齊藤 正樹*; 永田 敬*

日本原子力学会誌, 52(9), p.536 - 552, 2010/09

本連載の第1回は「加速する高速炉開発:2020年に商用炉の運転開始」と題して主要国で活発化している開発計画を中心に紹介した。今回は、各国が開発に力を注いでいるナトリウム冷却高速炉とその関連する核燃料サイクルについて、2009年12月にIAEA主催で開催された高速炉システム国際会議(FR09)の発表内容を中心に、その前後の情勢も含めて紹介する。ロシアは、これまでのナトリウム冷却炉の豊富な経験、今後に向けては多目的ナトリウム実験炉の建設、安全性向上や高速炉サイクルのプラットフォーム計画など、充実した技術基盤をアピールしている。インドは、燃料形態の変遷、原子炉と併設で建設している核燃料サイクル施設、高増殖を確保するための金属燃料への工夫など、独自技術での開発を目指している。中国は、今年7月に初臨界を達成した高速実験炉で経験を積むとともに、ロシアなどとの技術協力を進めつつある。高速炉システムの設置計画は明確に定まっていないが、開発実績があり影響力の大きい米国の動向も注目すべきところである。一方、韓国,フランス、及び我が国は、将来展望において多くの共通点を持っている。

論文

Protected plutonium production by transmutation of minor actinides for peace and sustainable prosperity; Irradiation tests of Np and Np-U samples in the experimental fast reactor JOYO (JAEA) and the advanced test reactor at INL

小山 真一; 逢坂 正彦; 伊藤 正彦*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(8), p.661 - 670, 2010/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:55.23(Nuclear Science & Technology)

核不拡散研究の一環として、防護されたPuの生成に利用した概念が東京工業大学により提案された。この概念を検証するため、高速炉実験炉常陽において$$^{237}$$Npサンプルの照射による$$^{238}$$Pu生成挙動を評価した。また、熱中性子炉であるアイダホ国立研究所のATRにおいて、2%, 5%及び10%の$$^{237}$$Npを含むNp-U試料が照射され、$$^{238}$$Pu生成挙動を評価した。これらの実験的検証により得られたデータは、核不拡散を目的とする燃料ペレットの設計に使用できる。

論文

Sensitivity analysis of fission product concentrations for light water reactor burned fuel

千葉 豪; 奥村 啓介; 大泉 昭人*; 齊藤 正樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 47(7), p.652 - 660, 2010/07

 被引用回数:6 パーセンタイル:55.23(Nuclear Science & Technology)

核分裂生成物生成量(FPC)の正確な予測のために必要な核データを特定するため、燃焼感度理論に基づきFPCの感度解析を行った。着目した核種は、燃焼度クレジットに重要となる12の核分裂生成物とした。本研究では、UO$$_2$$セル及びMOXセルのいずれに対しても、FPCの予測に重要となる核データを特定した。大部分のFPCに対する感度においてはUO$$_2$$セルとMOXセルとで大きな差異は観察されなかったが、Gd-155など幾つかのFP核種において燃料の違いによる大きな差異が見られた。この原因として、U-235とPu-239の核分裂収率の差,燃料間の中性子束のエネルギースペクトルの差が挙げられることを示した。

論文

Protected plutonium production by transmutation of minor actinides for peace and sustainable prosperity; Irradiation tests of Np and Np-U samples in experimental fast reactor JOYO (JAEA) and advanced thermal reactor ATR (INL)

小山 真一; 逢坂 正彦; 伊藤 正彦*; 相楽 洋*; 齊藤 正樹*

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycle; Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009) (CD-ROM), p.2356 - 2362, 2009/09

核不拡散研究の一環として、防護されたPuの生成にかかわるプロジェクトが東京工業大学により提案されている。この概念を検証するため、高速炉である常陽において$$^{237}$$Npの照射による$$^{238}$$Pu生成挙動を評価する試験が行われた。一方で、熱中性子炉であるINLのATRにおいて、同様の目的のため2%, 5%及び10%の$$^{237}$$Npを含むNp-U試料が照射された。これらにより検証された$$^{237}$$Npの核変換データは、核不拡散を目的とするNp-U酸化物燃料ペレットの設計に使用できる。

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