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熊田 高之; 三浦 大輔*; 阿久津 和宏*; 大石 一城*; 森川 利明*; 河村 幸彦*; 鈴木 淳市*; 奥 隆之; 鳥飼 直也*; 新関 智丈*
Journal of Applied Crystallography, 55(5), p.1147 - 1153, 2022/10
被引用回数：1 パーセンタイル：29.53(Chemistry, Multidisciplinary)スピンコントラスト変調中性子反射率法は一つの試料一つのビームラインから複数の反射率曲線が得られる手法である。我々はその特徴を生かしてメチル化ポリシラザンから作られた多孔質シリカ界面においてアクリルウレタン樹脂は多孔質体内に入り込まないことを見出した。
三浦 大輔*; 熊田 高之; 関根 由莉奈; 元川 竜平; 中川 洋; 大場 洋次郎; 大原 高志; 高田 慎一; 廣井 孝介; 森川 利明*; et al.
Journal of Applied Crystallography, 54(2), p.454 - 460, 2021/04
被引用回数：1 パーセンタイル：17.63(Chemistry, Multidisciplinary)山形大学が原子核物理実験用に開発した結晶試料の核スピン偏極技術を、スピンコントラスト偏極中性子回折測定法に展開し、水素核偏極化されたグルタミン酸を用いて粉末結晶試料中の水素の配向および凝集・分散などの構造情報を抽出できることを実証した。
熊田 高之; 阿久津 和宏*; 大石 一城*; 森川 利明*; 河村 幸彦*; 佐原 雅恵*; 鈴木 淳市*; 三浦 大輔*; 鳥飼 直也*
J-PARC 20-02; J-PARC MLF Annual Report 2019, p.38 - 40, 2021/00
Neutron reflectivity (NR) is used to determine the nanostructure of surfaces and interfaces of thin film samples. NR has an ad-vantage over X-ray reflectivity for measuring deeply-buried interface of materials. However, it is difficult to determine the structure of complex multiple surface and interfaces of the thin film from a single reflectivity curve. To overcome the problem, we developed a new technique called spin-contrast-variation neutron reflectometry (SCV-NR), which utilizes the property that coherent polarized-neutron scattering length of a proton remarkably varies as a function of the proton polarization, PH, against the neutron polarization direction. As PH increases, the scattering length density (SLD) of each layer proportionally increases with the number density of protons, resulting in the variation of NR curves. The structure of multiple surface and interfaces of a thin film can be determined from the multiple curves.
熊田 高之; 阿久津 和宏*; 大石 一城*; 森川 利明*; 河村 幸彦*; 佐原 雅恵*; 鈴木 淳市*; 鳥飼 直也*
Journal of Applied Crystallography, 52(5), p.1054 - 1060, 2019/10
被引用回数：3 パーセンタイル：32.67(Chemistry, Multidisciplinary)スピンコントラスト変調中性子反射率法を用いて高分子膜の測定を行った。ポリスチレン薄膜の測定においては核偏極に従って変化する反射率曲線は全て同一の構造因子を用いて綺麗に再現することができた。本結果は、スピン拡散機構によって表面や界面を含めて試料が均一に偏極していることを示したものであり、本手法から構造因子を高い信頼性をもって得られることを担保する結果となった。また、ミクロ相分離したブロック共重合体の測定では、核偏極によって特定の界面構造が選択的に得ることができることを示した。
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。
寺田 和道*; 石川 真*; 田村 誠司*; 土井 基尾*; 鈴木 利明*; 山本 寿*
PNC TN941 80-168, 53 Pages, 1980/12
高速実験炉「常陽」に於けるヒートバランスは,現在,1次主冷却系の原子炉出入口温度差と流量,より算出した発熱量と主冷却器の空気側の出入口温度と風量より算出した発熱量の間に75MW時Aループで約11%,Bループで約4%の差があり空気側が大となっている。空気側の出入口温度と風量は,主冷却器の出口ダクト部で熱電対及びピトー管により8
8個所測定を行ない,その平均値から算出している。更に,1次主冷却系の原子炉出入口温度差と流量から算出した発熱量と主冷却器のNa側の温度差と流量より算出した発熱量は,Aループはほぼ一致し,Bループは約8%1次側が大となっている。燃料集合体毎の出口冷却材温度と冷却材流量から積算した炉心発熱量は,1次主冷却系の温度,流量から算出した発熱量より,75MW出力時約7%程高くなっている。本理由として,燃料集合体出口の熱電対の位置が集合体に対し中心位置にあるため,その指示値が集合体の平均出口Na温度より高めの指示を示しているのではないかと考えられている。Aループに於ける1次系及び2次系基準と空気系基準の発熱量の差,Bループの1次系基準と2次系基準の発熱量及び2次系基準と空気系基準の発熱量の差は,現在考えられている測定誤差の範囲を超えるものである。本報告書は,高速実験炉部技術課で昭和55年2月より3月にかけて実施された熱出力検討会の内容をもとに,昭和55年3月末時点での「常陽」の熱出力とヒートバランスの現状と考察について,述べたものである。
鈴木 利明*; 寺田 和道*; 広瀬 正史*
PNC TN941 80-205, 224 Pages, 1980/11
床下メンテナンス時除熱能力試験は「常陽」性能試験の一項目として昭和53年9月に実施され,炉容器内ナトリウムの自然循環による崩壊熱除去能力が確認された。試験の実施にあたっては,原子炉容器まわりの応力解析,試験実施時の原子炉容器まわりプロセス量の予測および床下メンテナンスモード終了後のプラント復帰方法の検討を行い,試験実施時の制限条件ならびに試験工程を決定した。試験終了後,得られた結果をもとに原子炉容器およびリークジャケットの応力解析を行い,これらの機器が健全であることを確認するとともに,試験結果から最大除熱能力の予測を行った。
鈴木 利明*; 平田 豊*; 佐久間 孝志*; 鈴木 幸男*; 揃 政敏*
PNC TN941 80-153, 46 Pages, 1980/09
本緒は常陽の格納容器雰囲気調整換気設備(含むアニュラス部排気系/非常用ガス処理装面およびコンクリート遮蔽体冷却系)の系統設計についてまとめたものであり,試運転の段階で摘出された不具合点に関する設計の変更個所についても記哉している。
鈴木 利明*; 奈良 義彦*
PNC TN941 80-147, 28 Pages, 1980/08
クロメル・アルメル型熱電対における熱起電力のドリフトは熱電対素線の酸化による材質変化によるものと考えられており,その酸化の程度は熱電対を使用している雰囲気温度の違いにより異ってくる。熱電対を用いて温度測定を行う場合,熱電対はそれ自身に温度勾配がつくことは避けられず,温度の違いにより酸化の程度が異ることから素線材質の不均一なものに変ってしく。常陽の冷却系で使用されたクロメル・アルメル型熱電対の熱起電力がドリフトしていることは既に報告したが,前述の現象の裏付けを得るために冷却系で使用した熱電対の詳細な試験を実施し,次の結果を得た。1)原子炉出口部で使用した熱電対の熱起電力ドリフト量は原子炉入口部に比べて大きい。2)1本の熱電対において高温に曝されている先端部の熱起電力ドリフト量は低温である端子側のドリフト量にくらべて大きい。
鈴木 利明*; 関口 善之*
PNC TN941 80-64, 111 Pages, 1980/04
高速実験炉「常陽」の格納容器床下に設置されている1次冷却系の配管,機器には原子炉運転中,370
468のナトリウムが循環しており,室内のそれら配管・機器の密度も高いため,室内雰囲気温度および冷却状態を知ることは床下雰囲気に設置されている機器の環境を把握する上で,又今後のプラントに対する有益な経験を得る上で重要である。50MW出力上昇試験および75MW出力上昇試験において室の出入口部の温度を測定し,室ごとの熱負荷を求めた。得られた結果および機器の配置から室の冷却状態は次の3種に分類することができる。室内の機器・配管密度が低く,冷気吹出口の位置も適切で室内がほぼ均一に冷却されている。室内の機器・配管の密度は高いが冷気吹出口の位置が適切で冷却風量も多いため室内は比較的良く冷却されている。室内の機器・配管の密度が高く,冷気吹出口の位置,風量ともにあまり適切でないため,室内に熱滞留部が生じ,冷却の効果は上っていない箇所もある。室の冷却状態を知るためのバックアップデータを得るために1次冷却系配管・機器の保温材表面君度の計測を行った。主冷却系ホットレグ側の平均温度は約85,コールドレグ側の平均温度は的77であった。
鈴木 利明*; 白井 章*; 白鳥 隆司*; 寺田 和道*
PNC TN941 80-12, 233 Pages, 1980/02
原子炉出力50MW運転における回転プラグの温度分布がプラグの構造強度に与える影響を確認するために,プラグの温度分布解析および熱応力解析を行った。解析にはいずれも汎用有限要素解析コード「NASTRAN」を使用した。温度分布解析は熱応力解析の入力となる回転プラグ全体の温度分布を求めるためのもので結果については実機における実測の温度分布との比較検討を行い,入力として許容できる結果が得られるまで繰返し計算を行った。熱応力解析は解析コ,ードの制約上大回転プラグ(含むマンホールプラグ)と小回転プラグ(含む炉心上部機構)に分けて解析を行った。発生した最大の応力は主応力差で21kg/mm2であり,発生個所は大回転プラグ遮蔽下部胴の板厚が変化している部分であった。この値は使用材料の降伏点を越えてはいるが第1種容器の1次+2次応力の制限値である3Sm値以内となっている。
鈴木 利明*; 土井 基尾*; 石井 真*
PNC TN941 79-240, 36 Pages, 1979/12
常陽の1次系および2次系の冷却材温度測定にはCA熱電対が用いられている。75MW出力上昇試験において冷却材温度を正確に求めるために検出器,補償導線および計測器を含めた温度計測系としての較正を純金属の冷却特性を利用した温度定点法により実施した。使用した金属は純度99.9999%の鉛と99.999%の亜鉛である。▲原子炉出入口,IHX2次側出入口に設置されている熱電対(0.4級)は出力上昇試験用に製作した新しいものであるが,出力上昇試験前における基準値に対する熱起電力の差は亜鉛点(419.6)で-0.3+0.6であった。出力上昇試験後にこれらの熱電対について再度較正を実施したところ7体の内2体は正側に,2体は負側にドリフトしていることが明らかになった。残りの3体についてはドリフトはみられなかった。主冷却器出入口の熱電対は6体の内1体を除いて据付時に設置されたものであるが,それらの亜鉛点におけるドリフト量は出力上昇試験開始前にすでに+3.9+6.0であった。▲CA熱電対の熱起電力ドリフト現象についてはすでに計測,金属材料,原子力などの研究分野ですでに研究,調査が行われ,確認されている。これらの研究結果および今回の較正結果からみて,正確な温度を長期間にわたって得る場合はCA熱電対は必ずしも適切ではなく,また使用する場合は定期的な較正が必要と考えられる。▲
広瀬 正史*; 妹尾 誠*; 七島 建志*; 古平 清*; 鈴木 利明*; 遠藤 雅行*
PNC TN941 79-119, 31 Pages, 1979/08
高速実験炉「常陽」の50MW出力上昇に先立って,最小臨界炉心(炉心燃料64本体系)および初期炉心,(炉心燃料70本体系)における等温反応度係数を測定した。最小臨界炉心における等温反応度係数の測定は,引続いて行われる初期炉心構成の際の炉心燃料本数を決定するための重要なものである。▲等温反応度係数の測定は,1次系冷却材温度を約6/hrで昇温,降温させる段階の約10間隔毎に臨界点を取り,その時の調整棒の位置から炉心余剰反応度を算出し求める方法によった。また,冷却材温度変化に伴なう調整棒延長管の熱膨張効果を調べるため,調整棒のラッチ位置,保持位置の温度依存性を測定した。▲以下,測定結果および解析結果について述べる。▲炉心,燃料64本体系(最小臨界炉心)および70本体系(初期炉心)に対し,等温反応度係数の測定値としてそれぞれ-3.6710-3%
K/K/,-3.7710-3%K/K/を得た。▲上記の各測定値に対し,設計値は-3.6310-3%K/K/(炉心,燃料67本体糸)であり,相対偏差約4%で一致した。▲調整棒延長管の熱膨張効果を測定した結果,冷却材温度変化に伴なう系統的な熱膨張効果は認められず,等温反応度係数データの補正は行わなかった。▲炉心,燃料70本体系に対する解析を「CITATION」コードを使用して実施し,等温反応度係数(200250)として測定値と非常によく一致した-3.7610-3%K/K/を得た。▲
鈴木 利明*; 田村 正昭*; 鈴木 幸男*; 坂井 茂*
PNC TN941 79-114, 38 Pages, 1979/07
50MW出力上昇試験における運転データより出力50MWにおける格納容器床下熱負荷(床下に設置されている配管,機器等からの放熱)の評価を行った結果,出力50MWにおいてほぼ設計熱負荷1100MWにおいて約4.1105kcal/h)に達していることが明らかになった。本報告書は前述の結果に基づき床下雰囲気冷却機能増進の可能性を探るために実施した床下空調器および冷凍機の2台運転試験の結果をもとに出力75MWおよび100MWにおける床下熱負荷ならびに禾下空調器の性能等について述べたものである。75MWおよび100MWにおける床下熱負荷、定格熱負荷に対し75MWにおいては約6%,100MWにおいては約15%の増加が予測される。床下冷却機能増進の可能性、床下空調器の2台運転を行った場合1台運転と比べて床下の平均温度を低く保つことが可能である。但し冷凍機および冷媒ポンプの2台運転が必要となる。床下空調器の性能、空調器の熱貫流率はほぼ設計値を満足しているが空調器出口窒素ガス温度が設計値を約3程上回っている。これはフレオンガス配管の圧力損失が大きく空調器フィンチューブにおけるフレオンの蒸発温度が設計値の4を満足出来ないことが主な原因であると考えられる。
鈴木 利明*; 白井 章*; 山本 寿*
PNC TN941 79-230VOL2, 260 Pages, 1979/01
PNC-TN941-79-230VOL2.pdf:8.35MB
「本技術成果報告書は,登録番号PNCN94179-230VOL.1の報告書の別冊として発行されていますので目次・要旨は記載されていません。目次・要旨は登録番号PNCN94179-230VOL.1を参照してください。」
鈴木 利明*; 白井 章*; 山本 寿*
PNC TN941 79-230VOL1, 80 Pages, 1979/01
PNC-TN941-79-230VOL1.pdf:3.63MB
本試験は原子炉の出力上昇に伴いその温度あるいは圧力が変化すると予測された原子炉冷却系統を除いた全ての系統・設備を対象として,原子炉運転中の機能を確認するため1979年7月8月に行われた75MW出力上昇試験こおいて,温度,圧力および系統の運転データの測定を行ったものである。測定対象となった系統・設備は1次アルゴンガス系,2次アルゴンガス系,安全容器呼吸系格納容器雰囲気調整換気設備。原子炉附属建家空調換気設備,主冷却機建家空調換気設備,回転プラグ,安全容器,炉周囲遮蔽体,コンクリート遮蔽体冷却系,中性子検出器および格納容器貫通部冷却系である。出力の上昇に伴う各部の温度・圧力の変化の傾向は昨年実施した出力上昇試験ですでに確認されており,今回の試験では出力を50MWから75MWに上昇させたことによる各系統への影響を確認することに主眼が置かれた。得られた結果は次のとうり要約される。各系統・設備の圧力調節機能は良好であった。2)格内操作床の温度は約29で50MW運転時と比べて2Cの低下である。格内床下雰囲気の平均温度を示す冷却器入口温度は42.5であり,床下の熱負荷を示す出入口温度差は22.5で50MW運転時とほぼ同様であった。3)CRDの据付面である炉心上部機構上板温度は35.7であった。4)安全容器および炉周囲遮蔽体の温度は50MW運転時と比べて約10上昇しており,黒鉛遮蔽体の最高温度は110である。5)遮蔽コンクリートピット部の最高温度は45Cで50MW運転時と同様であった。
大野 明*; 滝島 延雄*; 野尻 利明*; 前橋 陽一*; 前田 頌; 谷 彰*; 鎌田 敏正*; 鈴木 英世*
Radioisotopes, 22(7), p.395 - 403, 1973/07
密封線源について考えられる各種の汚染、漏洩試験を行ない、その適合性について統合的に研究した。対象とした線源は、
Co,
Cs,
Ir,Tm等12種類の国内で生産または加工された線源である。
加納 茂機; 鈴木 康夫*; 鈴木 利明*; 河井 雅史; 吉田 英一*; 小圷 亨; 厚母 栄夫
PNC TN952 71-02, 271 Pages, 1971/10
要旨本資料は,ナトリウム技術開発室の低純度材料試験ループに関するループ,配管機器の仕様および図面を詳細に述べ,本資料のみで定常運転におけるナトリウム充填法,運転法,ドレン法,緊急時対策および各装置の取扱いが出来るようにまとめたものである。▲
熊田 高之; 阿久津 和宏*; 大石 一城*; 森川 利明*; 河村 幸彦*; 鈴木 淳市*; 鳥飼 直也*
no journal, ,
構造研究に用いる冷中性子の軽水素核に対する散乱能は両者の相対的なスピン方向に強く依存する。そのため、水素を構成元素に持つソフトマテリアル複合材料の構造解析においては、試料の水素核偏極度を変えながら複数の偏極中性子散乱プロファイルを測定し、それらを総合的に解析することで単一測定では得られない成分毎の構造情報を得ることができるようになる(スピンコントラスト法)。我々は本手法を中性子反射率測定と組み合わせ表面構造の解析に広げようと考え、核スピン偏極装置の開発を行った。ポリスチレン標準試料を用いて測定したところ、新装置の偏極度はマイクロ波強度とともに増大し12%まで達したが、それ以上の強度では減少してしまった。これは、マイクロ波入射に伴う試料の温度上昇により核緩和速度が増大したためであると考えられる。偏極度12%はスピンコントラスト実験が可能な偏極度であるが、2017年3月のマシンタイムまでにもう少し上げたいところである。
熊田 高之; 阿久津 和宏*; 大石 一城*; 森川 利明*; 河村 幸彦*; 鈴木 淳市*; 鳥飼 直也*
no journal, ,
現在我々は、スピンコントラスト法をJ-PARC MLFの中性子反射率計(写楽BL17)に展開するにあたり、反射率用試料核偏極(DNP)装置の開発を急ピッチで進めている。これまでに、MLFが管理する無冷媒型マグネット/クライオスタットを用いて、ポリスチレン標準試料で核偏極度12%@2.5Kを達成した。これは、スピンコントラスト変調実験に最低限必要となる偏極度であり、ヘリウムを汲み足す従来装置の到達偏極度(50%@1.1K)に遠く及ばない。現在、試料の冷却効率改善に向けてクライオスタットインサートの構造最適化に取り組んでいる。また、薄膜試料測定に合わせたNMR感度の向上に取り組んでいる。これは、従来の小角散乱測定用試料の厚さが1mm程度であったのに対して、反射率用試料の厚さは100nm程度であるため、従来のNMR回路では偏極度測定に十分な信号強度が得られないためである。我々は現在の連続波NMR回路をパルス化することにより測定感度の大幅な向上を目論んでいる。
