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論文

Production of $$^{266}$$Bh in the $$^{248}$$Cm($$^{23}$$Na,5$$n$$)$$^{266}$$Bh reaction and its decay properties

羽場 宏光*; Fan, F.*; 加治 大哉*; 笠松 良崇*; 菊永 英寿*; 小森 有希子*; 近藤 成美*; 工藤 久昭*; 森本 幸司*; 森田 浩介*; et al.

Physical Review C, 102(2), p.024625_1 - 024625_12, 2020/08

 被引用回数:6 パーセンタイル:60.4(Physics, Nuclear)

The nuclide $$^{266}$$Bh was produced in the $$^{248}$$Cm($$^{23}$$Na,5n)$$^{266}$$Bh reaction at beam energies of 125.9, 130.6, and 135.3 MeV. Decay properties of $$^{266}$$Bh were investigated with a rotating wheel apparatus for $$alpha$$ and spontaneous fission (SF) spectrometry under low background conditions attained by a gas-jet transport system coupled to the RIKEN gas-filled recoil ion separator. The half-life of $$^{266}$$Bh was measured to be $$T_{rm 1/2}$$ = 10.0$$^{+2.6}_{-1.7}$$ s. The $$alpha$$-particle energies of $$^{266}$$Bh disperse widely in the range of 8.62 - 9.40 MeV. The maximum production cross section for the $$^{248}$$Cm($$^{23}$$Na,5n)$$^{266}$$Bh reaction was determined to be $$sigma$$ = 57 $$pm$$ 14 pb at 130.6 MeV.

論文

Overview of accident-tolerant fuel R&D program in Japan

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09

福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。

論文

Complex chemistry with complex compounds

Eichler, R.*; 浅井 雅人; Brand, H.*; Chiera, N. M.*; Di Nitto, A.*; Dressler, R.*; D$"u$llmann, Ch. E.*; Even, J.*; Fangli, F.*; Goetz, M.*; et al.

EPJ Web of Conferences, 131, p.07005_1 - 07005_7, 2016/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:73.04

近年、物理的な前段分離装置を活用することにより、超重元素の比較的不安定な単一分子の合成と研究が気相化学研究によって可能になった。非常に揮発性の高い106番元素のヘキサカルボニル錯体Sg(CO)$$_{6}$$の合成は最近の大きな成果である。この成功を受けて、中心金属原子と周囲の配位子間の第一乖離エネルギーの測定を第2世代の実験として実施した。管状の分解反応装置を用いた手法を開発し、短寿命のMo(CO)$$_{6}$$, W(CO)$$_{6}$$, Sg(CO)$$_{6}$$錯体に適用することに成功した。

論文

New result in the production and decay of an isotope, $$^{278}$$113 of the 113th element

森田 浩介*; 森本 幸司*; 加治 大哉*; 羽場 宏光*; 大関 和貴*; 工藤 祐生*; 住田 貴之*; 若林 泰生*; 米田 晃*; 田中 謙伍*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 81(10), p.103201_1 - 103201_4, 2012/10

 被引用回数:161 パーセンタイル:97.28(Physics, Multidisciplinary)

113番元素である$$^{278}$$113を$$^{209}$$Bi標的に$$^{70}$$Znビームを照射する実験により合成した。観測したのは6連鎖の$$alpha$$崩壊で、そのうち連鎖の5番目と6番目は既知である$$^{262}$$Db及び$$^{258}$$Lrの崩壊エネルギーと崩壊時間と非常によく一致した。この意味するところは、その連鎖を構成する核種が$$^{278}$$113, $$^{274}$$Rg (Z=111), $$^{270}$$Mt (Z=109), $$^{266}$$Bh (Z=107), $$^{262}$$Db (Z=105)及び$$^{258}$$Lr (Z=103)であることを示している。本結果と2004年, 2007年に報告した結果と併せて、113番元素である$$^{278}$$113を曖昧さなく生成・同定したことを強く結論付ける結果となった。

論文

Sulfate complexation of element 104, Rf, in H$$_{2}$$SO$$_{4}$$/HNO$$_{3}$$ mixed solution

Li, Z.*; 豊嶋 厚史; 浅井 雅人; 塚田 和明; 佐藤 哲也; 佐藤 望; 菊池 貴宏; 永目 諭一郎; Sch$"a$del, M.; Pershina, V.*; et al.

Radiochimica Acta, 100(3), p.157 - 164, 2012/03

 被引用回数:12 パーセンタイル:69.15(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

The cation-exchange behavior of $$^{261}$$Rf ($$T_{1/2}$$ = 78 s) produced in the $$^{248}$$Cm($$^{18}$$O, 5$$n$$) reaction was studied on a one-atom-at-a-time scale in 0.15-0.69 M H$$_{2}$$SO$$_{4}$$/HNO$$_{3}$$ mixed solutions ([H$$^{+}$$] = 1.0 M) using an automated ion-exchange separation apparatus coupled with the detection system for alpha-spectroscopy (AIDA). It was found that adsorption probabilities ($$%$$ads) of $$^{261}$$Rf on cation-exchange resin decrease with an increase of [HSO$$_{4}$$$$^{-}$$], showing a successive formation of Rf sulfate complexes. Rf exhibits a weaker complex formation tendency compared to the lighter homologues Zr and Hf. This is in good agreement with theoretical predictions including relativistic effects.

論文

Evaluation of core thermal and hydraulic characteristics of HTTR

丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*

Nucl. Eng. Des., 152, p.183 - 196, 1994/00

 被引用回数:14 パーセンタイル:75.32(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$C、熱出力30MWの我が国初の高温ガス炉である。本報は、HTTRの炉心熱流力特性評価に関連する設計方針、解析コードの検証を含めた評価手法、原子炉出口冷却材温度950$$^{circ}$$Cを得るための設計対応及び評価結果についてまとめたものである。通常運転時の炉心有効流量は全流量の約88%となり、これを用いて評価した燃料最高温度1492$$^{circ}$$Cは、被覆燃料粒子の健全性の観点から定めた主要な熱的制限値1495$$^{circ}$$Cを下回っている。

論文

Evaluation of hot spot factors for thermal and hydraulic design of HTTR

丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1186 - 1194, 1993/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:68.63(Nuclear Science & Technology)

HTTRの熱流力設計において、被覆燃料粒子の健全性の観点から燃料最高温度を評価するとき、設計上の不確かさを考慮して十分な余裕を持たせるために工学的安全係数(Hot Spot Factor)を用いる。工学的安全係数には、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。

論文

Determination of hot spot factors for thermal and hydraulic design of High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR)

丸山 創; 村上 知行*; 藤井 貞夫*; 藤本 望; 田中 利幸; 数土 幸夫; 斎藤 伸三

Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.425 - 430, 1991/00

HTTRの炉心熱流力設計においては、被覆燃料粒子の健全性の観点から、燃料最高温度を評価する。この時、設計上の不確定性を評価するためにホットスポットファクター(工学的安全係数)を用いる。ホットスポットファクターには、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目、値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。

報告書

熱流動・熱伝導連成解析コードFLOWNET/TRUMPの検証

丸山 創; 藤本 望; 木曽 芳広*; 村上 知行*; 数土 幸夫

JAERI-M 88-173, 76 Pages, 1988/09

JAERI-M-88-173.pdf:1.78MB

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の設計において、炉心の伝熱流動、特に燃料ブロック内の冷却材流路間の流量配分、燃料ブロック応力解析用熱的境界条件の決定並びに燃料ブロック内の冷却材流路閉塞事故時の温度評価に使用する熱流動・熱伝導連成コードFLOWNET/TRUMPの検証結果について報告するものである。

報告書

高温工学試験研究炉の炉心内流量配分計画と評価

丸山 創; 藤本 望; 木曽 芳広*; 村上 知行*; 多喜川 昇*; 早川 均*; 数土 幸夫

JAERI-M 88-154, 147 Pages, 1988/08

JAERI-M-88-154.pdf:2.9MB

本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心熱流力設計の基礎となる炉心内冷却材流量配分計画と評価の結果を、解析用データとともにまとめたものである。HTTRの炉心は、黒鉛ブロックを積重ねた積層構造となっており燃料体ブロック及び制御棒案内ブロック内の計画された流路以外に冷却材の流れる流路が構成される、そのため、炉心の有効な冷却の確保のために、このような計画外の流量で極力低減し、冷却材出口温度950$$^{circ}$$C達成のため適切な流量配分を定めている。

口頭

燃料関連指針類の体系的整理に関する調査報告,3; 設計指針に関する体系化の検討

村上 望*; 杉山 智之; 鈴木 嘉章; 更田 豊志

no journal, , 

安全審査指針類で与えられている安全要求事項を再配置し整理する過程で、「設計指針」の要求事項と下位の指針類との関係に着目した。現行の下位指針類は個別の燃料設計に関するものであり、設計例や評価例も含まれており、上位要求との関連がわかりにくい。これらの問題点について提言を示した。

口頭

Sulfate complexation of element 104, Rf, in H$$_{2}$$SO$$_{4}$$/HNO$$_{3}$$ mixed solution ([H$$^{+}$$] = 1.0 M)

Li, Z.; 豊嶋 厚史; 浅井 雅人; 塚田 和明; 佐藤 哲也; 佐藤 望; 菊池 貴宏; Sch$"a$del, M.*; 永目 諭一郎; Liang, X. H.*; et al.

no journal, , 

本研究では、H$$_{2}$$SO$$_{4}$$ (0.15-0.69 M)/HNO$$_{3}$$ ([H$$^{+}$$] = 1.0 M)混合水溶液中における104番元素Rfの硫酸錯体形成を明らかにした。$$^{248}$$Cm($$^{18}$$O, 5n)反応により$$^{261}$$Rf (半減期T$$_{1/2}$$ = 78 s)を合成し、ガスジェット法により化学室に搬送した後に自動化学分離装置を用いてその陽イオン交換挙動を調べた。その結果、Rfの硫酸錯体形成は軽同族元素のZr並びにHfに比べ著しく弱いことが明らかになった。この結果は相対論計算による理論的予測と定性的に一致している。

口頭

4族元素塩化物の気相化学研究

村山 裕史*; 小嶋 貴幸*; 村上 昌史*; 後藤 真一*; 工藤 久昭*; 塚田 和明; 浅井 雅人; 佐藤 哲也; 佐藤 望; 永目 諭一郎

no journal, , 

超重元素ラザホージウムの化学的性質を解明することを目的に、その塩化物の揮発性に関する研究を進めるためオンライン等温ガスクロマトグラフ装置を開発した。開発に際してはタンデム加速器で合成した周期表上の同族元素である4族元素Zr及びHf同位体を用いて、本実験装置を用いた実験条件の最適化を行うとともに、Zr及びHf塩化物の等温ガスクロマトグラフ挙動を調べた。最適化の結果、Zr及びHfともに装置全体として約10%の収率を得るとともに、再現性のよい等温カラム温度-収率曲線を得ることに成功した。また、その等温クロマトグラフ挙動はZr及びHfともに本条件下では同じ傾向を示すことが明らかになった。

口頭

反跳分離装置GARIS-IIの性能評価,1

加治 大哉*; 羽場 宏光*; 笠松 良崇*; 工藤 祐生*; 森本 幸司*; 森田 浩介*; 大関 和貴*; 住田 貴之*; 米田 晃*; 佐藤 望; et al.

no journal, , 

理化学研究所グループでは、アクチノイド標的と重イオンビームとの核融合反応(ホットフュージョン)によって生成される超重核の分離・収集に特化した新たな分離装置GARIS-IIを設計・製作した。GARIS-IIは5個の電磁石から構成され、双極及び四重極電磁石をDとQで表すとQ-D-Q-Q-Dという配置を持つ。今回はGARIS-IIの本格始動に向けて、$$^{241}$$Am標準$$alpha$$線源並びに$$^{208}$$Pb標的の0度方向反跳核を用いて、装置のイオン光学特性を評価した。本測定では約18.4msrの立体角が得られ、この値はイオン光学系計算ソフトTRANSPORTによる計算値をほぼ再現している。また、GARIS-IIの励磁バランスの調整試験では、GARIS-IIの真空チェンバー内にHeガスを充填し、圧力と像の大きさ、すなわち焦点面に到達する$$^{208}$$Pb粒子の位置分布の関係を調査した。その結果、ガス圧の増加とともに像が小さくなる様子が確認された。

口頭

Confirmations of the synthesis of $$^{278}$$113 produced by the $$^{209}$$Bi($$^{70}$$Zn,n)$$^{278}$$113 reaction

森本 幸司*; 森田 浩介*; 加治 大哉*; 羽場 宏光*; 大関 和貴*; 工藤 祐生*; 佐藤 望; 住田 貴之*; 米田 晃*; 市川 隆敏*; et al.

no journal, , 

$$^{209}$$Bi($$^{70}$$Zn,n)$$^{278}$$113反応による113番元素合成実験を、理化学研究所の気体充填型反跳分離装置GARISを用いて行った。その結果、$$^{278}$$113からの$$alpha$$崩壊連鎖が2つ観測され、崩壊連鎖中の既知核$$^{266}$$Bhと$$^{262}$$Dbの性質が文献で報告されたものと一致していたことを、新たな原子核$$^{278}$$113及び$$alpha$$崩壊娘核$$^{274}$$Rgと$$^{270}$$Mtの発見の根拠とした。しかし$$^{266}$$Bhは既知核であるものの、崩壊特性は詳しく知られていなかったため、今回は$$^{248}$$Cm($$^{23}$$Na,5n)反応で直接$$^{266}$$Bhを合成し、その性質の調査を行った。本研究により、直接合成された$$^{266}$$Bhは$$^{278}$$113の崩壊連鎖中に観測された$$^{266}$$Bhと同様の性質を持つことが明らかになり、$$^{278}$$113の合成に成功したことをより強力に裏付けることができた。

口頭

Cation-exchange behavior of element 104, Rf, in H$$_{2}$$SO$$_{4}$$/HNO$$_{3}$$ mixed solution ([H$$^{+}$$] = 1.0 M)

Li, Z.; 豊嶋 厚史; 浅井 雅人; 塚田 和明; 佐藤 哲也; 佐藤 望; Sch$"a$del, M.*; 永目 諭一郎; Liang, X. H.*; 笠松 良崇*; et al.

no journal, , 

本研究ではH$$_{2}$$SO$$_{4}$$ (0.15-0.69)/HNO$$_{3}$$ ([H$$^{+}$$] = 1.0 M)混合水溶液中における104番元素Rfの硫酸錯体形成を明らかにした。$$^{248}$$Cm($$^{18}$$O,5n)反応により$$^{261}$$Rfを合成し、ガスジェット法により化学室に搬送した後に自動化学分離装置を用いてその陽イオン交換挙動を調べた。その結果、Rfの硫酸錯体形成は軽同族元素のZr並びにHfに比べ著しく弱いことが明らかになった。この結果は相対論計算による理論的予測と定性的に一致している。

口頭

$$^{208}$$Pb+$$^{70}$$Zn反応を用いた$$^{277}$$Cnの生成と壊変特性

住田 貴之*; 森本 幸司*; 加治 大哉*; 大関 和貴*; 鹿取 謙二*; 酒井 隆太郎*; 長谷部 裕雄*; 羽場 宏光*; 米田 晃*; 吉田 敦*; et al.

no journal, , 

核融合反応による超重元素合成実験では、目的とする核反応が起こるエネルギー領域が狭いため、入射粒子のエネルギー設定が重要な課題となっている。本研究では、$$^{208}$$Pb($$^{70}$$Zn,$$n$$)反応による112番元素$$^{277}$$Cn合成の励起関数を測定し、壊変特性の研究を行った。実験には、理化学研究所重イオン加速器施設RILACに設置された気体充填型反跳分離装置GARISを用いた。加速器で得られたエネルギー347.5, 351.5, 355.5MeVの$$^{70}$$Znビームを厚さ約630$$mu$$g/cm$$^{2}$$$$^{208}$$Pb標的に照射し、核反応生成物をGARISによってSi検出器システムへと導いた。$$^{70}$$Znビームエネルギー351.5MeVの条件で、$$^{277}$$Cn起因の$$alpha$$崩壊連鎖$$^{277}$$Cn($$alpha$$1)$$rightarrow$$ $$^{273}$$Ds($$alpha$$2)$$rightarrow$$$$^{269}$$Hs($$alpha$$3)$$rightarrow$$$$^{265}$$Sg($$alpha$$4) $$rightarrow$$$$^{261}$$Rf(SF:自発核分裂)が1事象観測されたが、他のエネルギーでは観測されなかった。$$^{277}$$Cnの$$alpha$$粒子エネルギーは$$11.07pm0.08$$MeV、寿命は0.370msであった。われわれが2004年に行った研究の成果も含めると、このエネルギーでの$$^{277}$$Cn生成断面積として$$0.17^{+0.16}_{-0.10}$$pbが得られた。

口頭

安全性向上に資する新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発,1; 全体概要

山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 白数 訓子; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷な条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が開始されている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けたプロジェクトの一つとして、国内の軽水炉燃料設計, 安全性評価, 材料開発を実施してきた人材, 解析ツール, ノウハウ、及び経験を十分に活かしつつ、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、2015年10月から開始され継続実施中である。

口頭

安全性向上に資する新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発,4; PWR用SiC複合材料

渡部 清一*; 佐藤 大樹*; 古本 健一郎*; 村上 望*; 山下 真一郎; 深堀 智生

no journal, , 

事故耐性燃料の被覆管材料として有力な材料の一つであるSiC複合材の主な課題として、(1)材料・照射特性の把握、(2)燃料設計の成立性評価、(3)事故時安全性への影響評価が挙げられる。本研究では、上述した(1)$$sim$$(3)の課題解決を目的として、SiC被覆管を用いた炉外試験及び照射試験、燃料ふるまい・炉心特性及び事故時安全性の評価手法の開発並びに解析評価を計画・実施している。

口頭

事故耐性燃料としてのSiC複合材被覆管の既設PWRへの適用性に関する評価,5; 炉心・燃料特性への影響評価

村上 望*; 桐村 一生*; 山路 和也*; 左藤 大介*; 渡部 清一*; 佐藤 大樹*; 古本 健一郎*; 山下 真一郎; 深堀 智生

no journal, , 

SiC被覆管は従来の被覆管材に比べ熱伝導率が低く、また、燃料健全性の観点から燃焼を通じペレットと被覆管の接触を防止するよう間隙を大きくする必要があり、この結果燃料温度が上昇し反応度停止余裕に影響する。対策として燃料棒細径化及び中空ペレットを採用した場合の炉心・燃料特性への影響を検討した。

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