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CoSiO
Cl栗田 伸之*; 山本 大輔*; 金坂 拓哉*; 古川 信夫*; 河村 聖子; 中島 健次; 田中 秀数*
Physical Review Letters, 123(2), p.027206_1 - 027206_6, 2019/07
被引用回数：4 パーセンタイル：36.25(Physics, Multidisciplinary)Magnetic excitations of the effective spin 
=1/2 dimerized magnet BaCoSiOCl have been probed directly via inelastic neutron scattering experiments. We observed five types of excitation, which are all dispersionless within the resolution limits. The scattering intensities of the three low-lying excitations were found to exhibit different 
-dependences. Detailed analysis has demonstrated that BaCoSiOCl is a two dimensional spin dimer system described only by a single dimer site, where the triplet excitations are localized owing to the almost perfect frustration of the interdimer exchange interactions and the undimerized spins, even in small concentration, make an essential contribution to the excitation spectrum.
C測定の高度化; 少量化への試み田中 孝幸; 甲 昭二; 木下 尚喜; 山本 信夫
JAEA-Conf 2010-001, p.122 - 125, 2010/03
分子量分画や化学分画による物質の動態研究において、加速器質量分析(AMS)による放射性炭素測定を利用する研究が始まっている。分画の結果として、AMSに必要な試料量の少量化が進んでいる。今後、ますますこの傾向は強くなっていくと予想される。しかし、原子力機構むつ事務所が所有するAMS(JAEA-AMS-MUTSU)は、現在、約2mgの炭素量が必要であり、少量化の傾向に遅れている。そこで、JAEA-AMS-MUTSUでの放射性炭素測定に必要な試料の少量化を試みる。本研究では、AMS測定の際に、試料であるグラファイトを圧着するターゲットピースの形状及び圧着時に必要な器具について改良した。その結果、JAEA-AMS-MUTSUで約0.5mgの炭素量でも放射性炭素測定が可能であることを示した。
山本 信夫; 木下 尚喜; 甲 昭二; 田中 孝幸
JAEA-Conf 2010-001, p.88 - 91, 2010/03
日本原子力研究開発機構むつ事務所のタンデトロン加速器質量分析装置(JAEA AMS MUTSU:High Voltage Engineering Europa製Model 4130-AMS)は、最大加速電圧3MVのタンデム型加速器と炭素及びヨウ素同位体比測定用の2本のビームラインから構成されている。炭素とヨウ素の定常測定はそれぞれ平成11年12月,平成15年5月から開始され、平成17年度までは海洋環境における放射性核種の移行挙動にかかわる研究等におもに利用されてきた。平成18年度からは共用施設となり、原子力機構内外の種々のテーマでの測定に利用されている。本稿では、JAEA AMS MUTSUの利用の現状と平成22年度からの施設利用料金改定について報告する。
甲 昭二; 木下 尚喜; 田中 孝幸; 山本 信夫
JAEA-Conf 2010-001, p.126 - 129, 2010/03
日本原子力研究開発機構(JAEA)青森研究開発センターむつ事務所に設置されている加速器質量分析装置は、オランダHigh Voltage Engineering Europa社製で1997年に導入された。このAMSは3MVのタンデム型静電加速器に炭素同位体比及びヨウ素同位体比測定用の専用ビームラインが取り付けられている。2006年4月にAMSの施設共用が開始され、稼働率は年々上昇し、2009年には総運転時間が2万時間を超えた。本報告では、2008年4月から2009年9月までのAMSの運転状況や故障等をまとめる。また、2009年6月から7月に行われたAMS運転制御システムの更新について報告する。
C測定の現状田中 孝幸; 甲 昭二; 木下 尚喜; 山本 信夫
KURRI-KR-153, p.29 - 34, 2010/03
日本原子力研究開発機構青森研究開発センターにある加速器質量分析装置(JAEA-AMS-MUTSU)は、1997年に設置され、放射性炭素については、1999年から定常運転を開始した。放射性炭素測定は、昨年度、1,193試料測定し、定常測定以来、8,809試料測定した。2006年度からは外部利用者が利用可能な共用施設となり、多くの利用者によりさまざまな研究活動に利用されるようになっている。JAEA-AMS-MUTSUの制御システムは、設置以来、Windows 3.1上で制御されているので、Windows 3.1と互換性のある交換部品の入手が困難となっていた。そこで、制御システムをWindows XPへと更新した。本講演では、JAEA-AMS-MUTSUの現状及び制御システムの更新について報告し、さらには、本年開発した溶存有機炭素中放射性炭素測定のための抽出法についても紹介する。
鈴木 崇史; 乙坂 重嘉; 田中 孝幸; 甲 昭二; 木下 尚喜; 山本 信夫
第22回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.107 - 110, 2010/01
日本原子力研究開発機構むつ事務所のタンデトロン加速器質量分析装置(JAEA-AMS-MUTSU: High Voltage Engineering Europa製Model 4130-AMS)は、最大加速電圧3MVのタンデム型加速器と炭素及びヨウ素同位体比測定用の2本のビームラインから構成されている。炭素とヨウ素の定常測定はそれぞれ平成11年12月,平成15年5月から開始され、これまで海洋環境における放射性核種の移行挙動にかかわる研究等におもに利用されてきた。平成18年度からは共用施設となり、原子力機構内外の種々のテーマでの測定に利用されている。本稿では、平成20年度の運転状況と測定データのクオリティの確認結果について報告する。
山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.
Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01
被引用回数：52 パーセンタイル：71.15(Biochemistry & Molecular Biology)ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。
東稔 達三; 関 昌弘; 湊 章男*; 堀江 知義; 河村 洋; 小川 益郎; 藤村 薫; 武田 哲明; 深谷 清; 飯田 浩正; et al.
JAERI-M 86-176, 299 Pages, 1987/01
核融合炉においてプラズマに面して設置される構造物(主として第1壁、ダイバ-タ板、リミタ板)の健全性及び寿命評価に関する総合的な解析的及び実験的研究を行なった。以下の項目について成果が得られた。(1)寿命制限の主用因子の検討、(2)2次元弾塑性解析による塑性変形効果、(3)再付着効果によるダイバ-タ板/リミタ板の正味エロ-ジョン量の緩和、(4)片面熱負荷条件化における、非一様熱伝達率分布を求める機能を有する2次元有限要素法熱構造解析コ-ドの開発(5)プラズマ・ディスラプションを模擬した、電子ビ-ムによる金属材料の溶融厚みと蒸発量の測定及び解析、(6)溶融層の安定性解析モデルの開発、(7)ろう付け及び鋳込によるW/Cu接合構造のアルゴン・プラズマジェットによる熱サイクル疲労実験、(8)ろう付けによるW/Cu接合構造のせん断疲労実験、(9)非磁性体厚肉構造の過電流と動的電磁力及び磁性体の磁化による電磁力の解析手法の開発、(10)非磁性体(304SS)と磁性体(HT-9、軟鉄)の電磁力による変形実験
ROSA-IVグループ*; 田坂 完二; 田中 貢; 鈴木 光弘; 久木田 豊; 小泉 安郎; 安濃田 良成; 山本 信夫; 熊丸 博滋; 川路 迅裕; et al.
JAERI-M 84-237, 300 Pages, 1985/01
ROSA-IV計画では、大型非定常試験装置(LSFF)を用いて、PWR小破断冷却材喪失事故及び運転時の異常過渡に関する総合実験を行う。本報は、LSTF実験の結果を理解するのに必要となる情報を提供することを目的としている。本報では、ROSA-IV計画の概要ならびにLSTF装置の設計条件、装置各部の構造及び機能、計測制御系、データ収録系、さらに、LSTF装置で行われる実験の概要について述べる。
飯田 正明*; 小杉 敏夫*; 神戸 満*; 永井 寛*; 田中 信夫*; 土屋 毎雄*; 奈良 義彦*
PNC TN941 84-169, 172 Pages, 1984/12
従来からの懸案事項である2次系削除FBRプラント概念を明確にし,その成立のための条件とコスト低減の効果を把握することを目的に設計研究を実施した。本概念の主要な検討課題は「蒸気発生器内で発生するNa―水反応の炉心への影響」について明らかにすることであり,この問題に直接関係する炉心,蒸気発生器,格納容器,Na-水反応生成物処理装置等に焦点を絞り設計検討を実施した。その結果以下を把握することができた。(1)2次系削除プラント概念とその問題点、(2)Na-水反応生成物のうち特に水素ガスの炉心へ及ぼす影響,限界水リーク率、(3)その影響の抑制方式、(4)2次系削除プラントのためのNa-水反応セーフティマップの概念と水リーク検出系への要求事項、(5)財産保護の観点からの2重管SGの必要性、(6)2次系削除した時の物量及び建設費の削減効果。なお、本作業を通じて設計研究の実際を経験することかできたことを付記しておく。
高橋 克郎*; 田中 信夫*; 斉藤 正樹*
PNC TN908 84-02, 367 Pages, 1984/03
高速増殖炉の実用化および「もんじゅ」53項目の宿題に向けて,炉心の安全性に関する研究開発の現状を調査し,今後必要な研究開発項目を摘出した。そして炉心安全工学室が今後取組むべき研究開発項目の現状背景を分析し,立案した研究開発計画とその必要性および目的について述べている。▲それらをまとめると,高速炉の一次格納健全性の評価およびその信頼性を向上するために,実施すべき研究開発は,▲・大型解析コードSAS,SIMMERの改良,検証および整備を行なう。▲・これらに必要な炉外試験を実施する。また炉内試験については当面国際協力を有効に活用する。▲・さらに重要な問題である事故時の熱的負荷を扱う溶融炉心物質の挙動に関する実験的研究に着手する。▲・事故後の崩壊熱除去過程の評価手法の確立に努める▲・局所事故シナリオの完成を目ざし,事故早期発見終息への方策を追求する。▲等である。▲
進藤 嘉久*; 三宅 収; 新留 二郎*; 真鍋 二三夫*; 田中 信夫*
PNC TN952 79-04, 143 Pages, 1979/02
ナトリウム冷却高速炉蒸気発生器系の大リーク・ナトリウム-水反応解析のため,計算コードSWACSが開発された。 本報告はSWACSコードにより原型炉級ヘリカルコイル型蒸気発生器系の解析を試行し,その結果を計算コード使用の際のガイドブックとして,とりまとめたものである。 解析内容は蒸発器におけるコイル部下部において伝熱管1本および4本の瞬時ギロチン破断時の初期スパイク圧,二次系内圧力波伝播,および準定常圧である。初期スパイク圧と準定常圧に対しては各々2種のモデルを用いた。
三宅 収; 進藤 嘉久*; 田中 信夫*; 佐藤 稔*
PNC TN952 78-05, 27 Pages, 1978/01
高速増殖炉の蒸気発出器における大リーク・ナトリウム-水反応事故の一連の圧力,流動現象の解析を行なうために「SWACS」コードを開発した。 「SWACS」コードは伝熱管破損直後に発生する初期スパイク圧,スパイク圧の二次冷却系への圧力波伝播,初期スパイス圧静定後に生ずる準定常圧力上昇過程,およびこれら圧力発生の主要因である破損伝熱管からの水噴出率を計算するモジュールから構成されている。 本報告書は「SWACS」コードの解析手法の概要をとりまとめたものである。
吉岡 直樹*; 小石川 秋三*; 綿見 正和*; 大高 仁護*; 田辺 弘美*; 田中 信夫*; 山田 敏雄*
PNC TN941 78-32, 84 Pages, 1978/01
期間昭和52年4月1日
昭和53年4月30日 目的高速増殖炉原型炉「もんじゅ」蒸気発生器伝熱破断事故時のナトリウム-水反応に対する安全性確認に貢献する。本報告は,動燃にて実施中の高速炉蒸気発生器の安全性研究のうち,大リーク・ナトリウム-水反応試験について,昭和52年度内に日本原子力学会等に口頭発表されたものにつき,発表原稿を加筆して研究速報としてとりまとめたものである。本報告に含まれる内容の要旨は以下のとおり。「もんじゅ」SGの水・蒸気系を計算対象とし,伝熱管ギロチン破断時の水リーク率を予測する計算コードSWAC-11を作成した。計算コード内容,各種係数の感度解析結果,および「もんじゅ」SGについての計算結果について概説した。「もんじゅ」SG二次系およびSWAT-3試験装置等を計算対象とし,大リーク事故時の準静圧特性を予測する計算コードSWAC-13を作成した。本コードの内容を概説し,SWAT-3試験について計算結果と試験結果との照合をおこない,コードの有効性を確かめた。SWAT-3試験装置のRUN‥3試験において,注水試験後,反応生成物の凝固による配管閉塞が生じた。このため,装置内の反応生成物の分布状況,反応生成物の化学分析,凝固点測定,および閉塞時の装置温度分布の調査をおこなった。調査結果につき定量的にとりまとめ報告する。放出系配管を流下するナトリウム-水素ガス二相流の挙働を明確にするために,SWAT-1試験装置の放出系流動様相を,各種計測器により得たデータをもとにして推定した。流れは,流動開始初期にはナトリウム・プラグ/気泡流であり,中期以後は環状流に遷移することが判った。放出系作動時に,放出系配管に作用する力について,SWAT-3試験装置のRUN-2,RUN-3試験の結果を整理した。この結果,作用力は反応容器の運動に起因する力,収納容器の運動に起因する力,流体力,熱膨張力の複合力であることが明らかになった。このうち流体力は,直接測定した値と流速計にて得られた流速からの換算値とが比較的よく一致することが示された。SWAT-3試験装置のナトリウム配管系にて測定された圧力波伝幡現象と,特性曲線法を用いる一次元圧力波伝幡計算コードSWAC-5Kの計算値との比較をおこなった。その結果,計算値と実験値は圧力波第1波通過までは良く一致するが
秋元 徳三*; 高野 博*; 前野 陽治*; 堀 雅夫*; 佐藤 稔*; 田中 信夫*; 綿見 正和*
PNC TN941 76-84, 63 Pages, 1976/08
実施期間;1975年2月1日1976年1月31日目的;大リークナトリウム-水反応によって発生する急峻な圧力波の特性および圧力波の蒸気発生器構造材におよぼす影響について,十分な解明をおこなうため,液体ナトリウムに代る圧力伝播媒質を用いて模擬試験をおこない,高速増殖炉蒸気発生器の設計および安全性向上に資する。要旨動力炉・核燃料開発事業団と電力中央研究所は高速増殖炉蒸気発生器の設計および安全性向上に資する事を目的に「高速増殖炉蒸気発生器内におけるナトリウム-水反応による圧力波の伝播に関するシミュレーション試験」を行っている。本研究は,第一次共同研究の成果を基盤に,第二次共同研究として1)高速増殖炉用蒸気発生器内,内部構造物の等価断面積の評価方法の確立2)圧力波の蒸気発生器構造材におよぼす影響について試験解明を行ったものである。1)項については,蒸気発生器内に内部構造物がある場合の蒸気発生器内の総合等価断面積を求める手法を開発し,試験は高速増殖炉原型炉"もんじゅ"蒸気発生器に対象を絞り,実機と同一ピッチ,同一寸法の伝熱管群部の等価断面積を求め,次に,伝熱管群部とセンターパイプ部を想定した並列管路の場合の等価断面積について検証を行った。2)項については,急峻な内圧変化に対する容器壁の動的歪について検討を行った。
田中 信夫*; 広井 博*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 佐藤 稔*; 堀 雅夫*
PNC TN941 76-38, 82 Pages, 1976/04
放出系特性試験のため一部改造されたSWAT-1装置を用いて,昭和49年6月より昭和50年3月までに7回の大リーク,ナトリウム-水反応試験を行ない,同時に,放出系解析コードにより試験結果を解析した。得られた主な内容は次のとおりである。1)Na中の圧力測定により,従来の測定法の問題点が明らかにされた。2)注水率を変えた場合の初期スパイク圧,容器中の音速,初期スパイク圧と容器壁歪の関係等に関する試験結果を得た。3)注水率,放出位置(上部,側部)を変えた場合の圧力変化,温度変化,放出Na量,初期放出速度,等に関する試験結果を得た。4)放出系解析コードSWAC-9ASWAC-109を用いて解析し,試験結果と比較した結果,SWAC-109のモデルが比較的試験結果と一致することが分った。
原崎 堯*; 田中 信夫*; 大高 仁護*; 佐々木 和一*; 山田 敏雄*; 堀 雅夫*
PNC TN941 74-46, 112 Pages, 1974/07
動燃大リーク・ナトリウム-水反応試験装置SWAT-1では高速増殖原型炉"もんじゅ"蒸気発生器の伝熱管破断事故時のナトリウム-水反応に対する安全性確認のため,実験シリーズ1)および2)として,注水条件および放出系作動条件を変えて試験を行い,これらの試験条件を変えた時のナトリウム-水反応諸特性については前報迄報告を行ってきた。本報では,昭和47年10月以後,実験シリーズ3)として,模擬伝熱管等の内部構造物を入れた時の流動様相と温度分布,初期スパイク圧とその時間領域の現象解明,および中リーク時の隣接伝熱管のウェスティジによる損傷を目的として行った計15回の試験結果を検討し,取纏めたものである。
佐藤 稔*; 山田 敏雄*; 大高 仁護*; 大島 厳*; 原崎 堯*; 田中 信夫*; 大内 義弘*
PNC TN941 72-17, 84 Pages, 1972/10
期間1971年9月1日1972年8月31日 目的 SWAT-1試験装置により,大リークナトリウム-水反応に関するデータを得て,ナトリウム加熱蒸気発生器安全性開発に資する。要旨 前報にひきつづき,動燃大リーク・ナトリウム-水反応試験装置SWAT―1による計9回の試験結果を中心に,初期スパイク圧,反応初期ボイド成長,準静圧上昇,ナトリウム液面上昇,反応容器内温度,放出系作動による準静圧減圧特性,収納容器圧力上昇特性,中リーク規模ウエステージ現象,および試験后の反応容器洗滌法につき実験結果と考察をとりまとめた。
石川 真; 田中 信夫*
BNES Conforonce on Saemce and Technology of Fast Reactor Safety, ,
崩壊熱除去機能喪失事象(PLOHS)は極低頻度事象の1つであり,機能喪失を修復するため時間裕度が大きいため炉心損傷の発生確率は極めて小さい。しかし、プラントリスクの評価のために,PLOHSの炉心損傷時の現象評価が必要とされる。本論文では,上記観点からAPPLOHS-Iコードを開発し,PLOHS炉心損傷過程の解析を実施し,下記の知見を得た結果について述べる。(1)PLOHS時の熱的な炉心損傷過程は崩壊熱出力,デブリ形成条件,冷却材の流入条件等に依存して数百数千秒間にわたり暖幔に進行する。熱的な炉心損傷時の炉心物質の再配置挙動は再臨界条件と大きな影響を与える。(2)熱的な炉心損傷過程の後に,再臨界状態に移行した場合でも,放出される核的エネルギーは炉停止失敗事象(ATWS)で放出されるエネルギーより大幅に大きい。
