Fabrication of a novel magnetic topological heterostructure and temperature evolution of its massive Dirac cone

平原 徹*; Otrokov, M. M.*; 佐々木 泰祐*; 角田 一樹*; 友弘 雄太*; 日下 翔太郎*; 奥山 裕磨*; 一ノ倉 聖*; 小林 正起*; 竹田 幸治; et al.

Nature Communications (Internet), 11, p.4821_1 - 4821_8, 2020/09

https://doi.org/10.1038/s41467-020-18645-9

We fabricate a novel magnetic topological heterostructure MnBiTe/BiTe where multiple magnetic layers are inserted into the topmost quintuple layer of the original topological insulator BiTe. A massive Dirac cone (DC) with a gap of 40-75 meV at 16 K is observed. By tracing the temperature evolution, this gap is shown to gradually decrease with increasing temperature and a blunt transition from a massive to a massless DC occurs around 200-250 K. Magnetic measurements show that there are two distinct Mn components in the system that corresponds to the two heterostructures; MnBiTe/BiTe is paramagnetic at 6 K while MnBiTe/BiTe is ferromagnetic with a negative hysteresis (critical temperature 20 K). This novel heterostructure is potentially important for future device applications.

「ふげん」燃料被覆管を用いた人工海水浸漬試験及び強度特性評価

山県 一郎; 林 長宏; 益子 真一*; 佐々木 新治; 井上 賢紀; 山下 真一郎; 前田 宏治

JAEA-Testing 2013-004, 23 Pages, 2013/11

JAEA-Testing-2013-004.pdf:8.59MB

東日本大震災に伴う東京電力福島第一原子力発電所の事故において、使用済燃料プールに保管されていた使用済燃料は、瓦礫の落下・混入や海水注入等、通常の運転時ではあり得ない環境に晒された。使用済燃料プール中の燃料集合体の健全性や、共用プール移送後の長期間保管における健全性の評価に資するため、新型転換炉「ふげん」にて使用されたジルカロイ-2燃料被覆管を用い、使用済燃料プールの模擬水として2倍に希釈した人工海水を用いた、液温80C、浸漬時間約336時間の浸漬試験を実施した。得られた主な結果は以下の通りであり、本試験条件において照射済みジルカロイ-2燃料被覆管への人工海水浸漬による機械的特性への影響はなく、顕著な腐食も生じないことを確認した。(1)浸漬前後の試料表面の外観に明確な変化は見られず、試料外表面近傍の酸化層等においても明確な変化は見られず、浸漬試験による顕著な表面腐食の進行はない。(2)引張強さ及び破断伸びは浸漬前後で有意な変化はなく、浸漬試験による機械的特性へ有意な影響はない。(3)照射済み試料を遠隔操作で浸漬試験及び引張試験を行うための手法を確立した。

Theoretical optimization of base doping concentration for radiation resistance of InGaP subcells of InGaP/GaAs/Ge based on minority-carrier lifetime

Elfiky, D.*; 山口 真史*; 佐々木 拓生*; 高本 達也*; 森岡 千晴*; 今泉 充*; 大島 武; 佐藤 真一郎; Elnawawy, M.*; Eldesoky, T.*; et al.

Japanese Journal of Applied Physics, 49(12), p.121201_1 - 121201_7, 2010/12

https://doi.org/10.1143/JJAP.49.121201

宇宙用三接合太陽電池の耐放射線性強化技術開発の一環として、InGaP/GaAs/Ge太陽電池におけるInGaPサブセルのベース層キャリア濃度と耐放射線性の関係について調べた。発生キャリアの拡散長やベース層キャリア濃度をパラメータとしたシミュレーション解析を行った結果、低キャリア濃度のInGaPセルの方がより耐放射線性が高いことが導かれ、高崎量子応用研究所TIARAで行った陽子線照射実験の結果をよく再現することができた。また、低エネルギー(30keV)陽子線照射による少数キャリア拡散長の損傷係数及びキャリア枯渇係数は初期キャリア濃度には依存しなかったことから、耐放射線性の違いは発生電荷の収集を担う空乏層の長さや電界強度の影響、不純物に関連する複合欠陥に起因しているという可能性が示唆された。

Study the effects of proton irradiation on GaAs/Ge solar cells

Elfiky, D.*; 山口 真史*; 佐々木 拓生*; 高本 達也*; 森岡 千晴*; 今泉 充*; 大島 武; 佐藤 真一郎; Elnawawy, M.*; Eldesuky, T.*; et al.

Proceedings of 35th IEEE Photovoltaic Specialists Conference (PVSC-35) (CD-ROM), p.002528 - 002532, 2010/06

https://doi.org/10.1109/PVSC.2010.5614633

Ge基板上に作成したGaAs太陽電池にさまざまなエネルギーの陽子線を照射し、発電特性の劣化を調べるとともに、放射線損傷の陽子線エネルギー依存性をデバイスシミュレータを用いて検討した。その結果、開放電圧の劣化は50keVの陽子線照射で最も大きく、9.5MeVで最も小さいことが明らかとなった。デバイスシミュレータによる解析の結果、太陽電池の損傷領域が陽子線のエネルギーによって異なり、低エネルギーでは太陽電池のpn接合付近に大きな損傷を形成するために劣化も大きくなるということがわかった。

Mutation induction in using ion beam irradiation

小林 伸雄*; 加納 さやか*; 佐々木 真一郎*; 田崎 啓介*; 中務 明*; 野澤 樹; 長谷 純宏; 鳴海 一成

JAEA-Review 2009-041, JAEA Takasaki Annual Report 2008, P. 77, 2009/12

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Review-2009-041.pdf

is one of the perennial ornamentals native to central America, using for cutting, potting and bed flowers. For the purpose to obtain flower and/or plant form mutation, seeds were irradiated with ion beams. Irradiated seeds were sowed in green house and germinated seedlings were transplanted into pots. After 10 months, these plants were planted in the field. Seed germination rate decreased from 200 Gy irradiation with increasing doses and any seeds could not germinate at 500 Gy. Survival rate of seedlings decreased below 50% at 150 Gy and 200 Gy, and all seedlings were molted at 250 Gy and more higher doses. In 50 Gy and higher doses irradiated seedlings, abnormal morphology of leaves (rounded apical leaf, branched leaf and narrow leaf) was observed and appearance of abnormal leaf was increased with dose up to 200 Gy.

放射性廃棄物処分研究の理解拡大と次世代の人材育成活動に関する報告

佐々木 康雄; 沼田 良明; 虎田 真一郎

JAEA-Review 2008-068, 23 Pages, 2009/02

JAEA-Review-2008-068.pdf:2.73MB

原子力の利用に伴う廃棄物発生とその処分については、これまでの原子力利用にも増して社会の受容の視点を重視しつつ、処分施設の建設を柱とした計画推進を図っていかなければならない。また、その計画推進に必要な期間が長期に渡るため、世代間の知識や意識の共有や技術情報を継承する人材の確保についても適切に対処していかなければならない課題といえる。その方策の一助として、研究部門の研究者みずからが次世代を構成する学生世代を対象に、廃棄物処分に関連した研究成果について科学的解説や意見交換を行う機会をつくることが有効と考え、原子力や理科教育に関心が高いと思われる教育機関に向けて、研究者による講演と意見交換を呼びかけた。併せて原子力や処分についての講演や説明の内容理解を図るためのコミュニケーションに資するよう、その反響や受け止められ方についてアンケートや意見聴取をもとに検討したので報告する。

第2回地層処分研究開発検討委員会(会議報告)

佐々木 康雄; 虎田 真一郎; 沼田 良明

JAEA-Review 2008-016, 69 Pages, 2008/03

JAEA-Review-2008-016.pdf:7.79MB

地層処分研究開発部門が実施している地層処分研究開発のうち、主として東海研究開発センターにおいて実施している研究課題について審議検討を頂き、客観的な助言を得て計画に反映し、優れた成果を効率的に得るとともに、これを処分事業や安全規制等に時宜よく反映していくため、大学や関連研究機関における専門家による「地層処分研究開発検討委員会」を設置している。本資料は、2007年3月に開催した第2回委員会の会議報告を行うものである。

Development of Glass Melter for the PNC Tokai Vitrfication Facility

虎田 真一郎; 佐々木 憲明; 堀江 水明; 角田 直己

PNC TN8440 88-016, 18 Pages, 1988/10

PNC-TN8440-88-016.pdf:0.45MB

東海再処理工場の運転に伴い発生する高レベル廃液を固化処理し,併せてプラント規模のガラス固化技術を実証する目的で,ガラス固化技術開発施設(TVF)の建設が進められている。 ガラス溶融炉は,ガラス固化プロセスの中心となる機器であり,構造上,運転上の信頼性を向上させるため,1977年以来ETF,MTFにおいて,実スケ-ルの溶融炉を用いた技術開発を行って来た。 本報では,溶融炉技術に関して,動燃で開発した成果が顕著である下記のテ-マを中心に,開発の経緯を述べる。 1)導電性スラッジの滞溜を防止する,炉構造及びガラス抜き出し技術。 2)ガラス繊維原料を用いる,液体供給メルタ技術(LFCM) 3)溶融炉の遠隔操作,及び廃メルタの遠隔解体技術。 これらの技術開発成果をTVFのプロセス設計に反映し,TVFの運転・保守の信頼性向上に結びつけた。 なお,本報はアメリカ原子力学会廃棄物トピカルミ-ティング"SPECTRUM'88"に於いて発表した。

高放射性廃液固化研究報告(XXXVII)ウランを含有する模擬ガラス固化体の評価試験

永木 裕; 岡本 弘信*; 石黒 勝彦; 園部 一志*; 金丸 好行*; 五十嵐 寛; 佐々木 憲明; 虎田 真一郎

PNC TN841 83-01, 63 Pages, 1983/01

PNC-TN841-83-01.pdf:7.67MB

ウランはガラス構造に比較的なじみ易い元素として古くから知られているが,そのガラス固化体に対する溶融性や固化体特性に及ぼす影響等については不明な点が多い,そこで,ウランの含有率を順次高めたガラス固化体を作製し,その溶融性,均質性,密度,化学的耐久性,失透性等の基本的特性について評価試験を行った。その結果,以下のことが明らかになった。1.0.8410wt%UO3のガラス固化体を作製したが,それらの溶融性は良好であり,ウランの溶解度は10wt%UO3以上であることがわかった。2.オ-トラジオグラフィによる評価によると,固化体中のウランの分布は均一であることがわかった。3.固化体の密度はウランの含有率が増加するに従って,直線的に増加した。4.固化体の蒸留水における浸出率はウランの含有率に依存せず,またその値はウランを含まないガラスに対するものと同様であった。5.固化体の浸出挙動はpH=5.79.5では蒸留水中とほぼ同様であったが,pH=2.3ではcongluenな溶出を起こした。6.蒸留水中の固化体の浸出率は時間的に減少し,その傾向はウランを含まないガラスと同様であった。7.失透化熱処理により,34種の結晶析出がみられたが,浸出挙動に有意変化はなかった。

Integrity assessment of zircaloy fuel cladding tube experienced transient environmental history of spent fuel pool in Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant

関尾 佳弘; 山県 一郎; 山下 真一郎; 佐々木 新治; 小川 竜一郎; 益子 真一; 林 長宏; 井上 利彦; 井上 賢紀; 前田 宏治

no journal, , 

福島第一原子力発電所(以下、1F)では、東日本大震災発生に伴い、冷却機能の低下した使用済燃料プール(以下、SFP)を含む原子炉建屋内に一定期間のあいだ海水が注入された。本試験では、海水注入を経験した1FSFPに保管されている使用済燃料集合体の長期健全性評価に資するため、1FSFPの水質を模擬した溶液(以下、模擬SFP水)を調整し、この模擬SFP水環境下における使用済ジルカロイ-2燃料被覆管の浸漬試験を実施した。模擬SFP水浸漬前後の表面組織観察を実施した結果、模擬SFP水浸漬による腐食の進行は認められず、強度特性についても引張試験の結果から有意な低下は確認されなかった。