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F and comparison of the structure among perovskite-type oxyfluorides勝又 哲裕*; 鈴木 涼*; 佐藤 直人*; 鈴木 俊平*; 中島 護*; 稲熊 宜之*; 森 大輔*; 相見 晃久*; 米田 安宏
Journal of Solid State Chemistry, 279, p.120919_1 - 120919_8, 2019/11
被引用回数：8 パーセンタイル：47.78(Chemistry, Inorganic & Nuclear)A new perovskite-type fluoride, BaInO
F was synthesized and compared with other perovskite-type oxyfluorides. The atomic size of anions influences on the local structure and the average structure obtained from the refinement of the diffraction pattern is the cubic for most perovskite-type oxyfluorides.
Eu M
ssbauer spectroscopy本間 佳哉*; 垣花 将司*; 徳永 陽; 與儀 護*; 中島 美帆*; 仲村 愛*; 清水 悠晴*; Li, D.*; Maurya, A.*; 佐藤 芳樹*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 88(9), p.094702_1 - 094702_8, 2019/08
被引用回数：9 パーセンタイル：59.53(Physics, Multidisciplinary)We report the results of Eu Mssbauer spectroscopy on EuPtSi with a chiral structure belonging to the P2
3 space group at zero magnetic field. The paramagnetic single absorption forms a magnetic splitting profile directly below 4.0 K and the spectrum at 3.9 K consists of the sum of the paramagnetic single absorption and the magnetic splitting absorption, which indicates a first-order transition at 4.0 K. The temperature dependence of the effective hyperfine fields at the Eu nucleus follows a power law indicates a full moment of Eu
ions.
吉川 英樹; 川北 護一*; 藤原 和弘*; 佐藤 智文; 浅野 貴博*; 佐々木 祥人
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1475, p.617 - 622, 2012/06
高レベル放射性廃棄物についての微生物影響評価の一環として、マトリックス拡散に対するバイオフイルムの影響をシナリオと実験データにより検討した。バイオフイルム中の放射性核種の拡散としてCsについて実験したところ、実効拡散係数が自由水中の拡散係数より低いものの、岩石に比べると桁違いに大きいことが示された。バイオフイルムのマトリックス拡散への影響は少ないことが示唆された。
魚住 祐介*; 岩元 大樹*; 古場 祐介*; 松藤 成弘*; 佐波 俊哉*; 佐藤 大樹; 執行 信寛*; 高田 真志*; 上山 正彦*; 吉岡 正勝*; et al.
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 1, p.114 - 117, 2011/02
重イオン治療における二次的発ガンリスクを評価するために、患者の体内に入射した重イオンにより誘起される二次中性子の線量を知ることは極めて重要である。しかし、さまざまな放射線の混合場である患者体内において、高エネルギー中性子の線量を実験的に求めることは難しく、線量評価はシミュレーションコードに頼らざるを得ない。シミュレーションコードにおける重イオンと生体構成元素の核反応計算の精度向上のため、放射線医学総合研究所の重イオン加速器を用いた中性子生成二重微分断面積の測定を計画している。実験に先駆け既存のシミュレーションコードを用い、最適な実験体系を検討した。これにより、重イオンの輸送経路にある空気及びビームダンプからの寄与が大きく、精度の良い断面積データを取得するためには適切な遮蔽が必要であることがわかった。発表では、断面積測定計画の概要及びシミュレーション解析の結果を示す。
岩元 洋介; 谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 糸賀 俊朗*; 中村 尚司*; 中根 佳弘; 中島 宏; 佐藤 大樹; 八島 浩*; 山川 裕司*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 562(2), p.789 - 792, 2006/06
被引用回数：6 パーセンタイル：43.85(Instruments & Instrumentation)J-PARC施設遮蔽では、詳細計算手法として、モンテカルロ輸送計算コードMCNPX, PHITS等を用いている。これら設計コードの計算精度を検証し、設計への適用性を検討するには、厚いターゲットから前方方向に放出される中性子のエネルギースペクトル実験データが重要である。しかし100MeVを超える入射エネルギー,前方方向の実験データはほとんどないのが現状である。そこで本研究では、設計コードの計算精度を検証することを目的として、大阪大学核物理研究センター(RCNP)・サイクロトロンに設置されたTOFコースにおいて、350MeV陽子入射によるTTY(Thick Target Neutron Yield)測定実験を行った。実験では、炭素,アルミニウム,鉄,鉛ターゲットから放出する前方方向の中性子エネルギースペクトルを、NE213液体有機シンチレータを用いて飛行時間法により測定した。実験では、測定におけるエネルギー分解能を上げるために、低エネルギー領域の測定では11.4m、高エネルギー領域では95mの飛行距離を用いた。実験結果をモンテカルロ輸送計算コードMCNPX, PHITSコードによる計算値と比較した結果、約20%以内で再現し、現在のJ-PARC施設遮蔽設計計算が十分な精度を有していることを検証した。
伊藤 影彦*; 梁尚*; 新妻 文明*; 佐藤 護*; 松鶴 秀夫
JAERI-M 89-200, 26 Pages, 1989/12
放射性廃棄物固化体からの核種の浸出は、固化体中へ浸透した水を媒体として起る現象であるため、プラスチックフィルムの透水性とコーティングのない固化体への水の浸透とを測定することにより、プラスチックコーティングを施した固化体への水の浸透防止効果の評価を行った。その結果、プラスチックコーティングにより、水の浸透速度を数十分の1に低減できるとの見通しが得られた。
Csおよび
Srの揮発中村 治人; 吉川 静雄; 佐藤 護*; 上薗 裕史; 妹尾 宗明; 田代 晋吾
JAERI-M 84-141, 17 Pages, 1984/08
ガラス固化体からのCsとSrの揮発率を測定した。資料を二重のるつぼに入れ、所定の温度に3日間保持し、室温まで冷却した後、るつぼに付着した放射能を測定した。その結果,以下の事がわかった。(1)Csの800
Cでの揮発率は2
10
g/cm.Dayであり、内側るつぼから外側るつぼへの漏れは非常に少ない。(2)Csの400Cでの揮発率は1.60
g/cm.Dayであり、この値はSrの揮発率にほぼ等しい。(3)外側るつぼ(ステンレス製)に付着したCsは、水に接触すると比較的容易に溶ける。
高橋 憲二郎*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 井上 設生*; 佐藤 稔*
PNC TN941 79-173, 109 Pages, 1979/10
期間1979年2月1日
1979年7月31日 蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いて,高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故時の隣接伝熱管二次破損の有無の確認試験が行なわれている。本報告書は,Run―7試験における蒸発器(反応容器)伝熱管群構造物の試験後解体検査の結果をとりまとめたものである。Run―7試験においては,ダウンカマ部において注水率10.6(初期)7.9(後期)kg/sで9.5秒間(注水弁開時間)の注水が行なわれ総注水量85kgの試験規摸であったが隣接伝熱管の二次破断,内庄と高温化に起因するブリスタなどは観察されなかった。ただし,一部の伝熱管に機械力による変形が認められた。その他,計測用センサ類に一部破損が生じていた。なお,本試験で用いた伝熱管群構造物(内部構造物)は,東芝/IHIにて設計・製作されたものである。
高橋 憲二郎*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 井上 設生*; 佐藤 稔*
PNC TN941 79-172, 63 Pages, 1979/10
期間1978年8月1日1979年7月31日 蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いて,高速増殖原子炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故時の隣接伝熱管二次破損の有無の確認試験が行なわれている。本報告書は,Run―6試験における蒸発器(反応容器)伝熱管群構造物の試験後解体検査結果をとりまとめたものである。Run―6試験においては,伝熱管ヘリカルコイル部下部において注水率9.4(初期)8.3(後期)kg/sで9.5秒間(注水弁開時間)の注水が行なわれた。総注水量90kgの試験規模であったが,隣接伝熱管の二次破断,機械力による変形,内圧と高温化に起因するブリスタなどは観察されなかった。なお,本試験で用いた伝熱管群構造物(内部構造物)は,日立製作所/パブコック日立(株)にて設計・製作されたものである。
高橋 憲二郎*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 井上 設生*; 佐藤 稔*
PNC TN941 79-167, 66 Pages, 1979/09
期間1977年12月12日1979年7月31日 蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いて,高速原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム―水反応事故時の隣接伝熱管二次破損の有無の確認試験が行なわれている。本報告書は,Run―5試験における蒸発器(反応容器)伝熱管群構造物の試験後解体検査結果をとりまとめたものである。Run―5試験においては,伝熱管ヘリカルコイル部下部において注水率15(初期)11(後期)kg/sで97秒間(注水弁開時間)の注水が行なわれた。総注水量150kgの試験規模であったが,隣接伝熱管の二次破断・機械力による変形,内圧および高温化に起因するブリスタなとは観察されなかった。なお,本試験で用いた伝熱管群構造物(内部構造物)は,三菱重工(株)にて設計・製作されたものである。
高橋 憲二郎*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 井上 設生*; 佐藤 稔*
PNC TN941 79-166, 53 Pages, 1979/09
期間1977年6月3日1979年11月30日 蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いて,高速原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故時の隣接伝熱管二次破損の有無の確認試験が行なわれている。本報告書は,Run―4試験における蒸発器(反応容器)伝熱管群構造物の試験後解体検査の結果をとりまとめたものである。Run―4試験においてはヘリカルコイル上部(液面下640mm)において,注水率9.0(1sec後)7.2(9sec後)kg/sで9.4秒間(注水弁開時間)の注水が行なわれ,総注水量83kgの試験規模であったが,隣接伝熱管の二次破断,機械力による変形,内庄と高温化に起因するブリスタなどは観察されなかった。ただシュラウドに若干の変形が認められた。なお,本試験で用いた伝熱菅群構造物(内部構造物)は,東芝/IHIにて設計・製作されたものである。
高橋 憲二郎*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 井上 設生*; 佐藤 稔*
PNC TN941 79-165, 57 Pages, 1979/09
期間1976年12月17日1979年11月30日 蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いて,高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故時の隣接伝熱管二次破損の有無の確認試験が行なわれている。本報告書は,Run―3試験における蒸発器(反応容器)伝熱管群構造物のナトリウム-水反応試験後解体検査の結果をとりまとめたものである。本試験で用いた内部構造物は東芝/IHIにて設計・製作されたものであり,同社の「もんじゅ」設計にもとづくものである。Run―3試験においては,伝熱管ヘリカルコイル下部において注水率88(1sec後)79(9sec後)kg/secで9.5秒間の注水が行なわれ総注水量78kgの試験規模であったが,隣接伝熱管の二次破断,内圧と高温化に起因するブリスターなどは観察されなかった。ただ,注水点近傍のごく一部の伝熱管およびシュラウドにわずかな変形が観察された。また,ナトリウム液面計に変形が生じていた。
高橋 憲二郎*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 井上 設生*; 佐藤 稔*
PNC TN941 79-152, 52 Pages, 1979/09
期間1976年3月25日1979年7月30日 蒸気発生器安全性総合試験装置(SWAT―3)を用いて,高速増殖原型炉「もんじゅ」蒸気発生器の大リーク・ナトリウム-水反応事故時の隣接伝熱管二次破損の有無の確認試験が行なわれている。本報告書は,Run―2試験における蒸発器(反応容器)伝熱管群構造物のナトリウム・水反応試験後解体検査結果をとりまとめたものである。Run―2試験においては,伝熱管ヘリカルコイル下部において注水率14.2(初期)97(後期)kg/secで99秒間の注水が行なわれたが,隣接伝熱管の二次破断,機械力による変形,内圧および高温化に起因するブリスターなどは観察されなかった。ただ,注水孔に隣接する伝熱管の注水孔側表面に軽微なウエステージ痕(表面が粗れたという感じ)が観察された。その他,伝熱管群構造物(内部構造物)の吊棒およびナトリウム液面計センサに変形が生じていた。なお,本試験で用いた内部構造物は東芝/IHIにて設計・製作されたものである。
大高 仁護*; 山田 敏雄*; 佐々木 和一*; 高橋 憲二郎*; 井上 設生*; 大内 義弘*; 佐藤 稔*
PNC TN941 78-46, 23 Pages, 1978/01
期間1975年6月1978年6月 目的 大型・大リークナトリウムー水反応試験装置SWAT―3の放出系ラプチャ板に設置した破裂検知器の改良経験をまとめ,「もんじゅ」蒸気発生器設計の参考とする。要旨 大型・大リークナトリウムー水反応試験装置SWAT―3の放出系ラプチャ板に,金属箔切断式破裂検知器を取り付けて,ナトリウム-水反応試験を実施したところ以下の不具合があった。1)取り付けられているリレー式信号検知回路の作動が遅く,破裂信号が出なかった。2)金属箔を取り付けるための管壁貫通電極部分にナトリウム漏洩が生じた。この対策として,信号検知回路を簡単な論理判断回路を含む半導体回路とし,管壁貫通電極の構造変更を行なった。この結果,引き続く注水試験において,ラプチャ板破裂検知器として支障なく作動することが確認された。
田中 信夫*; 広井 博*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 佐藤 稔*; 堀 雅夫*
PNC TN941 76-38, 82 Pages, 1976/04
放出系特性試験のため一部改造されたSWAT-1装置を用いて,昭和49年6月より昭和50年3月までに7回の大リーク,ナトリウム-水反応試験を行ない,同時に,放出系解析コードにより試験結果を解析した。得られた主な内容は次のとおりである。1)Na中の圧力測定により,従来の測定法の問題点が明らかにされた。2)注水率を変えた場合の初期スパイク圧,容器中の音速,初期スパイク圧と容器壁歪の関係等に関する試験結果を得た。3)注水率,放出位置(上部,側部)を変えた場合の圧力変化,温度変化,放出Na量,初期放出速度,等に関する試験結果を得た。4)放出系解析コードSWAC-9ASWAC-109を用いて解析し,試験結果と比較した結果,SWAC-109のモデルが比較的試験結果と一致することが分った。
佐藤 稔*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 大島 厳*; 原崎 堯*; 田中 信夫*; 大内 義弘*
PNC TN941 72-17, 84 Pages, 1972/10
期間1971年9月1日1972年8月31日 目的 SWAT-1試験装置により,大リークナトリウム-水反応に関するデータを得て,ナトリウム加熱蒸気発生器安全性開発に資する。要旨 前報にひきつづき,動燃大リーク・ナトリウム-水反応試験装置SWAT―1による計9回の試験結果を中心に,初期スパイク圧,反応初期ボイド成長,準静圧上昇,ナトリウム液面上昇,反応容器内温度,放出系作動による準静圧減圧特性,収納容器圧力上昇特性,中リーク規模ウエステージ現象,および試験后の反応容器洗滌法につき実験結果と考察をとりまとめた。
佐藤 稔*; 大内 義弘*; 大島 厳*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 堀 雅夫*
PNC TN941 72-02, 66 Pages, 1972/02
要旨動燃大ソーク・ナトリウム-水反応試験装直(SWAT―1)を用いてナトリウム-水反応試験を実施した。本報告は実験1として行った最初の6回の試験結果をまとめたもので測定データのほかに反応谷器準静圧の上昇,収納容器大気解放系の作動時間,反応発生熱等に関しての考察も含まれている。
遠藤 章; 佐藤 達彦; 佐藤 大樹; 志風 義明; 谷村 嘉彦; 三枝 純; 堤 正博; 山口 恭弘; 金子 広久; 小田 啓二*; et al.
no journal, ,
平成1517年度にわたり、連携重点研究「陽子加速器施設における線量評価に関する研究」において、高崎研TIARAを利用して行った高エネルギー中性子用モニタ,線量計の開発の成果を報告する。J-PARC等の高エネルギー加速器施設においては、遮蔽体を透過し線量寄与が大きい高エネルギー中性子に対する放射線防護が重要である。そこで、高エネルギー中性子に対して適切な線量応答特性を有する中性子モニタ,個人線量計の開発を進めるとともに、測定値の保証に不可欠な校正技術に関する研究を行った。モニタの開発では、液体シンチレータとデジタルオシロスコープを用いた信号解析技術により、1GeVまでの中性子に適用できるモニタを開発した。個人線量計の開発では、固体飛跡検出器に重水素化物質とポリエチレンから成る二層構造ラジエータを付加することで高エネルギー中性子に対する感度,エネルギー特性を改善する方法を見いだした。これを高速顕微鏡による高速読み取り技術と組合せ、積算型個人線量計として利用できる見通しを得た。校正技術の開発では、TIARA準単色中性子場の特性評価を行い、照射野内外の中性子スペクトル,散乱線の寄与割合等を評価し、今後の校正場構築のための基礎データを取得した。
