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論文

Quantum paramagnet near spin-state transition

富安 啓輔*; 伊藤 菜緒子*; 岡崎 竜二*; 高橋 佑生*; 小野寺 貢*; 岩佐 和晃*; 野島 勉*; 青山 拓也*; 大串 研也*; 石川 喜久*; et al.

Advanced Quantum Technologies (Internet), 1(3), p.1800057_1 - 1800057_7, 2018/12

スピンクロスオーバーとしても知られるスピン状態転移は、様々な物質において重要な役割をもつ。理論的に、低スピンと高スピン状態の境界近傍では、従来とは異なる物理状態を引き起こすと予想されている。しかしながら、外場を印加せずに、基底状態としてほぼ縮退した臨界の状態を実現する系は、いまだに実験的には確認されていない。本研究は、LaCoO$$_{3}$$へのSc置換が、非磁性の低スピン状態を不安定化させ、トランスポートギャップのエンハンスメントと磁気格子膨張、Co-O距離の縮みを伴う異常な常磁性状態を生み出すことを明らかにした。これらの現象は、通常の低スピン・高スピン状態の混合状態ではよく説明できず、スピン状態転移の境界で生じる量子重ね合わせで記述することができる。

論文

Factors controlling the spatiotemporal variation of $$^{137}$$Cs in seabed sediment off the Fukushima coast; Implications from numerical simulations

三角 和弘*; 津旨 大輔*; 坪野 孝樹*; 立田 穣*; 青山 道夫*; 小林 卓也; 広瀬 勝己*

Journal of Environmental Radioactivity, 136, p.218 - 228, 2014/10

 被引用回数:18 パーセンタイル:56.32(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所事故から1年間の海底堆積物中のCs-137($$^{137}$$Cs)の時空間変動の支配要因について数値シミュレーションを用いて調べた。数値モデルは$$^{137}$$Csの底層水と堆積物間の輸送過程を吸着と脱着により考慮した。モデルは堆積物中の観測された$$^{137}$$Cs濃度の時空間変動を再現することに成功した。堆積物中の$$^{137}$$Csの空間分布は堆積物直上の底層水中に含まれる$$^{137}$$Cs濃度の履歴と堆積物の粒径によって主に反映され、事故発生から数か月で形成された。モニタリング測点が位置する沖合海域における堆積物中$$^{137}$$Csのインベントリーは10$$^{13}$$Bqのオーダーであった。これは既往の観測による推定値と同程度であった。福島第一原子力発電所近傍の値も考慮すると、福島沿岸の堆積物中$$^{137}$$Csの総インベントリーは10$$^{14}$$Bqのオーダーとなった。

報告書

放射化箔法による「常陽」MK-II炉心の中性子照射量評価の集大成(データ集)

前田 茂貴; 佐井川 拓也*; 青山 卓史

JNC TN9410 2001-005, 219 Pages, 2001/03

JNC-TN9410-2001-005.pdf:4.92MB

原子炉の燃料・材料開発のための照射試験では、スペクトル情報を含む中性子照射量を精度よく把握することが重要であり、高速実験炉「常陽」では、核計算と実測の両面から解析評価している。核計算では、炉心領域については3次元拡散理論に基づく炉心管理計算、これより外側の反射体等の領域については輸送計算コードを併用して評価している。一方、実測については、放射化箔の反応率実測値を用いてスペクトルアジャストメントにより中性子照射量を評価している。照射条件評価では、実測ベースの中性子照射量に基づいて核計算値を補正している。両者の比は、燃料領域で約1.05であるが、反射体領域では1.1$$sim$$1.5であり、燃料領域から離れるに従って、実測による精度確保が有効かつ重要である。本報告書では、高速炉ドシメトリー技術の集大成として、多重放射化箔法に基づく中性子照射量評価法を概説し、「常陽」MK-II炉心で実施された各種試験及びサーベイランス試験における中性子照射量について、実測ベースでの評価結果を述べるとともに、代表的な照射場の特徴を述べる。また、炉心管理計算値との比較により、炉心管理計算の精度についても言及する。

報告書

「常陽」の照射試験における中性子照射量の精度向上

伊藤 主税; 青山 卓史; 枡井 智彦*; 佐井川 拓也*

JNC TN9400 99-029, 26 Pages, 1999/03

JNC-TN9400-99-029.pdf:0.77MB

高速実験炉「常陽」では、多重放射化箔法に基づく原子炉ドシメトリーにより、実測ベースの中性子スペクトルを評価し、核計算で求めた中性子照射量の精度と信頼性を確保している。本研究では、「常陽」の代表的な照射場である燃料領域と反射体領域で照射した照射試験用集合体について、「常陽」炉心管理コードシステム"MAGI"で求めた中性子照射量の計算値が、ドシメトリーによりどのように改善されるかを評価した。また、測定反応率からスペクトルを求める上で重要な断面積セットがドシメトリーに与える影響についても評価した。本研究で得られた成果は以下のとおりである。(1)ドシメータの反応率測定結果を用いて、計算による中性子束の初期推定スペクトルをアジャストすることにより、反応率のC/Eがほぼ1に改善され、その誤差が低減される。(2)ドシメトリー用断面積セットをENDF/B-VからJENDL-3に更新したことにより、Co及びScの中性子捕獲断面積の誤差が低減され、10$$sim$$100keVのエネルギー領域における中性子スペクトルの評価精度を向上できた。(3)今回評価した「常陽」の燃料領域及び反射体領域における照射試験(集合体名:C3M,SMIR-23)について、ドシメトリー結果から求めた"MAGI"の高速中性子束計算値に対する補正量は約10$$sim$$30%であり、炉心管理コードシステムによる計算結果の改善割合を明らかにした。

報告書

高速実験炉「常陽」における放射性腐食生成物の付着分布(第11回定期検査時の測定と評価)

青山 卓史; 升井 智彦*; 住野 公造; 佐井川 拓也*

PNC TN9410 98-004, 74 Pages, 1997/12

PNC-TN9410-98-004.pdf:2.36MB

高速炉プラントの保守・補修作業時の主要な被ばく源となる放射性腐食生成物(CP)の挙動解明と解析手法の整備に資するため、高速実験炉「常陽」において、第11回定期検査中の平成7年10月$$sim$$11月(積算原子炉熱出力:約14.3万MWd)に、1次冷却系の配管および主要機器を対象に、CPの付着密度と$$gamma$$線量率を測定した。今回は、新放射線計測技術として近年実用化が進んでいるプラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)検出器を$$gamma$$線量率分布測定に適用し、CP挙動測定の高精度化と迅速化を図った。本研究の主要な成果は以下のとおりである。(1)1次冷却系における主要なCP核種は、54Mnと60Coであり、これらの付着分布には以下の特徴がみられ、過去の測定結果と概ね同じ傾向であった。1)1次主冷却系配管(Aループ)のCP付着密度は、原子炉容器出口から主中間熱交換器までのホットレグ、主中間熱交換器から主循環ポンプまでのコールドレグ(1)、主循環ポンプから原子炉容器入口までのコールドレグ(2)について、それぞれ、54Mnが約15kBq/cm2乗、約33kBq/cm2乗、約46kBq/cm2乗であり、60Coが約8kBq/cm2乗、約5kBq/cm2乗、約7kBq/cm2乗であった。54Mnの付着密度は、60Coに比べて、ホットレグで約2倍、コールドレグで約7倍であり、54Mnの方が$$gamma$$線量率に占める割合が大きい。2)1次主冷却系配管表面の$$gamma$$線量率は、ホットレグで約0.3mSv/h、コールドレグ(1)で約0.2mSv/hおよびコールドレグ(2)で約0.4mSv/hであった。(2)今回の測定では、前回測定した第10回定期検査以降の原子炉運転時間が少なかったCPの生成量よりも減衰量が上回り、付着密度が減少した。また、原子炉停止後の冷却期間が長かったため、主に54Mnの減衰により$$gamma$$線量率も低下した。(3)PSFにより、10mまでの範囲で位置分解能の高い連続的な空間分布が数分間で得られた。また、狭隘で人のアクセスが容易でない保守作業エリアにおける$$gamma$$線量率分布が詳細に測定でき、空間線量率のデータを大幅に拡充できた。

口頭

「常陽」高性能炉心の照射場特性評価法の高度化研究,2; 実測ドシメトリーに基づく中性子照射量評価

前田 茂貴; 伊藤 主税; 青山 卓史; 佐井川 拓也*; 枡井 智彦*

no journal, , 

炉心を2領域にし、高速中性子束を従来の1.3倍に増加させた高速実験炉「常陽」の高性能炉心(MK-III炉心)の照射場特性評価法の高度化研究の成果を2件のシリーズ発表にて報告する。本発表では、シリーズ発表の第2報として、ドシメータによる中性子照射場特性の測定と解析について述べる。(1)燃料領域から炉容器外照射孔まで含めた範囲の各種反応率分布を系統的に測定し、中性子束や出力分布を実験的に把握できた。(2)炉心燃料領域においては、MK-III炉心管理用に開発整備したHESTIAコードにより、$$^{235}$$U核分裂率を4%以内の誤差で評価できることがわかった。(3)内部構造が非均質な照射試験用集合体については、幾何学形状を厳密にモデル化できるモンテカルロ計算により、計算誤差を6%に低減できる。(4)反射体領域より外側では3次元輸送計算コードTORTが有効であるが、内側反射体については最大で約20%の過大評価となった。

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