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one-dimensional Ising-like antiferromagnet BaCo
VO
木村 尚次郎*; 大西 弘明; 奥谷 顕*; 赤木 暢*; 鳴海 康雄*; 萩原 政幸*; 奥西 巧一*; 金道 浩一*; He, Z.*; 谷山 智康*; et al.
Physical Review B, 105(1), p.014417_1 - 014417_9, 2022/01
被引用回数：3 パーセンタイル：34.67(Materials Science, Multidisciplinary)In this study, we clarify the selection rules of optical transitions from the ground state to the magnetic excited states in the quasi-one-dimensional quantum Ising-like antiferromagnet BaCoVO with spin = using the high-field electron spin resonance measurement with illuminating polarized electromagnetic waves. We demonstrate that the unconventional magnetic excitation via the pair creation of quasipaticles at wave numbers 
and 
in the field-induced quantum critical state can couple with both oscillating magnetic and electric fields. Our density matrix renormalization group calculations indicate that the observed selection rules can be explained by two- and four-fold periodical spin interactions, originating from the screw chain structure in BaCoVO, in addition to the magnetoelectric coupling between spins and electric dipoles.
友田 陽*; Wang, Y.*; 大村 孝仁*; 関戸 信彰*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Gong, W.*; 谷山 明*
鉄と鋼, 106(5), p.262 - 271, 2020/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Metallurgy & Metallurgical Engineering)The phase transformation behavior from austenite upon cooling in a 1.5Mn-1.5Si-0.2C steel was 
monitored using dilatometry, X-ray and neutron diffractions. The starting temperature of ferrite transformation was in good agreement between dilatometry and neutron diffraction, whereas much higher in X-ray diffraction. Such a discrepancy in transformation temperature is attributed to the change in chemical composition near the surface of a specimen heated to elevated temperatures in a helium gas atmosphere for X-ray diffraction. 
neutron diffraction enables us to investigate the changes in lattice constants of ferrite and austenite, which are affected by not only thermal contraction but also transformation strains, thermal misfit strains and carbon enrichment in austenite. Pearlite transformation started after carbon enrichment in austenite reached approximately 0.7 mass% and contributed to diffraction line broadening.
友田 陽*; 関戸 信彰*; 徐 平光; 川崎 卓郎; Harjo, S.; 田中 雅彦*; 篠原 武尚; Su, Y. H.; 谷山 明*
鉄と鋼, 103(10), p.570 - 578, 2017/10
被引用回数：12 パーセンタイル：50.97(Metallurgy & Metallurgical Engineering)Various methods were employed to measure the austenite volume fraction in a 1.5Mn-1.5Si-0.2C steel. It has been confirmed that the volume fractions determined by transmission electron microscopy, scanning electron microscopy/electron back scatter diffraction, X-ray diffraction and neutron diffraction exhibit a general trend to become larger in this order, although the values obtained by X-ray and neutron diffraction are similar in the present steel because austenite is relatively stable. The austenite volume fractions determined by diffraction methods have been found to be affected by the measuring specimen direction, i.e., texture, even by applying the conventional correcting procedure. To avoid this influence, it is recommended to measure both of volume fraction and texture simultaneously using neutron diffraction. Although synchrotron X-ray shows higher angle resolution, its small incident beam size brings poor statistic reliability. The influence of texture cannot be avoided for transmission Bragg edge measurement, either, which must be overcome to realize 2D or 3D volume fraction mapping.
藤井 正*; 家田 芳明*; 田村 政昭*; 森山 正敏*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-131, 75 Pages, 1988/08
高速増殖大型炉の設計主要目に関する研究(2)の一環として、60年度要素技術設計研究(2)のループ型プラントを対象に、高速炉システムコードSSC-Lを用いて、1次冷却材漏洩事故時のプラント挙動を解析し、冷却材漏洩が炉心冷却に与える影響を評価した。得られた結論は次のとおりである。 (1)原子炉入口ノズル部近傍のコールドレグ配管において、破壊力学的手法を活用して合理化された想定漏洩口1†からの漏洩を想定した場合、漏洩流量は、破損直後最大3.6㎏/sec、ポニーモータ(PM)運転状態の300秒の時点では0.9㎏/secに達する。 (2)起因事象である漏洩口1†からの漏洩に加え、単一故障として非常用ディーゼル発電機1基の起動失敗を想定し、2ループにおいてPM引継に失敗した場合、被覆管最高温度は758
となり、炉心は大きな損傷に至ことなく、かつ十分な冷却が可能である。(3)漏洩口合理化の影響を比較するため、「もんじゅ」での想定漏洩口1/4D・t(本解析では25†)に拡大した場合、被覆管最高温度は漏洩口1†の場合に比べ、5程度の上昇にとどまる。(4)立地評価のソースタームの設定根拠を得ることを目標に、炉心冷却を阻害する条件の重ね合わせとして、漏洩事故ループ以外の3ループでのPM引継失敗を想定した場合には、被覆管最高温度は847(漏洩口1†)、854(漏洩口25†)となり、「もんじゅ」の運転時の異常な過渡変化時の燃料被覆管破損制限温度830を上回る結果となった。 しかし、設計基準事象の被覆管破損評価手法の保守性から判断すると、内圧破損には至らないことが考えられ、また燃料溶融や、炉心部のナトリウム沸騰も生じない。このように、現在想定している漏洩口1†という条件下においては、1次冷却材漏洩事故が、炉心冷却に与える影響は小さく、事故を安全に収束できる見通しが得られた。また設計基準事象を超えた条件での解析結果から、ソースターム量としては燃料被覆管のある割合の破損に伴うギャップ中インベントリにとどまるものと考えられる。
藤井 正*; 家田 芳明*; 米川 強*; 田村 政昭*; 中西 征二; 谷山 洋*
PNC TN9410 88-062, 82 Pages, 1988/06
高速増殖炉の安全設計においては、炉心崩壊事故を設計基準外事象として位置づけるため、原子炉停止系と並んで崩壊熱除去系に高い信頼性が要求されている。このため現在提案されている各種の崩壊熱除去系に関する検討を進めるにあたり、定量的な信頼度評価手法の確率が望まれていた。60年度要素技術設計研究(2)において、崩壊熱除去系の信頼度評価手法として、従来のフォルトツリー解析では不十分であり、プラントの状態遷移を考慮した動的な解析評価の必要性が示された。この指摘に基づき、マルコフモデルを用いた動的信頼性評価解析コードDRACを開発した。本コードでは、信頼度評価に対する時間的寄与として、以下の2点を考慮している。(1)崩壊熱の時間変化に従った必要除熱量の推移(Phased Mission法) (2)プラント機器の故障・修復を考慮した冷却能力の推移(マルコフモデル)本コードの解析機能の検証を目的に、実機評価の一例として要素技術設計研究(2)におけるループ型プラント(崩壊熱除去系;SG直列コールドレグ設置型補助炉心冷却系)を対象に、信頼度を評価した。その結果、系統構成や、機器の従属関係の異なるシステムについても、信頼度を用意に比較検討できることがわかり、実機プラントへの適用性を確認した。今後は、動特性コードを用いたプラントの除熱能力評価、及びCREDOデータベース等により機器の故障率・修復率データの設備拡充を行い、実機プラント設計研究への活用を図る予定である。
飯田 正明*; 松本 精夫*; 谷山 洋*
PNC TN9410 86-109, 136 Pages, 1986/10
電気出力100万Kwの大型高速増殖炉の原子炉構造を対象に、地震時安全機能維持評価の一環として、制御棒挿入性の検討を炉心上部機構と炉心との水平方向地震時最大相対応答変位を評価することにより行った。地震応答解析は、原子炉構造と原子炉建物を連成させたモデルを作成し、地盤モデルはスウェイ・ロッキングモデルと格子型モデルの各々でモデル化した。入力地震波は、軽水炉改標委のS1近距離波を正案として、入力地震による地震-建屋-機器連成系の応答特性への影響を見るために、独自に作成した混合位相による模擬地震波に関しても、解析を行った。解析の結果、入力地震波と地震モデルの組み合わせ4ケースに対する炉心上部機構と炉心とのS2地震時最大相対応答変位は、最大でも約13㎜程度であり、許容値を満足する見通しのある事が明らかになった。また、別途実施の炉心群振動評価へのインプットデータとするために、炉心支持板位置での時刻歴応答加速度を求めた。さらに、原子炉構造支持レベルでの床応答加速度スペクトルのデジタル値も、付録として本報告書に添付した。なお、本検討は、大型高速増殖炉要素技術設計研究(2)の一環として実施したものである。電気出力100万KWの高速増殖実証炉の原子炉構造を対象に、地震時安全機能維持評価の一環として、制御棒挿入性の検討を炉心上部機構と炉心との水平方向地震時最大相対応答変位を評価することにより行なった。地震応答解析は、原子炉構造と原子炉建物を連成させたモデルを作成し、地盤モデルはスウェイ・ロッキングモデルと格子型モデルの各々でモデル化した。入力地震波は、炉改票委のS1近距離波を正案として、入力地震による地盤-建屋-機器連成系の応答特性への影響を見るために、独自に作作成し模擬地震波に関しても、解析を行なった。 解析の結果、入力地震波と地盤モデルの組み合わせ4ケースに対する炉心上部機構と炉心とのS2地震時最大相対応答変位は、最大でも約13㎜程度であり、許容値を満足する見通しのある事が明らかになった。また、別途実施の炉心群振動評価のインプットするために、炉心支持板位置での時刻歴応答加速度を求めた。さらに、原子炉構造支持レベルで
鈴木 利明*; 長尾 幸夫*; 平尾 和則; 谷山 洋; 松野 義明
日本原子力学会誌, 25(9), p.729 - 738, 1983/00
被引用回数：4 パーセンタイル：50.99(Nuclear Science & Technology)高速実験炉「常陽」では、原子炉冷却系統の自然循環能力を確認するため、過去数年間にわたり予備試験を行い、並行して自然循環現象を模擬するたるの解析コードの開発を行ってきた。本報で詳述する試験は、「常陽」プラント固有の安全性確認と今後建設される高速炉プラントのための安全解析への反映を目的とし、第1期(MK-I)炉心の定格出力である75MW運転状態で、1次主循環ポンプと2次主循環ポンプを同時に停止し、原子炉停止後の崩壊熱を自然循環により除去するものである。試験の実施にあたっては、原子炉冷却系の状態予測及び構造健全性確認のための予備解析を行った。また、30MW出力運転状態から 1次主循環ポンプと 2次主循環ポンプを同時に停止し、原子炉出力運転状態から自然循環による崩壊熱除去状態への移行が順調に行われることを確認した。
古平 清; 平尾 和則; 谷山 洋; 松野 義明
PNC TG033 82-01(2), 7 Pages, 1982/02
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