Rotation of complex ions with ninefold hydrogen coordination studied by quasielastic neutron scattering and first-principles molecular dynamics calculations

大政 義典*; 高木 茂幸*; 戸嶋 健人*; 横山 凱乙*; 遠藤 亘*; 折茂 慎一*; 齋藤 寛之*; 山田 武*; 川北 至信; 池田 一貴*; et al.

Physical Review Research (Internet), 4(3), p.033215_1 - 033215_9, 2022/09

https://doi.org/10.1103/PhysRevResearch.4.033215

Quasielastic neutron scattering (QENS) and neutron powder diffraction of the complex transition metalhydrides LiMoH and LiNbH were measured in a temperature range of 10-300 K to study their structures and dynamics, especially the dynamics of the hydrogen atoms. These hydrides contain unusual ninefold H coordinated complex ions (MoH or NbH) and hydride ions (H). A QENS signal appeared 150 K due to the relaxation of H atoms. The intermediate scattering functions derived from the QENS spectra are well fitted by a stretched exponential function called the Kohlrausch-Williams-Watts functions with a small stretching exponent 0.3-0.4, suggesting a wide relaxation time distribution. The dependence of the elastic incoherent structure factor is reproduced by the rotational diffusion of MH (M = Mo or Nb) anions. The results are well supported by a van Hove analysis for the motion of H atoms obtained using first-principles molecular dynamics calculations. We conclude that the wide relaxation time distribution of the MH rotation is due to the positional disorder of the surrounding Li ions and a unique rotation with MH anion deformation (pseudorotation).

Origin of degradation in the reversible hydrogen storage capacity of VTi alloys from the atomic pair distribution function analysis

Kim, H.*; 榊 浩司*; 小川 浩*; 中村 優美子*; 中村 仁*; 秋葉 悦男*; 町田 晃彦; 綿貫 徹; Proffen, T.*

Journal of Physical Chemistry C, 117(50), p.26543 - 26550, 2013/12

https://doi.org/10.1021/jp408766r

水素吸蔵放出の繰り返しによる水素吸蔵量の低下は多くの水素吸蔵合金で観測されているが、その起源は明らかではない。本研究ではVTi合金の低水素吸蔵サイクル特性の考えられる構造的要因について明らかにするために、放射光X線全散乱データを利用した二体分布関数解析によってVTiH, 0, 0.2, 0.5の水素吸蔵放出サイクルで初めの15サイクルにおける格子欠陥や無秩序化について調べた。

Azimuthal correlations of electrons from heavy-flavor decay with hadrons in and Au+Au collisions at = 200 GeV

Adare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Aramaki, Y.*; et al.

Physical Review C, 83(4), p.044912_1 - 044912_16, 2011/04

https://doi.org/10.1103/PhysRevC.83.044912

重いフレーバーのメソンの崩壊からの電子の測定は、このメソンの収量が金金衝突では陽子陽子に比べて抑制されていることを示している。われわれはこの研究をさらに進めて二つの粒子の相関、つまり重いフレーバーメソンの崩壊からの電子と、もう一つの重いフレーバーメソンあるいはジェットの破片からの荷電ハドロン、の相関を調べた。この測定は重いクォークとクォークグルオン物質の相互作用についてのより詳しい情報を与えるものである。われわれは特に金金衝突では陽子陽子に比べて反対側のジェットの形と収量が変化していることを見いだした。

Achievements in the development of the water cooled solid breeder test blanket module of Japan to the milestones for installation in ITER

鶴 大悟; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 毛利 憲介*; 関 洋治; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 西 宏; 秋場 真人

Nuclear Fusion, 49(6), p.065024_1 - 065024_8, 2009/06

https://doi.org/10.1088/0029-5515/49/6/065024

As the primary candidate of ITER Test Blanket Module (TBM) to be tested under the leadership of Japan, Water Cooled Solid Breeder (WCSB) TBM is being developed. This paper shows the recent achievements toward the milestones of ITER TBMs prior to the installation. Structure designs of the WCSB TBM and the interfacing components that are placed in a test port of ITER and layout of cooling system are presented, targeting the detailed design final report in 2012. As for the module qualification, a real scale first wall mock-up fabricated by using Hot Isostatic Pressing (HIP) method by structural material of reduced activation martensitic ferritic steel, F82H, and flow and irradiation test of the mockup are presented. As for safety milestones, contents of the preliminary safety report in 2008 consists of source term identification, Failure Mode and Effect Analysis (FMEA) and identification of Postulated Initiating Events (PIEs), and safety analyses, are presented.

Research and development on Water-Cooled Solid Breeder Test Blanket Module in JAEA

榎枝 幹男; 谷川 尚; 鶴 大悟; 廣瀬 貴規; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 大楽 正幸; 関 洋治; 鈴木 哲; 毛利 憲介*; et al.

Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10

Japan is performing R&Ds on Test Blanket Module (TBM) based on the Water-Cooled Solid Breeder (WCSB) concept, aiming at prototypical module test of DEMO blanket using ITER. This paper presents major achievements, such as, the design of the TBM including interfacing structure, development of Hot Isostatic Pressing (HIP) joining technology for the first wall with built in cooling channel, successful fabrication of near full-scale TBM first wall mock-up, evaluation of the thermo-mechanical performance of a solid breeder pebble bed and the safety assessment, including Failure Modes and Effect Analysis (FMEA) and Postulated Initiating Event (PIE) selection and preliminary safety analysis.

核熱解析による固体増殖水冷却方式テストブランケットモジュールのトリチウム増殖比に関する検討

関 洋治; 谷川 尚; 鶴 大悟; 榎枝 幹男; 秋場 真人; 江里 幸一郎; 丹澤 貞光; 西 宏; 廣瀬 貴規; 本間 隆; et al.

JAEA-Technology 2007-067, 34 Pages, 2008/01

JAEA-Technology-2007-067.pdf:14.41MB
JAEA-Technology-2007-067(errata).pdf:0.08MB

本報告は、ITERでの試験を予定している固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュール(TBM)について、トリチウム増殖比(TBR)に注目しつつ、層の厚さと配置を最適化するために実施した一次元核熱計算の成果をまとめたものである。今回検討を行ったTBMには、箱構造体の内部にトリチウム増殖材(),中性子増倍材()の微小球が層状に充填されている。増殖・増倍材の健全性が維持される最高温度以下でTBRの増加を目指し、増殖・増倍材の層の厚さを最適化した。本研究によって得られた代表的な知見を以下に示す。(1)「充填層の多層構造においても、体積比にTBRの最大値が存在する。」(2)「増殖材層の背面にSingle Packingの増倍材層を2層配置することで、TBRのピーク付近であるが可能である。」本成果は、濃縮度,増倍材の充填率,増殖・増倍材層の厚さに対して、TBRを系統的にまとめたことにある。これらの結果は、TBRの見積りに貢献する一つのデータベースであり、原型炉を見据えたTBM設計の研究開発に資するものである。

Test strategy and development achievements of ITER solid breeder test blanket modules in Japan

榎枝 幹男; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 鶴 大悟; 鈴木 哲; 江里 幸一郎; 秦野 歳久; 野本 恭信; 西 宏; 本間 隆; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/FEC/FEC2006/html/node303.htm#59769

日本は固体増殖テストブランケットモジュール(TBM)を主要ブランケット候補として水冷却(WCSB), ヘリウム冷却(HCSB)のTBMを開発している。そのITERでの試験戦略は、ITERの運転計画に応じて最適な試験項目を設定し、各試験目標に最適なモジュール構造となるよう計画している。その試験戦略と設計及び技術開発の最新の成果を報告する。モジュール設計では、独自のサブモジュール構造を採用した。また、原型炉とは炉運転条件が異なるITERの運転条件でブランケット機能の確証をできるような最適構造に設計しており、また、具体的な製作工程を想定した詳細構造を含む構造設計を実施した。技術開発では、これまで、要素技術開発をほぼ完了し、現在は、工学R&Dを展開している。4種の重要分野について、それぞれ順調な進展を示している。それらのうち、アウトパイルR&Dとトリチウム回収技術開発について進展を報告する。

Overview of the national centralized tokamak programme

菊池 満; 玉井 広史; 松川 誠; 藤田 隆明; 高瀬 雄一*; 櫻井 真治; 木津 要; 土屋 勝彦; 栗田 源一; 森岡 篤彦; et al.

Nuclear Fusion, 46(3), p.S29 - S38, 2006/03

https://doi.org/10.1088/0029-5515/46/3/S05

トカマク国内重点化装置(NCT)計画は、大学における成果を取り込みつつJT-60Uに引き続き先進トカマクを進めるための国内計画である。NCTのミッションは発電実証プラントに向けて高ベータ定常運転を実現するとともに、ITERへの貢献を図ることである。高ベータ定常運転を実現するために、装置のアスペクト比,形状制御性,抵抗性壁モードの帰還制御性,電流分布と圧力分布の制御性の機動性と自由度を追求した。

Design study of national centralized tokamak facility for the demonstration of steady state high- plasma operation

玉井 広史; 秋場 真人; 疇地 宏*; 藤田 隆明; 濱松 清隆; 橋爪 秀利*; 林 伸彦; 堀池 寛*; 細金 延幸; 市村 真*; et al.

Nuclear Fusion, 45(12), p.1676 - 1683, 2005/12

https://doi.org/10.1088/0029-5515/45/12/023

トカマク国内重点化装置の設計研究をまとめた。装置の設計は、プラズマのアスペクト比と形状制御性に関して自由度を広く確保できることが求められている。これは、ITERと平行して研究を進めるとともに、定常高ベータプラズマ運転についての科学的なデータベースをDEMOへ提供する観点から重要である。この目標に合致するように、プラズマのアスペクト比と形状の自由度の確保について、これまで比較的困難であったダイバータ排気性能との両立が図られるように装置設計を行った。この装置設計に基づいて、閉じ込め,安定性,電流駆動,ダイバータプラズマ等の物理性能を評価し、主目的である定常高ベータプラズマを実現するための制御方法を検討した。

ITER activities in Japan

常松 俊秀; 関 昌弘; 辻 博史; 奥野 清; 加藤 崇; 柴沼 清; 花田 磨砂也; 渡邊 和弘; 坂本 慶司; 今井 剛; et al.

Fusion Science and Technology, 42(1), p.75 - 93, 2002/07

https://doi.org/10.13182/FST02-A214

ITER(国際熱核融合実験炉)工学設計活動における日本の工学技術の研究開発活動と成果について、欧州,日本,ロシア,米国の国際協力により実施されたITERの設計結果と合わせて述べる。ITERを構成する主要機器のうち、超伝導コイル,真空容器,高熱流束プラズマ対向機器,中性粒子入射装置,大電力のミリ波を発生するジャイロトロン等について、ITER実機に外挿可能な規模のモデル試験体を開発・製作・試験するプロセスを通じてITERに必要な新技術が開発された。日本で得られた主な成果は、13T, 640MJのニオブ・スズを用いた超伝導コイル技術,高さ15m,横幅9mの真空容器技術,20MW/mの熱流束を処理できるCuCrZr製の冷却管技術,31mA/cmの電流密度を有する負イオン源技術と1MeVのイオン加速器技術及び1MWの出力機能を有するジャイロトロン技術である。