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CoSiO
Cl栗田 伸之*; 山本 大輔*; 金坂 拓哉*; 古川 信夫*; 河村 聖子; 中島 健次; 田中 秀数*
Physical Review Letters, 123(2), p.027206_1 - 027206_6, 2019/07
被引用回数：4 パーセンタイル：36.66(Physics, Multidisciplinary)Magnetic excitations of the effective spin 
=1/2 dimerized magnet BaCoSiOCl have been probed directly via inelastic neutron scattering experiments. We observed five types of excitation, which are all dispersionless within the resolution limits. The scattering intensities of the three low-lying excitations were found to exhibit different 
-dependences. Detailed analysis has demonstrated that BaCoSiOCl is a two dimensional spin dimer system described only by a single dimer site, where the triplet excitations are localized owing to the almost perfect frustration of the interdimer exchange interactions and the undimerized spins, even in small concentration, make an essential contribution to the excitation spectrum.
C測定の高度化; 少量化への試み田中 孝幸; 甲 昭二; 木下 尚喜; 山本 信夫
JAEA-Conf 2010-001, p.122 - 125, 2010/03
分子量分画や化学分画による物質の動態研究において、加速器質量分析(AMS)による放射性炭素測定を利用する研究が始まっている。分画の結果として、AMSに必要な試料量の少量化が進んでいる。今後、ますますこの傾向は強くなっていくと予想される。しかし、原子力機構むつ事務所が所有するAMS(JAEA-AMS-MUTSU)は、現在、約2mgの炭素量が必要であり、少量化の傾向に遅れている。そこで、JAEA-AMS-MUTSUでの放射性炭素測定に必要な試料の少量化を試みる。本研究では、AMS測定の際に、試料であるグラファイトを圧着するターゲットピースの形状及び圧着時に必要な器具について改良した。その結果、JAEA-AMS-MUTSUで約0.5mgの炭素量でも放射性炭素測定が可能であることを示した。
山本 信夫; 木下 尚喜; 甲 昭二; 田中 孝幸
JAEA-Conf 2010-001, p.88 - 91, 2010/03
日本原子力研究開発機構むつ事務所のタンデトロン加速器質量分析装置(JAEA AMS MUTSU:High Voltage Engineering Europa製Model 4130-AMS)は、最大加速電圧3MVのタンデム型加速器と炭素及びヨウ素同位体比測定用の2本のビームラインから構成されている。炭素とヨウ素の定常測定はそれぞれ平成11年12月,平成15年5月から開始され、平成17年度までは海洋環境における放射性核種の移行挙動にかかわる研究等におもに利用されてきた。平成18年度からは共用施設となり、原子力機構内外の種々のテーマでの測定に利用されている。本稿では、JAEA AMS MUTSUの利用の現状と平成22年度からの施設利用料金改定について報告する。
甲 昭二; 木下 尚喜; 田中 孝幸; 山本 信夫
JAEA-Conf 2010-001, p.126 - 129, 2010/03
日本原子力研究開発機構(JAEA)青森研究開発センターむつ事務所に設置されている加速器質量分析装置は、オランダHigh Voltage Engineering Europa社製で1997年に導入された。このAMSは3MVのタンデム型静電加速器に炭素同位体比及びヨウ素同位体比測定用の専用ビームラインが取り付けられている。2006年4月にAMSの施設共用が開始され、稼働率は年々上昇し、2009年には総運転時間が2万時間を超えた。本報告では、2008年4月から2009年9月までのAMSの運転状況や故障等をまとめる。また、2009年6月から7月に行われたAMS運転制御システムの更新について報告する。
C測定の現状田中 孝幸; 甲 昭二; 木下 尚喜; 山本 信夫
KURRI-KR-153, p.29 - 34, 2010/03
日本原子力研究開発機構青森研究開発センターにある加速器質量分析装置(JAEA-AMS-MUTSU)は、1997年に設置され、放射性炭素については、1999年から定常運転を開始した。放射性炭素測定は、昨年度、1,193試料測定し、定常測定以来、8,809試料測定した。2006年度からは外部利用者が利用可能な共用施設となり、多くの利用者によりさまざまな研究活動に利用されるようになっている。JAEA-AMS-MUTSUの制御システムは、設置以来、Windows 3.1上で制御されているので、Windows 3.1と互換性のある交換部品の入手が困難となっていた。そこで、制御システムをWindows XPへと更新した。本講演では、JAEA-AMS-MUTSUの現状及び制御システムの更新について報告し、さらには、本年開発した溶存有機炭素中放射性炭素測定のための抽出法についても紹介する。
鈴木 崇史; 乙坂 重嘉; 田中 孝幸; 甲 昭二; 木下 尚喜; 山本 信夫
第22回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.107 - 110, 2010/01
日本原子力研究開発機構むつ事務所のタンデトロン加速器質量分析装置(JAEA-AMS-MUTSU: High Voltage Engineering Europa製Model 4130-AMS)は、最大加速電圧3MVのタンデム型加速器と炭素及びヨウ素同位体比測定用の2本のビームラインから構成されている。炭素とヨウ素の定常測定はそれぞれ平成11年12月,平成15年5月から開始され、これまで海洋環境における放射性核種の移行挙動にかかわる研究等におもに利用されてきた。平成18年度からは共用施設となり、原子力機構内外の種々のテーマでの測定に利用されている。本稿では、平成20年度の運転状況と測定データのクオリティの確認結果について報告する。
山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.
Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01
被引用回数：51 パーセンタイル：71.25(Biochemistry & Molecular Biology)ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。
山本 信夫
JAERI-Review 99-024, p.162 - 0, 1999/10
JAERI-Review-99-024.pdf:10.5MB
原子力安全委員会(当初は原子力委員会)は、原子力の安全研究を総合的計画的に実施するため、昭和51年度から5年後ごとに「安全研究年次計画」を策定しており、5か年間に実施すべき研究課題及び実施機関を挙げて実施分担の明確化を図っている。原研は計画当初から安全研究の中心的実施機関として多くの研究課題を実施してきており、その成果は、安全基準、指針等の整備や安全審査等に利用されてきた。本報告書では、昭和51年度から平成12年度までの年次計画に挙がっている「原研が実施すべき研究」の内容とその変遷をまとめた。
山本 信夫
JAERI-Data/Code 99-023, 65 Pages, 1999/04
JAERI-Data-Code-99-023.pdf:2.6MB
原子力発電プラントデータベースは、原子炉設置許可申請書を情報源として、国内の軽水型原子力発電所50基分の設計情報をデータベース化したものであり、平成7年度に日本原子力研究所大型計算機版を公開した。今回構築したインターネット版は、大型計算機版の格納情報のうち、「原子炉設置許可申請書・添付書類八 原子炉施設の安全設計に関する説明」に関する部分について、インターネットを通じて情報を提供できるようにしたものであり、設備や機器の形状、寸法、性能などの64,000点の情報を格納している。本報告書は、本インターネット版のデータベース構造、プログラム仕様、検索機能についてまとめたものである。
山本 信夫; 泉 文男*
JAERI-Data/Code 95-018, 634 Pages, 1995/12
JAERI-Data-Code-95-018.pdf:27.21MB
日本原子力研究所では、原子力安全性研究などで必要となる国内の原子力発電プラントの設計情報を、迅速かつ的確に提供する目的で、「原子力発電プラント・データベース(PPD)」を構築している。PPDは、国内の軽水炉原子力発電プラントの原子炉設計許可申請書を情報源として、各プラントの設計方針、機器の台数や容量、材料、構造、型式などをデータベース化したものである。本報告書は、PPDを利用者がより有効に活用できるように、データベース構造、データ格納ファイルのファイル様式などを中心に、これまでにデータベース化した設計情報の項目をまとめたものである。
檜山 敏明; 山本 純太; 上村 勝一郎; 和田 勉; 高橋 信夫*
動燃技報, (91), p.105 - 110, 1994/09
短時間でかつ高い分析精度を有する不活性ガス融解-非分散赤外吸収法による酸素対金属原子数比(以下「O/M」という。)分析装置を開発し、混合酸化物燃料(以下「MOX」という。)のO/M測定法を確立した。本装置によるO/Mの測定原理は、黒鉛るつぼに試料及び金属助燃剤を採取し、ヘリウムガス雰囲気中で試料を加熱融解した際に発生する酸素と黒鉛が反応し、生成する一酸化炭素を非分散赤外吸収検出器で定量することにより酸素含有率を求め、O/Mを算出する方法である。従来法との比較分析の結果、酸化重量法(MOX燃料中のPu含有率が5%以下)では、平均値(x)=2.003、標準偏差(
n-1)=0.00471、相対標準偏差(RSD)=0.235%に対し、本法では、x=2.004、n-1=0.00497、RSD=0.248%でありよく一致した値が得られた。また、Puを約30%含有するMOX燃料の繰り返し分析(n=
久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.
JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 平田 和男*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-220, 127 Pages, 1990/01
本報では、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-08の実験をまとめたものである。本実験は、加圧水型炉(PWR)のコールドレグ小破断冷却材喪失事故におけるループシールクリアリング時の炉心水位低下に対する蒸気発生器内残留水の影響を対象とする実験シリーズの一部として行われ、高圧注入系及び補助給水系の不作動を想定した。実験では2回にわたり炉心露出が生じた。第1回目はループシールクリアリング時におこり、蒸気発生器上昇流側と下降流側との残留水量の非対称による炉心水位低下の拡大がみられた。第2回目の炉心露出は圧力容器内冷却材のボイルオフのために生じ、蓄圧注入系の作動により炉心水位は回復した。
熊丸 博滋; 平田 和男*; 中村 秀夫; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 片山 二郎; 山本 信夫; et al.
JAERI-M 89-027, 105 Pages, 1989/03
本報はROSA-IV計画の大型非定常試験装置(LSTF)による高圧注入系(HPIS)の故障を仮定した5%コールドレグ破断実験Run SB-CL-18の実験データをまとめたものである。実験では炉心露出が2回観察された。第一回目の炉心露出は、ループシールクリアリング時に発生した。この炉心露出は、蒸気発生器(SG)Uチューブ及びSGプレナムの上昇流側と下降流側での冷却材のホールドアップの差により生じるマノメータ効果により増幅された。本実験の燃料棒表面最高温度(PCT)は、ループシールクリアリング直前のこの一時的な炉心露出の間に観察された。第2回目の炉心露出は炉心ボイルオフにより発生したが、畜圧注入系(ACC)が自動的に作動した後に炉心冷却は回復した。本報は、本実験の全データをまとめたものである。データは工学単位に変換して集録されている。
東稔 達三; 関 昌弘; 湊 章男*; 堀江 知義; 河村 洋; 小川 益郎; 藤村 薫; 武田 哲明; 深谷 清; 飯田 浩正; et al.
JAERI-M 86-176, 299 Pages, 1987/01
核融合炉においてプラズマに面して設置される構造物(主として第1壁、ダイバ-タ板、リミタ板)の健全性及び寿命評価に関する総合的な解析的及び実験的研究を行なった。以下の項目について成果が得られた。(1)寿命制限の主用因子の検討、(2)2次元弾塑性解析による塑性変形効果、(3)再付着効果によるダイバ-タ板/リミタ板の正味エロ-ジョン量の緩和、(4)片面熱負荷条件化における、非一様熱伝達率分布を求める機能を有する2次元有限要素法熱構造解析コ-ドの開発(5)プラズマ・ディスラプションを模擬した、電子ビ-ムによる金属材料の溶融厚みと蒸発量の測定及び解析、(6)溶融層の安定性解析モデルの開発、(7)ろう付け及び鋳込によるW/Cu接合構造のアルゴン・プラズマジェットによる熱サイクル疲労実験、(8)ろう付けによるW/Cu接合構造のせん断疲労実験、(9)非磁性体厚肉構造の過電流と動的電磁力及び磁性体の磁化による電磁力の解析手法の開発、(10)非磁性体(304SS)と磁性体(HT-9、軟鉄)の電磁力による変形実験
ROSA-IVグループ*; 田坂 完二; 田中 貢; 鈴木 光弘; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 山本 信夫; 熊丸 博滋; 川路 迅裕; et al.
JAERI-M 84-237, 300 Pages, 1985/01
ROSA-IV計画では、大型非定常試験装置(LSFF)を用いて、PWR小破断冷却材喪失事故及び運転時の異常過渡に関する総合実験を行う。本報は、LSTF実験の結果を理解するのに必要となる情報を提供することを目的としている。本報では、ROSA-IV計画の概要ならびにLSTF装置の設計条件、装置各部の構造及び機能、計測制御系、データ収録系、さらに、LSTF装置で行われる実験の概要について述べる。
荒木 等*; 大山 信夫*; 荒 邦章*; 羽賀 一男*; 中本 香一郎*; 山本 研*
PNC TN941 84-59, 49 Pages, 1984/03
高速増殖炉炉心内におけるナトリウム沸騰の音響検出法を確立するために,炉外ナトリウム試験装置においてナトリウム沸騰試験を行なった。そしてナトリウム沸騰音の性質,信号処理法,音響検出器の性能変化等に関して,ナトリウム沸騰検出システムの設計に有効な以下のような結果が得られた。沸騰音圧は沸騰が激しくなるにつれて上昇するが,沸騰周期は逆に長くなる。これまで実施した最大音圧は約1000Pascalに達し,発生周期は0.7秒まで長くなった。沸騰時の音響スペクトルは数kHzから数10kHzまで拡がっているが,ラッパ管壁とナトリウム中とでは異り,ナトリウム中では低周波の成分が,ラッパ管壁では高周波の成分が多く,またラッパ管壁ではナトリウム中でみられない波形が観測された。複数の検出器間の時間差を求めるための相互相関法では,あらかじめ波形を整流・平滑化するスムージング処理が必要である。圧電型音響検出器(LiNbO/3)のナトリウム中長期使用において感度の低下は20dBから最終的には5dB以内に回復しているが,電極間抵抗は徐々に減少し続けている。初期沸騰段階における検出のためには流動ノイズと区別するために,沸騰の周期性や複数の検出器間の相関性等に着目した検出方法が必要と考えられる。今後は実機流動ノイズ規模の中での初期沸騰検出法や位置決め法の確立,酸素供給が不要な磁歪型検出器などの開発に関する研究が必要と考えられる。
山本 信夫; 久木田 豊; 生田目 健
JAERI-M 83-101, 108 Pages, 1983/07
格納容器圧力抑制系信頼性実証試験では、装置固有のFSI(Fluid Structure Interaction)の影響を軽減することを目的として、昭和56年8月20日から11月25日にかけて格納容器のシェルおよびウェットウェル底面の強化工事を実施した。また、試験データの質、量の拡充をはかるため、試験開始以来、数次にわたりデータ計測系の増設や改造を実施した。本報告書は格納容器強化工事とデータ計測系の増設および改造の仕様と、主要な計測データの誤差についてまとめたものであり、試験データの解析、評価のための利用に供する。
平岡 徹; 藤沢 登; 西尾 敏; 中村 博雄; 曽根 和穂; 前野 勝樹; 山本 新; 大塚 英男; 阿部 哲也; 深井 佑造*; et al.
JAERI-M 82-174, 309 Pages, 1982/11
IAEA、INTORワークショップ、フェーズ2Aにおける日本の検討成果をまとめた報告書の一部をなすものである。不純物制御の方式として、本フェーズにおいては、ポンプリミターを中心に検討を行った。ポンプリミターとしては、ダブルエッジ型、曲面板方式を採用した。表面材料および基盤材料について検討評価を行った。材料選定に際しては、スパッタリング、プラズマディスラプション時における挙動、熱特性、電磁気特性、基盤への接続方式などを総合的に評価した。また、新しく開発されたSiCの第1壁への応用も検討した。
