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針井 一哉*; 埋田 真樹; 有沢 洋希*; 日置 友智*; 佐藤 奈々; 岡安 悟; 家田 淳一
Journal of the Physical Society of Japan, 92(7), p.073701_1 - 073701_4, 2023/07
被引用回数：1 パーセンタイル：61.99(Physics, Multidisciplinary)Magnetic property modification of an easy-plane magnetic insulator caused by an accumulation of nanocolumnar defects along the film normal was investigated by numerical simulations and heavy-ion beam irradiation experiments. Micromagnetic simulations suggest that depending on the density of the nonmagnetic nanocolumnar defects, the microstructure of the fragmented ferromagnetic domains is formed leading to magnetic coercivity enhancement as well as magnetization reduction. To prove this prediction, gold ions with 300 MeV were used for the irradiation to create amorphous nanocolumnar defects in crystalline bismuth-doped lutetium iron garnet (Bi:LuIG) films. As increasing the ion-irradiation dose, the modifications of the saturation magnetization and magnetic coercivity were observed in an uncorrelated manner; the enhancement of magnetic coercivity exhibits a fluence threshold whereas the decrease of saturation magnetization caused by ion-beam damage is monotonic with increasing beam fluence. These behaviors qualitatively agree with the numerical simulations and the models by continuum percolation theory. Because the irradiation effects are controlled by beam fluences, the present method has the potential to be a microstructuring technique for magnetic insulator.
Sn nanodot佐藤 佑磨*; 竹内 祐太郎*; 山根 結太*; Yoon, J.-Y.*; 金井 駿*; 家田 淳一; 大野 英男*; 深見 俊輔*
Applied Physics Letters, 122(12), p.122404_1 - 122404_5, 2023/03
被引用回数：1 パーセンタイル：54.89(Physics, Applied)
-MnSn, an antiferromagnet having a non-collinear spin structure in a kagome lattice, has attracted great attention owing to various intriguing properties such as large anomalous Hall effect. Stability of magnetic state against thermal fluctuation, characterized in general by the thermal stability factor 
, has been well studied in ferromagnetic systems but not for antiferromagnets. Here we study of the antiferromagnetic MnSn nanodots as a function of their diameter 
. To obtain , we measure the switching probability as a function of pulse-field amplitude and analyze the results based on a model developed by accounting for two and six-fold magnetic anisotropies in the kagome plane. We observe no significant change in down to 
nm below which it decreases with . The obtained dependence is well explained by a single-domain and nucleation-mediated reversal models. These findings provide a basis to understand the thermal fluctuation and reversal mechanism of antiferromagnets for device application.
Sn thin films by magneto-optical Kerr effect内村 友宏*; Yoon, J.-Y.*; 佐藤 佑磨*; 竹内 祐太郎*; 金井 駿*; 武智 涼太*; 岸 桂輔*; 山根 結太*; DuttaGupta, S.*; 家田 淳一; et al.
Applied Physics Letters, 120(17), p.172405_1 - 172405_5, 2022/04
被引用回数：10 パーセンタイル：83.82(Physics, Applied)We perform a hysteresis-loop measurement and domain imaging for 
-oriented -Mn
Sn
thin films using magneto-optical Kerr effect (MOKE) and compare it with the anomalous Hall effect (AHE) measurement. We obtain a large Kerr rotation angle of 10 mdeg., comparable with bulk single-crystal MnSn. The composition 
dependence of AHE and MOKE shows a similar trend, suggesting the same origin, i.e., the non-vanishing Berry curvature in the momentum space. Magnetic domain observation at the saturated state shows that x dependence of AHE and MOKE is explained by an amount of reversible area that crucially depends on the crystalline structure of the film. Furthermore, in-depth observation of the reversal process reveals that the reversal starts with nucleation of sub-micrometer-scale domains dispersed in the film, followed by a domain expansion, where the domain wall preferentially propagates along the ![$$[11bar{2}0]$$](/search/images/ERNTCMK2MJQXE4ZSPUYF0JA.gif)
direction. Our study provides a basic understanding of the spatial evolution of the reversal of chiral-spin structure in non-collinear antiferromagnetic thin films.
山ノ内 道彦*; 小山田 達郎*; 佐藤 晃一*; 太田 裕道*; 家田 淳一
IEEE Transactions on Magnetics, 55(7), p.1400604_1 - 1400604_4, 2019/07
被引用回数：4 パーセンタイル：27.48(Engineering, Electrical & Electronic)We investigated the coercive field 
for Domain Wall (DW) motion as a function of the current 
in the ferromagnetic oxide SrRuO, a model system with narrow DWs for fabricating high-density spintronics devices. The DW is moved by in the direction of the current, and is modulated linearly in . This linear relationship is consistent with an effective magnetic field 
driving the DW. The direction of DW motion and the magnitude of are well described by a model based on the field-like torque arising from the spin relaxation of conduction electrons in the DW.
神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; 鈴木 徹; 飛田 吉春; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Vurim, A. D.*; et al.
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/12
The relocation of degraded core material through the Control Rod Guide Tubes (CRGTs) is one of essential subjects to achieve the in-vessel retention (IVR) in the case of postulated core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). The CRGT is available as the discharge path by its failure in the core region and heat-transfer from the core-material to the CRGT is one of dominant factors in its failure. In case of a core design into which a fuel subassembly with an inner duct structure (FAIDUS) is introduced, a mixture of solid-fuel and liquid-steel is supposed to remain in the core region since the FAIDUS could effectively eliminate fuel in liquid-state from the core region. Therefore, the objective of the present study is to obtain experimental knowledge for the evaluation of heat-transfer from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT. In the present study, an experiment was conducted using Impulse Graphite Reactor which is an experimental facility in National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. In the experiment, the mixture of solid-fuel and liquid-steel was generated by a low-power nuclear heating of fuel and transferring its heat to steel, and then, data to consider the heat-transfer characteristics from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT were obtained. The heat-transfer characteristic was revealed by evaluating thermocouple responses observed in the experiment. Through the present study, knowledge was obtained to evaluate heat-transfer from the remaining core-materials to the CRGT.
神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; Zuyev, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(9), p.1114 - 1124, 2014/09
被引用回数：12 パーセンタイル：67.4(Nuclear Science & Technology)Recently, a design option which leads molten fuel to upward discharge has been considered to minimize technical difficulties for practical application to JSFR. In the present study, a series of experiments which consisted of three out-of-pile tests and one in-pile test were conducted to investigate effectiveness of the upward discharge option on eliminating energetics potential. Experimental data which showed a sequence of upward fuel-discharge and effects of initial pressure conditions on upward-discharge were obtained through the out-of-pile and in-pile test. Preliminary extrapolation of the present results to the supposed condition in early phase of the CDA in the JSFR design, suggested that sufficient upward flow rate of molten-fuel was expected to prevent the core-melting from progressing beyond the fuel subassembly scale and that the upward discharge option would be effective in eliminating the energetic potential.
岩井 保則; 久保 仁志*; 佐藤 克美; 大嶋 優輔*; 野口 宏史*; 谷内 淳一*
Proceedings of 7th Tokyo Conference on Advanced Catalytic Science and Technology (TOCAT-7) (USB Flash Drive), 2 Pages, 2014/06
原子力施設で発生する水素やその同位体の燃焼処理を目的とした疎水性白金触媒を開発した。TKK-KNOITSという商品名を与えられた新型の疎水性水素燃焼触媒は水素燃焼において空気中の水蒸気や水ミスト、また燃焼反応により生成する水蒸気の影響を受けにくい。よって室温近傍の低温においても高い活性を維持し、水素を燃焼させることが可能である。TKK-KNOITS触媒は他の疎水性触媒と比較して極低濃度から高濃度までの幅広い水素濃度に適用可能であることを明らかとした。従来の高分子を担体とする疎水性白金触媒は高分子に特有の耐熱性の低さから水素燃焼用途に不向きであったが、TKK-KNOITS触媒は無機物質を担体としており、873Kまでの高い耐熱性を有していることを確認した。
神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; Zuyev, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; et al.
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12
ナトリウム冷却高速炉での炉心崩壊事故におけるエネルギー放出の可能性を排除するため、内部ダクト付き燃料集合体が検討されている。近年、燃料集合体の製作にかかわる開発要素を低減するため、溶融燃料を上向きに流出させる設計選択肢が検討されている。本論文では、炉外試験シリーズと炉内試験について提示する。炉外試験は、上向き流出に関する駆動圧の影響を調べるために実施され、炉内試験は溶融燃料の上向き流出を実証するために実施された。これらの試験結果により、炉心溶融領域の拡大前に溶融燃料の大部分は上向きに流出することが示され、上向き流出型の内部ダクトの導入によりエネルギーが発生する事象が排除できる見通しを得た。
松場 賢一; 神山 健司; 小西 賢介; 豊岡 淳一; 佐藤 一憲; Zuev, V. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*; Vasilyev, Y. S.*
Proceedings of 8th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-8) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2012/12
下部ナトリウムプレナムへ排出された溶融炉心物質の微粒化距離に関する知見を得るため、ナトリウム中における溶融酸化物の微粒化試験を実施した。本試験では、内径40
63mmのダクトを通じて約714kgの溶融アルミナをナトリウムプール中(深さ1.3m,直径0.4m,温度673K)へ排出した。本試験における溶融アルミナの微粒化距離の評価値は既往研究における代表的な相関式による予測値よりも6070%程度低かった。本試験で得られた知見から、下部ナトリウムプレナムへ排出された溶融炉心物質の微粒化距離は熱的相互作用によって大きく短縮される可能性を確認できた。
岩井 保則; 佐藤 克美; 谷内 淳一*; 野口 宏史*; 久保 仁志*; 原田 伸夫*; 大嶋 優輔*; 山西 敏彦
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(8), p.1184 - 1192, 2011/08
被引用回数：34 パーセンタイル：91.42(Nuclear Science & Technology)微量トリチウムを室温・飽和水蒸気雰囲気下においても効率的に酸化するための無機ベース疎水性白金触媒H1Pを開発した。流通式反応器を用いてトリチウムガスを使用して測定したH1Pの室温における総括反応速度係数は汎用アルミナ白金触媒と比較して高い値を示した。また飽和水蒸気雰囲気下で使用した場合のH1Pの総括反応速度係は、H1Pの優れた疎水性能により乾燥条件下と比較して微小な低下に留まった。反応の律速段階は室温近傍温度では表面反応律速であるが、40
C以上ではH1Pの微小細孔の影響で細孔拡散抵抗の寄与が見られた。室温における総括反応速度係数の空間速度依存性及び水素濃度依存性もあわせて定量的に評価した。
佐藤 一憲; 飛田 吉春; 小西 賢介; 神山 健司; 豊岡 淳一; 中井 良大; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vassiliev, Y. S.*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 48(4), p.556 - 566, 2011/03
JSFR設計においては炉心崩壊事故における厳しい再臨界事象を排除することにより炉心物質の炉容器内保持を確実にすることとしている。本設計では起因過程における冷却材ボイド化による過大な反応度挿入を抑制するために最大ボイド反応度などの設計パラメータを適切に選定するとともに、CDAの主要課題であった全炉心規模の溶融燃料プール形成のリスクを集合体内部ダクトを導入することにより排除するものとしている。これらの設計方策の有効性をこれまでに得た試験データ及びこれらによって検証された解析モデルによる評価に基づきレビューした。この結果、現JSFR設計により厳しい出力バースト事象は排除できると判断された。
豊岡 淳一; 神山 健司; 小西 賢介*; 飛田 吉春; 佐藤 一憲
Proceedings of 7th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-7) (CD-ROM), 7 Pages, 2010/11
FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。EAGLE-1プログラムでのIGRを用いた炉内試験から得られたデータを元に、溶融物質の構造材壁への伝熱特性を評価し、SIMMERコードの適用性について検討を行った。その結果、熱伝導解析コードTAC2Dによる評価では構造材壁への熱流束は約10MW/m
と見積もられた。また、熱流束の値は溶融物中にスティールが存在するか否かによって決まることがわかった。一方、SIMMERコードを用いた評価では高熱流束を模擬できず過小評価してしまうため、このような現象の評価には溶融物質と構造材壁の間の熱伝達係数を35倍することが必要であることがわかった。これら一連の評価によりSIMMERコードのモデル改良の必要性が示された。
畠山 衆一郎; 林 直樹; 荒川 大*; 橋本 義徳*; 平松 成範*; 小田切 淳一*; 佐藤 健一郎*; 手島 昌己*; 飛山 真理*; 外山 毅*; et al.
Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2698 - 2700, 2010/05
J-PARC主リングのビーム位置モニタのデータ処理システムは186台のLINUXベースのデータ処理回路(BPMC)と12台のEPICSの入出力コントローラ(IOC)から構成されている。これらはビームの閉軌道の歪み(COD)や1周ごとのビームのバンチの位置を測定するために重要なツールである。このレポートではさまざまな校正係数がどのようにあてはめられているかも含めてデータから位置情報への再構成の方法を述べる。
外山 毅*; 荒川 大*; 平松 成範*; 五十嵐 進*; Lee, S.*; 松本 浩*; 小田切 淳一*; 手島 昌己*; 飛山 真理*; 橋本 義徳*; et al.
Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.981 - 983, 2010/05
J-PARC MRのビームコミッショニング中のBPMの運用経験について報告する。サブジェクトは、(1)特にビームダクトの段差の影響,(2)1秒平均に対し30ミクロンの位置分解能,(3)ビームを使った位置校正である。
深澤 哲生*; 山下 淳一*; 星野 国義*; 笹平 朗*; 井上 正*; 湊 和生; 佐藤 正知*
Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10
軽水炉から高速増殖炉への移行期のサイクルシステムを検討することが重要である。移行期のシナリオを注意深く検討するとともに、高速増殖炉の円滑な導入のための柔軟な燃料サイクル(FFCI)を提案した。FFCIでは、軽水炉使用済燃料から、まずウランを約90%取り除き、残ったリサイクル原料(40%U,15%Pu,45%その他元素)から、高速増殖炉の導入状況に合わせながら、U/Puを回収し燃料製造を行う。FFCIの利点は、使用済燃料のまま保管するよりも体積を小さくすることができるとともに、高速増殖炉の導入速度に合わせて、Pu濃度の高いリサイクル原料を貯蔵又はPuをリサイクル原料から回収して燃料として供給できることである。
深澤 哲生*; 山下 淳一*; 星野 国義*; 笹平 朗*; 井上 正*; 湊 和生; 佐藤 正知*
Proceedings of 3rd International ATALANTE Conference (ATALANTE 2008) (CD-ROM), 7 Pages, 2008/05
軽水炉(LWR)から高速増殖炉(FBR)への移行期において、種々の不確定要因を考慮した移行シナリオを網羅的に検討し、各シナリオに柔軟に対応できる燃料サイクルシステムを開発中である。そこでは、軽水炉使用済燃料からのウランの粗分離、並びにプルトニウム/ウラン/核分裂生成物の一時保管及び適時の再処理によるFBRへのプルトニウム燃料の供給を柱としている。柔軟性確保手段の比較検討結果を報告する。国の原子力政策大綱によれば、経済性等の条件が整うことを前提にFBRは2050年頃から導入するものとし、FBRの導入に必要な第二再処理設備は2010年から検討することになっている。第二再処理は今後40100年の将来にかかわるため種々の変動・不確実性が想定され、それらに対する柔軟性の確保は重要である。Pu需給バランスの観点から変動に対し柔軟性を確保する手段について比較評価し、課題摘出・燃料サイクルシステムへの適用性等の検討を行った。
山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.
Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01
被引用回数：51 パーセンタイル：71.25(Biochemistry & Molecular Biology)ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。
小西 賢介; 豊岡 淳一; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 237(22), p.2165 - 2174, 2007/11
被引用回数：42 パーセンタイル：92.58(Nuclear Science & Technology)FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である、炉心損傷時における再臨界問題の排除に技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。カザフスタン共和国の試験炉IGRを用いて炉内中規模試験(WF試験)を実施し、肉厚3mmのスティール製壁構造の溶融燃料プール接触による破損挙動を調べた。試験の結果、壁の背後にナトリウムが在る場合とない場合との間の壁破損時間の差は1秒未満程度であることがわかった。過渡伝熱計算に基づき壁表面温度履歴の分析を行った結果、ナトリウムで冷やされた壁が早期に破損する現象は、燃料プールから壁に向かう高い熱流束存在の結果として生じていることがわかった。試験の結果は、溶融燃料の流出経路を通じた流出が早期に開始することを示唆しており、これは再臨界問題排除シナリオを構築するうえで有利な特性である。
小西 賢介; 久保 重信*; 佐藤 一憲; 小山 和也*; 豊岡 淳一; 神山 健司; 小竹 庄司*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; et al.
Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.465 - 471, 2006/11
FBRの実用化に向けて、炉心安全上の重要課題である再臨界問題排除の技術的見通しを得るために、EAGLEプロジェクトを進めている。EAGLEプロジェクトは、FBRの炉心損傷事故を想定しても、溶融した燃料が早期に炉心外に流出することにより、再臨界問題の排除が可能であることを示すことを目的としている。本プロジェクトは、カザフ共和国の試験炉IGR及び関連施設を用い、炉内試験と炉外試験の特長を生かした試験計画としている。炉内試験計画は、8kgの燃料溶融を実現しナトリウムの存在する条件で燃料流出挙動を観察する炉内大規模ナトリウム試験を2回実施することにより実証性の高い実験的知見を得ることを目的として、小規模試験,中規模試験,大規模ドライ(ナトリウムなし)試験とステップアップするものとした。現在までに炉内大規模ナトリウム試験の1回目までを順次実施し、溶融燃料の早期の炉心外流出を示唆する試験結果を得た。これまでに得られた結果は、今後実施する最終試験の結果と併せて、実機評価の妥当性確認に活用される。
小西 賢介; 豊岡 淳一; 神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信*; 小竹 庄司*; 小山 和也*; Vurim, A. D.*; Gaidaichuk, V. A.*; Pakhnits, A. V.*; et al.
Proceedings of Technical Meeting on Severe Accident and Accident Management (CD-ROM), 16 Pages, 2006/03
FBR実用化に向けての炉心安全上の重要課題である、炉心損傷時における再臨界問題の排除に技術的見通しを得るため、EAGLEプロジェクトを進めている。カザフスタン共和国の試験炉IGRを用いて炉内中規模試験(WF試験)を実施し、肉厚3mmのスティール製壁構造の溶融燃料プール接触による破損挙動を調べた。試験の結果、壁の背後にナトリウムが在る場合とない場合との間の壁破損時間の差は1秒未満程度であることがわかった。過渡伝熱計算に基づき壁表面温度履歴の分析を行った結果、ナトリウムで冷やされた壁が早期に破損する現象は、燃料プールから壁に向かう20MW/mもの高い熱流束の存在の結果として生じたことがわかった。
