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論文

Evolution of Fe 3$$d$$ impurity band state as the origin of high Curie temperature in the $$p$$-type ferromagnetic semiconductor (Ga,Fe)Sb

武田 崇仁*; 坂本 祥哉*; 荒木 恒星*; 藤澤 唯太*; Anh, L. D.*; Tu, N. T.*; 竹田 幸治; 藤森 伸一; 藤森 淳*; 田中 雅明*; et al.

Physical Review B, 102(24), p.245203_1 - 245203_8, 2020/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:45.15(Materials Science, Multidisciplinary)

(Ga$$_{1-x}$$,Fe$$_x$$)Sb is one of the promising ferromagnetic semiconductors for spintronic device applications because its Curie temperature (Tc) is above 300 K when the Fe concentration $$x$$ is equal to or higher than 0.20. However, the origin of the high Tc in (Ga,Fe)Sb remains to be elucidated. To address this issue, we use resonant photoemission spectroscopy (RPES) and first-principles calculations to investigate the x dependence of the Fe 3$$d$$ states in (Ga$$_{1-x}$$,Fe$$_x$$)Sb ($$x$$ = 0.05, 0.15, and 0.25) thin films. The observed Fe 2$$p$$-3$$d$$ RPES spectra reveal that the Fe-3$$d$$ impurity band (IB) crossing the Fermi level becomes broader with increasing $$x$$, which is qualitatively consistent with the picture of double-exchange interaction. Comparison between the obtained Fe-3$$d$$ partial density of states and the first-principles calculations suggests that the Fe-3$$d$$ IB originates from the minority-spin ($$downarrow$$) $$e$$ states. The results indicate that enhancement of the double-exchange interaction between $$e_{downarrow}$$ electrons with increasing $$x$$ is the origin of the high Tc in (Ga,Fe)Sb.

論文

Review on the seismic safety of JRR-3 according to the revised regulatory code on seismic design for nuclear reactors

小林 哲也; 荒木 正明; 大場 敏充; 鳥居 義也; 竹内 真樹*

JAEA-Conf 2011-003, p.83 - 86, 2012/03

JRR-3 (Japan Research Reactor No.3) was built as the first domestic reactor in 1962. The large-scale modification including the removal and re-installation of the core was carried out from 1985 to 1990. The modified JRR-3 with the thermal power of 20 MW is a light water moderated and cooled, swimming pool type research reactor. After the modification, JRR-3 has been operated without major troubles. This paper presents about review on the seismic safety of JRR-3 according to the revised regulatory code on seismic design for nuclear reactors. In addition, some topics concerning damages in JRR-3 due to the Great East Japan Earthquake are presented.

報告書

研究用原子炉のJRF-90Y-950K型核燃料輸送物の臨界解析; 棒上傾斜落下時の変形量を想定

荒木 正明; 加藤 友章; 新居 昌至

JAEA-Technology 2010-015, 35 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-015.pdf:1.04MB

研究用原子炉JRR-3は、低濃縮ウランシリコンアルミニウム分散型合金を使用した軽水減速軽水冷却のプール型研究炉である。この燃料の輸送容器の仏国ライセンスの取得にあたり、棒上傾斜落下により輸送物の変形が生じても臨界安全性が保たれることを、仏国の審査当局から要求された。このため、JRR-3, JRR-4及びJMTRの新燃料を輸送するためのJRF-90Y-950K型核燃料輸送物について臨界解析を実施した。解析の結果、棒上傾斜落下試験時の変形を考慮しても、臨界安全性は確保されることを確認した。

報告書

JRR-3シリサイド燃料炉心に関する反応度管理及び燃焼度管理

加藤 友章; 荒木 正明; 出雲 寛互; 木名瀬 政美; 鳥居 義也; 村山 洋二

JAEA-Technology 2007-050, 39 Pages, 2007/08

JAEA-Technology-2007-050.pdf:14.09MB

JRR-3におけるアルミナイド燃料からシリサイド燃料への変更では、ウラン密度を2.2[g/cm$$^{3}$$]から4.8[g/cm$$^{3}$$]へ増大させた。このウラン密度増大により生じた過剰反応度の増加を抑制するために、可燃性吸収体を採用した。可燃性吸収体の燃焼は、反応度変化に大きく影響を及ぼすため、その燃焼のメカニズムを考察し、実際の原子炉運転に及ぼす影響を解明した。また、過去の運転データを精査し、サイクル初期に確保すべき過剰反応度及び原子炉計画外停止後の再起動可能時間を算出した。シリサイド燃料への変更では、燃料の最高燃焼度を50%から60%へ増大させ、燃料交換手法を6バッチ分散型方式から燃焼度管理方式へ変更した。本方式による燃料交換計画立案では、原子炉運転による燃焼度増加幅の予測が必要となるため、過去の運転データを精査し、燃焼度増加幅の予測手法を確立した。最後に、燃料有効利用を実現するための新たな燃料交換手法として、燃料装荷位置ごとに「使用済燃料とする燃焼度」を設定する手法の提案を行った。本手法を採用することにより、燃料の炉心滞在期間を約2%増大させることが可能であることがわかった。

論文

High energy negative-ion based neutral beam injection system for JT-60U

栗山 正明; 秋野 昇; 荒木 政則; 海老沢 昇; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 河合 視己人; 椛澤 稔; 小泉 淳一*; 国枝 俊介; et al.

Fusion Engineering and Design, 26, p.445 - 453, 1995/00

 被引用回数:43 パーセンタイル:95.65(Nuclear Science & Technology)

JT-60Uでの高密度電流駆動実験の駆動装置として負イオン源を使用した高エネルギーNBI装置が建設されようとしているが、本報告は、この負イオンNBI装置の建設について述べたものである。負イオンNBI装置は、ビームエネルギー500keVで10MWの中性ビームを10秒間入射するもので、世界で最初の負イオン源を使用した高エネルギーNBI装置となるものである。このNBI装置は、全長24mのビームライン、大電流の負イオンを生成/引出すための負イオン生成/引出し電源、500kV/64Aの出力を有する加速電源及び制御系等から構成される。水冷却系、液体ヘリウム/液体窒素の冷媒循環系、補助真空排気系などの設備は、既設JT-60NBIのものを共用する。講演では、本NBI装置の設計及び建設の現状について発表する。

論文

Negative ion based neutral beam injector for JT-60U

奥村 義和; 荒木 政則; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 国枝 俊介; 栗山 正明; 松岡 守; 水野 誠; 小原 祥裕; 田中 政信*; et al.

Production and Neutralization of Negative Ions and Beams; AIP Conference Proceedings 287, p.839 - 848, 1994/00

JT-60Uのための、負イオンを用いた中性粒子入射装置(NBI)の設計と開発の現状について解説する。このNBIは500keV、22Aの重水素負イオンビームを発生できる負イオン源2台を用いて、10MWの中性粒子ビームを入射するものであり、世界で初めての負イオンNBIである。負イオン源は、セシウム添加型体積生成方式であり、広い範囲に一様に負イオンを生成するため、原研で開発したPGフィルターを用いている。また、3段の静電加速系を用いて、負イオンのみを収束性良く加速する設計となっている。加速された負イオンは、ガス中性化された後、長いビームラインを通して入射される。システムの全体効率は、40%である。

論文

Construction of a 500keV/negative-ion-based NBI system for JT-60U

栗山 正明; 秋野 昇; 荒木 政則; 海老沢 昇; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 河合 視己人; 椛澤 稔; 小泉 淳一*; 国枝 俊介; et al.

15th IEEE/NPSS Symp. on Fusion Engineering,Vol. 1, 0, p.470 - 473, 1993/00

JT-60Uでは、トカマク装置の定常化を目的として炉心レベル高密度プラズマでのNBI電流駆動実験を計画している。この電流駆動実験のドライバーとして高エネルギー負イオンNBI装置の建設が開始された。この負イオンNBI装置は、ビームエネルギー:500keV,入射パワー:10MW,ビームパルス幅:10秒,の性能を持つもので、2台の大型負イオン源を装着した長さ24mのビームライン、大電流負イオンを生成するための負イオン生成電源、生成された負イオンを500keVまで加速するための加速電源等から構成される。負イオンNBI装置は、その建設を2期に分けた。第1期では、製作後の試験調整に長時間を必要とする負イオン源、高電圧直流電源を製作する。第2期では、JT-60へのビーム入射に必要なビームライン等を製作する。講演では、本負イオンNBI装置の設計及び建設状況について発表する。

報告書

A Review of JAERI R&D activities on the negative-ion-based neutral beam injection system

小原 祥裕; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 小島 啓明; 栗山 正明; 松田 恭博*; 松岡 守; et al.

JAERI-M 90-154, 119 Pages, 1990/09

JAERI-M-90-154.pdf:3.06MB

過去数年にわたり、負イオンを用いた中性粒子入射装置を実現するための研究開発を強力に実施してきた。特に、最も重要な開発項目である大電流負イオン源に関しては、50keVで10Aの水素負イオンを生成することに成功した。得られた負イオンビーム電流及び電流密度は、すでに負イオンNBIシステムで必要とされる値に達している。この様に、負イオンを用いた中性粒子入射装置に関するR&Dはここ数年で大きな進歩を遂げた。現在、500keV級NBIシステムの建設は技術的に可能となりつつある。

論文

Burnout experiments on the externally-finned swirl tube for steady-state and high heat flux beam stops

荒木 政則; 大楽 正幸; 井上 多加志; 小又 将夫; 栗山 正明; 松田 慎三郎; 小川 益郎; 小原 祥裕; 関 昌弘; 横山 堅二

Fusion Engineering and Design, 9, p.231 - 236, 1989/00

次期核融合実験装置用粒子入射装置において、最大熱流束数kw/cm$$^{2}$$でかつ、定常のイオンビームを処理てきる受熱機器が要求される。これは現在のJT-60NBIビームダンプ等と比較して数倍から10倍もの熱流束条件下で使用されるもので、原研ではこれらを開発するための初期実験を開始した。

論文

Beam stops of JT-60 neutral beam injector

栗山 正明; 荒木 政則; 堀池 寛; 松田 慎三郎; 松岡 守; 小原 祥裕; 奥村 義和; 柴沼 清; 白形 弘文; 田中 茂

Fusion Engineering and Design, 9, p.237 - 243, 1989/00

JT-60粒子入射加熱装置(JT-60NBI)は14ユニットのビームラインから構成されており、最大20MWのビームをJT-60プラズマに入射する。各ビームラインユニットは、最大8MWのビームを10秒間連続して処理する必要がある。

報告書

JT-60粒子入射加熱装置の設計及び技術開発

栗山 正明; 秋場 真人; 秋野 昇; 荒木 政則; 大楽 正幸; 海老沢 昇; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 井上 多加志; 河合 視己人; et al.

JAERI-M 87-169, 182 Pages, 1987/10

JAERI-M-87-169.pdf:5.53MB

JT-60粒子入射加熱装置(JT-60NBI)は、JT-60の臨界条件を達成するため、75keV(50~100keV)のビームエネルギーで、最大20MW/10秒の高速中性ビームをJT-60プラズマに打ち込むものである。JT-60NBIに要求される性能は、従来のNBI装置の性能をはるかに凌ぐもので、その設計製作には従来の技術レベルを大きく越える必要があった。このため、イオン源を中心としてJT-60NBIの構成機器の試作開発を10年以上に渡って進めてきて、その集大成として、1986年、JT-60NBIの完成に漕ぎつけた。この報告書は、JT-60NBIの技術開発及び設計についてまとめたものである。

論文

The JT-60 neutral beam injection system

松田 慎三郎; 秋場 真人; 荒木 政則; 大楽 正幸; 海老沢 昇; 堀池 寛; 伊藤 孝雄; 金井 文雄*; 河合 視己人; 小又 将夫; et al.

Fusion Engineering and Design, 5, p.85 - 100, 1987/00

 被引用回数:23 パーセンタイル:87.82(Nuclear Science & Technology)

JT-60NBI加熱装置のシステムと特徴についてまとめたものである。

口頭

大口径(12インチ)NTD-Si半導体製造のためのJRR-3重水タンク改造の検討,2; 熱水力解析

荒木 正明; 小林 哲也; 大場 敏充; 竹内 真樹

no journal, , 

現在、大口径NTD-Si(Neutron Transmutation Doping-Si)の技術開発において、JRR-3へのシリコンの照射設備の導入を検討している。これは、JRR-3の重水タンクに12インチ径シリコンの照射設備を設置し、NTD-Siを大量にかつ低コストで供給することを図るものである。JRR-3の重水タンクを改造した場合における安全評価のための反応度投入事象について解析を行った。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化に関する次の事象を選定した。選定にあたっては「水冷却型試験研究用原子炉施設の安全評価に関する審査指針」を参考にし、(1)起動時における制御棒の異常な引き抜き,(2)出力運転中の制御棒の異常な引き抜き,(3)実験物の異常等による反応度の付加,(4)冷水導入による反応度付加,(5)重水反射体への軽水流入の5事象とした。解析では、核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。解析の結果、選定した反応度投入事象は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足し、いずれも安全を確保できることを確認した。

口頭

JRR-3の新規制基準適合について,4; BDBAへの対応

木村 和也; 荒木 正明; 永冨 英記; 和田 茂

no journal, , 

2018年11月に原子炉設置変更許可を受けたJRR-3の新規制基準対応のうち、多量の放射性物質等を放出する事故(以下「BDBA」という。)への対応について発表する。新規制基準では、従来の設計基準事故に加えて、BDBAの拡大の防止が要求されている。JRR-3では、原子炉の特徴を考慮してBDBAの事象選定及び対策について検討を行った。現在、JRR-3では、BDBAの対策の実現性及び実効性を確保するため、必要な設備の整備を進めるとともに、実行手順の策定及び定期的な教育・訓練を実施し、運転員の力量向上を図っている。

口頭

JRR-3における事故時において原子炉を停止させるためのホウ酸投入の検討

岩浅 正浩; 細谷 俊明; 荒木 正明

no journal, , 

2011年に発生した東日本大震災と福島第一原子力発電所での事故の反省を踏まえて、原子力規制委員会により、原子炉施設に係わる新たな規制基準が施行された。新規性基準では出力に応じた規制要求が定められ、JRR-3が分類されている高中出力試験研究炉においては、多量の放射性物質を放出する事故の拡大防止などが新たに要求に追加された。上記の要求事項への適合性を示すため、JRR-3では事故の事象の選定と対策の検討を行った。事故の想定として、基本的な安全機能(停止機能,冷却機能,閉じ込め機能)が、設計基準事象の想定を超えて喪失した場合(以下、「BDBA」という)を考慮する。JRR-3の緊急停止機能は、6本の制御棒の自然落下及び中性子反射材である重水のダンプである。BDBAの想定の一つである停止機能の喪失においては、想定を超えた地震動によって、制御棒及び重水をダンプする電磁弁の多重故障を考慮している。このような事故の対策として、上記2つの停止機能とは別に、ホウ酸を水に溶かした状態で炉頂部から炉心へ投入することで原子炉停止を図る。これはホウ素の中性子吸収効果を利用するものである。本検討では、原子炉停止に必要なホウ酸の投入量の算出及びその実行性を検証した。評価においては、モンテカルロ計算コードであるMVP(以下、「MVP」という。)を用いた。

口頭

JRR-3の制御棒系における耐震性評価について

菊地 将宣; 川村 奨; 荒木 正明

no journal, , 

JRR-3の新規制基準対応のうち耐震性評価を実施し、適合性を示すことができた制御棒駆動装置及び制御棒の地震時における挿入性について、耐震裕度が厳しい結果であったことから、最新の知見に基づきより詳細な評価を行い、十分な耐震裕度を有することを確認した。

口頭

JRR-3原子炉施設の事故評価

井口 晋太郎; 堀口 洋徳; 荒木 正明

no journal, , 

原子力規制委員会が定めた原子力災害対策指針では、防護措置の実施を判断する基準として、空間放射線量率や環境試料中の放射性物質の濃度等の原則計測可能な値で表される運用上の介入レベル(OIL)が設定されている。本発表では、JRR-3の設計基準事故のうち、炉心流路閉塞事故について燃料破損割合を保守的に変更した場合の線量評価を実施し、OIL1及びOIL2の防護措置の実施基準との比較を行った。評価事象とした炉心流路閉塞事故は、燃料要素の流路が閉塞した直後に損傷し、放射性物質が燃料から冷却系へ放出され、原子炉プール及び建家への移行を経て非常用排気設備から周辺環境へ放出される事故である。評価では、非常用排気設備の正常に作動した場合と作動せず地上放出をした場合を想定した。線量評価については、原子炉建家から大気中に放出された核種による線量率と原子炉建家内に浮遊する核種による線量率を評価した。評価点はJRR-3から原子力科学研究所敷地境界までの距離329m地点とした。その結果、事故直後においても線量率がOIL1の初期設定値を超えないことを確認した。また、事故後急速に線量率が低下し、6時間経過後にはOIL2の初期設定値を下回ることを確認した。

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