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論文

Quantum critical behavior of the hyperkagome magnet Mn$$_3$$CoSi

山内 宏樹; Sari, D. P.*; 安井 幸夫*; 坂倉 輝俊*; 木村 宏之*; 中尾 朗子*; 大原 高志; 本田 孝志*; 樹神 克明; 井川 直樹; et al.

Physical Review Research (Internet), 6(1), p.013144_1 - 013144_9, 2024/02

$$beta$$-Mn-type family alloys Mn$$_3$$$$TX$$ have three-dimensional antiferromagnetic (AFM) corner-shared triangular network. The antiferromagnet Mn$$_3$$RhSi shows magnetic short-range order (SRO) over a wide temperature range of approximately 500 K above the N$'{e}$el temperature $$T_{rm N}$$ = 190 K. Mn$$_3$$CoSi has the smallest lattice parameter and the lowest $$T_{rm N}$$ in the family compounds. The quantum critical point (QCP) from AFM to the quantum paramagnetic state is expected near a cubic lattice parameter of 6.15 $AA. Although $T_N$$ of Mn$$_3$$CoSi is only 140 K, quantum critical behavior is observed in Mn$$_3$$CoSi as the enhancement of the electronic specific heat coefficient $$gamma$$. We study how the magnetic SRO appears in Mn$$_3$$CoSi by using neutron scattering, $$mu$$SR, and physical property measurements. The experimental results show that the neutron scattering intensity of the magnetic SRO does not change much regardless of the suppressed magnetic moment in the long-range magnetic ordered state compared to those of Mn$$_3$$RhSi. The initial asymmetry drop ratio of $$mu$$SR above $$T_{rm N}$$ becomes small, and the magnetic SRO temperature $$T_{SRO}$$ is suppressed to 240 K. The results suggest that the Mn$$_3$$CoSi is close to the QCP in the Mn$$_3$$$$TX$$ system.

論文

Partitioning and transmutation technology in Japan and its benefit on high-level waste management

大井川 宏之; 西原 健司; 横尾 健*

Proceedings of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems (Global 2007) (CD-ROM), p.434 - 442, 2007/09

日本では高レベル放射性廃棄物(HLW)処分の負担軽減を目指した分離変換技術の研究開発が行われている。将来の核燃料サイクルの廃棄物管理における分離変換技術の導入効果を明確に示すことを目的に、UO$$_{2}$$-LWR, MOX-LWR, MOX-FBRで生じる使用済燃料について、HLWの処分に要する処分場面積を定量的に議論した。解析では、分離プロセスとして、(1)従来型PUREX法,(2)マイナーアクチニド(MA)の核変換,(3)核分裂生成物(FP)の群分離,(4)MAの核変換とFPの群分離の4種類を仮定した。検討の結果、LWRでもFBRでもMOX燃料を用いる場合、処分場面積をUO$$_{2}$$燃料と同程度の広さとするにはMA核変換が必要であることがわかった。また、燃料種類,炉の種類,再処理前冷却期間によらず処分場面積をさらに低減するには、MA核変換とFP群分離を組合せる必要があることを示した。

論文

Parametric survey for benefit of partitioning and transmutation technology in terms of high-level radioactive waste disposal

大井川 宏之; 横尾 健*; 西原 健司; 森田 泰治; 池田 孝夫*; 高木 直行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 44(3), p.398 - 404, 2007/03

 被引用回数:22 パーセンタイル:81.85(Nuclear Science & Technology)

高レベル放射性廃棄物(HLW)処分の観点から、分離変換技術の導入効果に関するパラメトリックサーベイを実施した。本研究では、地層処分場面積の削減可能性を導入効果評価の指標とした。評価の結果、マイナーアクチニド(MA)をリサイクルすることで、従来のPUREX法再処理に比べてUO$$_{2}$$-LWRの場合で17-29%、MOX-LWRの場合で63-85%、それぞれ廃棄体定置面積の削減が可能であることがわかった。MOX燃料で効果が大きいのは、長期熱源となる$$^{241}$$Amを回収している効果である。さらに核分裂生成物(FP)を群分離すると、MAリサイクルの場合に比べて、70-80%の面積削減が可能であることがわかった。

論文

Parametric survey on possible impact of partitioning and transmutation of high-level radioactive waste

大井川 宏之; 横尾 健*; 西原 健司; 森田 泰治; 池田 孝夫*; 高木 直行*

Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10

高レベル放射性廃棄物の分離変換技術を導入することによる地層処分場の面積低減効果を、燃料組成や再処理までの冷却期間をパラメータとした幾つかの場合について考察した。マイナーアクチノイド(MA)をリサイクルすることによる処分場面積の低減効果は、MOX軽水炉の使用済燃料を長期間冷却する場合において顕著であることがわかった。これは、長寿命で発熱性の高い$$^{241}$$Amが蓄積していることに起因する。MAに加えて核分裂生成物を分離することで、UO$$_2$$燃料,MOX燃料ともに70-80%の処分場面積低減が期待でき、この効果は再処理及び群分離までの冷却期間には依存しないことがわかった。

報告書

金属燃料リサイクルシステムの設計評価

藤岡 綱昭; 岡村 信生; 星野 康史; 西村 友宏; 田中 健哉; 田中 博*; 横尾 健*

JNC TY9400 2001-028, 129 Pages, 2001/12

JNC-TY9400-2001-028.pdf:4.58MB

核燃料サイクル開発機構と電力中央研究所は金属燃料の高速増殖炉サイクルの実用化に向けた調査研究を行っている。本研究では金属燃料の大型高速増殖炉(Na冷却炉、炉出力1,500MWe、燃焼度150GWd/t、増殖比1.2)を想定し、再処理、燃料製造する金属燃料リサイクルプラントを検討した。プラント処理量は50t-HM/年(使用済炉心燃料39tHM/年(軸方向ブランケット燃料10tHM/年を含む)、使用済径方向ブランケット燃料11tHM/年)とその4倍とした200t-HM/年とした。さらに、全体プラントの概念を明らかにするために、主要工程の電解精製や射出成型などの検討のほかに、オフガス処理、廃棄物処理、ユーティリティなどの主な付帯設備も検討した。金属燃料リサイクルプラント設計の結果、50tHM/年プラントは、主建屋(再処理、燃料製造)が地下1階、地上3階(52.5m$$times$$101m$$times$$31m)で、この容積は、約16.4万立方となった。200tHM/年プラントは、主建屋(再処理、燃料製造)が地下1階、地上3階(132.5m$$times$$101m$$times$$31m)で、この容積は、約45.0万立方となった。 200tHM/年プラントの主建屋の容積は、50tHM/年プラントの約2.7倍となった。また、プラントの経済性検討の結果、建設費が50tHM/年プラントに対して約1530$$sim$$約1780億円となり、200tHM/年プラントに対して約3740$$sim$$約4260億円となった。この建設費に操業費を考慮した金属燃料リサイクルプラントの単価は、50tHM/年プラントに対して54$$sim$$59万円/kgHM、200tHM/年プラントに対して34$$sim$$37万円/kgHMとなった。これらのプラントの単価は、いずれも目標(59万円/kgHM)を達成することができた。

報告書

共同研究報告書 金属燃料高速炉の炉心燃料設計に関する研究(平成12年度)

太田 宏一*; 尾形 孝成*; 横尾 健*; 池上 哲雄; 林 秀行; 水野 朋保; 山館 恵

JNC TY9400 2001-015, 40 Pages, 2001/03

JNC-TY9400-2001-015.pdf:1.62MB

核燃料サイクル開発機構と電気事業者が共同で実施している「FBRサイクル実用化戦略調査研究」では、将来のFBR実用化に向けて、最も適当なFBRシステムを明確化するために、従来からの酸化物燃料の他、金属などの新型燃料サイクルについても比較検討を行うことになっている。その一環として、本研究では実用炉クラスを想定した金属燃料FBRの炉心核熱流力設計および燃料健全性評価を行い、達成可能な性能を明らかにするとともに、他の燃料形態との比較評価を行うことを目的としている。(1)炉心特性評価スケールメリットやサイクルコスト低減による経済性の向上を図った大型高燃焼度金属燃料炉心(1,500MWe級、150GWd/t)の核熱流力設計を行い、その炉心特性について以下の点を明らかにした。・通常の均質炉心によって、酸化物燃料炉心では難しい30年を下回る複合システム倍増時間が達成できる。またナトリウムボイド反応度は8-10$程度(炉心損傷事故時における即発臨界防止の目安制限値以下)に収まり、酸化物燃料炉心と同等の安全性が確保できる。・径方向非均質炉心の場合にはボイド反応度を5$程度に低減できることから、炉心損傷事故に対して十分な余裕が確保される。ただしプルトニウム富化度が増大するため、倍増時間は長期化する。(2)燃料健全性評価大型均質炉心において最大燃焼度が200GWd/tに達し、照射条件が最も厳しいと考えられる燃料要素の健全性評価を行い、以下の点を確認した。・燃料挙動解析の結果、様々な不確かさを保守側に仮定した場合にも燃焼末期までクリープ破損を防止することが可能であり、通常運転時の健全性が確保される。・過渡時には金属燃料特有の「液相形成に伴う被覆管内面浸食」が起こり得る。しかし、本解析の結果、設計基準事象において推測される数百秒以内の被覆管過熱状態の継続時間では液相浸食が被覆管健全性に与える影響は小さいことが分かった。即ち、過渡時の健全性確保の観点からは液相浸食対策は必要ないと言える。

報告書

日本原子力研究所・研究炉JRR-3Mの燃料領域照射筒内部の詳細中性子スペクトル計算

曽野 浩樹; 中野 佳洋; 山根 義宏*; 三澤 毅*; 横尾 健司

JAERI-Research 95-059, 83 Pages, 1995/09

JAERI-Research-95-059.pdf:2.24MB

筆者らは、原研・研究炉JRR-3Mの燃料領域照射筒を用いて、放射化実験によりTRUの断面積を積分的に評価することを計画している。この実験解析で必要となる試料照射位置におけるエネルギー107群の中性子スペクトルを、燃焼履歴・制御棒パターンを考慮した全炉心計算と、照射筒内部の構造を均質化せずに中性子束を計算する照射筒内部詳細計算とを組み合わせる2段階計算により求めた。2段階計算で求められた中性子スペクトルは、反応率に着目して実験値と比較した結果、相対値については数%の精度で一致した。しかし、絶対値に関しては、制御棒吸収体の近傍で最大30%の差が見られ、より一層の精度向上のためには、制御棒まわりの中性子輸送効果の補正法を改善する必要がある。

論文

原研研究成果情報システム(JOLIS)の開発; その入力処理と活用

羽原 正; 楢本 みよ子; 横尾 宏; 富山 峯秀; 鈴木 晃一*

第29回情報科学技術研究集会発表論文集, p.209 - 219, 1993/03

日本原子力研究所(以下原研と略す)では、研究成果のうち外部発表(論文投稿、口頭発表)及び研究報告書類の管理と有効利用のため、原研研究成果情報システム(JAERI Originated Literature Information System、以下頭文字をとってJOLISと略す)を開発した。JOLISは大型計算機を用いた日本語データベースである。JOLISは、1987年以降現在までの成果を収録した現行分とそれ以前の過去分とにわけられている。92年5月現在の入力データ数は、2万4千件となっている。現在、JOLISの活用として(1)成果発表受理の報知、(2)統計リストの作成、(3)成果二次資料の版下作成、(4)検索等をおこなっている。本報告では、JOLISの入力処理、活用及びその効果について述べるものである。

論文

INISデータベースの特徴とその利用

高橋 智子; 横尾 宏

原子力工業, 39(10), p.31 - 35, 1993/00

INISのシステムの概要、データベースの特徴、検索上の留意点、利用申込み等について、所外の読者に対して紹介した。

報告書

Design of a high power, 2.75GHz relativistic peniotron oscillator

Musyoki, S.*; 坂本 慶司; 渡辺 聡彦*; 横尾 邦義*; 小野 昭一*; 佐藤 信之*; 川崎 温*; 高橋 麻由子*; 清水 宏*; 大谷 俊介*; et al.

JAERI-M 92-153, 13 Pages, 1992/10

JAERI-M-92-153.pdf:0.63MB

ペニオトロン発振器では、相対論的電子ビームの運動エネルギーを高効率で電磁波に変換することができる。このためペニオトロンは核融合におけるプラズマ加熱や高エネルギー加速器に利用される大出力電磁波源として期待を集めている。本稿では出力周波数2.75GHz,出力30MW,変換効率60%の相対論的ペニオトロンの設計、ペニオトロンキャビティの特性実験の結果について報告する。

論文

日本におけるResearch in progress情報「Nuclear Science Information of Japan-Oral Presentation」(NSIJ-OP)の発刊

板橋 慶造; 中嶋 英充; 横尾 宏

情報科学技術研究集会発表論文集,24巻, p.169 - 178, 1988/00

原研では従来の国内文献情報誌「Nuclear Science Information of Japan」にかわり「Nuclear Science Information of Japan-Oral Presentation」(NSIJ-OP)を刊行した。原子力関係各学協会の協力により年会、分科会、講演会等の口頭発表を収録したNSIJ-OPは、日本の原子力分野において、どこの誰がどのような研究開発をおこなっているかを広く海外へタイムリーに報知することを目的としている。ここでは、NSIJ-OPの発刊の経緯、内容及び意義等について述べる。

論文

INISの現況と課題

横尾 宏

KURRI-TR-274, p.23 - 32, 1986/02

INISは実施以来15年になったが、現在全般にわたる見直しが行われている。この見直しの主要点を中心に、INISの現状と今後の改善の方向について紹介する。

論文

Promotion of keyword assignment to scientific literature by contributors

海老沼 幸夫; 高橋 智子; 羽原 正; 横尾 宏

Int.Forum Infor.Doc., 8(3), p.16 - 20, 1983/00

科学技術論文へのキーワード付与について、現状調査と効用評価テストを試みた。調査では付与採用雑誌の2/3が読者や二次情報システムを念頭においた外部利用を目的としていること、外部利用目的の2/3が付与語数6語以上であること、さらに付与採用雑誌の80%が著者付与でかつ編者によるチェックがおこなわれていることなどが明らかになった。また、評価テストによって二次情報システムでの索引語付与と検索の双方で有効性をもつことを定量的に示した。これら一連の結果をもとに、自由語使用、10語前後の付与数、著者付与などのキーワード付与方法をまとめ、さらにその具体例を示した。最後に二次情報システムの入力処理の立場から、国内の学協会誌等への付与要請活動の概要を報告し、あわせて付与要請と付与方法の検討が国際的規模でおこなわれる必要性を強調した。

論文

学術誌へのキーワード付与制の要請

高橋 智子; 海老沼 幸夫; 横尾 宏

情報科学技術研究集会発表論文集, 18, p.251 - 257, 1981/00

1978年、原子力に関係する文献を刊行している99機関に、自誌での利用だけでなく、二次情報処理をも目的としたキーワード付与を要請したが、1981年4月現在では、25機関が実施している。すでに要請前から実施している機関を合わせると、42機関となる。これで日本からのINIS入力文献数の約30%にキーワードが付与されたことになった。文献の著者が選択したキーワードは、おおむね適切であるが、その表記のしかたは、マニュアルがなければ著者によって異なる。キーワード付与制がさらに採り入れられるために、原研での3年間のチェック経験をもとにして、簡単なマニュアルを提案する。

論文

INISにおけるデータフラッギングの実施

横尾 宏; 高橋 智子

ドクメンテーション研究, 29(7), p.267 - 274, 1979/00

数値データを含む文献を容易に検索できるようにするため「データフラッキング」が今年からINISに導入された。入力すべき文献が有用な数値データを含む場合、リテラリインディケータNを付与し、データの型区分(実験値、理論値など)や提示形態(図表など)をデスクリプタの付与により行なうとともに、通常のインデクシング時に付与されたデスクリプタの中からデータの主題を表わすものを選定(Dラベリング)する。これらの手順について詳しく紹介し、併せて導入の背景,経過について簡単にふれる。

論文

国内学術雑誌、テクニカル・レポートのキーワード付与制

海老沼 幸夫; 横尾 宏

ドクメンテーション研究, 28(1), p.2 - 10, 1978/01

INIS(国際原子力情報システム)用に常時目を通している国内の主要雑誌、テクニカル・レポート約400誌のうち、キーワード付与制をもつものは19誌(17機関)であった。これらはいずれも最近10年以内に導入されている。すべて著者が付与し、編集者がチェックする方式である。シソーラス準拠は4誌と少なく、大部分が自然語を付与している。12誌が2次情報処理における主題分析への利用を目的としており、機械検索の普及に伴って、キーワードの存在が重要視されてきていることがうかがえる。これらの調査およびINISインデクシングにキーワードを利用している経験をもとに、学術情報の効果的な流通に寄与するキーワード付与制を新たに導入する場合の留意点をまとめた。

論文

著者付与重要語のINISインデクシングに対する有用性

横尾 宏; 高橋 智子; 羽原 正

ドクメンテーション研究, 27(2), p.45 - 54, 1977/02

著者付与重要語(キーワード)のインデクシングに対する有用性を定量的に把握するため、重要語のみをもとにしたインデクシングをし、その質を通常のインデクシングの質と比較する実験を行った。実験は日本原子力学会の雑誌論文をINISへ入力する場合を対象に行い、両インデクシングによるデスクリプタの一致度および検索効率の2項目によって比較評価した。 デスクリプタの一致度は約61%(階層系列関係になる場合も一致と考えると約66%)であった。通常のインデクシング・データで検索抽出された文献のうち、重要語のみをもとにしたインデクシングでも検索される割合は、Hit文献で86%、Noise文献で27%、全体では71%であった。この結果から再現率が通常のインデクシングの場合の86%以上、Hit文献の一致度が75%以上になることが推定される。したがって著者付与重要語はインデクシングにきわめて有効であることが明らかになった。

論文

Effect of flow rate on fission-product deposition from high-temperature gas streams

北原 種道; 横尾 宏; 海江田 圭右; 豊島 昇; 福島 征夫; 熊谷 勝昭; 山田 忠則; 小菅 征夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 13(3), p.111 - 118, 1976/03

 被引用回数:7

固体状FPの沈着挙動に関する実験的研究を、インパイルヘリウムループを用いて、ガス温度500$$^{circ}$$C、レイノルズ数1,300~13,000の流動ガスを対象に行った。ステンレス鋼管を流動ガスに曝し、沈着したFPの流れ方向の分布を$$gamma$$線スペクトル測定法により求めた。沈着分布の形を基に沈着核種を3つのグループに分類できる。$$^{9}$$5Zr-Np,$$^{9}$$7Zr,$$^{9}$$9Mo,$$^{1}$$03Ru,$$^{1}$$32Teを第1グループ、$$^{9}$$$$^{1}$$Sr,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{0}$$Ba-La,$$^{1}$$$$^{4}$$$$^{1}$$Ceを第2グループ、$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{1}$$I,$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{3}$$Iを第3グループとした。$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Csは第2および第3グループの特徴を示した。指数関数的分布を示す第1グループ核種に対して沈着係数を得た。沈着係数に及ぼす流量(レイノルズ数)の影響を検討した結果、レイノルズ数13,000以下の流れに対して、金属FPの沈着速度は境界層における物質移行によって決定され、表面での吸着にはほとんど影響されないことが分かった。

報告書

原子炉内放射線による抵抗線ひずみゲージの照射挙動

熊谷 勝昭; 横尾 宏; 北原 種道; 海江田 圭右

JAERI-M 6200, 22 Pages, 1975/08

JAERI-M-6200.pdf:0.79MB

原子炉内の放射線環境下における抵抗線ひずみゲージの挙動を調べるために一連の照射実験を行った。ベークライト基材、アドバンス(ニッケル-銅合金)素線のゲージをステンレス鋼又はアルミニウム合金の板に接着し、JRR-2に設置されたインパイル・ヘリウムループTLG-1中でゲージ温度を一定(約80$$^{circ}$$C)に保ちながら約300時間照射した。このときのみかけひずみ及び素線-被測体間の基材に流れるリーク電流などを測定した。結果は次のように要約できる。(1)照射によるゲージ感度の変化及びゲージの絶縁劣化は殆んどなかった。(2)みかけひずみは放射線強度に依存して発生するものと、照射積算量に依存して発生するものの2つに分類できる。両者ともゲージ抵抗が減少する方向の変化であった。(3)前者のみかけひずみは主に$$gamma$$線によって基材中に流れるリーク電流に基ずくものであると考えられる。一方後者の原因は明確にすることができなかったがゲージ素線の放射線損傷による抵抗減少と推定される。(4)ハーフブリッジ又はフルブリッジ法により、みかけひずみを補償して、動的ひずみは勿論、短期間の静的ひずみも充分測定できる。

報告書

TLG-1-50インパイルガスループの撤去

北原 種道; 横尾 宏; 海江田 圭右; 豊島 昇; 福島 征夫; 熊谷 勝昭; 山田 忠則; 小菅 征夫; 尾又 徹

JAERI-M 5962, 34 Pages, 1975/01

JAERI-M-5962.pdf:1.33MB

JRR-2に設置されていたTLG-1-50インパイルガスループは、多様な照射試験を通じて、大型インパイルループにおける照射技術の開発及び炉工学的安全性の研究に利用されてきたが、その所期の目的を達成したので、昭和49年1月~3月の工事で解体・撤去された。本報告は、作業の事前検討、所内外の安全審査、撤去部品に関する諸手続き、解体撤去作業、放射線被曝線量の評価および撤去終了後の官庁立会検査について述べたものである。なお、照射プラグの誘導放射能、照射プラグ出入装置の遮蔽計算を付録とした。

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