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layers in the triple-layer cuprate BiSrCaCu
O
studied by angle-resolved photoemission spectroscopy出田 真一郎*; Johnston, S.*; 吉田 鉄平*; 田中 清尚*; 森 道康; 安齋 太陽*; 井野 明洋*; 有田 将司*; 生天目 博文*; 谷口 雅樹*; et al.
Physical Review Letters, 127(21), p.217004_1 - 217004_6, 2021/11
被引用回数：6 パーセンタイル：49.47(Physics, Multidisciplinary)Hybridization of Bogoliubov quasiparticles (BQPs) between the CuO layers in the triple-layer cuprate high-temperature superconductor BiSrCaCuO is studied by angle-resolved photoemission spectroscopy (ARPES). In the superconducting state, an anti-crossing gap opens between the outer- and inner-BQP bands, which we attribute primarily to interlayer single-particle hopping with possible contributions from interlayer Cooper pairing. We find that the 
-wave superconducting gap of both BQP bands smoothly develops with momentum without abrupt jump in contrast to a previous ARPES study. Hybridization between the BQPs also gradually increases in going from the off-nodal to the anti-nodal region, which is explained by the momentum-dependence of the interlayer single-particle hopping. As possible mechanisms for the enhancement of the superconducting transition temperature, the hybridization between the BQPs, as well as the combination of phonon modes of the triple CuO layers and spin fluctuations are discussed.
三輪 周平; 山下 真一郎; 石見 明洋; 逢坂 正彦; 天谷 政樹; 田中 康介; 永瀬 文久
Energy Procedia, 71, p.168 - 181, 2015/05
被引用回数：17 パーセンタイル：99.58(Energy & Fuels)福島第一原子力発電所でのシビアアクシデントを経験した照射済み燃料材料の安全な取扱い技術の構築に向けて、原子力機構大洗研究開発センターの照射後試験施設を利用した幾つかの基礎研究を進めてきている。本論文では、基礎研究のうち、特に原子力機構大洗研究開発センターの照射後試験施設を利用することで効果的に研究を進めている3つの研究プログラムについて、全体概要の他、先行的に得られている試験結果や今後予定している計画を紹介する。
辺見 努; 松井 邦浩; 梶谷 秀樹; 奥野 清; 小泉 徳潔; 石見 明洋; 勝山 幸三
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 24(3), p.4802704_1 - 4802704_4, 2014/06
被引用回数：1 パーセンタイル：9.45(Engineering, Electrical & Electronic)原子力機構はITER計画において9個のトロイダル磁場(TF)コイルの製作を担当する。TFコイルの巻線はNb
Sn超伝導導体、ジョイント部及び冷媒入口部等から構成される。冷媒入口部近傍の超伝導導体は7Tの磁場中で68kAの電流容量が求められ、高い超伝導性能が要求され、NbSn素線の曲げ等による劣化を避ける必要がある。冷媒入口部では、超伝導体を生成するための熱処理において、ステンレス鋼製のジャケットとNbSn撚線の熱膨張率の違いにより、圧縮方向の熱残留歪が生じる。また、ヘリウムを導入するために撚線とジャケットとの間に隙間が生じるが、熱残留圧縮歪により、この隙間においてNbSn素線が座屈して曲げが生じ、超伝導性能が劣化する可能性がある。そこで、NbSn素線に曲げが生じた場合に変化する熱処理中の冷媒入口部の伸び及び熱処理後のジャケットの熱残留歪を測定し、素線の曲げの発生状況を調査した。加えて、原子力機構(大洗)の照射燃料集合体試験施設(FMF)に設置された高解像度X線CTを用いた非破壊検査による詳細な素線の曲げ観察を実施した。以上をまとめて、冷媒入口部近傍のNbSn素線の曲げの発生状況を調査した結果について報告する。
加藤 篤志; 久保 重信; 近澤 佳隆; 早船 浩樹; 横井 忍*; 中田 崇平*; 谷 明洋*; 島川 佳郎*
Proceedings of 2014 International Congress on the Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2014) (CD-ROM), p.616 - 623, 2014/04
設計拡張状態として除熱系喪失事象を対象に、JSFRの崩壊熱除熱設備の強化設計について報告する。設計要求は、第4世代ナトリウム冷却炉の安全設計クライテリアを参照した。構築した概念に対する有効性評価, 信頼性評価についても報告する。
佐野 健二*; 山田 有紗*; 松井 明洋*; 辻 秀之*; 長谷川 伸; 澤田 真一; 前川 康成
Desalination, 324, p.34 - 36, 2013/09
被引用回数：3 パーセンタイル：14.26(Engineering, Chemical)逆浸透(RO)膜を用いた海水淡水化(脱塩)プロセスのエネルギーコスト削減には、脱塩プロセスにおけるRO膜への加圧エネルギー量の低減が必須である。そこで、電解質である高分子塩をグラフト鎖として導入した膜をRO膜と組合せた複合膜を用いることで、高分子塩の浸透圧による脱塩プロセスの加圧エネルギーの低減を試みた。脱塩処理速度の観点から、水透過速度の高いろ紙を基材に用いた。放射線グラフト重合法を用いてアクリル酸を導入したグラフト化ろ紙をRO膜と組合せた複合膜の水透過量のグラフト率依存性を調べたところ、グラフト率2.4%の複合膜で透過量が11%増加すること、及び、グラフト率を10%まで増加させるとろ紙の目詰まりにより透過量が減少することを見いだした。本実験では、高分子塩を含むグラフト鎖を複合膜中に導入することで、高分子塩の浸透圧により複合膜を介した水の透過量が増大していることから、本複合膜を用いたシステムにより従来のRO膜単体を用いた脱塩プロセスよりも加圧エネルギーが低減できることが示された。
山野 秀将; 久保 重信; 谷 明洋*; 西野 裕之; 堺 公明
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.813 - 825, 2012/06
この論文では、IAEAの深層防護の原則に従った内部事象のためのアプローチに並ぶ、JSFRの設計研究における外部事象についての安全設計アプローチについて述べる。強調される点は、設計において考慮されなければならない新しい事象分類,例,設計拡張状態(DEC)の追加である。この研究では、DEC分類は外部事象に拡張されている。耐震設計に加えて、津波,強風,異常気温のようなその他の外部事象がこの研究では検討されている。外部事象には自然災害や人的要因の災害からなる多くの種類が含まれるため、典型となる事象を選ぶための、立地,重要性,頻度による選別法を開発した。これらの事象のための設計アプローチは確率論的,統計的,決定論的基準により分類されている。
谷 明洋*; 島川 佳郎*; 久保 重信*; 藤村 研; 山野 秀将
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 10 Pages, 2011/10
This paper describes the result of conceptual safety design and evaluation for the demonstration plant of Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) to obtain necessary information to decide the plant specification for further study. Major specifications except for output power and safety design concept are similar to those of the commercial JSFR. A set of safety evaluation for typical design basis events (DBEs) is mainly focused here, which was conducted for the 750 MWe design. Safety analyses for DBEs evaluation were performed on the basis of conservative assumptions using a one-dimensional flow network code with point kinetics. For representative DBEs, transient over power type events and loss of flow type events were analyzed. The long-term loss-of-offsite power event was also calculated to evaluate the natural circulation decay heat removal system. All analytical results met tentative safety criteria, thus it was confirmed the safety design concept of JSFR is feasible against DBEs.
杉本 誠; 加藤 崇; 河野 勝己; 檜山 忠雄; 上谷内 洋一*; 石田 秀昭*; 岩本 収市*; 三宅 明洋*; 戎 秀樹*; 奥野 清; et al.
低温工学, 27(3), p.239 - 244, 1992/00
DPC-TJコイルの製作及び実験はDPC計画の中で位置づけられ、遂行されてきた。本論文は1991年6月より6週間かけて行われた実験のうち、DPC-TJコイルの熱・流体特性について述べる。対象となる特性項目は、(1)予冷特性、(2)熱負荷、(3)圧力損失および(4)入口流量の低下現象の4つである。
三輪 周平; 石見 明洋; 田中 康介; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 大林 弘; 小山 真一; 勝山 幸三; 西野入 賢治; 逢坂 正彦; et al.
no journal, ,
シビアアクシデント時のソースターム評価における精度向上に資するために、化学形評価に着目した核分裂生成物の移行挙動評価を行うことを目的とした実験研究を展開する。
山野 秀将; 久保 重信; 西野 裕之; 堺 公明; 谷 明洋*
no journal, ,
近年、原子力発電所の安全設計において外部事象の重要性は高まっていることから、外部事象に対して設計対策を検討する必要がある。そこで、本研究では、JSFRの安全設計を検討するうえで、外部事象の条件を設定した。本報では、スクリーニング方法,設計用想定条件の設定方法及び条件設定を報告する。
久保 重信; 早船 浩樹; 島川 佳郎*; 谷 明洋*
no journal, ,
Generation-IVインターナショナルフォーラムで検討されている第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)のための安全設計クライテリア(SDC)に適合しうる除熱失敗型事象(LOHRS)対策設備の検討を実施した。本稿では、SDCにおける当該設備に対する要求事項について報告する。
久保田 龍三郎*; 谷 明洋*; 島川 佳郎*; 久保 重信; 岡野 靖
no journal, ,
事故事象要因の分析手法(Objective Provision Tree: OPT)を用いて、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷防止及び格納機能確保に対するチャレンジ要因とそれのメカニズム、及び設計制約条件を検討した。また、その結果を踏まえてJSFRの重要事象を選定した。
谷 明洋*; 島川 佳郎*; 久保 重信; 岡野 靖
no journal, ,
第4世代ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全設計クライテリア(SDC)および関連する安全アプローチの考え方を踏まえ、系統別の安全設計ガイドライン構築を進めるにあたり、SDCからの展開方針と軽水炉との比較を踏まえた第4世代SFRとして重要となると考えられる論点について報告を行う。
谷 明洋*; 菅 太郎*; 岡野 靖
no journal, ,
安全設計ガイドライン(SDG)へ反映すべき重要な項目のうち、炉心系に関連する「(1)高温, 高内圧, 高照射環境に耐える燃料設計」、「(2)炉心冷却性」、「(3)能動的炉停止」、「(4)受動的炉停止または固有反応度フィードバックを活用した炉停止」、「(5)炉心損傷時時の再臨界による過大なエネルギーの発生防止と原子炉容器内保持冷却」の概要を、対応する我が国の次世代SFRの設計概念を踏まえて説明する。
時崎 美奈子*; 谷 明洋*; 安藤 将人*; 小野田 雄一
no journal, ,
タンク型ナトリウム冷却高速炉(600MW[e]級出力)を対象に、運転時の異常な過渡変化(AOO)及び設計基準事故(DBA)の範疇を対象とした崩壊熱除去特性評価を行い、安全性の判断基準に照らして炉心燃料及び原子炉冷却材バウンダリの健全性を確保できる見通しを得た。また、崩壊熱除去機能に係るロバスト性確認の観点から、浸漬型DRACS単独運転時の崩壊熱除去特性評価を行い、自然循環による炉心冷却の成立見通しを得た。
