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O(
) reaction at forward angles and structure of the spin-dipole resonances川畑 貴裕*; 石川 貴嗣*; 伊藤 正俊*; 中村 正信*; 坂口 治隆*; 竹田 浩之*; 瀧 伴子*; 内田 誠*; 安田 裕介*; 與曽井 優*; et al.
Physical Review C, 65(6), p.064316_1 - 064316_12, 2002/06
被引用回数：20 パーセンタイル：70.12(Physics, Nuclear)392MeVでのO()反応における反応断面積と偏極観測量が散乱角0°から14°までの角度で測定された。O原子核の離散準位と共鳴準位へのスピン反転,スピン非反転強度がモデルに依存しない形で得られた。励起エネルギー19~27MeVの領域の巨大共鳴が主に角運動量移行L=1で励起されていることがわかった。
S=1,L=1をもつスピン双極子遷移の励起強度が求められた。その強度は理論計算と比較された。実験結果は原子核の殻模型から計算された波動関数を用いたDWIA核反応計算で説明されることがわかった。
O (p,p') experiment川畑 貴裕*; 秋宗 秀俊*; 藤村 寿子*; 藤田 浩彦*; 藤田 佳孝*; 藤原 守; 原 圭吾*; 畑中 吉治*; 細野 和彦*; 石川 貴嗣*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 459(1-2), p.171 - 176, 2001/02
被引用回数：17 パーセンタイル：74.85(Instruments & Instrumentation)「まど」なとの氷ターゲットの作成法を記述している。29.7mg/cm
の氷ターゲットが液体チッソ温度にまで冷まされて磁気スペクトロメータで使用された。O (p,p')反応が陽子エネルギー392MeVでこのターゲットを用いて測定された。
片山 昌治*; 高松 邦吉; 沢 和弘; 高木 直行*; 大岡 靖典*; 山崎 正俊*
no journal, ,
豊田通商及び原子燃料工業との共同研究を通して、今後、自動車を代表とする日本のハイテク産業に役に立つ高温ガス炉の新たな利用として、豊田通商を中心とした(1)HTTRを用いたシリコンドーピング,(2)特定希土類の核変換による物質創成技術の開発、さらに原子燃料工業を中心とした(3)トリウムを含む新型燃料の利用の技術開発について検討を進めることとした。具体的には、(1)回転照射及び軸方向に濃度の異なるボロンフィルターを適用することで径・軸方向ともに均一度の高いSi半導体を製造可能であること、(2)相場価格と比較するためのSmとLuの生成コスト、(3)照射ブロックにおける燃料核をトリウム80%、ウラン20%の混合燃料核とした場合、許認可上の反応度欠損上限である1.8%dk/kに比べ小さく、HTTRへの装荷・運転が可能であること等がわかった。将来、ハイテク産業と原子力産業が一体となって、地球温暖化対策、資源の有効利用等で、持続可能な社会の構築に貢献できる可能性があり、本報では全体概要を紹介する。
大岡 靖典*; 田中 秀樹*; 山崎 正俊*; 後藤 実; 植田 祥平; 高木 直行*; 片山 昌治*
no journal, ,
高温工学試験研究炉(HTTR)を利用するシリコンドーピングによる物質創成や、希土類資源調達に伴い発生するトリウムを核燃料として有効に利用することを検討している。その中で、新型燃料としてトリウムを高温ガス炉の燃料に利用することを検討した。本報では、HTTRを用いた燃料照射試験における核的評価,燃料製造についての検討結果を報告する。
篠原 正憲; 柴田 大受; 片山 昌治*; 高木 直行*; 大岡 靖典*; 山崎 正俊*
no journal, ,
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた核変換による半導体及び希土類元素の製造の実現可能性について照射方法を検討した。その結果、Si半導体を製造するためには、短時間照射のためラビット照射設備のようなSi半導体の炉外への出し入れが可能な設備を設置することが望ましい。また、長時間の照射が必要である希土類元素の核変換には、I-I型材料照射試験用設備及びバスケット型照射試験用設備が有望である。
後藤 実; 植田 祥平; 片山 昌治*; 高木 直行*; 大岡 靖典*; 山崎 正俊*
no journal, ,
高温ガス炉燃料の多様化に関するHTTRの利用可能性の検討を、トリウム燃料の利用に着目して行った。トリウム燃料の利用においては、その核特性を精度よく計算することが重要な課題の一つである。黒鉛減速体系のトリウム炉心の核特性に関しては、臨界集合体のデータが測定され、計算結果との比較が報告されている。一方、実機の高温ガス炉のトリウム装荷炉心に関する核特性に関しては公開されたものがほとんどない。本報では、トリウム燃料を装荷した高温ガス炉の核特性計算の検証に用いることを目的とし、高温工学試験研究炉(HTTR)を用いたトリウム炉心の核特性データの測定について述べる。
片山 昌治*; 高松 邦吉; 沢 和弘; 高木 直行*; 大岡 靖典*; 山崎 正俊*
no journal, ,
豊田通商,東海大学,原子燃料工業及び原子力機構は、高温ガス炉の燃料の多様化に関して、高温工学試験研究炉(HTTR)の利用の可能性を検討した。具体的には、シリコンドーピング,特定希土類の核変換による物質創成技術の開発、及びトリウムを含む新型燃料の利用であり、自動車産業と高温ガス炉を結ぶ新たな利用の可能性が見いだされた。
植田 祥平; 後藤 実; 片山 昌治*; 高木 直行*; 大岡 靖典*; 山崎 正俊*
no journal, ,
高温ガス炉燃料の多様化に資するため、トリウムを高温ガス炉燃料として利用する場合の健全性や照射挙動の確認を目的として、高温工学試験研究炉(HTTR)を利用したトリウム燃料の照射試験を計画し、試験方法や核特性評価を検討した。日本原子力研究開発機構のHTTR原子炉並びに原子燃料工業が所有する燃料製造施設では許可上、ウラン・トリウム混合酸化物燃料の取扱いが可能である。照射試験においては、燃料破損検出装置(FFD)による燃料健全性の連続監視を行うとともに、照射後に取り出した試験燃料は、ホットラボ施設において健全性評価、照射量評価が可能である。トリウム:ウラン混合比4:1、ウラン235濃縮度20%のトリウム燃料を用いたピンインブロック型試験燃料体を燃料カラムへ最大3体装荷する照射試験について、トリウム燃料の照射量の予測評価を行った結果、原子炉出力30MWで照射期間660日、燃焼度約21GWd/tのトリウム照射が可能であると評価された。
