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論文

Spin-motive force due to a gyrating magnetic vortex

田辺 賢士*; 千葉 大地*; 大江 純一郎*; 葛西 伸哉*; 河野 日出夫*; Barnes, S. E.*; 前川 禎通; 小林 研介*; 小野 輝男*

Nature Communications (Internet), 3, p.845_1 - 845_5, 2012/05

 被引用回数:43 パーセンタイル:82.61(Multidisciplinary Sciences)

A change of magnetic flux through a circuit induces an electromotive force. By analogy, a recently predicated force that results from the motion of non-uniform spin structures has been termed the spin-motive force. Although recent experiments seem to confirm its presence, a direct signature of the spin-motive force has remained elusive. Here we report the observation of a real-time spin-motive force produced by the gyration of a magnetic vortex core. We report a good agreement between the experimental results, theory, and micromagnetic simulations, which, taken as a whole, provide strong evidence in favour of a spin-motive force.

論文

Monte Carlo calculations for the shielding design of beam injection and extraction areas at the 3-GeV synchrotron in J-PARC

中根 佳弘; 阿部 輝雄*; 中島 宏

Nuclear Technology, 168(2), p.519 - 523, 2009/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.14(Nuclear Science & Technology)

J-PARCの3GeVシンクロトロンの遮蔽設計を目的として、ビーム入射部及び出射部における放射線遮蔽計算を実施した。これらのエリアは、機器の構造が複雑で、局所的に高いビーム損失が想定されていることから、経験式に基づく簡易計算の適用が困難であった。そこで、モンテカルロコードPHITSを用いて運転中の加速器トンネルにおける粒子輸送計算を行い、当該エリアの管理区域境界における線量率が設計目標値及び法令値を下回るよう、遮蔽設計を行った。本発表では、遮蔽設計に用いた計算手法,計算条件及び評価結果について報告する。

論文

Optimization of 28GHz gyrotron output performance for ECRH experiment of the GAMMA 10

假家 強*; 満仲 義加*; 今井 剛*; 斉藤 輝雄*; 立松 芳典*; 坂本 慶司; 南 龍太郎*; 渡辺 理*; 沼倉 友晴*; 遠藤 洋一*

Fusion Science and Technology, 51(2T), p.397 - 399, 2007/02

 被引用回数:11 パーセンタイル:60.39(Nuclear Science & Technology)

原子力機構と共同開発した500kW級28GHzジャイロトロンの出力特性の最適化を行った。ジャイロトロンは従来の200kW級小型ジャイロトロン用マグネットに装着し、かつ大型電子エミッターの使用が可能となるように2極電子銃を用いている。また、準光学モード変換器を内蔵し、大電力化,長パルス化に対応できる構造となっている。実験の結果、これまでの200kWを大きく上回る500kWの出力が可能となり、また低電流領域では発振効率50パーセントを超える成果が得られた。

論文

Upgrade program of ECRH system for GAMMA10

今井 剛*; 立松 芳典*; 沼倉 友晴*; 坂本 慶司; 南 龍太郎*; 渡辺 理*; 假家 強*; 満仲 義加*; 鎌田 康宏*; 町田 紀人*; et al.

Fusion Science and Technology, 51(2T), p.208 - 212, 2007/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:54.16(Nuclear Science & Technology)

筑波大学のミラー型プラズマ閉じ込め装置GAMMA10で、プラグ部と中央部に、原子力機構と共同開発した500kW級28GHzジャイロトロンを用いた電子サイクロトロンを用い、新記録となる3kVのイオン閉じ込めポテンシャルの生成に成功した。これは、従来のミラー閉じ込め装置で得られたポテンシャルの約4倍となる画期的な成果である。また、中央部の400kWレベルのECHにより、初期結果として500eVの電子温度を得た。

論文

Characteristics of 28 GHz gyrotron for ECRH on GAMMA10

鎌田 康宏*; 今井 剛*; 立松 芳典*; 渡辺 理*; 南 龍太郎*; 斉藤 輝雄*; 坂本 慶司; 假家 強*; 満仲 義加*; 町田 紀人*; et al.

Fusion Science and Technology, 51(2T), p.412 - 414, 2007/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

ガンマ10用28GHzジャイロトロンの発振特性を研究した。1号ジャイロトロンでは、(1)出力の飽和レベルが予想より低い、(2)ボディ電流が多い、(3)ビーム過電流が生じる、等の現象が見られた。そこで2号管では、モード変換器を変更し内部寄生発振を抑制するとともに、コレクタ形状を電子の反射を抑制する形状に変更した。その結果、出力が516kWから570kWに上昇するとともにボディ電流も減少し、さらにビーム過電流の出現回数も半減した。

報告書

高エネルギー中性子スカイシャイン線量簡易計算コードSHINE3の開発

増川 史洋; 阿部 輝夫*; 林 克己*; 半田 博之*; 中島 宏

JAEA-Data/Code 2006-024, 98 Pages, 2006/11

JAEA-Data-Code-2006-024.pdf:7.9MB

高エネルギー加速器施設周辺のスカイシャイン線量の評価を簡便に行える計算コードSHINE3を開発した。本コードは、粒子・重イオン輸送計算コードシステムPHITSにより計算された高エネルギー中性子による中性子・2次$$gamma$$線のスカイシャイン線量レスポンスに対して、4パラメータの近似式を適用している。この結果、本コードは、エネルギー3GeVまでの線源中性子に対し、線源点から10m$$sim$$2kmの範囲で、モンテカルロ法と同程度の精度でスカイシャイン線量評価に利用できる。

論文

Estimation of radioactivity and residual $$gamma$$-ray dose around a collimator at 3-GeV proton synchrotron ring of J-PARC facility

中根 佳弘; 中野 秀生*; 阿部 輝雄*; 中島 宏

Proceedings of 11th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-11) (CD-ROM), 6 Pages, 2004/05

現在建設が進められているJ-PARCの3GeV陽子シンクロトロン施設において、入,出射部やコリメータ部ではkWオーダーのビームロスが想定されており、このエリアでの加速器機器保守時の被ばく線量評価は重要である。本研究では、3-GeVシンクロトロン加速器において最もビームロス量が大きいコリメータ部近傍における残留放射能及びそれによる被ばく線量を、PHITS, DCHAIN-SP及びQAD-CGGP2を用いて評価した。その結果、コリメータ近傍で、局所遮蔽の貫通口からコリメータが直視できる位置での1年間運転後の被ばく線量は、1か月間の冷却後でも2-12mSv/hと高いものの、加速器停止後に貫通口に遮蔽プラグを挿入することにより、作業が可能な線量率に低減できることがわかった。また、コリメータ下流部のビームダクトの放射化が比較的高く、メインテナンスのためダクト周りの局所遮蔽を外した状態では、1か月冷却後でも0.3-1.0$$mu$$Sv/hとなることがわかり、より高い精度の評価のため、今後、機器のメインテナンスシナリオと併せて検討することが必要である。

論文

Evaluation of radioactivity at accelerator tunnels for high-intensity proton accelerator facility

中根 佳弘; 増川 史洋; 小栗 朋美*; 中島 宏; 阿部 輝雄*; 笹本 宣雄

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(Suppl.2), p.1260 - 1263, 2002/08

計画中の大強度陽子加速器施設において、損失ビームによる加速器トンネル内空気及び機器冷却水の放射化量の評価は放射線安全上重要な課題の1つであり、計算を行った。空気及び冷却水中での陽子及び中性子束についてNMTC/JAM-MCNP4Aコードにより計算し、高エネルギー粒子入射による核種生成断面積について実験値,INC/GEM及びLAHETコードによる計算値から評価し、空気及び冷却水中における放射性核種生成量を求めた。排気中濃度評価では、加速器運転停止から数時間後には41Arの影響が大きいが、24時間後には7Be,3H,14Cの影響が大きいこと、冷却水中の評価では3H,7Beの影響が大きいことがわかった。また20MeV以上の核種生成断面積を一律30mbと仮定した簡易評価では、前述の評価結果と比較して空気中濃度で2-5倍,冷却水中濃度で3-10倍過大となり、高エネルギー粒子入射に対する評価済み核データの重要性が示された。

論文

並列連成解析による疾患動脈血管の力学挙動

Guo, Z.; 平山 俊雄; 松澤 照男*; 渡辺 正宏*

計算工学講演会論文集, 7(1), p.173 - 176, 2002/05

計算生体力学分野において、血流の流体力学的な側面から研究する血行力学は血管疾患が血流にどのように影響を及ぼすか、また、血流動態が血管にどのように疾患をもたらすかについての研究が主流であった。一方、血流による血管に生ずる力学的な応力が動脈系疾患の発症と進行に深く関与していると指摘されている。周期的に発生する動脈の拍動流は血管組織の疲労,やがて破壊(血管破裂)に直接に関係しているため、血管壁の数値的な応力解析は血管疾患の発病原因のみならず、血管疾患の進行推測,手術リスク及び手術効果などの評価としての重要な手段と視されている。しかし、拍動流による血管壁の応力計算と流体-構造連成計算,並列・分散処理といった高度な計算技術が必要となる。本研究では、原研が開発した総合シミュレーション・システムを用いて流体と構造の弱連成解析により、拍動流による大動脈弓の応力分布の計算を試みた。

論文

Re-evaluation of nuclear data of fission product nuclides for JENDL-3.2

川合 將義*; 中川 庸雄; 渡部 隆*; 中島 豊*; 瑞慶覧 篤*; 松延 廣幸*; 杉 暉夫*; 千葉 敏

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(4), p.261 - 269, 2001/04

評価済核データライブラリーJENDL-3.1に格納した核分裂生成物核種の核データの再評価を行った。再評価を行った核種は、$$^{75}$$Asから$$^{155}$$Euまでの63核種である。改善した主なデータは、共鳴パラメータ、捕獲断面積、及び非弾性散乱断面積である。再評価の結果、熱中性子捕獲断面積、共鳴積分値やkeV領域の捕獲断面積が大幅に改良された。データは中性子エネルギー10$$^{-5}$$eVから20MeVの範囲をカバーしている。今回の結果は、JENDL-3.2に採用された。

論文

Estimation of activity and dose distributions around a proton linac induced by beam spill

中島 宏; 笹本 宣雄; 坂本 幸夫; 草野 譲一; 長谷川 和男; 半田 博之*; 林 克己*; 山田 弘文*; 阿部 輝男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(Suppl.1), p.870 - 874, 2000/03

中性子科学研究計画では、大強度陽子線形加速器の建設を計画している。この線形加速器の保守にあたっては、"Hands-on-Maintenance"が提案されている。この保守を可能にする線量及び放射能レベルを達成するための目安として、1W/mのビームロス率が採用されようとしている。しかし、この値は経験によるものであって、実験や計算によって確認されたものではない。そこで、NMTC/JAERI97及びDCHAIN-SPを用いて、このビームロス率により加速管及びその周囲に生じる放射能分布を計算した。さらに、QAD-CGGP2を用いて、加速管周囲の線量分布を計算した。その結果、1年間の運転直後の放射能レベルは、最大で数kBq/gであることから、1W/mのビームロス率で"Hands-on-Maintenance"が可能であることを明らかにした。

論文

Conversion of JRR-4 fuel to LEU

渡辺 終吉; 中島 照夫; 海江田 圭右

JAERI-Conf 99-006, p.119 - 124, 1999/08

研究炉燃料の低濃縮化計画により、JRR-4は1998年7月、低濃縮燃料に転換した。核熱水力設計の結果ウラン密度は3.8g/cm$$^{3}$$に決められた。この濃縮度低減化は、同様の性能を維持しつつ、炉心の構造、寸法及び燃料数を変更することなく達成された。さらに、原子炉施設、利用設備の改造が行われた。JRR-4は1998年9月に最大出力に到達した。原子炉の性能は、予測通り非常によい性能を示している。

論文

Fusion reactor safety; Issues and perspective

稲辺 輝雄; 関 昌弘; 常松 俊秀

Fusion Engineering and Design, 42, p.7 - 12, 1998/00

 被引用回数:5 パーセンタイル:44.03(Nuclear Science & Technology)

核融合炉の認許可に耐え得る安全性を確保する観点から、測定される安全原則、安全要件、信頼性確保のための問題点及び必要なR&Dを述べる。安全確保のための基本原則としては、深層防護とALARAの原則が核融合炉の場合にも不可欠と考えられ、特に深層防護の概念に基づく核融合炉のための具体策を例示する。また、同概念に基づく設計の妥当性を確認するための安全解析上の留意点を示す。さらに、使用する材料の信頼性と実証性のあるデータベース、適切な構造設計基準、供用中検査への設計上の配慮、安全解析で仮定する機器の性能や被ばく評価にかかわるソースタームの担保、解析コードの検証等の重要性を指摘し、核融合実験炉ITERの工学設計活動を中心として国際的に進展中のR&D活動に言及する。また、低放射化材料の廃棄物にもたらす優位性を概説し、今後の展望を示す。

論文

核融合施設に対する安全設計要求

稲辺 輝雄

プラズマ・核融合学会誌, 73(8), p.812 - 819, 1997/08

従来の核融合実験施設やトリチウム取扱施設よりも大規模な核融合施設は、現行の放射線障害防止法による規制では求められていない深層防護とALARAの原則に基づく安全設計が必要と考えられる。ここでは、この二つの原則の考え方を解説するとともに、これらの原則を踏まえた国際熱核融合実験炉ITERの安全設計方針及び米国エネルギー省の磁気核融合施設に対する安全要求の主要な内容を解説する。また、今後国内で核融合施設の安全設計要求を検討する際に留意すべきと考えられる安全評価と安全設計との関連等を解説する。

論文

A Proposed safety assurance method and its application to the fusion experimental reactor

岡崎 隆司; 関 泰; 稲辺 輝雄; 青木 功

Fusion Engineering and Design, 30(3), p.201 - 216, 1995/07

 被引用回数:1 パーセンタイル:17.40(Nuclear Science & Technology)

核融合実験炉の安全確保の達成方法を示す。核融合実験炉の安全上の特徴を踏まえて、安全確保の基本的な考え方として、通常状態に対してはALARA(As Low As Reasonsbly Achievable)を、通常状態からの逸脱に対しては深層防護の考え方を用いることにする。この考え方に基づいた本方法は、機器の安全設計、この安全設計に対して安全上の見地から適切な要求を課すための安全機能の重要度分類の方法とその適用例、これらの妥当性を確認するために安全評価を行うが、そのための事象抽出法とそれを適用して求めた設計基準事象等から構成されている。本方法は核融合実験炉の安全確保を達成するための有効な方法になると考える。

報告書

JRR-4及びNSRRを用いた原子炉物理の基礎実験

小原 徹*; 堀木 欧一郎*; 中島 照夫; 渡辺 終吉; 石島 清見; 片西 昌司

JAERI-Review 95-010, 39 Pages, 1995/06

JAERI-Review-95-010.pdf:1.14MB

本書は1994年8月に日本原子力研究所のJRR-4及びNSRRを用いて行われた東京工業大学大学院の学生実験のために書かれたテキストを整理したものである。同実験では、炉物理の基本実験としてJRR-4では(1)制御棒校正実験(2)キセノンの反応度効果の測定を行い、NSRRでは即発臨界状態での即発的なフィードバック効果による原子炉の動特性の測定を行った。本書には、実験原理、実験手順、結果の解析手法について記載されている。

報告書

核融合実験炉施設の安全確保の一方法

岡崎 隆司*; 関 泰; 稲辺 輝雄; 青木 功

JAERI-M 93-112, 122 Pages, 1993/06

JAERI-M-93-112.pdf:4.05MB

核融合実験炉の安全確保の方法について提案する。核融合実験炉の安全上の特徴を踏えて、安全確保の考え方として、通常状態に対してはALARA(As Low As Reasonably Achievable)を、通常状態からの逸脱に対しては深層防護の考え方を用いることにする。この考え方に基づいた本方法は、機器の安全設計、この安全設計に対して安全上の見地から適切な要求を課すための安全機能の重要度分類の方法とその適用例、これらの妥当性を確認するために行う安全評価のための事象抽出法とそれを適用して求めた設計基準事象例等から構成されている。この一貫した方法で、核融合実験炉の安全確保は得られる見通しで、この方法は安全確保の有力な方法の一つになると考える。

報告書

燃料照射・炉特性研究用試験炉の概念検討

稲辺 輝雄; 中田 宏勝; 秋江 拓志; 与能本 泰介; 小林 日出雄*; 圷 長; 伊藤 治彦; 岩村 公道; 大久保 努; 大杉 俊隆; et al.

JAERI-M 93-106, 104 Pages, 1993/05

JAERI-M-93-106.pdf:2.77MB

本報告書は、軽水炉将来技術総合試験施設計画の中核をなす、燃料照射・炉特性研究のための試験炉について、システム構成、構造概念、核熱特性等の面から技術的検討を行い、試験炉としての概念の成立性を検討した結果をまとめたものである。検討の対象としたのは、PWR条件及びBWR条件の両モードの運転を実施し燃料照射試験を行うとともに炉特性試験を行う「PWR/BWR両用型試験炉」、PWR条件あるいはBWR条件のみのモードの運転を実施しこれらの試験を行う「PWR専用型試験炉」及び「BWR専用型試験炉」、並びに、燃料照射試験のみを効率的に行うことを目標とした「燃料照射専用型試験炉」の4種類である。検討の結果、これらの試験炉は、いずれも、技術的に成立するとともに、必要な燃料照射能力も確保し得るとの見通しを得た。

論文

JENDL-3 fission product nuclear data library

川合 将義*; 飯島 俊吾*; 中川 庸雄; 中島 豊; 杉 暉夫; 渡部 隆*; 松延 廣幸*; 佐々木 誠*; 瑞慶覧 篤*

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(3), p.195 - 213, 1992/03

$$^{75}$$Asから$$^{159}$$Tbまでの核分裂生成物核種を含む質量領域の172核種について10$$^{-5}$$eVから20MeVのエネルギー領域の中性子核データを評価し、JENDL-3核分裂生成物核データライブラリーを作成した。100keV以下は共鳴領域とし、低エネルギー領域では、実験データに基づいて分離共鳴パラメータを評価した。非分離共鳴パラメータは捕獲断面積と全断面積を良く再現するように決めた。100keV以上では最近の実験データと、球形核光学モデルと統計理論、歪波ボルン近似、蒸発モデル、前平衡理論などを用いてデータを評価した。全断面積、弾性および非弾性散乱断面積、捕獲断面積の他に、(n,2n),(n,$$gamma$$),(n,$$alpha$$)反応などのしきい反応断面積も評価した。今回の結果は、ENDF-5フォーマットで編集し、JENDL-3に収録されている。

論文

Capability of energy selective neutron irradiation test facility(ESNIT) for fusion reactor materials testing and the status of ESNIT program

野田 健治; 杉本 昌義; 加藤 義夫; 松尾 秀人; 渡辺 勝利; 菊池 輝男; 薄井 洸; 大山 幸夫; 大野 英雄; 近藤 達男

Journal of Nuclear Materials, 191-194, p.1367 - 1371, 1992/00

 被引用回数:9 パーセンタイル:64.91(Materials Science, Multidisciplinary)

重陽子加速器をベースとするエネルギー選択型中性子照射実験装置(ESNIT)は高中性子エネルギー・高中性子束の照射場での材料試験が可能な施設であり、しかもこの中性子源がつくる照射場における中性子エネルギースペクトルが約5~15MeVの間でピーク性とピークエネルギーの選択性とを有している。このエネルギー領域の中性子による材料重照射試験が核融合炉材料開発にとって必須の手段として期待され、現在の要素技術検討が進められている。本稿ではESNITを用いる核融合炉材料研究とその特徴、ESNITの技術的検討の現状についてのべる。

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