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論文

Halo structure of the island of inversion nucleus $$^{31}$$Ne

中村 隆司*; 小林 信之*; 近藤 洋介*; 佐藤 義輝*; 青井 考*; 馬場 秀忠*; 出口 茂樹*; 福田 直樹*; Gibelin, J.*; 稲辺 尚人*; et al.

Physical Review Letters, 103(26), p.262501_1 - 262501_4, 2009/12

 被引用回数:198 パーセンタイル:97.53(Physics, Multidisciplinary)

理化学研究所のRIBFにて中性子過剰核$$^{31}$$Neの1中性子分離反応の断面積を測定した。鉛ターゲットと炭素ターゲットの断面積を比較することにより、$$^{31}$$Neのクーロン分解反応断面積が540(70)mbと導出された。その断面積は通常の原子核の断面積と比べ非常に大きく、中性子が非常に弱く束縛されているハロー構造を示唆している。この原子核のクーロン分解断面積を直接ブレークアップ模型と殻模型で求めた波動関数の重なり(分光学的因子)を組合せることにより定量的に計算した結果、$$^{31}$$Ne核の最後の1個の中性子は、普通の軌道の順序である$$f_{7/2}$$ではなく$$p_{3/2}$$軌道を主に占め、$$p$$軌道の小さな軌道角運動量により一粒子ハローを形成していることが明らかとなった。

報告書

大強度陽子加速器施設(J-PARC)3GeV陽子ビーム輸送施設(3NBT)技術設計書

坂元 眞一; 明午 伸一郎; 今野 力; 甲斐 哲也; 春日井 好己; 原田 正英; 藤森 寛*; 金子 直勝*; 武藤 豪*; 小野 武博*; et al.

JAERI-Tech 2004-020, 332 Pages, 2004/03

JAERI-Tech-2004-020.pdf:17.93MB

日本原子力研究所と高エネルギー加速器研究機構が共同で建設する大強度陽子加速器施設(J-PARC)には、中性子ビーム及びミューオンビームを用いて、おもに物質科学,生命科学の研究が繰り広げられる物質・生命科学実験施設が建設される。この実験施設では、3GeVシンクロトロンで加速された大強度陽子ビームにより、中性子,ミューオンを生成する。3GeVシンクロトロンから物質・生命科学実験施設までの陽子ビームを効率よく輸送し、中性子生成標的,ミューオン標的へ的確にビーム照射を行う陽子ビーム輸送施設(3NBT)の設計全体をまとめる。

報告書

ニアフィールド岩盤中の物質移行経路のモデリングに関する基礎研究(3)(成果報告書)

齋藤 茂幸*; 諸岡 幸一*; 池田 則生*; 杉山 知稔*; 大竹 正己*; 川上 和夫*

PNC TJ1211 96-001, 456 Pages, 1996/03

PNC-TJ1211-96-001.pdf:19.7MB

本研究は、ニアフィールド岩盤中の物質移行経路のモデル化の基礎となるデータを、実際の岩盤性状を把握することにより収集し、ニアフィールド性能の定量化に資することを目的として実施するものである。今年度は、昨年度に引き続き露頭観察を主体とした移行経路調査を実施した他、一部の調査箇所については岩石試料を用いたミクロな空隙構造調査や割れ目とマトリクス部の透水性の定性的調査を行った。移行経路調査では、石灰岩、片岩、新第三紀堆積岩および中新世凝灰岩を対象にして延長10m$$times$$幅1mを基本とした露頭スケールでの割れ目を主体とした肉眼観察(通常スケッチ)、特定の移行経路(亀裂等)に対して行う肉眼による観察(詳細スケッチ)、数100m$$sim$$数kmスケールでの破砕帯の分布調査の全部あるいは一部を行った。岩石試料を用いたミクロな空隙構造調査では、ハンレイ岩および花崗閃緑岩を対象にして、割れ目面から連続する空隙に対して顕微鏡観察および画像解析を行い、それらの構造、分布特性および空隙率の変化等を調査した。割れ目とマトリクス部の透水性の定性的調査では、火山礫凝灰岩を対象にして、原位置で樹脂を浸漬させた後、室内において浸透深さや浸透経路を観察した他、マトリクス部の透水係数測定を行うことにより、割れ目とマトリクス部の透水性の違いを定性的に調査した。移行経路調査の結果はスケッチ図で表すとともに、岩石の種類を考慮して割れ目の種類、連結性、配列の規則性、特徴的な構造や規模等の観点で物質移行経路のパターン化に向けた整理を行った。

報告書

高速炉燃料リサイクル試験(16) 第11回ホット試験

岸本 洋一郎; 都所 昭雄*; 河田 東海夫*; 大竹 茂*; 沢田 稔*; 大内 仁; 豊田 修*; 山田 雅人*

PNC TN8410 88-026, 217 Pages, 1988/05

PNC-TN8410-88-026.pdf:4.12MB

本報告は,高レベル放射性物質研究施設(CPF)のA系列において高燃焼度燃料溶解性及び抽出工程時の乳酸によるPu,Uの分配に主眼を置いて実施した第11回ホット試験の結果をとりまとめたものである。 試験には,平均燃焼度94,000MWD法 ,冷却日数約2.5年,健全ピンにして3本相当の切断済み Phenix燃料を用いて実施した。 試験の結果,下記の知見が得られた。 (1)溶解は,初期硝酸濃度3.0M,沸点にて,溶解時間27時間で溶解率92.8%であった。 (2)溶解液中不溶解性残渣は,ほとんどが2.0$$mu$$m以下の粒子であった。 (3)回収した不溶解性残渣重量は,MOX燃料重量の1.94%に相当した。 (4)抽出は,ミキサ・セトラを用いて実施しU,Puの分配には,乳酸・硝酸混合液を使用し,分離性能において還元剤(HAN)に比べても遜色の無い事を確認した。

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