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富安 啓輔*; 佐藤 美嘉*; 小山 俊一*; 野島 勉*; 梶本 亮一; Ji, S.*; 岩佐 和晃*
Journal of the Physical Society of Japan, 86(9), p.094706_1 - 094706_6, 2017/09
被引用回数:4 パーセンタイル:35.79(Physics, Multidisciplinary)We studied electron-doped LaCoTeO by magnetization measurements and neutron scattering. The effective Bohr magneton, estimated in the Curie-Weiss fitting around room temperature, is independent of . This suggests that magnetic Co, not nonmagnetic Co, is mainly replaced by doped magnetic Co. At the lowest temperatures, a Brillouin-function-like saturating behavior persists in the magnetization curves even in the high- samples, and neither clear magnetic reflection nor magnetic dispersion is observed by neutron scattering. These indicate that magnetic correlation is very weak in contrast to the well-known hole-doped LaCoO accompanied with the transition to ferromagnetic metal. However, we also found that the low- samples exhibit nonnegligible enhancement in saturated magnetization by 2 /doped-electron. All these characteristics are discussed in the light of activation and inactivation of spin-state blockade.
小山 真弘; 安部 英昭*; 宮川 俊一
PNC TN9440 88-007, 99 Pages, 1988/10
高速実験炉「常陽」は、定格運転第16サイクル原子炉起動を昭和63年8月2日に行い、臨界点確認、制御棒校正等を経て出力上昇し、8月5日に100MWに到達した。その後、定格出力100MWの約32日間継続運転終了に伴い、原子炉出力を15MWまでに降下し、手動制御棒一斉挿入により9月5日に原子炉を停止した。
小山 真弘; 安部 英昭*; 宮川 俊一
PNC TN9440 88-005, 36 Pages, 1988/06
高速実験炉「常陽」は、定格運転第15サイクル原子炉起動を昭和63年2月29日に行い、臨界点確認、制御棒校正、流量係数測定等を経て出力上昇し、3月3日に100MWに到達した。その後「常陽」において初めて定格出力100MWの70日間継続運転を実施した後、原子炉出力を30MWまで降下し、手動制御棒一斉挿入により5月11日に原子炉を停止した。なお臨界点確認のため翌12日に原子炉の起動、停止を実施し本サイクルを終了した。
小山 真弘; 安部 英昭*; 宮川 俊一
PNC TN9440 88-002, 30 Pages, 1988/03
高速実験炉「常陽」は、第14サイクル原子力起動を昭和62年11月28日に行い、臨界点確認制御棒校正、流量係数測定等を経て出力上昇し、12月1日に100MWに到達し定格運転を継続した。その後定格運転日数60日に伴い、11月29日に原子炉出力を30MWまで降下した後、制御棒一斉挿入により原子炉を停止した。なお、臨界点確認及び流量係数測定等を行うため1月30日に原子炉の起動、停止を実施し本サイクルを終了した。
小山 真弘; 安部 英昭*; 宮川 俊一
PNC TN9440 87-008, 39 Pages, 1987/12
高速実験炉「常陽」において、東北大学金属材料研究を窓口とする国立大学(以下、大学連合)の材料照射試験を第13サイクルより開始した。その内容は高速炉、核融合炉用炉心構造材料の基礎的研究の一環として、ミニサイズ試験片を用いて高速中性子下で照射試験を行い、材料の照射欠陥と機械的性質、照射欠陥及び照射透起析出物と照射量及び照射温度との関係、高速中性子照射、加速器によるイオン照射、電子線照射等とのシュミレーション則を調べることである。本照射試験は事業団の高速炉構造材料の照射試験用リグSMIR-9及びINTA-Sに大学連合用の資料キャプセル(キャプセル番号:SMIR-9/PNC715,INTA-S/PNC-16)を組み込んで実施している。これは昭和59年度から昭和61年度にかけてSMIR-6及びSMIR-7を用いて実施した照射試験に続く2回目の受託照射であり、事業団の業務範囲は照射リグの設計、製作、計装品キャプセルの設計、製作、照射条件解析、照射、解体である。本報告書は、この照射試験に関する第13サイクル技術報告を行うものである。なお、第15サイクルから照射開始されるSMIR-10にも大学連合用キャプセルを組み込んで照射する予定である。
安部 英昭*; 宮川 俊一; 小山 真弘
PNC TN9440 87-007, 58 Pages, 1987/10
高速実験炉「常陽」において、東北大学金属材料研究所を窓口とする国立大学(以下、大学連合)の材料試験を、昭和59年度から61年度にかけて実施した。その内容は、高速炉の炉心構造材料や核融合材料開発の基礎的研究の一環として、ミニサイズ試験片を用い、高速中性子下で照射試験を行い、材料の照射欠陥と機械的性質、照射欠陥及び照射透起析出物と照射量及び照射温度との関係、高速中性子照射と加速器によるイオン照射、電子線照射等とのシミュレーション則を調べることである。本照射試験は事業団の高速炉構造材料の照射試験用リグSMIR-6及びSMIR-7に大学連合の資料キャプセルを組み込んで実施した。これは「常陽」における初めての受託照射であり、事業団の業務範囲は,照射リグの設計、製作、計装品キャプセルの設計、製作、照射条解析、照射、解体、である。これらのスケジュールを表-1に示す。本報告書は、この照射試験に関する技術報告を行うものである。
笹本 宣雄; 小山 謹二; 田中 俊一
Nuclear Instruments and Methods, 125(4), p.507 - 523, 1975/04
非線形最小二乗法を用いた、Ge(Li)検出器によるガンマ線スペクトル解析法を提案し、その解析精度の検討を行った。ガンマ線ピークの表示関数としてはガウス関数、ピークの低エネルギー側でガウス関数と滑らかに接続する指数関数、コンプトンエッジとピークの間の谷間の部分を表現するValley Count Functionおよびバックグランドを表わす2次の多項式を用いた。本解析法で有意な解析結果を得るためにはピークの半値幅が3チャンネル以上あることが必要であり、また、2つのピークからなる複合ピークの解析ではピーク強度比が1.0の場合でも、ピーク間隔は半値幅の半分以上必要であることが明らかになった。
笹本 宣雄; 小山 謹二; 田中 俊一
JAERI-M 5556, 44 Pages, 1974/02
Ge(Li)検出器を用いて得られるガンマ線スペクトルを非線型最小二乗法を用いたフィッティングにより解析するコードを作成し、ガンマ線スペクトルの解析法の検討を行なった。本コードでは、同時にフィッティングできるピーク数は10個までであり、ピークサーチからガンマ線ピークの面積、ガンマ線エネルギおよびそれらの誤差の計算までを自動的に処理することができる。本コードを用いて解析精度の検討を行なった結果、有意な解析結果を得るためには半値幅当りのチャンネル数は3チャンネル以上必要であり、2ピークからなる複合ピークを解析する場合、2つのピーク面積が等しい場合でもピーク間隔は半値幅の半分以上は必要であることがわかった。テストケースとして、Taによるガンマ線スペクトルの解析を行ない、結果の検討を行なった。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; 柚原 俊一; et al.
JAERI 1023, 120 Pages, 1962/09
JRR-2原子炉は、1956年11月米国AMF社と契約を結び、1958年4月より建設工事に着手した。建設工事期間には、ほかの報告に見られるように、種々の問題があり、据付組立が完了したのは1959年12月末であった。その後引続き、制御系,冷却系の機能試験が行われた。これはそれらの試験の報告である。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 萩野谷 欣一; 小早川 透; 八巻 治恵; 横田 光雄; 堀木 欧一郎; et al.
JAERI 1024, 79 Pages, 1962/08
この報告は、JRR-2が臨海になる前に行った重水ヘリウム系の乾燥及び重水注入と、臨海後1960年11月の3000kWへの第2次出力上昇に至るまでに実施した重水の分析とイオン交換樹脂の重水化,ヘリウムの純化及び二次冷却水の処理について、その問題点とこれを解決するためにとった方法及び実施の経験を、5編にまとめたものである。JRR-2は重水減速冷却型であって、重水は入手が容易でなく、その稀釈あるいは消耗は炉の運転上重大な問題となる恐れがあるので、その炉への注入は臨界前に重水ヘリウム系を十分に乾燥した後慎重に行った。臨界後は重水濃度,pH,不純物,放射性核種等運転上重要なものについて測定を行い、また、精製系のイオン交換樹脂は軽水を重水と置換して取り付けた。ヘリウム系は1960年2月出力上昇に先立って空気とヘリウムを置換し、その後は活性炭吸収装置を内蔵する純化装置により純化を行っている。二次冷却水については腐食による障害を監視しながら処理を実施してきた。以上のような作業を行うことにより、水ガス系にはほとんど問題なく、炉は安全に運転することができた。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は110n/cmsecである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。