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Si
without local inversion symmetry中村 翔太*; 兵頭 一志*; 松本 裕司*; 芳賀 芳範; 佐藤 仁*; 上田 茂典*; 三村 功次郎*; 斉木 克祥*; 磯 孝斉*; 山下 穣*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 89(2), p.024705_1 - 024705_5, 2020/02
被引用回数：2 パーセンタイル：21.38(Physics, Multidisciplinary)We have succeeded in growing a new heavy fermion compound YbNiSi by the flux method. From electrical resistivity, magnetization, specific heat, magnetic torque and X-ray photoemission measurements concluded that this compound is a heavy fermion compound exhibiting an antiferromagnetic order at 0.35 K.
五十嵐 正安*; 松本 朋浩*; 八木橋 不二夫*; 山下 浩*; 大原 高志; 花島 隆泰*; 中尾 朗子*; 茂吉 武人*; 佐藤 一彦*; 島田 茂*
Nature Communications (Internet), 8, p.140_1 - 140_8, 2017/07
被引用回数：25 パーセンタイル：63.41(Multidisciplinary Sciences)Orthosilicic acid (Si(OH)
) and its small condensation compounds are among the most important silicon compounds but have never been isolated, despite the long history of intense research due to their instability. These compounds would be highly useful building blocks for advanced materials if they become available at high purity. We developed a simple procedure to selectively synthesize orthosilicic acid, its dimer, cyclic trimer, and tetramer, as well as appropriate conditions to stabilize these species, in organic solvents. Isolation of orthosilicic acid, the dimer and the cyclic tetramer as hydrogen-bonded crystals with tetrabutylammonium halides and of the cyclic trimer as solvent-containing crystals was achieved. The solid-state structures of these compounds were unambiguously clarified by single crystal X-ray diffraction analysis and also by neutron diffraction study for orthosilicic acid. Based on these results, we also succeeded in developing a more practical synthetic procedure for high concentrations of stable orthosilicic acid stably in organic solvents via a simple hydrolysis of tetraalkoxysilanes.
高屋 茂; 近澤 佳隆; 林田 貴一; 田川 明広; 久保 重信; 山下 厚
保全学, 15(4), p.71 - 78, 2017/01
研究開発段階炉に適した保守管理について、まずはじめに、その目的を明確化し、次に実用炉用保守管理規程の研開炉への適用性について検討した。検討結果に基づき、研開炉の保守管理に関する要求事項及び考慮事項を提案した。最後に、適用例として、ナトリウム冷却高速炉の保全計画の設定例を示した。
高屋 茂; 近澤 佳隆; 林田 貴一; 田川 明広; 久保 重信; 山下 厚
JAEA-Research 2016-006, 66 Pages, 2016/07
JAEA-Research-2016-006.pdf:3.4MB
本報告書は、研究開発段階発電用原子炉施設(以下、「研開炉」という。)の特徴を考慮して、原子炉施設の安全性確保を最優先としつつ、炉型に適した保守管理技術体系を構築するために実施すべき保守管理に関する検討結果をまとめたものである。まず、研開炉の保守管理の目的を明確にし、次に、その目的に基づいて、研開炉の保守管理に対する具体的な要求事項と考慮事項について検討を行った。検討に際しては、日本電気協会から発刊されている「原子力発電所の保守管理規程」及び「原子力発電所の保守管理指針」を参考にした。検討結果は、新しく研開炉版の保守管理規程案としてまとめた。最後に、ナトリウム冷却高速炉の特徴的な機器であるナトリウムを内包する機器を例にして、研開炉の保守管理規程案を適用した場合の保全内容の設定案を示した。
永江 勇二; 鬼澤 高志; 高屋 茂; 山下 拓哉
Proceedings of 2014 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2014) (DVD-ROM), 9 Pages, 2014/07
316FR and Mod.9Cr-1Mo steels are candidates as structural materials for Japanese Sodium Fast Reactor, JSFR. The design life and operation temperature of JSFR is 60 years and 823K, respectively. Time-dependent allowable stress is essential. The evaluation of allowable stresses to 500,000 h is a considerable item. Long term strength is evaluated from a viewpoint of microstructural evaluation related to fracture mechanism. In addition, degradation after long term operation at elevated temperature is important. Aging is considered as one of the degradation. The effect of aging on short term property is analyzed. Material strength standard is also necessary for very thick tube sheets of forgings and small diameter thin walled seamless pipes, which are made of Mod.9Cr-1Mo steel in steam generators. This paper summarized currently available data and information on the above items, and shows path forward to the development of material strength standard for 60 years design in JSFR.
小林 正起*; 丹羽 秀治*; 原田 慈久*; 堀場 弘司*; 尾嶋 正治*; 大渕 博宣*; 寺倉 清之*; 池田 隆司; 腰越 悠香*; 尾崎 純一*; et al.
Journal of Power Sources, 196(20), p.8346 - 8351, 2011/10
被引用回数：32 パーセンタイル：67.09(Chemistry, Physical)コバルトフタロシアニンとフェノール樹脂の混合物の熱分解によって合成したコバルトフタロシアニン由来の炭素触媒中の炭素原子の電子構造をX線吸収微細構造分析と硬X線光電子分光を用いて調べた。Co K端XAFSスペクトルからほとんどのコバルト原子は金属状態であるが酸洗い後でも少量の酸化コバルト成分があることがわかった。また、XAFSとHXPESのプローブ長の違いから酸洗い後においてCoクラスタ凝集体の表面領域はおもに金属Coから構成されていることがわかった。酸洗い前後で電気化学的性質がほとんど変化しなかったことから、残存金属Co又は酸化Co自体は炭素カソード触媒の酸素還元反応活性にほとんど寄与しておらず、炭素や窒素等の軽元素がコバルトフタロシアニン由来炭素触媒の活性点を構成していると考えられる。
studied by photoemission and soft X-ray absorption spectroscopies内海 有希*; 佐藤 仁*; 栗原 秀直*; 間曽 寛之*; 平岡 耕一*; 小島 健一*; 飛松 浩明*; 大河内 拓雄*; 藤森 伸一; 竹田 幸治; et al.
Physical Review B, 84(11), p.115143_1 - 115143_7, 2011/09
被引用回数：11 パーセンタイル：44.43(Materials Science, Multidisciplinary)典型的な価数揺動系であるYbInCuの価電子状態を、硬X線内殻光電子分光,軟X線吸収実験、及び軟X線光電子分光の温度依存性の実験から研究した。YbInCuの価数転移について、価電子帯からYb 4
状態への電荷移動で記述した。
丹羽 秀治*; 小林 正起*; 堀場 弘司*; 原田 慈久*; 尾嶋 正治*; 寺倉 清之*; 池田 隆司; 腰越 悠香*; 尾崎 純一*; 宮田 清蔵*; et al.
Journal of Power Sources, 196(3), p.1006 - 1011, 2011/02
被引用回数：90 パーセンタイル：91.33(Chemistry, Physical)固体高分子形燃料電池用窒素含有炭素ベース正極触媒3種類の電子構造を硬X線光電子分光で調べた結果を報告する。炭素1sスペクトルから酸素還元活性には
炭素ネットワークが重要であること、窒素1sスペクトルから高活性なサンプルはグラファイト様窒素をより多く含むことがわかった。
上野 文義*; 永江 勇二; 根本 義之*; 三輪 幸夫*; 高屋 茂; 星屋 泰二; 塚田 隆*; 青砥 紀身; 石井 敏満*; 近江 正男*; et al.
JNC TY9400 2005-013, 150 Pages, 2005/09
JNC-TY9400-2005-013.pdf:37.33MB
原研とサイクル機構との融合研究として進めてきた、照射環境によって生じる構造材料の照射劣化現象を対象とした機構解明、早期検出及び評価方法の開発に関する最終報告書である。
上野 文義; 永江 勇二*; 根本 義之; 三輪 幸夫; 高屋 茂*; 星屋 泰二*; 塚田 隆; 青砥 紀身*; 石井 敏満; 近江 正男; et al.
JAERI-Research 2005-023, 132 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-023.pdf:33.03MB
原研とサイクル機構は、平成15年度から研究開発の効率的推進と研究の相乗的発展を目指す「融合研究」を開始した。本研究は、「融合研究」の一つとして、高速炉や軽水炉環境などの照射環境において生じる構造材料の照射劣化現象を対象に、劣化機構の解明,早期検出及び評価方法の開発を目的とした。平成16
17年度は、本研究に用いる照射材対応の遠隔操作型の微少腐食量計測装置,腐食試験装置及び漏えい磁束密度測定装置を整備し、SUS304の照射後及び非照射クリープ試験片や照射後高純度モデル材を共通試料とし、両手法を用いた劣化検出を試みるとともに、比較のための非照射劣化模擬試料を用い、基礎的なデータを取得した。これらの結果に基づき、本研究において提案した劣化評価法の適用性を検討した。
北條 智博; 相原 純; 北條 喜一; 古野 茂実*; 山本 博之; 二谷 訓子; 山下 利之; 湊 和生; 佐久間 隆昭*
Journal of Nuclear Materials, 319, p.81 - 86, 2003/06
被引用回数：18 パーセンタイル：74.27(Materials Science, Multidisciplinary)岩石型燃料の母材として注目されている安定化ZrO
の照射特性を調べた。核分裂片による照射損傷は、高エネルギー領域で生じる電子励起による損傷と低エネルギー領域で生じる核的衝突による損傷の二種類に大きく分けることができる。この中で、材料の損傷は、核的衝突によるはじき出しが主と考えられている。そこで、原研が開発して、低エネルギーイオン加速器付設高分解能電子顕微鏡を用いて、加速電圧35keVのNe
イオンを室温から1200
Cに加熱した上記材料に照射し、各温度による損傷形態の違いを明らかにした。その結果、Ne照射では、各温度領域で材料の非晶質化を観察することができず、対照射性が非常に高いことを明らかにした。さらに、同温度の重照射で、数nmのNeバブルが生じることを明らかにした。また、1200Cの高温照射では、バブルは、大きく成長し数十nmに成長することを電顕その場観察法を用いて明らかにすることができ、この結果から、高温照射によるスエリング量を推定することが可能になった。
single crystals with helium and Xenon ions at RT and 923K北條 喜一; 北條 智博; 笹島 尚彦*; 白数 訓子; 山下 利之; 湊 和生; 古野 茂実*
AIP Conference Proceedings 680, p.647 - 652, 2003/00
岩石型燃料の母材として注目されている安定化ZrOの照射特性を調べた。核分裂片による照射損傷は、高エネルギー領域で生じる電子励起による損傷と低エネルギー領域で生じる核的衝突による損傷の二種類に大きく分けることができる。この中で、材料の損傷は、核的衝突によるはじき出しが主と考えられている。そこで、原研が開発して、低エネルギーイオン加速器付設高分解能電子顕微鏡を用いて、加速電圧35keVのHeイオンと60keV Xe
イオンを室温から650Cに加熱した上記材料に照射し、各温度による損傷形態の違いを明らかにした。その結果、HeイオンとXeイオン照射どちらの照射においても、材料の非晶質化を観察することができず、対照射性が非常に高いことを明らかにした。また、各照射温度での重照射で、1~2nmのHe及びXeのバブルが生じることを明らかにした。また、1200Cの高温焼鈍において、Xeバルブは、大きく成長し数10nmに成長するがHeバブルはシュリンクし、数密度も減少することを電顕その場観察法を用いて明らかにすることができた。この結果安定化ZrOは、岩石型燃料の母材として照射特性上、非常に優れた材料であることがわかった。
山下 清信; 藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 梅田 政幸; 竹田 武司; 茂木 春義; 田中 利幸
日本原子力学会誌, 42(1), p.30 - 42, 2000/01
被引用回数：3 パーセンタイル：26.39(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)の燃料は、炉心外周部から装荷し、1999年11月10日に19カラムの環状の炉心状態で初臨界に達した。HTTRの臨界試験項目は、おもに、使用前検査及び高温ガス炉技術の基盤の確立のための試験から構成した。前者の試験では、過剰反応度が制限値以下であることを確認した。後者の試験では、将来型炉として提案されている環状炉心の試験データを取得した。また、制御棒挿入時間が約10秒と長くとも原子炉停止余裕の測定に、逆動特性及び遅れ積分計数法を適用できることを確認した。そのほか、炉心性能を把握するため、制御棒反応度価値曲線、軸方向中性子束分布等を測定した。臨界試験で計画したすべての試験は、成功裏に行われ1999年1月21日に完了した。これらの試験結果から、HTTRは出力上昇試験段階に移行できる状態にあることを確認した。
藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 山下 清信; 茂木 春義
UTNL-R-0378, p.5.1 - 5.10, 1999/00
HTTRは1998年7月に燃料装荷を開始し、同年11月に初臨界を達成した。臨界近接では炉心外周部から燃料を装荷し、環状炉心で臨界とした。従来行われてきた1/Mの直線外挿では臨界予測が難しかったため、臨界量も調整した計算により評価した1/Mで測定値をはさみ込むことにより臨界量を予測することができた。臨界試験では、過剰反応度、炉停止余裕、中性子束分布、制御棒反応度価値、熱出力及び動特性パラメータ等の測定を行った。過剰反応度の測定では、制御棒の干渉効果により測定値は実際の値より小さくなる。そのため、解析により補正係数を求め、これを測定値にかけることにより補正を行った。炉停止余裕や中性子束分布測定では、解析値は測定値もよく模擬できていることがわかった。今後、試験結果の検討を進め、解析の高度化を図ることとしたい。
斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 新藤 雅美; 塩沢 周策; 茂木 春義; 大久保 実; 伊藤 昇; 新藤 隆一; et al.
JAERI 1332, 247 Pages, 1994/09
現在原研は、高温ガス炉技術基盤の確立と高度化、高温における先端的基礎研究の実施を主な目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設を進めている。HTTRは、熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が定格運転時850C、高温試験運転時950Cであり、燃料・材料の各種照射試験、安全性実証試験、核熱利用に関する試験研究を行うことが計画されている。本報は、平成2年11月にHTTRの安全審査が終了し、設置許可を受けたことから、主要機器の設計の概要をまとめるとともに、関連するR&D、安全評価等について報告するものである。
小原 祥裕; 田中 茂; 秋場 真人; 荒木 政則; 藤沢 登; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 真木 紘一*; 水野 誠; 奥村 義和; et al.
JAERI-M 91-052, 176 Pages, 1991/03
ITER共通設計基準に基づいた中性粒子ビーム入射システム(NBS)の日本概念設計案について述べる。本システムは、1.3MeVで75MWの重水素中性粒子ビームを入射するものであり、プラズマ加熱の他電流駆動や電流分布制御にも用いられる。本システムは9ユニットより成り、各ユニット当り最大1.3MeV、10MWのビームを入射する設計としている。本設計で最も重要な点は、原研での実験結果に基づいて、低運転ガス圧で高い負イオン電流密度を得ることができるセシウム導入型体積生成負イオン源を採用していることである。本イオン源の採用により、NBIシステムの効率を改善すると共に、ITER共通設計基準を満足するコンパクトなNBIを設計することができた。
田中 茂; 小原 祥裕; 秋場 真人; 荒木 政則; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 水野 誠; 奥村 義和; 関 昌弘; 渡邊 和弘; et al.
Fusion Engineering and Design, 18, p.507 - 515, 1991/00
被引用回数：2 パーセンタイル：31.86(Nuclear Science & Technology)ITER用粒子入射装置の保守、修理に関する概念およびシナリオを提案した。本提案の主な特徴は、以下の通りである。1)1台当り数百トンになる粒子入射装置の重量を支持するため、コンクリート製支持構造を採用。2)天井クレーンの負荷を下げ、保守分解を容易にするために、各粒子入射装置をイオン源ユニットとビームラインユニットに分割可能とした。3)イオン源ユニットは、頻繁な保守を必要とするので、レールシステムにより個別移動が可能。4)放射化物の飛散による汚染を防止するため、二重ドアシステムを採用。5)レーザ溶接/切断や形状記憶合金を接合/分離に利用。6)故障発生時は、当該ユニットを別室のホットセルに移動し、遠隔操作で修理する。以上のような基本概念に基づき、イオン源ユニットの分解/組立、ビームラインユニットの分解/組立の4通りの場合について、シナリオを決定した。
井上 多加志; 秋場 真人; 荒木 政則; 花田 磨砂也; 真木 紘一*; 水野 誠; 奥村 義和; 小原 祥裕; 関 昌弘; 田中 茂; et al.
Fusion Engineering and Design, 18, p.369 - 376, 1991/00
被引用回数：3 パーセンタイル：40.77(Nuclear Science & Technology)ニュートロニクスの観点から、ITER用中性粒子入射加熱装置の設計概念が考察される。高パワー中性粒子ビームを炉心プラズマ入射するため、ITER本体と中性粒子入射装置は、大きな開口をもったポートとドリフト管で接続されており、これを通して炉心プラズマから中性粒子入射装置へ、高流束の中性子がストリーミングする。中性粒子入射装置内のニュートロニクス諸量を2次元中性子輸送・放射化計算によって得た。その結果、ビームライン機器は10
~10
n/cm
sの高い中性子束に曝されること、中性粒子入射装置室の誘導放射能は運転停止後1日で10
Ci/cm
以下となることが判明した。
斎藤 伸三; 田中 利幸; 数土 幸夫; 馬場 治; 安田 秀志; 菱田 誠; 宮本 喜晟; 若山 直昭; 篠原 慶邦; 占部 茂美*; et al.
日本原子力学会誌, 32(9), p.847 - 871, 1990/09
高温ガス炉は高温熱供給、高い固有の安全性、燃料の高燃焼度等の優れた特徴を有し、第2世代の原子炉として期待されている。我が国では、1969年以来、日本原子力研究所を中心に高温ガス炉の研究開発が行われてきたが、高温ガス炉の技術基盤の確立・高度化および高温に関する先端的な基礎研究を行うために熱出力30MW原子炉出口冷却材温度950Cを目指した高温工学試験研究炉(HTTR)を建設することとなり、その準備が着々と進められている。この機会に、HTTRの設計の概要とその特徴およびHTTRの設計・建設のために蓄積してきた関連研究開発の成果を紹介する。
安中 秀雄; 畠山 睦夫; 助川 武則; 小崎 完; 山下 茂; 星 蔦雄
Proc. of the 1989 Joint Int. Waste Management Conf., Vol. 1, p.183 - 187, 1989/10
原子炉施設の解体に際して、建屋の放射性汚染コンクリートの除染は、放射性廃棄物として生ずるコンクリート量の低減あるいは、建屋の無拘束解放を行う上で重要である。このため、解体前に建屋の床、壁等のコンクリートの汚染分布、汚染浸透深さ等の状況を正確に評価しておく必要がある。そこで、JPDRでは建屋の汚染状況を把握するためにコンクリート試料のサンプリング・測定法を用いて汚染状態を特定した。得られた汚染箇所から、運転記録に基づく汚染履歴との相関性が確認された。汚染分布の大半は表面汚染のみで、厚さ4mm程度を能率よく削れるプレーニングカッタあるいはスキャブラーを用いる除染工法が適する。また、汚染が浸透している所では、その殆どが2cm以内の深さにあり、一度に2~3cmの厚さのコンクリートが除去できればよく、マイクロ波照射法などの除去工法が適していることなどが判った。
