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論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

コンパクトERL建設の進捗状況

小林 幸則*; 坂中 章悟*; 佐藤 康太郎*; 春日 俊夫*; 河田 洋*; 羽島 良一; 中村 典雄*

Proceedings of 6th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (CD-ROM), p.66 - 69, 2009/08

高エネルギー加速器研究機構は、エネルギー回収型リニアック(ERL)に基づく次世代放射光源を将来計画と位置付け、その実現に向けたR&Dを行うべくコンパクトERL建設へ向けて具体的な作業を開始した。ERLで最も重要な装置は、超高輝度の電子ビームを発生できるフォトカソードDC電子銃と、大電流のビームを高電界で加速できる超伝導空洞である。ERL計画推進チームでは、これらの装置を開発しつつ、コンパクトERLを設置する予定の東カウンターホール(旧陽子シンクロトロン実験室)の改修,インフラの増強,ヘリウム冷凍機の整備を行っている。本学会では、コンパクトERLの進捗状況と今後の予定について報告する。

報告書

トリチウムを含んだ照射試験体のJMTR炉心からの取出試験

冨田 健司; 土谷 邦彦; 小沼 勇一; 井上 修一; 渡邊 浩之; 斎藤 隆; 菊地 泰二; 林 君夫; 北島 敏雄

JAEA-Technology 2008-036, 61 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-036.pdf:7.47MB

材料試験炉(JMTR)を照射場として、トリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球充填体を装荷した照射試験体を用いた第2期照射試験(ORIENT-II,JMTRキャプセル名:99M-54J)の終了に伴い、JMTR炉心からの照射試験体の取出方法の検討及び取出試験を行った。まず、照射試験体,スイープガス配管,接続箱・保護管等に残留するトリチウムの除去試験を行うとともに、微小球を充填した充填体の配管からのトリチウム漏洩を防止するための閉止栓の溶封試験を行った。次に、得られた試験結果に基づき、照射試験体の取出方案を策定し、試験体の取出試験を行った。本報告書は、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射試験体の取出しに備えて行った、トリチウム除去に関する特性試験及び閉止栓の溶封試験結果、並びに、照射試験体の取出し試験及びそこから得られた知見についてまとめたものである。

報告書

JMTRを用いた$$^{99}$$Mo製造設備の概念検討

飯村 光一; 細川 甚作; 菅野 勝; 北島 敏雄; 中川 哲也; 坂本 太一; 堀 直彦; 河村 弘

JAEA-Technology 2008-035, 47 Pages, 2008/06

JAEA-Technology-2008-035.pdf:7.91MB

日本原子力研究開発機構大洗研究開発センターでは、2011年度に材料試験炉(JMTR)を再稼働させる予定で改修計画が進められている。再稼働後におけるJMTRの有効利用の一環として、放射性医薬品として核医学の分野で最も多く用いられているテクネチウム-99m($$^{rm 99m}$$Tc)の親核種であるモリブデン-99($$^{99}$$Mo)の製造が計画されている。$$^{99}$$Moは、その供給をすべて輸入に依存している状況にあることから、産業界と共同で$$^{99}$$Moの一部国産化を目指すものである。本報告書では、$$^{99}$$Moの製造に必要な照射装置の選定,構成及び照射後工程において製品化のために必要な装置等の技術的な検討並びに製造にかかわるコスト面の検討結果について述べる。

論文

Progress in R&D efforts on the energy recovery linac in Japan

坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.

Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06

コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。

報告書

トリチウム含有照射キャプセル解体プロセスの設計検討,1; 概念検討及び基本設計

林 君夫; 中川 哲也; 小野瀬 庄二; 石田 卓也; 小高 英男; 勝山 幸三; 北島 敏雄; 高橋 孝三; 土谷 邦彦; 中道 勝; et al.

JAEA-Technology 2008-010, 68 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-010.pdf:11.31MB

原子力機構では、国際熱核融合実験炉(ITER)に装荷するテストブランケット・モジュール(TBM)を用いて、核融合炉用増殖ブランケットの炉内機能試験を実施することを計画している。本報告書は、炉内機能試験の準備として材料試験炉(JMTR)で照射試験を行った照射キャプセルの解体プロセスの概念検討及び基本設計について述べるものである。本設計においては、照射キャプセルはバンドソー(帯のこぎり)で切断され、放出されたトリチウムは、パージガス系によって安全に回収され、固化されて放射性廃棄物となる。さらに、事故時にトリチウムが解体装置外へ放出される可能性があることに対する安全対策として、解体装置を覆うインナーボックスを採用することにより、通常のトリチウム透過性材料を用いた既存のホットセル(ベータ・$$gamma$$セル)を、大きな改造を行うことなく使用できる見通しを得た。以上により、トリチウムを含有する照射済みJMTRキャプセルについて、本解体プロセスが実現可能であることを示した。

論文

ERL放射光源に向けたR&Dの現状

坂中 章悟*; 小林 幸則*; 佐藤 康太郎*; 春日 俊夫*; 河田 洋*; 羽島 良一; 中村 典雄*

Proceedings of 5th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 33rd Linear Accelerator Meeting in Japan (CD-ROM), p.225 - 227, 2008/00

エネルギー回収型リニアックによる次世代放射光源の実現を目指したプロジェクトが国内複数機関の協力のもと実施されている。本報告では、要素技術開発の現状,設計研究の成果などを述べる。

論文

Heavy-ion induced current through an oxide layer

高橋 芳浩*; 大木 隆弘*; 長澤 賢治*; 中嶋 康人*; 川鍋 龍*; 大西 一功*; 平尾 敏雄; 小野田 忍; 三島 健太; 河野 勝康*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 260(1), p.309 - 313, 2007/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:61.97(Instruments & Instrumentation)

Si基板上にAlゲートp-MOSFETを作製し、TIARAの重イオンマイクロビームシステムを使用して重イオン照射を行い、照射誘起過渡電流の測定を行った。その結果、ゲート端子における過渡電流は、照射中負のゲート電圧を印加した状態でのみ観測されることがわかった。また、ソース・ドレイン電極を接地(基板と同電位)してゲート領域に重イオンを照射した場合、ピーク値の異なる正・負の電流が観測され、その積分値は照射後100ns程度でほぼ0となることがわかった。本誘起電流が伝導電流によるものであれば、正方向の電流のみが観測されることが予想される。よって本測定結果より、酸化膜を介した照射誘起電流は、変位電流に由来すると帰結できる。また測定結果は、酸化膜を完全絶縁体と仮定した計算により再現できることが確認できた。

論文

Development of hydraulic analysis code for optimizing thermo-chemical IS process reactors

寺田 敦彦; 日野 竜太郎; 平山 俊雄; 中島 憲宏; 杉山 均*

Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04

日本原子力研究開発機構では、熱化学法ISプロセスによる水素製造技術の研究開発を進めている。現在、ベンチ試験の成果を踏まえ、次段階となる30Nm$$^{3}$$/h規模の水素製造試験装置の設計検討を実施している。ISプラントの設計では、コスト低減の観点から、高性能でコンパクトな反応器の構造設計が重要である。そこで、ブンゼン反応器等の化学反応を伴う混相流の混合性能を最適化するために熱流動解析解析コードの開発に着手した。本報では、第1報として反応容器を模擬した容器内旋回流に見られる渦崩壊現象についての数値解析と水流動可視化試験による検証結果を報告する。

論文

原子力機構における計算科学の展開; 進むシュミレーション研究開発

中島 憲宏; 新谷 文将; 平山 俊雄

原子力eye, 52(10), p.22 - 34, 2006/10

本報は、原子力機構における計算科学の展開の現状を紹介したものである。本報では、まず、原子力機構における計算科学の展開戦略,計算機環境,研究開発体制、そして機構内,国内及び国外における連携について概括的な紹介を行う。その後、計算機技術開発と計算科学の研究開発事例として、グリッド・コンピューティング技術,3次元仮想振動台システム,高速増殖炉サイクル技術,核融合エネルギー技術、及び量子ビームテクノロジーに関して、具体的な研究開発の内容を紹介する。

論文

原子力機構におけるグリッド・コンピューティング技術研究開発への取り組み

鈴木 喜雄; 青柳 哲雄; 谷 正之; 中島 憲宏; 平山 俊雄

原子力eye, 52(10), p.35 - 39, 2006/10

グリッドは、もともとは、ネットワークを介して接続された複数のコンピュータを共用化し、それを一つの高性能コンピュータと見立てて、利用者に必要なだけコンピュータ資源を供給できるようにするための技術として捉えられていた。近年は、コンピュータのみでなく、実験施設やデータベース、さらには研究者間の知識やノウハウの共有なども含む非常に広範な技術として捉えられており、サイエンスのあらゆる分野での研究環境構築、さらにはビジネス環境を構築するうえでも利用されている。本論文では、システム計算科学センターにおいてこれまで取り組んできたグリッド技術についての概要を述べる。

論文

Optimization for SEU/SET immunity on 0.15 $$mu$$m fully depleted CMOS/SOI digital logic devices

槇原 亜紀子*; 浅井 弘彰*; 土屋 義久*; 天野 幸男*; 緑川 正彦*; 新藤 浩之*; 久保山 智司*; 小野田 忍; 平尾 敏雄; 中嶋 康人*; et al.

Proceedings of 7th International Workshop on Radiation Effects on Semiconductor Devices for Space Application (RASEDA-7), p.95 - 98, 2006/10

RHBD(Radiation Hardness by Design)技術を用いてSEU(Single Event Upset)/SET(Single Event Transient)対策ロジックセルを、沖電気の完全空乏型0.15$$mu$$m CMOS/SOI民生プロセスを用いて設計し、製造したサンプルデバイスの放射線評価を実施した。SETフリーインバータと呼ばれるSET対策付きインバータ構造を有するロジックセルは、非常に優れたSET耐性を示すが、面積・動作スピード・消費電力のペナルティも大きいため、本研究では、最低限の耐性を維持しつつペナルティを低減するための設計の最適化をMixedモードのTCAD(Technology Computer Aided Design)シミュレータを用いて行った。その結果、LET(Linear Energy Transfar)が64MeV/(mg/cm$$^2$$)までは、本研究により最適化されたロジックセルが宇宙用として有用であることを示した。

報告書

Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射済試験体のJMTR炉心からの取出方法に関する検討

池島 義昭; 石田 卓也*; 土谷 邦彦; 冨田 健司; 海老沢 博幸; 馬籠 博克; 中道 勝*; 北島 敏雄; 河村 弘

JAERI-Tech 2005-005, 37 Pages, 2005/02

JAERI-Tech-2005-005.pdf:7.59MB

JMTRを照射場として、トリチウム増殖材(Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$)微小球充填体を装荷した照射試験体を用いた第1期照射試験(ORIENT-I,JMTRキャプセル名:96M-37J)の終了に伴い、JMTR炉心からの照射済試験体の取出方法の検討及び取出試験を行った。本報告書は、Li$$_{2}$$TiO$$_{3}$$微小球充填体を装荷した照射済試験体の取出しに備えて行った、トリチウム除去及びトリチウム脱離に関する特性試験及び作業者の内部被ばくに関する試験前評価の結果、並びに、照射済試験体の取出し実績及びそこから得られた知見についてまとめたものである。

論文

Development of a meta-computing infrastructure for parallel coupled simulations

羽間 収; 中島 憲宏; 平山 俊雄; Post, P.*; Wolf, K.*

IWACOM, P. 161, 2004/11

数値手法やハードウェアの進歩に伴い、複数の物理場を同時に解明する汎用的手法として、連成シミュレーションの研究が可能となり、進められている。このような問題は多大な計算機資源を要するため、ITBLのような並列分散処理環境が必要不可欠である。したがって、われわれは異機種並列計算機間で弱連成解析が行える統合数値シミュレーション基盤の開発をこれまで行ってきている。本基盤は市販ソフトウェアを含めたあらゆるシミュレーションソフトの連携を並列分散処理環境下で可能にすることを目的の一つとしている。統合数値シミュレーション基盤を紹介するとともに、それを流体-構造連成解析に応用し、その有用性を示す。

論文

原子力耐震情報管制システムの開発

中島 憲宏; 木村 英雄; 樋口 健二; 青柳 哲雄; 鈴木 喜雄; 平山 俊雄; 矢川 元基

第23回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.117 - 120, 2004/06

原子力プラントの安全・安心ソリューションとして、より確実な担保が求めらている。発電プラント全体を組立品として安全解析するシステムを並列分散コンピュータ(グリッド・コンピューティング)上で開発した。弱連成を主体とした構造-流体-熱問題をシミュレーションできる環境を実現した。これにより原子力の設計・安全基準などへの計算科学による裏づけを与え、安全・安心な技術を支援する。

論文

Magnetization plateaux of the ${it S}$=1/2 two-dimensional frustrated antiferromagnet Cs$$_{2}$$CuBr$$_{4}$$

小野 俊雄*; 田中 秀数*; Kolomiyets, O.*; 三田村 裕之*; 後藤 恒昭*; 中島 健次; 大沢 明; 小池 良浩; 加倉井 和久; Klenke, J.*; et al.

Journal of Physics; Condensed Matter, 16(11), p.S773 - S778, 2004/03

 被引用回数:56 パーセンタイル:10.75(Physics, Condensed Matter)

磁化過程及び中性子散乱実験を用いて${it S}$=1/2二次元三角格子反強磁性体Cs$$_{2}$$CuBr$$_{4}$$の磁性を調べた。その結果、以下のようなことがわかった。この系は零磁場中ではT$$_{N}$$=1.4Kで波数${it Q}$=(h,k,1)=(0,0.575,0)に対応する不整合構造を持つ磁気秩序を起こす。またこの系に、b軸及びc軸方向に磁場を印加していくと、飽和磁化の約1/3のところに磁化プラトーを示す。a軸方向に磁場をかけた場合は、特に異常は示さない。また磁場印加に伴って零磁場磁気構造の波数${it Q}$=(0,0.575,0)からkが増加をはじめ、1/3プラトー領域で${it Q}$=(0,0.662,0)でロックされることがわかった。これは、1/3プラトー領域では量子揺らぎによってuud構造が安定化されていることを示している。また、1/3領域からさらに磁場を印加していくと2/3プラトーも発現しているような振る舞いも見られた。

報告書

JMTR計測用配管水漏れ対策報告書

伊藤 治彦; 本間 建三; 板橋 行夫; 田畑 俊夫; 明石 一朝; 稲場 幸夫; 熊原 肇; 高橋 邦裕; 北島 敏雄; 横内 猪一郎

JAERI-Review 2003-024, 76 Pages, 2003/10

JAERI-Review-2003-024.pdf:8.35MB

JMTRでは、平成14年12月6日に原子炉一次冷却系がある部屋の漏水検知器が作動したため、ITVで漏水の観察を続けたが、12月10日になって計測用配管からの漏水を発見して原子炉を手動で停止した。本計画外停止に関しては「JMTR計測用配管水漏れ調査委員会」において、漏水発生の原因と対策のほか、漏水検知器の作動から原子炉の手動停止に至る4日間の安全管理に関する問題指摘とその対策の検討を行った。その後、委員会報告を受け、水漏れ発生箇所の修復と類似箇所への水平展開を図るとともに、原子炉施設の安全運転のために必要な設備の改善と運転手引きの改善,教育訓練,情報の共有化,品質保証活動の充実など、具体策を実施した。本報告書は、これらの対策の実施結果についてまとめたものである。

論文

Development of new technique for temperature control of irradioation capsules

菅野 勝; 北島 敏雄; 本間 建三

KAERI/GP-195/2002, p.71 - 75, 2002/00

最近の照射試験では、原子炉材料の照射損傷機構の詳細な解明を目的として、原子炉起動・停止時などの過渡状態においても常に試料を一定温度に保つことによって温度変動の影響(低温照射効果)を除いた照射試験が要求されている。JMTRでは、照射キャプセルの温度制御に関して、従来の手動操作で行っていた制御方式を改良し、ガス層圧力調節系に、原子炉出力信号でガス層の圧力を調整する先行温度制御回路を組込み、ヒータ出力のフィードバック制御と併用して試料温度を制御する新たな方式を開発することで一定温度制御の自動制御システムを構築した。

論文

Numerical analysis on ingress of coolant event in vacuum vessel using modified TRAC-BF1

栗原 良一; 安島 俊夫*; 植田 脩三; 関 泰

Journal of Nuclear Science and Technology, 38(7), p.571 - 576, 2001/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原研では、核融合炉の冷却材侵入事象(ICE)予備実験結果をもとに、軽水炉で開発されたTRAC-BF1コードをICE事象用に改良して検証を行ってきた。本論文は、ITER実機の3次元モデルを、改良したTRAC-BF1で解析し、ITER工学設計(EDA)の安全解析標準コードであるMELCOR解析結果と比較した結果等を述べる。TRAC-BF1モデルの真空容器内初期温度、注入水の質量流量等をMELCOR解析と同一にして計算した結果、TRAC-BF1で求めた最大圧力はMELCORよりも約0.04MPa高くなったが、ITERの真空容器設計耐圧0.5MPaの範囲内であることを確認した。また、3次元解析から、0.6m$$^{2}$$の破断口は周方向4分割の内1箇所に集中させて水を注入したが、周方向4箇所にセットしたRupture Discの開口時間の差は最大3msecであり、圧力上昇挙動に影響しないことがわかった。

論文

キャプセル照射温度自動制御装置の整備

北島 敏雄; 阿部 新一; 高橋 澄; 小沼 勇一; 渡邊 浩之; 岡田 祐次; 小宅 希育*

UTNL-R-0404, p.6_1 - 6_9, 2001/00

研究の進展に伴い、近年のキャプセル照射試験では照射環境の重要性が注目されている。中でも、試料の温度は照射損傷評価上重要な因子であることから、原子炉運転中常に一定温度を保つ試験や試料温度をサイクリックに変化させる試験が増加し、温度制御精度の向上も求められている。しかし、従来の装置でこのような試験を行うには手動操作に頼らざるを得ず、対応困難な状況であった。JMTRでは、これらの照射要求に答えるべく平成11年度から新たなキャプセル温度制御装置の開発を進めてきた。本装置は、JMTR第135サイクルに実施した性能試験で所定の性能が発揮できることを確認した後、JMTR第136サイクルから実用運転を開始した。本発表は、新たに製作したキャプセル照射温度自動制御装置の概要と性能試験の結果等について報告するものである。

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