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-Orbital component in the Borromean nucleus 
BYang, Z. H.*; 久保田 悠樹*; Corsi, A.*; 吉田 数貴; Sun, X.-X.*; Li, J. G.*; 木村 真明*; Michel, N.*; 緒方 一介*; Yuan, C. X.*; et al.
Physical Review Letters, 126(8), p.082501_1 - 082501_8, 2021/02
被引用回数：45 パーセンタイル：96.69(Physics, Multidisciplinary)ボロミアン核であり中性子ハロー構造が期待されるBに対する(
,
)反応実験を行った。断面積の運動量分布を分析することで、
と
軌道の分光学的因子を決定した。驚くべきことに、の分光学的因子は9(2)%と小さいことが明らかになった。この結果は、連続状態を含むdeformed relativistic Hartree-Bogoliubov理論によってよく説明された。本研究の結果によると、現在知られているハロー構造を持つとされる原子核の中でBはおよび軌道の成分が最も小さく、または軌道成分が支配的であることが必ずしもハロー構造の前提条件ではない可能性を示唆している。
Wang, H.*; 大津 秀暁*; 千賀 信幸*; 川瀬 頌一郎*; 武内 聡*; 炭竃 聡之*; 小山 俊平*; 櫻井 博儀*; 渡辺 幸信*; 中山 梓介; et al.
Communications Physics (Internet), 2(1), p.78_1 - 78_6, 2019/07
被引用回数：8 パーセンタイル：55.71(Physics, Multidisciplinary)陽子(あるいは中性子)過剰核の効率的な生成経路を探索することは、原子核反応研究の主な動機のひとつである。本研究では、
Pdに対する核子当たり50MeVの陽子および重陽子入射による残留核生成断面積を逆運動学法によって測定した。その結果、重陽子入射ではAgやPd同位体の生成断面積が大きくなることを実験的に示した。また、理論計算による解析から、この生成断面積の増大は重陽子の不完全融合反応に起因することを示した。これらの結果は、陽子過剰核の生成において重陽子のような弱束縛核の利用が有効であることを示すものである。
丹羽 秀治*; 斎藤 信*; 小林 正起*; 原田 慈久*; 尾嶋 正治*; 守屋 彰悟*; 松林 克征*; 難波江 裕太*; 黒木 重樹*; 池田 隆司; et al.
Journal of Power Sources, 223, p.30 - 35, 2013/02
被引用回数：18 パーセンタイル：50.75(Chemistry, Physical)固体高分子形燃料電池用の非白金で、安価で、高性能の炭素正極触媒をデザインするには、酸素還元反応の活性点を明らかにすることが重要である。しかしながら、このような複雑な系においては通常用いられる原子・電子構造プローブにより活性点を直接特定するのは困難である。本研究では、炭素1
X線吸収分光を用いて鉄フタロシアニンをもとにした触媒の炭素構造を観察し、
吸収端以下に炭素端の露出を意味する構造を見いだした。またその強度は酸素還元活性とよく相関することがわかった。これらの結果は、炭素1X線吸収分光を用いることにより炭素正極触媒における酸素還元活性の評価が端の露出の観点から可能であることを示している。
木内 久雄*; 丹羽 秀治*; 小林 正起*; 原田 慈久*; 尾嶋 正治*; 畳開 真之*; 難波江 裕太*; 黒木 重樹*; 柿本 雅明*; 池田 隆司; et al.
Electrochimica Acta, 82(1), p.291 - 295, 2012/10
被引用回数：14 パーセンタイル：34.28(Electrochemistry)含窒素ポリアミド(PA)と窒素を含まないフェノール樹脂(PhRs)由来の金属を含まない炭素触媒への酸素吸着特性を調べた。電気化学分析及びラマン分光からPA由来の炭素触媒はPhRs由来の物よりもより高い2電子酸素還元活性を示し、またより多くの欠陥を含むことがわかった。
X線光電子分光からグラファイト状窒素が酸素吸着に寄与しPA由来の触媒ではC=Oが主な成分であることがわかった。これらの実験結果はグラファイト状窒素の近傍に吸着したC=O成分が2電子酸素還元の活性点であることを示唆している。
大平 茂; 内海 重雄*; 久保 隆司; 米本 和浩; 粕谷 研一; 江尻 伸太郎; 木村 晴行; 奥村 義和
Journal of Plasma and Fusion Research SERIES, Vol.9, p.665 - 669, 2010/08
日本と欧州原子力共同体の間のBA協定に基づき、幅広いアプローチ活動のために原子力機構が日本の六ヶ所村に新しいサイトを建設した。この新しいサイトでは、BA活動の3つの事業のうち2つ、すなわち国際核融合エネルギー研究センター(IFERC)及び国際核融合材料照射施設の工学設計,工学実証活動(IFMIF/EVEDA)の事業の活動が行われる。2009年3月に管理研究棟が完成し、その他の3つの研究施設、計算機・遠隔実験棟,原型炉R&D棟及びIFMIF/EVEDA開発試験棟が2010年の3月までに竣工する予定である。本発表では、サイト及び施設の整備スケジュール,それぞれの施設の概要及び特にIFMIF/EVEDA開発試験棟の仕様について述べる。
柳澤 一郎*; 重 隆司*; 加口 仁*; 冨松 実*; 佐郷 ひろみ*; 内藤 大靖*; 中村 和博*
JNC TJ8400 2000-049, 161 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-049.pdf:9.56MB
本研究では、溶接部の設計手法について見通しを得ることを目的に、溶接部の基礎データを取得し、これを用いた破壊予測解析等を実施した。各項目の成果は下記の通りである。1)供試体の設計および電子ビーム溶接、TIG溶接、MAG溶接を選定し、溶接部の品質が実オーバーパックと同等となるよう溶接条件を検討した。2)供試体の製作 電子ビーム溶接とTIG溶接、MAG溶接の供試体3体を製作し、溶接部の品質がJISZ31041類以上であることを確認した。3)強度試験片等の採取・加工 溶接後の各供試体から試験片を採取し、腐食試験用試験体をサイクル機構殿へ納入した。4)強度試験および組織観察 引張試験は室温と150
、破壊靭性試験は0と150で実施し、応力ひずみ曲線とJ-R曲線、ビッカース硬度などを取得すると共に、ミクロ組織、マクロ組織を観察した。5)評価 試験結果から得られた溶接部データを用い、「第2次とりまとめレポート」のオーバーパック構造を対象に、破壊予想解析ならびに溶接欠陥による不安定破壊の評価を実施し、下記の結論を得た。・評価対象としたオーバーパック構造では、破壊荷重に対する溶接部の影響(材料特性、残留応力)ならびに製作公差の影響は無視できる。・さらに板厚を減じた設計でも、崩壊が胴中央部から生じるため、破壊荷重への溶接部の影響は少ないと判断された。・不安定破壊に至る欠陥寸法は10mm程度となり、現状の非破壊検査で検出可能なレベルである。この結論は、板厚を減じた設計でも同様と考えられる。
柳澤 一郎*; 重 隆司*; 加口 仁*; 冨松 実*; 佐郷 ひろみ*; 内藤 大靖*; 中村 和博*
JNC TJ8400 2000-048, 30 Pages, 2000/02
JNC-TJ8400-2000-048.pdf:1.64MB
本研究では、溶接部の設計手法について見通しを得ることを目的に、溶接部の基礎データを取得し、これを用いた破壊予測解析等を実施した。各項目の成果は下記の通りである。1)供試体の設計および溶接施工条件の検討 溶接方法として電子ビーム溶接、TIG溶接、MAG溶接を選定し、溶接部の品質が実オーバーパックと同等となるよう溶接条件を検討した。2)供試体の製作 電子ビーム溶接とTIG溶接、MAG溶接の供試体3体を製作し、溶接部の品質がJISZ31041類以上であることを確認した。3)強度試験片等の採取・加工 溶接後の各供試体から試験片を採取し、腐食試験用試験体をサイクル機構殿へ納入した。4)強度試験および組織観察 引張試験は室温と150、破壊靱性試験は0と150で実施し、応力ひずみ曲線とJ-R曲線、ビッカース硬度などを取得すると共に、ミクロ組織、マクロ組織を観察した。5)評価 試験結果から得られた溶接部データを用い、「第2次とりまとめレポート」のオーバーパック構造を対象に、破壊予想解析ならびに溶接欠陥による不安定破壊の評価を実施し、下記の結論を得た。・評価対象としたオーバーパック構造では、破壊荷重に対する溶接部の影響(材料特性、残留応力)ならびに製作公差の影響は無視できる。・さらに板厚を減じた設計でも、崩壊が胴中央部から生じるため、破壊荷重への溶接部の影響は少ないと判断された。・不安定破壊に至る欠陥寸法は10mm程度となり、現状の非破壊検査で検出可能なレベルである。この結論は、板厚を減じた設計でも同様と考えられる。
前田 一人*; 内川 高志*; 河原 憲一*; 鴨 和彦*; 重 隆司*; 中村 和博*; 瀬戸口 貞幸*
JNC TJ8400 99-051, 61 Pages, 1999/02
本研究では、オーバーパックの技術基準策定に資するため、構造設計手法やオーバーパック製作時の品質管理手法に対する考え方を検討し、合理的な技術基準策定のための課題を整理するとともに、その課題を解決するためのアプローチをまとめ、今後の研究計画を策定した。各項目の成果は下記の通りである。1)オーバーパック技術要件の検討 海外文献調査及び性能評価モデルからの前提条件を整理し、オーバーパックとして最低限満足すべき技術事項を抽出した。2)製作上の前提条件の検討 前提条件の検討としてハンドリング方法及び製作工法を調査・整理した。この成果から、構造強度を勘案しリファレンスケースを設定した。3)構造健全性の考え方に関する検討 埋設後の荷重条件と破損モードを検討し、オーバーパックに対する構造設計手法を試案した。さらに、設定した技術要件を満足するためのオーバーパック検査項目を検討した。4)破壊試験 構造設計手法のベースとなるFEM解析の精度等を検証するため、破壊試験を実施した。結果、FEM解析と破壊試験結果は良好な一致を示し、FEM解析の十分な精度が確認できた。5)品質管理手法の検討 総理府令73号の考え方を体系的に整理し、開発課題を抽出した。今後、超音波探傷試験を主として、開発を行い、遠隔操作による測定精度を確認する必要がある。6)研究計画の作成 技術基準策定のための研究計画をWBS(WorkBreakdown Structure;階層構造)として作成した。
前田 一人*; 内川 高志*; 河原 憲一*; 鴨 和彦*; 重 隆司*; 中村 和博*; 瀬戸口 貞幸*
JNC TJ8400 99-050, 310 Pages, 1999/02
本研究では、オーバーパックの技術基準策定に資するため、構造設計手法やオーバーパック製作時の品質管理手法に対する考え方を検討し、合理的な技術基準策定のための課題を整理するとともに、その課題を解決するためのアプローチをまとめ、今後の研究計画を策定した。各項目の成果は下記の通りである。1)オーバーパック技術要件の検討 海外文献調査及び性能評価モデルからの前提条件を整理し、オーバーパックとして最低限満足すべき技術事項を抽出した。2)製作上の前提条件の検討 前提条件の検討としてハンドリング方法及び製作工法を調査・整理した。この成果から、構造強度を勘案しリファレンスケースを設定した。3)構造健全性の考え方に関する検討 埋設後の荷重条件と破損モードを検討し、オーバーパックに対する構造設計手法を試案した。さらに、設定した技術要件を満足するためのオーバーパック検査項目を検討した。4)破壊試験 構造設計手法のベースとなるFEM解析の精度等を検証するため、破壊試験を実施した。結果、FEM解析と破壊試験結果は良好な一致を示し、FEM解析の十分な精度が確認できた。5)品質管理手法の検討 総理府令73号の考え方を体系的に整理し、開発課題を抽出した。今後、超音波探傷試験を主として、開発を行い、遠隔操作による測定精度を確認する必要がある。6)研究計画の作成 技術基準策定のための研究計画をWBS(WorkBreakdown Structure;階層構造)として作成した。
吉田 浩; 重 隆司*; 長谷川 操*; 榎枝 幹男; 成瀬 雄二
JAERI-M 92-066, 53 Pages, 1992/05
液体金属ブランケットにおいては、ブランケット材と構造材との共存性がシステム成立性を左右する課題の一つとなっている。低融点Li17Pb83は、Li,LiF-BeF
に比べて反応性が低く有力なブランケット材と考えられている。この材料に関する最近の研究によれば、フェライト系構造材(Cr-Mo綱)の溶接部において、ハンダ脆性破壊の起こることから、高温・高圧の動力炉ブランケットの安全設計について十分な注意が必要であることが指摘されている。いわゆるself-coolingブランケットではMHD効果等によりかなりの応力が配管系内に生ずると考えられる。本研究では、SUS316及び9Cr-1Mo試験片に様々な応力を附与した条件でハンダ脆性の有無を実験した。この結果、SUS316では、70~80%破断応力の下で(500
C)、そのような現象が起こることを確認した。(今後、その応力限界を把握するための実験も進める予定である)。
関 泰; 高津 英幸; 飯田 浩正; 真木 紘一*; 小川 益郎; 野口 宏; 村田 幹生; 小澤 義弘*; 伊東 新一*; 岡崎 隆司*; et al.
JAERI-M 91-126, 511 Pages, 1991/08
核融合実験炉としての基本的構成が類似しているFER/ITERを対象に、安全性の解析と評価を行った。安全性の検討の仕方としては、まず、安全設計の考え方を明確にし、次に、運転状態、すなわち、通常運転時、分解修理時、事故時に分けて、解析・評価した。特に、通常運転時においては、トリチウム及び放射化生成物量の評価を、分解修理においてはトリチウム放出量の評価を、事故時においては冷却水喪失事故・真空破断事故・電源喪失事故の事故シナリオの検討を、それぞれ行った。また、安全に関する法規・基準を付加し、全体として、核融合実験炉の安全性を一通り概観できるようにした。
