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structure observation of pyroelectric ceramics during power generation cycle川崎 卓郎; 福田 竜生; 山中 暁*; 坂本 友和*; 村山 一郎*; 加藤 孝典*; 馬場 将亮*; 橋本 英樹*; Harjo, S.; 相澤 一也; et al.
Journal of Applied Physics, 131(13), p.134103_1 - 134103_7, 2022/04
被引用回数：1 パーセンタイル：17.38(Physics, Applied)The microscopic origin of the pyroelectric power generation using ferroelectric ceramics for energy harvesting from time-varying waste heat can be understood by conducting 
neutron diffraction measurements. The behavior of the domain orientation and lattice strain in the lead zirconate titanate (PZT)-based ceramics with a tetragonal structure during the novel power generation cycle combining electric field and temperature change were investigated. The [001] domains and the lattice strain of the (111) plane in the direction of parallel to the electric field increase in the process of simultaneous rise in the electric field and temperature, and rapidly decrease in the process of the field drop. The alignment of the domain orientation by the electric field and its randomization by the higher temperature during the cycle are critical features of the current power generation system.
Kim, J.*; 山中 暁*; 村山 一郎*; 加藤 孝典*; 坂本 友和*; 川崎 卓郎; 福田 竜生; 関野 徹*; 中山 忠親*; 武田 雅敏*; et al.
Sustainable Energy & Fuels (Internet), 4(3), p.1143 - 1149, 2020/03
被引用回数：16 パーセンタイル：64.8(Chemistry, Physical)Waste heat is a potentially exploitable energy source but remains a problem awaiting a solution. To explore solutions for automobile applications, we investigate pyroelectric power generation from the temperature variation of exhaust gas using a novel electro-thermodynamic cycle. Niobium-doped lead zirconate titanate stannate (PNZST) ceramics were applied as pyroelectric materials, and their structural characteristics were investigated. In the driving cycle assessments (JC-08) using real exhaust gas, the maximum power generated was identified as 143.9 mW cm
(777.3 J L
per 1 cycle) over a temperature range of 150-220 
C and an electric field of 13 kV cm-1. The net mean generating power of the total driving cycle was 40.8 mW cm, which is the most enhanced result in our power generating systems to date and 314 times greater than our first report. Materials with sharp transition behaviors with the temperature and electric field are worthy of study with regard to pyroelectric energy harvesting materials, and their corresponding crystal and domain structures were investigated to optimize performance.
中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.
Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12
J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。
尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4200804_1 - 4200804_4, 2015/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Engineering, Electrical & Electronic)JAEA is planning performance test of 50 m Toroidal Field (TF) conductor of ITER using Central Solenoid Model Coil (CSMC) test facility at Naka-site in Japan. In order to test the conductor, "TF Insert Coil" (TFIC) is under fabrication in cooperate with Hitachi, Ltd. TFIC is a solenoid coil wound in 1.44 m diameter. It is going to be installed into the bore of CSMC, whose maximum magnetic field is 13 T. The maximum driven current of TFIC is 68 kA. In order to prepare for fabrication of TFIC, several trials of components including windings, removal of Cr plating of the strands, welding and compaction of terminal sleeve were carried out for process qualification. The results of trials showed that the winding dimater satisfied its criterion, the Cr plating was clearly removed using non-woven cloth soaked into HCl solution, the mechanical strengths at 4 K of welds at the terminal were enough. Eventually, the fabrication process qualification of TFIC was completed.
米田 政夫; 川崎 幸三*; 小原 徹*
Applied Radiation and Isotopes, 74, p.70 - 77, 2013/04
被引用回数：8 パーセンタイル：53.52(Chemistry, Inorganic & Nuclear)JRR-3におけるシリコンドーピングの照射効率を上げるため、中性子フィルター付き照射ホルダーの開発を行った。中性子フィルターは軸方向の照射均一化を図るためのものである。ホルダーは低放射化物質である必要があることから、中性子フィルターはアルミニウムとB
Cの合金を用いている。中性子フィルターの解析にはモンテカルロ核計算コードであるMVPコードを用いた。特性試験によりMVPコードを用いた解析手法の妥当性を確認することができ、さらに軸方向の中性子束分布の均一化を図れる中性子フィルター機能付き照射ホルダーの設計を行うことができた。本研究で得られた中性子フィルター機能付きホルダーを用いることにより得られる軸方向の中性子束分布の偏差は1.06と均一であった。JRR-3においてこのホルダーを用いることにより、従来の照射方法を用いる場合に比べてシリコンドーピングの照射量を約1.7倍に増加させることが可能となる。
13年度の研究成果のまとめ)堀 徹; 川崎 信史; 笠井 重夫; 此村 守
JNC TY9400 2002-018, 527 Pages, 2002/09
JNC-TY9400-2002-018.pdf:30.48MB
高速炉実用化戦略調査研究では、経済性および安全性の向上をねらって、伝熱管破損時のナトリウム-水反応事故の排除、または、ナトリウム-水反応影響緩和のポテンシャルを有する二次系簡素化概念の構築や、安全性を中心とする技術課題の成立性見通し評価を行った。平成12年度には、鉛ビスマス熱媒体プール型およびチューブ型SG、固体熱媒体型SGなど合計 8種類の二次系簡素化概念を対象として。経済性、安全性、構造健全性などの比較評価を行った。その結果、二次系を有する概念よりもコストが低く、隔壁を利用した伝熱管の空間分離によりナトリウム-水反応事故排除のポテンシャルを有する鉛ビスマス熱媒体プール・伝熱管分離設置型SGと鉛ビスマス熱媒体チューブ・三重管SGの 2概念に絞込みを行った。平成13年度には、上記のうち、鉛ビスマス熱媒体チューブ・三重管SGについて、主要な技術課題である「安全要求対応などを満足する鉛ビスマス入り三重管仕様」、「伝熱管破損時の安全シナリオ」、「鉛ビスマスリーク対応」に係る検討を行い、SG概念の構築などを行った。特に、チューブ型伝熱管の貫通破断に対して、内外管破損の非同時性の主張に有効な設計対応を取り込むことを目指したが、鉛ビスマスの流体練成によって内外管は一体となって振動するため、伝熱管仕様を工夫しても内外管の発生応力比を拡大できず、従来型二重管SGと比較して、内外管の破損時間差を大幅に増大することが困難な見通しを明らかにした。以上より、伝熱管仕様の見直しを行っても、二次系を有する概念に対するコストは冷却系廻りで約81%、 プラント全体で約97%と、 コスト低減の可能性は有するが、最大の課題である貫通破断を排除できないため、平成14年度以降の検討は実施しないと判断した。
木田 正則; 島川 佳郎; 川崎 信史; 堀 徹; 江沼 康弘; 神山 健司
サイクル機構技報, (12), p.19 - 43, 2001/09
実用化戦略調査研究フェ-ズIにおいて、ナトリウム、鉛ビスマス、炭酸ガス、ヘリウムガス、水、溶融塩を冷却材とする高速増殖炉のプラント設計を行った。設計目標は建設単価が20万円/kWeとなることと設定した。結果として、ナトリウム冷却炉ではこの目標を満たすことが可能であること、他の冷却材でも、まだ目標値よりはやや高いものの、一層の工夫でこの目標を満たす見通しのあることがわかった。
2000年12月)小林 英男; 鈴木 徹; 千葉 正彦; 佐藤 光弘; 川崎 雅史; 平沢 正*; 大内 勇一*
JNC TN8440 2001-005, 33 Pages, 2001/02
JNC-TN8440-2001-005.pdf:1.24MB
プルトニウム燃料センターにおいて、プルトニウム・ウラン同位体分析および濃度分析のために、4台の質量分析装置を使用している。それらの装置の管理のために、試料分析の都度プルトニウム・ウランの標準試料を測定しており、それらのデータを評価した結果、質量分析における分析誤差は、保障措置分析に関する国際目標値を十分満足するとともに、従来法からトータルエバポレーション法に変更したことにより、特にプルトニウム同位体分析において顕著にランダム誤差が改善されたことが確認できた。
齋藤 賢司; 本間 史隆; 尾又 徹; 青野 哲也; 川路 さとし; 川崎 幸三; 伊与久 達夫
Proceedings of International Topical Meeting on Nuclear Plant Instrumentation, Controls, and Human-Machine Interface Technologies (NPIC&HMIT 2000) (CD-ROM), 8 Pages, 2000/00
HTTR(高温工学試験研究炉)は熱出力30MW、原子炉出口冷却材温度が最高950
高温ガス炉であり、1999年9月から出力上昇試験を行っている。HTTRの計測制御系は、計装系、制御系、安全保護系から成り立ち、原子炉を安全に運転するために高い信頼性が要求されている。本報告では、HTTRの計測制御系の設計について述べるとともに、系統別・総合機能試験、出力上昇試験で得られた計測制御系の特性試験の試験結果について発表する。
谷口 直樹; 本田 明; 川崎 学*; 水流 徹*
JNC TN8400 99-003, 88 Pages, 1999/01
高レベル放射性廃棄物の地層処分において,炭素鋼オーバーパックの腐食寿命の評価が重要問題となっている。腐食寿命を評価するうえで、処分環境下における炭素鋼の腐食形態と腐食速度を評価することが必要である。炭素鋼の腐食形態は不動態化するか否かで異なる。炭素鋼が不動態化した場合、孔食、すきま腐食、応力腐食割れなどの局部腐食の生起する可能性がある。一方、炭素鋼が不動態化しない場合には全面腐食が進行する。本研究では圧縮ベントナイト中において炭素鋼の電気化学測定により不動態化挙動を調査した。その結果、高密度の圧縮ベントナイト中で炭素鋼は不動態化しにくいことがわかった。腐食速度については圧縮ベントナイト中における浸漬試験を実施し、重量減少法および交流インピーダンス法により評価した。重量減少法により得られた平均腐食速度についてはデータベース化し、炭素鋼の腐食速度と環境因子の関係を調査するとともに実験データに基づいて長期の平均腐食深さ/腐食速度を予測した。溶液の飽和した圧縮ベントナイト中における炭素鋼オーバーパックの1000年間の平均腐食深さは5mm以下と評価された。また、より長期経過後を想定して定電流保持によって腐食生成物を生じさせた条件で交流インピーダンス法を用いて腐食速度を測定した。その値を腐食生成物を与えない場合での腐食速度と比較した。その結果定電流保持によって生成させた腐食生成物の堆積下では炭素鋼の平均腐食速度は増加しないことが確認された。
X.D.Zheng*; 志甫 諒; 前原 直; 中村 英滋*; 渡辺 聡彦; 小荒井 徹*; 高山 健*; 木代 純逸*; 南 一男*; 小川 雅生*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 407(1-3), p.198 - 202, 1998/00
被引用回数：1 パーセンタイル：22.13(Instruments & Instrumentation)ミリ波帯における自由電子レーザー(FEL)の研究を行っている。FELの発振効率を上げるためには、プレバンチングされた電子ビームは有効である。我々はコルゲート導波管による後進波発振器(BWO)を用いたプレバンチャーFELを提案している。本講演では、コルゲート導波管によるビームバンチングと発振特性に関するシミュレーション結果と1MeV、3kAのイングクショライナックLax-1を用いて実験結果について、詳細に報告する。
寺門 嗣夫; 大内 雅之; 川崎 徹; 鹿野 千秋; 小貫 修; 鹿志村 洋一; 大久保 利行
PNC TN9440 95-014, 75 Pages, 1995/08
「常陽」では、これまでに外部電源喪失事象(D/Gは2基とも通常起動)異常事象に関する実機での経験がほとんどない。そこで、現行の異常時操作マニュアル(EPO)の妥協性の確認と実機での運転操作経験を得るためにもっと発生頬度の高い外部電源喪失時において、2基あるD/Gのうち1号D/Gが自動起動に失敗した場合を想定したプラント実動作試験を実施した。試験は、原子炉停止時において予め1号D/Gを待機除外として、大洗変電所常陽線用遮断器(352P)を「切」とすることにより行った。得られた結果は次のとおりである。1、「常陽」において初めての経験である外部電源喪失時の1号D/G起動失敗という貴重な運転経験を得ることができた。また、現行EPOの操作手順の妥当性を確認した。2、外部電源喪失後の1次オーバーフロー系と純化系電磁ポンプの起動には、母線切替え指示から約5分要した。これにより、外部電源喪失後5分以内に非常系4S母線への切替えの指示を出し、かつ手順通りに速やかに実施された場合、制限時間(外部電源喪失後10分)以内での起動が可能である。3、試験時のプラント状態での2号D/Gの実負荷は1.53MWであり、適切に負荷を制限する事により設計値の2MW以下に迎える事ができた。100MWでの原子炉定格運転時には、今回よりも2号D/Gの実負荷は下回ることがよそうされるが、系統降温後は2次予熱ヒータの投入により同等の負荷となることが予想され、設計上特に問題とはならない。
高津 英幸; 山本 正弘; 大久保 実; 川崎 幸三; 安東 俊郎; 清水 正亜; 清水 徹*; 中尾 敬三; 原 泰博*; 芥沢 保典*; et al.
JAERI-M 85-136, 103 Pages, 1985/09
JT-60本体コイル通電試験が、昨年12月から2ヶ月強の期間を要して実施された。本試験の目的は、プラズマ生成に先立ち全コイルに最大定格まで電流を流し、本体、制御、電源などの全システムの健全性を確認することである。本報告はコイル通電試験の結果について、本体の熱構造的な観点からまとめたものであり、主な結論は以下の様にまとめられる。(1)全コイルを同時に最大定格まで通電することに成功し、全システムの健全性が確認された。(2)測定された歪、変位は設計値と比較的よく一致し、電磁力の支持が設計通りなされていることを示している。(3)電磁力による真空容器の振動が顕著であり、真空容器に取り付く桟器は振動対策が必要である。(4)熱構造的な観点から運転に対する制限項目が明らかとなった。(5)追加が必要と考えられる計測器が2点ほど指摘された。
吉田 真; 備後 一義; 千田 徹; 川崎 克也; 三原 明
保健物理, 18, p.217 - 223, 1983/00
トリチウムの放射線管理に用いられている各種ガスモニタの測定精度を維持管理するためには、実ガスを使用した校正を行わなければならない。この実ガス校正を定期的に実施するにあたり、トリチウム標準ガス線源を定常的に供給し、校正に適した標準ガスを分取する装置を作製した。この標準ガス分取装置の構造、特性、分取方法、分取精度について報告する。
備後 一義; 吉田 真; 千田 徹; 川崎 克也
JAERI-M 82-148, 21 Pages, 1982/11
制動X線検出型の原型トリチウムモニタを、サンプリング容器、ガス循環系、NaI(Tl)検出器、増幅器、多重波高分析器で構成した。原型トリチウムモニタの感度は、サンプリング容器の形状、検出器の性能に依存して、12~57cps/
Ci・cm
の範囲であった。エネルギー4~17keVの制動X線によるパルスを計数するようにウィンド幅を設定したとき、原型トリチウムモニタの測定下限濃度が低くなり、空気中トリチウム濃度5.2
10Ci/cmの測定が可能である。制動X線検出型トリチウムモニタの濃度測定範囲を、110
~110Ci/cmとすることが十分可能であることが実証された。
吉田 真; 備後 一義; 千田 徹; 川崎 克也
Radioisotopes, 31(12), p.648 - 650, 1982/00
現在、放射性気体の測定に使用されている通気型電離箱は、金属製のものが一般的であるが、トリチウムのように吸着性の強い気体を使用する際には、その材質を十分検討する必要がある。本報告では、焼き出し、真空引き、ガラス配管系との接続を考慮して、電離箱の設計を行い、ガラス製球形電離箱を作製した。このガラス製電離箱は、一般に、その電気絶縁部分に直接ガラスを利用しているため温度変化によるガラス表面抵抗の変動が原因となり出力が不安定となる。このため、電気絶縁部分のガラス表面にシリコーン撥水処理を行い特性の改善を計った。これらの特性の改善について報告する。
吉田 真; 千田 徹; 備後 一義; 川崎 克也; 三原 明; 岩田 幸生
JAERI-M 9089, 8 Pages, 1980/09
内容積1480cmのステンレス製円筒形電離箱の出力電離電流値とトリチウム・ガス濃度の対応を校正した。校正に際し、(1)あらかじめ校正されたガラス製球形電離箱(1260cm)と比較する方法、(2)トリチウム・ガス標準線源を用いる方法の2つの方法を採用した。測定結果から導かれた電離効率は、ガラス製球形電離箱と比較した場合で、1.00、トリチウム・ガス標準線源を用いた場合で、0.94となった。実験誤差(4%)を考慮すると、電離効率を1.0として良いと考えられる。
伊藤 光雄; 深谷 洋行; 上野 隆; 宮田 精一; 薗田 暁; 宇佐美 秀彦; 坂爪 克則; 黒澤 達也; 川崎 泰; 伊奈川 潤; et al.
no journal, ,
本試験の対象核種に関して、微少量の使用済燃料溶解試料を用いて、短時間で測定できる分析技術を確立するため、測定法として高感度な高分解能誘導結合プラズマ質量分析計(HR-ICP-MS)を、また、測定に先立つ核分裂生成核種の分離法として迅速な抽出クロマトグラフ法を採用し、核分裂生成核種組成分析への適用性について検討した。
川崎 徹; 澤田 徹; 皆藤 泰昭; 米川 満; 齊藤 隆一
no journal, ,
平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震及び福島第一原子力発電所の事故以来、電源機能喪失時における原子炉施設の安全確保が今まで以上に要求されている。平成24年9月には原子力規制委員会も発足し、新たな規制の枠組みの中で安全基準の検討も進められているところである。「常陽」においては、これらの状況を踏まえつつ、電源機能の喪失に対する対応の向上を図るため、自主的に検討・対策を進めており、その一環として全交流電源喪失時の措置要領を策定した。ナトリウム冷却型高速炉である「常陽」は、プラント特性として強制冷却機能が喪失した場合でも自然循環冷却による炉心の崩壊熱除去が可能である。また、全交流電源喪失後も蓄電池による無停電電源系統から給電が可能なため、必要な監視機能は維持できるが、蓄電池の放電に備えた対応措置についても考慮しなければならない。本件では、事象発生から収束までの対応措置について検討した内容及び仮設電源等資機材の整備、その他、同事象を想定して行った訓練の内容について報告する。
尾関 秀将; 礒野 高明; 河野 勝己; 齊藤 徹; 川崎 勉; 西野 克巳; 奥野 清; 木戸 修一*; 仙波 智行*; 鈴木 洋三*; et al.
no journal, ,
国際熱核融合実験炉(ITER)のトロイダル・フィールド(TF)コイル用超伝導導体の性能を評価するため、原子力機構はTFインサート・コイル(TFIC)という直径1.44mで8.875ターンの巻線部を有するTF導体を用いたソレノイドコイルをメーカーとの協力により製作した。TFICは、原子力機構の所有する中心ソレノイドモデルコイル施設の中心ボアに据付され、最大13Tまでの外部磁場環境下で性能試験が行われる。TFICの製作にあたっては、TF導体及びTFICの構造を考慮した製作技術を確立する必要があった。原子力機構では、その製作過程で適用する製作技術について試作を実施し、超伝導素線へのダメージが無く、構造的強度が十分で、かつ、製作プロセスが適切に完了可能であるかという観点から、解体試験及び極低温度を含む温度領域での機械試験を実施した。上記試験の結果から、各製作プロセスである導体巻線・Crめっき除去・電気継手部の溶接・熱処理・導体絶縁のための樹脂含浸工程を確立し、TFインサート・コイルの製作を問題なく完了することができた。本発表では、上記試作結果とTFICの製作プロセスについて報告する。
