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上田 潔*; 福沢 宏宣*; Liu, X.*; 酒井 克典*; Pr
mper, G.*; 森下 雄一郎*; 齋藤 則生*; 鈴木 功*; 永谷 清信*; 岩山 洋士*; et al.
Journal of Electron Spectroscopy and Related Phenomena, 166-167, p.3 - 10, 2008/11
被引用回数：23 パーセンタイル：72.33(Spectroscopy)電子・イオン・イオン同時測定分光法を利用してAr2p又はKr3dのオージェ崩壊に伴うAr
, ArKr、及びKrの原子間クーロン崩壊(ICD)を測定した。この逐次崩壊によってクーロン解離を通して二価のイオンと一価のイオンが生成する。ICD電子の運動エネルギーと両方の原子イオンの運動エネルギーの同時測定によって、ICDの崩壊過程を解明できた。一重項もしくは3重項の二価電子状態が崩壊して、そのエネルギーをとなりの原子に移すと「スピン保存」ICDが「スピン・フリップ」ICDよりレートが早いことがわかった。
熊本 雄一郎*; 荒巻 能史*; 渡邉 修一*; 米田 穣*; 柴田 康行*; 外川 織彦; 森田 昌敏*; 下島 公紀*
Journal of Oceanography, 64(3), p.429 - 441, 2008/06
被引用回数：11 パーセンタイル：25.5(Oceanography)1995年と2000年に、日本海において全溶存無機炭素中の放射性炭素比(
C)を測定した。日本海は西部北太平洋における準閉鎖系の縁辺海であり、深層水及び底層水は内部で形成される。これらの測定データを歴史的な放射性炭素データとともにまとめ、2000m以深の底層水における放射性炭素の時空間的変動を明らかにした。日本海盆西部及び大和海盆の底層水におけるCは、1977/79年から1995年までの間に約20‰増加し、1995年から1999/2000年までの間には変化しなかった。これは、前者では底層水交換によって表層の核実験起源の放射性炭素が底層に侵入したこと、後者は底層水交換が停滞したことを示唆した。日本海盆東部では、底層水のCは1977/79年から2002年までの間に約10‰増加し、底層水交換がより弱いことを示唆した。日本海盆東部及び大和海盆における放射性炭素,トリチウム及び溶存酸素の時間的変動は、1979年から1984年までの間に底層水交換が散発的に発生したこと、1984年から2004年までの間に底層水交換が停滞したことを意味した。前者は、1976/77年の厳冬に日本海盆西部で新しく形成された底層水が日本海の深層循環によって輸送されたと考えられる。後者は底層水における核実験起源
Cs及フロン-11の時間的変動と矛盾していない。
塙 悟史; 佐藤 智徳; 森 雄一郎; 扇柳 仁; 加治 芳行; 内田 俊介
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 1(2), p.123 - 133, 2007/00
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、照射,応力,腐食の環境が複合的に作用し生じる現象であるため、IASCCの現象解明を目的とした照射試験では金属の腐食環境を支配する水質の評価、特に照射試料のある照射場の水質評価が重要となる。そこで、IASCC照射試験中の照射場の水質を評価するために、照射試験ループ用ラジオリシスコードを開発した。ラジオリシスコードでは、中性子線及び
線による分解生成種の直接生成,分解生成種の二次反応による化学種の生成・消失及び金属表面との相互作用を考慮した。開発したラジオリシスコードを検証するために、照射装置の水質を測定しラジオリシスコードによる解析結果と比較した。なお、検証では初期水質条件をパラメータとし、酸素,水素,過酸化水素の濃度を測定値と解析結果の比較対象とした。その結果、予測結果は実測結果によく一致し、開発したコードは照射場の水質評価に有用であることを確認した。
塙 悟史; 佐藤 智徳; 森 雄一郎; 扇柳 仁; 加治 芳行; 内田 俊介*
Proceedings of 14th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-14) (CD-ROM), 9 Pages, 2006/07
照射試験中における照射場の水質を評価するために、照射ループ用ラジオリシスコードを開発した。ラジオリシスコードでは、中性子線及び線による放射線分解生成種の直接生成,二次反応による化学種の生成・消失及び金属壁面との相互作用を考慮した。また、温度の分布や中性子線・線の吸収線量の分布をもつ照射ループを取り扱うために、複数ノードモデルを用いた。開発したラジオリシスコードの適用性を確認するため、幾つかの水質条件下で照射装置の水質を測定し、測定結果とラジオリシスコードによる解析結果を比較した。さらに、開発したラジオリシスコードを用いて照射領域における水質の分布を評価した。
塙 悟史; 扇柳 仁; 森 雄一郎*; 齋藤 順市; 塚田 隆
JAEA-Conf 2006-003, p.350 - 357, 2006/05
JMTRでは、軽水炉(BWR)環境下のIASCC照射試験を行うための照射ループを設置し、照射試験を進めている。IASCC照射試験では、中性子照射量とともに金属の腐食環境を支配する水質が重要なパラメータとなる。そのため、JMTRの照射ループでは、試験片が装荷されるキャプセルへの供給水の温度・圧力に加えて溶存酸素濃度,溶存水素濃度の制御が可能である。また、キャプセルへの供給水及び戻り水の溶存酸素濃度,溶存水素濃度及び導電率をオンラインで測定するとともに、過酸化水素濃度をバッチサンプリング方式で測定している。照射試験で非常に重要となるキャプセル内の水質を評価するために、JMTR照射ループ用ラジオリシスコードを開発した。コードでは、水の放射線分解による分解生成種の生成,二次反応による化学種の生成/消滅及び壁面との相互作用を考慮している。本報告では、JMTRに設置した照射ループの水質制御特性について述べるとともに、ラジオリシスコードによる解析結果と実測結果の比較を示す。
班目 春樹*; 岡本 孝司*; 田中 源太郎*; 森元 雄一郎*; 佐藤 聡*; 近藤 昌也
JAERI-Tech 2003-017, 156 Pages, 2003/03
JAERI-Tech-2003-017.pdf:5.31MB
原子炉圧力容器と格納容器気相部とを加圧管と注入管によって繋いだ均圧注入系の挙動をU字管内の液柱で模擬した実験と解析を行った。実験は、カバーガスをU字管内気相部に一定流量で注入してゆき、水位があるレベルに達するとガスを放出、水位が回復するとガス放出を停止することによって行った。実験の結果、ガス放出の周期は一定間隔とはならず、大きくばらつくことがわかった。そこで、圧力上昇時と下降時それぞれの挙動に対し線形方程式を立て、それをつないだ区分線形モデルを作成した。区分線形モデルは接線分岐,周期倍分岐,周期加算分岐といったカオス特有の性質を示したため、ガス放出の周期がばらついたのはカオスである可能性が高いことを示した。
森 雄一郎*; 井手 広史; 鍋谷 栄昭; 塚田 隆
JAERI-Tech 2002-003, 32 Pages, 2002/02
JAERI-Tech-2002-003.pdf:2.24MB
高経年軽水炉の信頼性・安全性を確保するうえで、炉内構造物に発生するおそれのある照射誘起応力腐食割れ(IASCC:Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、重要かつ緊急な検討課題とされており、このための材料照射研究が計画されている。また、原子炉材料の照射研究の進展に伴い、照射試験中の環境を高精度に制御することが要求されており、特にIASCC研究のための照射試験では、中性子照射量や照射温度に加えて、水質の制御が重要である。このような状況から原研では、沸騰水型軽水炉(BWR:Boiling Water Reactor)の炉内環境を模擬した条件下での材料照射試験が可能な高度材料環境照射装置を材料試験炉(JMTR:Japan Materials Testing Reactor)に設置するための設計検討を行った。高度材料環境照射装置は、試験片を収納し炉内へ装荷される飽和温度キャプセル、同キャプセルへ水質調整した高温高圧水を供給する水環境制御装置などから構成される。本報告書は、1999年度に行った水環境制御装置の水質調整系に関する設計検討の内容をまとめたものである。
菅野 勝; 鍋谷 栄昭; 森 雄一郎*; 松井 義典; 飛田 正浩*; 井手 広史; 板橋 行夫; 小森 芳廣; 塚田 隆; 辻 宏和
JAERI-Tech 2001-080, 57 Pages, 2001/12
JAERI-Tech-2001-080.pdf:2.34MB
高経年軽水炉の信頼性,安全性を確保するうえで、炉内構造物に発生するおそれのある照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、重要かつ緊急な検討課題とされており、このための材料照射研究が計画されている。このために、軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した照射試験を行うことができる高度材料環境照射装置をJMTRに設置するための設計検討を進めている。高度材料環境照射装置は、照射試験片を収納し炉内に装荷される飽和温度キャプセル,飽和温度キャプセルに高温高圧水を供給する水環境制御装置から構成される。本報告は、このうち、水質制御機能を備えた水環境制御装置に関し、各構成機器の仕様・性能等,主に、1999年に行った設計検討の結果をまとめたものである。
亀本 雄一郎; 柴 是行; 花田 磨砂也; 山岸 滋; 福田 健; Y.タカハシ*; 谷藤 隆昭; 大森 俊造
Journal of Nuclear Materials, 36, p.153 - 160, 1970/00
被引用回数：4抄録なし
森 雄一郎*; 塙 悟史; 佐藤 智徳; 扇柳 仁; 鍋谷 栄昭; 内田 俊介*
no journal, ,
JMTRインパイルループを用いたIASCC照射下試験における材料試験片近傍の水化学環境評価用に開発したラジオリシスコード(WRAC-JM)の検証を行うため、ループ内の水質を計算し、ループから採取したサンプル水の実測値との比較を行ったところ、計算結果は実測値とほぼ一致することを確認した。
塙 悟史; 扇柳 仁; 佐藤 智徳; 森 雄一郎*; 三輪 幸夫; 内田 俊介*
no journal, ,
JMTRでは軽水炉(BWR)環境下におけるIASCC照射研究を進めている。IASCC研究を目的とした照射試験では、照射試料の近傍の水質が重要となる。そのため、照射キャプセル内の水質を評価できるJMTRインパイルループ用ラジオリシスコードWRAC-JMを開発した。本研究では、WRAC-JMにより照射中の照射キャプセル内の水質分布を解析的に評価するとともに、その結果から照射試料部の腐食電位(ECP)を推測した。その結果、給水中の溶存酸素濃度,溶存水素濃度及び過酸化水素濃度の初期値をゼロとした場合の照射試料部のECPは、飽和値の0V-SHEであると推算された。
成田 賢生*; 芳野 純治*; 乾 和郎*; 若林 貴夫*; 小林 隆*; 三好 広尚*; 小坂 俊仁*; 友松 雄一郎*; 山本 智支*; 松浦 弘尚*; et al.
no journal, ,
原子力機構では配管内の保守・保全を目的として、配管内作業ツールの検討を行っている。本ツールは目的の場所までの自律移動が求められる場合がある。また、配管内でのツール自身の固定及び漏洩検査等を行うことも想定され、自律移動方法の検討及び漏洩検査のための配管内塞栓方法の検討を進めている。具体的には、空気及び水を注入したバルーンを利用して移動及び配管内固定の際の圧力測定方法の研究を進めている。一方、本手法は医学利用にも応用可能である。医学会では、機能性消化管障害や機能性イレウスなど小腸運動が関与する疾患に関して、小腸運動を評価する方法が模索されている。この目的のため、医療用イレウスチューブを用いて一般健常者3名による小腸内の圧力測定を行い、小腸運動の解明を試みた。その結果、小腸における自動運動と蠕動運動と考えられる波形を捉えることができた。本研究はバルーン内の圧力測定方法を一般化し、原子力における技術を医学利用に応用した一例である。
橘 幸男; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 鈴木 哲*; 大橋 一孝*; 森 雄一郎*; 降旗 昇*
no journal, ,
原子力機構は、開発途上国(新興国を含む)への2020年代以降の展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気、及び地域暖房への低温蒸気供給を目的とし、将来的には水素製造も視野に入れた熱出力50MWtの小型高温ガス炉(HTR50S)の概念設計を実施している。設計の基本思想は、HTTRをベースに、極力、研究開発要素を排除した設計としながらも、HTTRの試験・運転で得られた知見及びGTHTR300設計の成果を活用することで、商用化に向けた性能向上、コスト低減を図りながら高い先進性を持つ原子炉とすることである。これをもとに、基本仕様を定めるとともに、高出力密度化、燃料の濃縮度数の低減、高燃焼度化、原子炉圧力容器と熱交換器のサイド・バイ・サイド配置等の新たな技術実証の目標を定めた。さらに、蒸気タービン発電と地域熱供給のコジェネレーション等の系統構成を定め、安全設計方針の検討、炉心核熱設計、燃料設計、主要な機器・構造物の構造概念設計、配置概念の検討、安全評価等を実施している。本発表では、小型高温ガス炉の概念設計の全体概要について、基本仕様、系統構成、HTTRからの改良点等について報告する。
森 雄一郎*; 前川 勇*; 下田 貞之*; 佐藤 博之; 野本 恭信; 大橋 弘史; 橘 幸男
no journal, ,
原子力機構は、開発途上国(新興国を含む)への2020年代以降の展開を目指し、蒸気タービンによる発電、工業プロセスへの高温蒸気、及び地域暖房への低温蒸気供給を目的とし、将来的には水素製造も視野に入れた熱出力50MWtの小型高温ガス炉(HTR50S)の概念設計を実施している。設計の基本思想は、HTTRをベースに、極力、研究開発要素を排除した設計としながらも、HTTRの試験・運転で得られた知見及びGTHTR300設計の成果を活用することで、商用化に向けた性能向上、コスト低減を図りながら高い先進性を持つ原子炉とすることである。これをもとに、基本仕様・基本系統構成を定めるとともに、炉心核熱設計、燃料設計、主要な機器・構造物の構造概念設計、配置概念の検討等を実施している。本発表では、このうち、炉容器冷却設備及び蒸気発生器に関する検討結果を報告する。炉容器冷却設備については、独立2系統の完全自然循環・自然通風冷却系を採用し、受動的な冷却設備とする設備設計を実施した。また、水蒸気系では胴側をヘリウム、管側を水/蒸気とするヘリカルコイル型蒸気発生器を検討し、その設備設計を実施した。
