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吉田 雅洋*; 石井 賢司; Jarrige, I.*; 綿貫 徹; 工藤 一貴*; 小池 洋二*; 熊谷 健一*; 平岡 望*; 石井 啓文*; Tsuei, K.-D.*; et al.
Journal of Synchrotron Radiation, 21(1), p.131 - 135, 2014/01
被引用回数：3 パーセンタイル：19.04(Instruments & Instrumentation)A single-crystal momentum-resolved resonant inelastic X-ray scattering (RIXS) experiment under high pressure using an originally designed diamond anvil cell (DAC) is reported. The diamond-in/diamond-out geometry was adopted with both the incident and scattered beams passing through a 1 mm-thick diamond. This enabled us to cover wide momentum space keeping the scattering angle condition near 90
. Elastic and inelastic scattering from the diamond was drastically reduced using a pinhole placed after the DAC. Measurement of the momentum-resolved RIXS spectra of Sr
Ca
Cu
O
at the Cu 
-edge was thus successful. Though the inelastic intensity becomes weaker by two orders than the ambient pressure, RIXS spectra both at the center and the edge of the Brillouin zone were obtained at 3 GPa and low-energy electronic excitations of the cuprate were found to change with pressure.
大杉 俊隆; 高野 秀機; 小川 徹; 秋江 拓志; 土橋 敬一郎; 平岡 徹*; 小林 嗣幸*; 松丸 健一*; 東海林 裕一*
Global 1995, Int. Conf. on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems,Vol. 1, 0, p.181 - 189, 1995/00
長半減期核種の閉じ込め・核種変換システムを確立するために、窒化物燃料高速炉と高温化学再処理とに基づく核燃料サイクルシステムを検討した。窒化物燃料高速炉はその秀れた炉心特性の故に、電力生産、燃料生産のみならず、核種変換用炉心等種々の炉型の設計が可能である。また、高温再処理法は、プロセスの単純さと、装置の小型化が容易であることから、燃料サイクルコストの大幅な低下が期待できる。窒化物燃料の高温化学再処理の各プロセスの技術的検討とマスフローの解析を求め、これらシステムの成立性を確認した。さらに、プロセス機器、プラント建屋の概略の設計を進め、大幅な燃料サイクルコストの削減の可能性が大きいことを示した。
平岡 徹*
原子力工業, 40(11), p.73 - 79, 1994/00
核分裂炉と核融合炉について定常的なエネルギー源としての比較を両者の物理的、工学的な基盤の相違から比較した。即ちその燃焼持続の仕組み、エネルギー生成分布、除熱、出力密度、出力レベル調整、安全性、放射性生成物、燃料資源などからその成立性の度合の相違を見た。
高野 秀機; 秋江 拓志; 平岡 徹; 中村 邦彦*; 廣田 耕一*; 神島 吉郎*
Proc. of ARS94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.549 - 556, 1994/00
窒化物燃料を用いた鉛冷却高速炉について、高安全炉心の設計及びプラント特性の技術的検討を行った。炉心設計では、窒化物燃料に濃縮したN-15を用いることの炉心性能への影響を明らかにした。Na冷却高速炉では、N-15を用いるとボイド反応度が正側へ増加するが、鉛冷却高速炉ではもれに比べて無視でき負の設計が可能であり、Puインベントリの節約と増殖比の増加が期待できる。このサーベイ計算に基づき、全炉心ボイド反応度が十分に負で燃焼反応度変化の小さい固有安全性の高い炉心を設計した。さらに、ヒートバランス,SG概念,崩壊熱除去システム,耐震性等の原子炉プラントの技術的検討を行い、鉛冷却高速炉の特徴を明らかにした。ヘリカルコイル型SGを用いたコンパクトなプラントシステム概念に対する耐震性の検討では、応答加速度2Gの条件で60万KWe出力炉の立地が現在の設計基準内で可能であることを示した。
秋江 拓志; 高野 秀機; 平岡 徹; A.G.Morozov*; V.S.Smirnov*; V.V.Orlov*
Proc. of ARS94 Int. Topical Meeting on Advanced Reactors Safety,Vol. 1, 0, p.544 - 548, 1994/00
鉛冷却高速炉の開発にあたってロシアで実施された臨界実験BFS-61の解析を、連続エネルギーモンテカルロコードMVPを用いて行った。核データライブラリJENDL-3.1を使用した。MVPによって計算された実効増倍率は、ロシアで実施された連続エネルギーモンテカルロコードMCNPとJENDL-3ライブラリによる結果と良く一致し、実験結果を0.3%程過少評価する。また、MVPの結果は実験値やMCNPの結果と比べて、反応率比C8/F5(U-238捕獲/U-235核分裂)を過少評価し、F9/F5(Pu-239核分裂/U-235核分裂)を過大評価する。
高野 秀機; 秋江 拓志; 半田 宗男; 平岡 徹; 中村 邦彦*; 廣田 耕一*; 神島 吉郎*; 田中 洋司*; 高橋 浩道*; 金子 邦男*
Proc. of the 7th Int. Conf. on Emerging Nuclear Energy Systems; ICENES 93, 8 Pages, 1993/00
高速炉の開発の魅力は、軽水炉に比べて極めて高い資源有効利用とTRU処理能力にある。軽水炉の代替となるためには、炉と燃料サイクルを含めた高い経済性と正のボイド反応度や燃焼反応度損失を低減した高い安全性をもつ高速炉システムが必要である。そのため、鉛冷却・窒化物燃料集合体からなる高速炉について、燃料仕様やIV-15の濃縮度をパラメータとして炉心特性を検討し固有安全性の高い炉心を設計した。この炉心を基にして、耐震性を含む安全性、ヘリカルコイル型SGをもつ原子炉構造等を検討し、プラントコストをNa冷却・MOX燃料高速炉と比較した。さらに炉と燃料サイクルを含めた自己完結型の総合燃料サイクルシステム概念を、電力供給型プラントと燃料フロー調整型プラント群を高温化学再処理をベースとして検討した。
平岡 徹; 迫 淳; 高野 秀機; 石井 武*; 佐藤 充*
Nuclear Technology, 93, p.305 - 329, 1991/03
被引用回数：10 パーセンタイル：72.13(Nuclear Science & Technology)金属燃料の特徴を活かすために、燃料集合体をチューブインシェル型にすることにより、炉心内の燃料比を大きくとり、その結果、増殖比1.84の高増殖性能を有する3670MWeの高速炉の概念を得ることが出来た。燃料集合体は熱伸びを吸収し、且つFPガスのみカバーガス中に放出する機構を有する。炉心の燃焼特性などの核特性、燃料集合体の構造・製作性、FPガス放出の上部遮蔽構造への影響、FPガス放出のカバーガス処理系の規模への影響を検討し、いずれも工学的に充分成立することが判った。さらに、燃料取扱設備の検討等を行い、炉全体構造をまとめた。
平岡 徹
mu
alpha, 1990(WINTER), p.95 - 97, 1990/00
原子力発電の課題およびその将来展望について、新しい分野の拡がりの可能性を中心に述べたものである。特にボトルネックになっている課題、未だ充分に活かされていない原子炉の持つ特徴について触れた。それらの分野に若い研究者が挑戦することを期待したものである。
平岡 徹; 迫 淳; 高野 秀機; 刑部 真弘; 石井 武*; 佐藤 充*; 廣田 耕一*; 小西 隆男*
JAERI-M 89-069, 204 Pages, 1989/06
高速増殖炉の本来の意義の燃料増殖を高めることを狙って、金属燃料の持つ特徴を活かしたFPガスパージ/チューブインシェル型金属燃料集合体の概念を提案した。これにより、炉心における燃料の体積比は50%を超え、極めて硬い中性子スペクトルが得られた。その燃料集合体の構造、製造、およびFPガスパージ機構の工学的成立性を検討し、その見通しを得た。さらに、期待したように、充填ナトリウムの良好なFP捕捉性能が効いて、遮蔽、カバーガス処理系に問題はないことが判った。その他、炉内構造、燃料取扱設備などを検討し、増殖比1.84、炉内増倍時間6.7年という高い増殖性能を持つ670MWeの高増殖高速炉の概念をまとめた。
平岡 徹; 迫 淳; 高野 秀機; 刑部 真弘
JAERI-M 88-098, 47 Pages, 1988/06
金属燃料の特徴を活かして、増倍時間が短く、高増殖を図る高速炉の概念を追及し、硬中性子スペクトルを狙うためにFPガスパージ/チューブインシェル型金属燃料集合体を持つ高速炉を提案した。このため、燃料の比率を高くし、ナトリウム、構造材の比率を低くすることができ、高増殖比、低燃料富化度、良好な中性子経済が得られる。FPガスをパージするため燃焼度はFPガスプレナムの内圧上昇による制約は受けず、ガスプレナム部も短くすることが出来るなど様々な利点がある。
平岡 徹
エネルギーフォーラム, 0(7), p.34 - 37, 1987/00
固有安全炉の意義と課題について解説したものである。第1章では、固有安全炉の定義と意義などを述べ、固有安全炉が原子力の定着、特に中小型炉にとって重要であることを記した。第2、3章では、世界及び日本の現状を紹介した。第4章では、固有安全性の持つ課題などについて触れた。
中村 博雄; 平岡 徹; A.M.Hassanein*; G.L.Kulcinski*; W.G.Wolfer*
JAERI-M 83-058, 92 Pages, 1983/03
本論文は、プラズマディスラプション時の蒸発・溶融による第一壁損耗量の評価について述べた。第一壁材は、316SS・Mo・C・SiC・TiCについて検討した。計算モデルは、移動境界条件・非定常蒸発・蒸気シールド効果・温度依存物性値を取扱っている。蒸気シールド有りで、エネルギー密度200J/cm
、エネルギー時定数1msecのプラズマディスラプションの場合、全損耗量は、C・SiC・TiC・Moに対して、それぞれ4・5・6・2
m(溶融層が安定な場合)および、4・5・25・39m(溶融層が不安定な場合)である。これらの損耗量は、第一壁の寿命に影響する為、今後、より詳細な損耗量評価を行なう為には、原子分子過程を考慮した蒸気シールドモデル、化学反応による損耗、および溶融層の安定性に関して検討が必要である。又、トカマク装置でのディスラプションプラズマと第一壁の相互作用の実験が今後重要と考えられる。
成瀬 雄二; 平岡 徹; 田中 吉左右; 松田 祐二; 吉田 浩; 奥野 健二; 小西 哲之; 苫米地 顕; 渡辺 斉; 高橋 正; et al.
JAERI-M 82-175, 298 Pages, 1982/11
INTORフェーズIIAの主な目的は、フェーズIの概念設計で明らかになった「トリチウム」に関する重要項目の検討を深め、トリチウム格納に関する評価検討とトリチウム増殖ブランケットの設計を進展させることである。本報告書は、トリチウム格納に関するデータベースの評価結果および、より現実的な増殖ブランケットの検討結果をまとめたものである。
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。
苫米地 顕; 平岡 徹; 藤沢 登; 西尾 敏; 沢田 芳夫*; 小林 武司*
JAERI-M 82-170, 98 Pages, 1982/11
INTORフェーズ2Aの日本の検討報告書の一部をなすものであり、報告書全体の要約と、INTORの概念が含まれている
平岡 徹; 関 泰; 飯田 浩正
日本原子力学会誌, 23(4), p.237 - 246, 1981/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.83(Nuclear Science & Technology)核融合炉ブランケットの設計上の問題点をトカマク炉設計を中心として解説したものである。 (1)最近の動向 (2)核的問題と燃料サイクル (3)炉心プラズマとの相関 (4)熱的問題 (5)分解組立 (6)今後の展開 について記述している。
森 茂; 迫 淳; 平岡 徹; 田島 輝彦
日本原子力学会誌, 22(7), p.456 - 461, 1980/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Nuclear Science & Technology)IAEAで行われている日米欧ソの共同作業によるINTORワークショップについて、その第ゼロフェーズの検討結果を報告するものである。 ワークショップの任務と経過、INTORの概念、技術的諸問題について記述してある。
鈴木 康夫; 小方 厚; 平岡 徹
JAERI-M 8514, 41 Pages, 1979/10
IAEAINTORWorkshopのGroup16、計測、データ処理、制御についてのJAERIチームの検討結果をまとめたものである。INTORの計測等を考察するための、データアセスメントを行い、また、INTORの世代のトカマク装置における計測、データ処理、制御の在り方、問題点を検討した。また、Sesson2において課せられたホームワークの検討結果が最終章にまとめられている。
平岡 徹; 田島 輝彦; 杉原 正芳; 笠井 雅夫*; 新谷 吉郎*; 坂本 寛己*
JAERI-M 8198, 94 Pages, 1979/04
炉心工学試験装置の概念検討を行なった。この装置はJT-60の次の装置として、実験炉に先立って建設されるものである。その物理的目標は自己点火条件を検証する事である。一方この装置は将来の核融合炉に必要な全ての技術を備えたものである。従って超電導磁石、遠隔操作技術、遮へい、ブランケット試験モジュール、トリチウム取扱い技術の確立等が必須となる。この概念検討では、予備設計に先立ち、一つの構造体として成立し得るかどうかに重点を置いて検討を行なった。
杉原 正芳; 笠井 雅夫*; 平岡 徹
Journal of Nuclear Science and Technology, 16(5), p.305 - 315, 1979/00
被引用回数：1中性粒子入射加熱によって得られる最大加熱パワーを半経験的に評価した。それを用いて不純物混入がある時の自己点火への立ち上げに必要なプラズマ小半径を求めた。不純物混入が多くなると、自己点火条件から求めたものより大きな小半径でないと自己点火に到達しない事を示した。
