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range金谷 利治*; 加倉井 和久; 筑紫 格*; 井上 倫太郎*; 渡辺 宏*; 西 正和*; 中島 健次; 竹村 和浩*; 古屋 秀峰*
Journal of the Physical Society of Japan, 74(12), p.3236 - 3240, 2005/12
被引用回数：5 パーセンタイル：37.27(Physics, Multidisciplinary)グラス形成高分子系の重水素置換ポリブタヂエンの3.5
までの領域における熱中性子スピンエコー実験が実施され、S()の第一及び第二ピークの領域における干渉性準弾性散乱ピークのdecay rateの波数依存性が観測された。第一ピーク上で従来観測された"de Gennes"型ナローイングは第二ピーク上では存在しないことが明らかになり、これはこの領域で柔らかい-CD
-CD- and=CD-CD- による揺らぎと柔らかい単位と硬い単位の自身による運動によりナローイングが隠されているものと解釈できる。
樋口 健介*; 木村 格良*; 水野 章敏*; 渡辺 匡人*; 片山 芳則; 栗林 一彦*
Measurement Science and Technology, 16(2), p.381 - 385, 2005/02
被引用回数：43 パーセンタイル：87.03(Engineering, Multidisciplinary)過冷却領域を含んだ広い温度領域の融液シリコンの原子構造を調べるために、X線回折と密度の同時測定が電磁浮遊法を用いて行われた。密度は質量と浮遊させた試料の形状から、画像解析技術を基礎とした非接触法を用いて求められた。X線回折実験は、日本のSPrin-8の放射光を用いて行われた。過冷却融液シリコンの構造解析から、第一近接原子の配位数と原子間距離が、約5及び2.48
と求められた。両者とも1900Kから1550Kの間で温度依存性を持たなかった。この結果から、われわれは、過冷却融液シリコンの正四面体形結合が基礎となる近距離秩序は過冷却度によって変化しないが、中距離秩序は過冷却度によって変化すると結論する。
渡辺 格*
PNC TN1440 91-003, 150 Pages, 1991/01
動燃北京事務所は1986年8月に開設されて以来、所長と所員と、通訳(女性)を加えた3名でもって、*ウラン鉱資源の共同調査、共同探査等への支援業務*原子力交流制度への支援業務*原子力関係の情報収集*科学技術庁関係者等の訪中に対する便宜供与 を主たる任務としている。これらの活動結果については「動燃北京事務所だより」として事業団内に報告されている。この「北京事務所よもやま話」は「動燃事務所だより」の一部として、北京(中国)での暮らしのあれこれを、1986年10月から1988年9月まで北京に滞在した渡辺格所員が送信してきたものを一冊に綴ったものである。尚、姉妹編の「別冊II、北京イメージ通信」も参照されることをお勧めする。
渡辺 昌介*; 井滝 俊幸*; 山内 勘; 樫原 英千世*; 榎戸 裕二*; 柴原 格*; 井上 裕二*
PNC TN941 82-38, 57 Pages, 1982/02
「常陽」増殖炉心では,等温反応度係数および流量係数に関して,50MW低出力試験中に詳細な測定を行った。以来,原子炉の50MWおよび75MW定格連転が約4年間にわたって行われた。この間,炉心燃料集合体は,初期の70体から75MW第6サイクルの79体まで拡大された。本試験は,75MW第5サイクルと第6サイクルとの間の特殊試験サイクル期間中に行ったもので,炉心の経年変化に伴って,等温反応度係数および流量係数が変化するかどうかを調べることを目的とした。得られた結果は次の通りである。〔等温反応度係数〕1)実測値は,設計値および低出力試験時の測定結果と良い一致を示した。〈実測値‥(-3.85+-0.17)
10-3%
k/k/
〉有意な経年変化や出力係数特異現象に係わる変化は,認められなかった。〔流量係数〕1)一次系ナトリウム流量を100%から20%へ変えた時の反応度変化量は,(-8.2
-10.7)103%k/kであった。この値は設計値の1/10に相当し,75MW出力上昇試験前の約1/3になっていることがわかった。2)この流量係数の変化が,75MW出力上昇試験中に起った出力係数の特異現象と関連するかどうか,今後検討する必要がある。
JRR-2管理課; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1027, 57 Pages, 1962/09
1961年3月に行われたJRR-2の第1次出力上昇試験全般にわたって記してある。まず第1章に出力上昇の問題となった第1次燃料について、燃料要素の仕様・検査及び問題点と安全性についての検討をした結果を述べてある。この検討に従い、万一燃料被覆破損が生じた場合、でき得る限り早期に発見し、処置を容易にするために破損燃料検出装置を追加設置した。この破損燃料検出装置の検出の方法,装置の内容について第2章に記してある。最後に第3章に実施した第1次出力上昇試験の経過について述べてある。
JRR-2臨界実験グループ; 神原 豊三; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 両角 実; 上林 有一郎; 蔀 肇; 小金澤 卓; et al.
JAERI 1025, 62 Pages, 1962/03
第2号研究用原子炉JRR-2は、20%濃縮ウランのMTR型燃料を用いた重水減速・冷却の熱中性子研究炉である。この炉の最大熱出力は10MW,平均熱中性子束密度は110
n/cm
secである。この論文は昭和35年10月1日、臨界に到達し、翌36年1月末まで実施した各種の特性試験についての報告書である。内容はJRR-2の臨界試験,制御棒の校正,重水上部反射体効果,燃料要素の反応度効果,温度係数等の特性試験,熱中性子束分布の測定と出力の校正について述べてある。これらの実験は、JRR-2管理課並びに技術研究室より特別に編成されたJRR-2臨界実験グループによって実施されたものである。
