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W/cm
Skobelev, I. Yu.*; Ryazantsev, S. N.*; Kulikov, R. K.*; Sedov, M. V.*; Filippov, E. D.*; Pikuz, S. A.*; 浅井 孝文*; 金崎 真聡*; 山内 知也*; 神野 智史; et al.
Photonics (Internet), 10(11), p.1250_1 - 1250_11, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Optics)物質が高強度レーザーパルスと相互作用して生成されるプラズマの電荷状態の発展において、光電場と衝突電離の影響を明確に区別することは困難である。この研究では、プラズマキネティクスの時間依存計算を用いて、クラスターが十分に小さい低密度のガス状ターゲットを用いた場合にのみ可能であることを示した。Arプラズマの場合、クラスター半径の上限は
mと見積もられた。
大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.
Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07
ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。
加藤 篤志; 山本 智彦; 安藤 将人; 近澤 佳隆; 村上 久友*; 大山 一弘*; 金子 文彰*; 日暮 浩一*; Chanteclair, F.*; Chenaud, M.-S.*; et al.
EPJ Nuclear Sciences & Technologies (Internet), 8, p.11_1 - 11_10, 2022/06
本稿はナトリウム冷却炉のプラントシステムに採用する技術について、仏国のアストリッド炉等を基にして日仏の技術仕様共通化を検討し、共通プラントの構築に係る検討の成果をまとめている。特に地震条件の違いに対応した原子炉構造設計では、日本側で採用している高周波設計を日仏で共有し、適応を試みている。その他、蒸気発生器、崩壊熱除去システム、燃料取り扱いシステム、および格納容器の仕様共通化の検討を紹介する。
山脇 正人*; 上杉 直也*; 岡 壽崇; 長澤 尚胤*; 安藤 太一*; O'Rourke, B. E.*; 小林 慶規*
Japanese Journal of Applied Physics, 59(11), p.116504_1 - 116504_5, 2020/11
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mから2000mの厚みを持つポリエチレンの陽電子消滅寿命測定を行った。試料厚がNa-22からの陽電子の飛程よりも薄い場合、陽電子はポリエチレン試料を突き抜けてしまい、精確な陽電子寿命測定が行えない。そこで、試料の裏にアニールしたSUS基板を配置し、SUS基板中で消滅した陽電子を計測することで、薄膜ポリエチレン試料中での陽電子消滅を分析する手法を開発した。この手法を延伸ポリエチレン試料に適用したところ、延伸に伴う自由体積空孔のサイズの減少と、自由体積空孔内で消滅する陽電子の割合の増加が測定できた。
佐賀山 豊; 安藤 将人
日本原子力学会誌ATOMO
, 60(3), p.162 - 167, 2018/03
第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)では、安全・信頼性,経済性,持続可能性,核拡散抵抗性などに優れた次世代の原子炉システム(第4世代原子炉)として、ナトリウム冷却高速炉,鉛冷却高速炉,ガス冷却高速炉,溶融塩炉,超臨界圧水冷却炉,超高温ガス炉の6つの革新的原子炉システムが選定され国際的な研究開発が進められている。一部のシステムについては既に実証段階にあり、GIFの目標である2030年代以降の実用化が視野に入りつつある。
西内 満美子*; 榊 泰直*; Esirkepov, T. Zh.*; 西尾 勝久; Pikuz, T. A.*; Faenov, A. Ya.*; Skobelev, I. Yu.*; Orlandi, R.; Pirozhkov, A. S.*; 匂坂 明人*; et al.
Plasma Physics Reports, 42(4), p.327 - 337, 2016/04
被引用回数：13 パーセンタイル：55.88(Physics, Fluids & Plasmas)ペタワットレーザーと原子核物理学の技術を組み合わせることで、エキゾチック原子核の性質の測定を決定的に可能にする。数値シミュレーションとレーザー駆動実験により、我々は論文、西内等、Phys. Plasmas 22, 033107 (2015)で提案された「レーザー駆動エキゾチック核抽出-加速法」の展望について紹介する。この方法の特徴は、(1)フェムト秒ペタワットレーザーを、外部イオンビームによって破砕された原子核標的に照射し、(2)そして生成された短寿命の重エキゾチック原子核を数GeVの多価電荷としてまとめて一気に加速する、という画期的な方法である。
西内 満美子; 榊 泰直; Esirkepov, T. Z.; 西尾 勝久; Pikuz, T. A.*; Faenov, A. Ya.*; Pirozhkov, A. S.; 匂坂 明人; 小倉 浩一; 金崎 真聡; et al.
Research Using Extreme Light; Entering New Frontiers with Petawatt-Class Lasers II (Proceedings of SPIE, Vol.9515), p.95151D_1 - 95151D_4, 2015/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Electrical & Electronic)超高強度短パルスレーザーと金属ターゲットとの相互作用による多価重イオン加速実験の結果を発表する。10J以下のレーザーエネルギー、36fsのパルス幅、10
のコントラストを持つ200TWのJ-KARENレーザーシステムを用いた。ほぼ完全電離に近い鉄のイオンがトータルで0.9GeVのエネルギーにまで加速された。これは固体薄膜ターゲットと10Wcm
のレーザーとの相互作用によってはじめて可能となったと考えられる。このように高いQ/Mを持つイオンは既存の重イオン加速器のイオン源においては、達成が難しい。
上出 英樹; 安藤 将人*; 伊藤 隆哉*
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05
原子力機構, 日本原子力発電, 三菱FBRシステムズは、将来の持続可能な基幹電源の候補として、ナトリウム冷却高速増殖炉の実用化概念であるJSFRの設計研究を実施してきている。2011年以降は、東京電力福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえたGIFにおけるナトリウム冷却高速炉の安全設計クライテリア及び安全設計ガイドライン構築の活動に貢献するために、地震・津波等の厳しい外的事象に対する安全対策を取り入れるとともに、より実現性の高いものとするため、より細部の成立性や保守補修性に配慮して、設計概念の具体化を進めた。本報では、75万kWeのJSFR実証施設を対象として、2011年以降の設計進捗を取り入れた設計概念を概括する。
西内 満美子; 榊 泰直; Esirkepov, T. Z.; 西尾 勝久; Pikuz, T.*; Faenov, A.*; Skobelev, I. Yu.*; Orlandi, R.; 佐甲 博之; Pirozhkov, A. S.; et al.
Physics of Plasmas, 22(3), p.033107_1 - 033107_8, 2015/03
被引用回数：73 パーセンタイル：96.24(Physics, Fluids & Plasmas)200TWの超高強度レーザーパルスをミクロンメートルのアルミの薄膜に鉄の不純物を混ぜたターゲットに照射することで、ほぼフルストリップに近い鉄のイオンが0.9GeVで加速された。低エミッタンスで、重いイオンのビームが高いQ/Mで得られることは、いろいろな分野への応用が考えられ、例えば、既存加速器技術との融合によってコンパクトなRIイオン源の開発が考えられる。
桐山 博光; 森 道昭; Pirozhkov, A. S.; 小倉 浩一; 匂坂 明人; 今 亮; Esirkepov, T. Z.; 林 由紀雄; 小瀧 秀行; 金崎 真聡*; et al.
IEEE Journal of Selected Topics in Quantum Electronics, 21(1), p.1601118_1 - 1601118_18, 2015/01
被引用回数：66 パーセンタイル：94.94(Engineering, Electrical & Electronic)原子力機構で開発を進めているペタワット級超高強度レーザーシステム(J-KARENレーザーシステム)の詳細な設計、動作特性、及び将来計画についての報告を招待論文(Invited paper)として行う。また、高い制御性を有する本レーザーシステムによる代表的な成果として、粒子加速、高輝度X線発生などの研究成果についても報告を行う。
桐山 博光; 森 道昭; 鈴木 将之*; 大東 出*; 岡田 大; 越智 義浩; 田中 桃子; 佐藤 方俊*; 玉置 善紀*; 吉井 健裕*; et al.
レーザー研究, 42(6), p.441 - 447, 2014/06
原子力機構で開発している、(1)フェムト秒超高強度レーザーとしてOPCPA/Ti:sapphireハイブリッドレーザー、(2)ピコ秒高強度レーザーとしてOPCPA/Yb:YAGハイブリッドレーザー、(3)ナノ秒高平均出力レーザーとして半導体レーザー励起Nd:YAGレーザーについて、それらの構成及び動作特性について紹介する。
福田 祐仁; 榊 泰直; 金崎 真聡; 余語 覚文; 神野 智史; 反保 元伸*; Faenov, A. Ya.*; Pikuz, T. A.*; 林 由紀雄; 神門 正城; et al.
Proceedings of SPIE, Vol.8779 (Internet), p.87790F_1 - 87790F_7, 2013/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Biomedical)後方散乱を利用することで、CR-39の検出限界を超える高エネルギーイオンを検出可能な新しいイオンビーム診断法を開発したこの新しいビーム診断法と磁場型エネルギー分析装置とを組合せて、クラスターターゲットを用いたレーザー駆動イオン加速実験に適用し、核子あたり50MeV/uにまで加速されたヘリウムイオンビーム生成を確認した。
福田 祐仁; 榊 泰直; 金崎 真聡; 余語 覚文; 神野 智史; 反保 元伸; Faenov, A. Ya.*; Pikuz, T.; 林 由紀雄; 神門 正城; et al.
Radiation Measurements, 50, p.92 - 96, 2013/03
被引用回数：13 パーセンタイル：67.76(Nuclear Science & Technology)プラスチック板上に設置した1枚のCR-39を用いて、CR-39の検出限界を超える高エネルギーイオンを検出可能な新しいイオンビーム診断法を開発した。サイクロトロン加速器で生成させた核子あたり25MeVのヘリウムイオンビームを用いて、このビーム診断法の原理検証実験を行った。その結果、CR-39の裏面に多数の楕円形のエッチピットが観測された。詳しい解析の結果、このエッチピットは、入射ヘリウムイオンがプラスチック板中で非弾性散乱して生成した重イオンによって形成されることが示唆された。この新しいビーム診断法を、クラスターターゲットを用いたレーザー駆動イオン加速実験に適用し、核子あたり50MeVにまで加速されたイオンを同定した。
小倉 浩一; 西内 満美子; Pirozhkov, A. S.; 谷本 壮*; 匂坂 明人*; Esirkepov, T. Z.; 神門 正城; 静間 俊行; 早川 岳人; 桐山 博光; et al.
Optics Letters, 37(14), p.2868 - 2870, 2012/07
被引用回数：84 パーセンタイル：95.48(Optics)OPCPA方式チタンサファイアレーザーで発生した高コントラスト(10)高強度(10)短パルス(40fs)のレーザー光を用いて、従来の最大エネルギー25MeVを超える40MeVの陽子線を得た。このときのレーザーエネルギーは10ジュール以下であった。15MeV以上の陽子線の発生効率は、0.1%であった。
2008年3月)齋 正貴; 萩原 大樹; 松島 博之*; 野田 正利*; 納多 勝*; 安藤 賢一*; 田中 達也*; 上田 正*; 本田 ゆう子*; 水野 崇
JAEA-Data/Code 2010-010, 75 Pages, 2010/09
JAEA-Data-Code-2010-010.pdf:2.5MB
このデータ集は、2004年4月から2008年3月までに瑞浪超深地層研究所における研究坑道内、地上から掘削したボーリング孔(MSB-2号孔,MSB-4号孔及びMIZ-1号孔)から採取した地下水の地球化学特性データをとりまとめたものである。また、本データ集では、データを用いたさまざまな目的の解析を行う過程でデータの確認ができるように、試料採取地点,試料採取時間,採取方法及び分析方法などを示した。
廣瀬 貴規; 安堂 正己; 荻原 寛之*; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 秋場 真人
Fusion Engineering and Design, 85(5), p.809 - 812, 2010/08
被引用回数：3 パーセンタイル：23.38(Nuclear Science & Technology)ITERテストブランケットモジュール第一壁開発の一環として、熱間等方圧加圧法(HIP: Hot Isostatic Pressing)により、プラズマ対抗材料であるベリリウムとブランケットの構造材料である低放射化フェライト/マルテンサイト鋼F82Hの異材継手を試作した。接合強度特性試験,接合界面の微細組織観察及び接合界面の元素分析の結果から、HIPはF82Hの焼き戻し温度条件で実施することが有効であることを得た。接合強度は、F82H側へのベリリウム拡散距離の二乗に反比例する傾向を示した。拡散の抑制には、ベリリウム表面へのクロム蒸着が有効であり、試作した継手はITER遮蔽ブランケット第一壁におけるベリリウムと銅合金の異材継手と同等以上の強度を達成した。
谷川 博康; Sokolov, M. A.*; 澤畠 篤司*; 橋本 直幸*; 安堂 正己; 芝 清之; 榎本 正人*; Klueh, R. L.*
Journal of ASTM International (Internet), 6(5), 10 Pages, 2009/05
F82Hに代表される低放射化フェライト鋼の靱性評価には、現在マスターカーブ法(MC法)が用いられているが、この手法は破壊起点が一様に分布していることを前提としている。一方、近年の研究より、MC法の許容値以下の値で破断したF82HではアルミナとTa酸化物の複合介在物が破壊起点に存在することが示されてきた。本研究では、複合介在物が鋼中に不均一に分布すること,低温では割れやすくなることが、靱性値に影響を与え、MC法による靱性値推定に影響を与えている可能性を示した。
TiO
pebble bed for a test blanket module in JAEA谷川 尚; 星野 毅; 河村 繕範; 中道 勝; 落合 謙太郎; 秋場 真人; 安堂 正己; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 林 君夫; et al.
Nuclear Fusion, 49(5), p.055021_1 - 055021_6, 2009/05
被引用回数：23 パーセンタイル：63.34(Physics, Fluids & Plasmas)原子力機構が開発を進めている、固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールについて、特に増殖材料に関する最新の研究成果を報告する。増殖材料の化学的安定性の向上を目的とし、LiO添加型のLiTiOの開発に成功した。増殖材微小球の充填体の熱機械挙動については、実験的にデータを取得し、各物性値を体系的に整理しモデル化した。テストブランケットモジュール内に設置可能な核計測手法として放射化箔法を提案し、基礎試験において実機への適用性を確認した。水冷却方式において重要なトリチウムの透過については、開発した透過低減皮膜の効果を実験によって確認するとともに、得られたデータを元にして運転条件における透過量を評価した。これらの成果に基づき、テストブランケットモジュールの設計が進められている。
近澤 佳隆; 岡野 靖; 此村 守; 佐藤 浩司; 澤 直樹*; 住田 裕之*; 中西 繁之*; 安藤 将人*
Nuclear Technology, 159(3), p.267 - 278, 2007/09
被引用回数：1 パーセンタイル：11.10(Nuclear Science & Technology)小型炉は小型特有の合理化対策,設計規格化,習熟効果により投資及びR&Dリスクを削減しつつ大型炉に匹敵する経済性を達成する可能性がある。ここでは多数基設置時において大型炉と同等の経済性を達成する可能性のある300MWeナトリウム冷却小型炉の概念設計を実施した。燃料型式はPu-U-Zr3元合金の金属燃料、炉心型式は金属燃料において炉心出口温度550
Cを達成可能なZr密度含有率2領域単一Pu富化度炉心を採用した。冷却系は電磁ポンプを直列2基設置することにより、1ループ化し、1次系電磁ポンプは中間熱交換器内部に組み込む方式とした。燃料貯蔵設備は原子炉建屋容積低減を考慮して原子炉容器内貯蔵(IVS)として、使用済燃料の4年間貯蔵を想定した貯蔵容量を確保した。また、1主冷却系1ループ化については最も厳しいと考えられる配管破断を想定した過渡解析により成立性を評価した。発電プラント初号基とそれに対応した小規模の燃料製造・再処理設備の組合せによる実証設備における建設費評価を行い、小規模かつ商用運転に転用可能な設備において燃料サイクル全体の工学規模における実証が可能であることを示した。
相澤 康介; 近澤 佳隆; 臼井 伸一; 此村 守; 安藤 将人*
JAEA-Research 2007-042, 105 Pages, 2007/06
JAEA-Research-2007-042.pdf:3.64MB
実用化戦略調査研究の一環として、小型炉の多様な特徴を活かしたナトリウム冷却炉の概念設計を実施している。本報告書では、基幹電源に匹敵する経済性を追及するために、スケールメリットの観点から発電出力を300MWeまで増大させ、プラント寿命中の燃料交換回数の削減及び炉心のコンパクト化のため金属燃料を採用し、また物量の大幅な削減を狙い主冷却系を1ループとした経済性追求型ナトリウム冷却小型炉の検討を行った。主冷却系を1ループ化したことによる課題を整理し、最も厳しくなる事故事象と評価された1次系配管大規模破損に対して過渡解析を実施した結果、原子炉スクラムなしでも炉心健全性が確保できる可能性を示した。崩壊熱除去系の過渡解析を実施した結果、崩壊熱除去系の成立が厳しくなると想定した全ケースにおいて、原子炉スクラム後の炉心健全性が確保できる可能性を示した。
