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Be ground-state molecular structure using Be(
)
He triple differential reaction cross-section measurementsLi, P. J.*; Beaumel, D.*; Lee, J.*; Assi
, M.*; Chen, S.*; Franchoo, S.*; Gibelin, J.*; Hammache, F.*; Harada, T.*; 延与 佳子*; et al.
Physical Review Letters, 131(21), p.212501_1 - 212501_7, 2023/11
被引用回数：21 パーセンタイル：93.59(Physics, Multidisciplinary)Beのクラスター構造を()反応を用いて調査した。三重微分断面積が実験的に測定され、Tohsaki-Horiuchi-Schuck-R
pke波動関数の方法や反対称化分子動力学を用いた歪曲波インパルス近似計算と比較した。実験データと理論計算の顕著な一致が確認され、Beの比較的コンパクトな分子状態を確認した。
土屋 晴文; Ma, F.; 北谷 文人; Paradella, C.*; Heyse, J.*; Kopecky, S.*; Schillebeeckx, P.*
Proceedings of 41st ESARDA Annual Meeting (Internet), p.374 - 377, 2019/05
From a viewpoint of nuclear safeguards and nuclear security, non-destructive assay (NDA) techniques are needed to quantify special nuclear materials (SNMs) in nuclear fuels such as spent fuels and fuel debris. Neutron Resonance Transmission Analysis (NRTA) is an NDA technique and it measures the amount of U isotopes in a U
O
sample within 1% accuracy and Pu isotopes in a PuO
sample within 5% accuracy. However, NRTA measurements done so far were mainly applied to homogeneous samples with a constant thickness. Spent fuel and especially debris have irregular shapes that affect the NRTA measurements. In order to investigate the influence of irregular-shaped samples, NRTA experiments were done with a copper bar sample with different rotation angles with respect to neutron beams, at a neutron Time-Of-Flight (TOF) facility GELINA (Belgium). Analytical models for irregular shaped samples proposed by Harada et al. (JNST, 2015) were applied to the experimental data. It has been found that the experimental data can be well reproduced by the proposed models. In this presentation, we report how analytical models are applied to a real NRTA experiment with a Cu bar sample and discuss a future prospect of a compact NRTA system for SNM quantification. This research was implemented under the subsidiary for nuclear security promotion of MEXT.
Cl, intruder excitations, and the 
-
shell gapIonescu-Bujor, M.*; Iordachescu, A.*; Lenzi, S. M.*; Napoli, D. R.*; M
rginean, N.*; Medina, N. H.*; Bazzacco, D.*; Bucurescu, D.*; de Angelis, G.*; Della Vedova, F.*; et al.
Physical Review C, 80(3), p.034314_1 - 034314_12, 2009/09
被引用回数：14 パーセンタイル：62.07(Physics, Nuclear)イタリア・レニャーロ国立研究所のタンデム加速器にて
Mg(
O, 3
)反応によってCl核の高スピン状態を生成し、そこからの脱励起
線を観測した。励起エネルギー約17MeVまでの状態を観測し、スピン29/2
(負パリティは27/2
)までのイラスト状態を確立した。この結果を機構でなされたモンテカルロ殻模型計算と比較したところ、実験と良い一致を得た。これら高スピン状態は、魔法数20の殻ギャップを超えて励起する状態であることが理論と実験との比較からわかった。また、モンテカルロ殻模型法と採用されたSDPF-M相互作用の有用性を確かめることができた。
松川 誠; 菊池 満; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 林 孝夫; 東島 智; 細金 延幸; 池田 佳隆; 井手 俊介; 石田 真一; et al.
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.795 - 803, 2008/12
被引用回数：17 パーセンタイル：71.13(Nuclear Science & Technology)JT-60SAは、日欧の幅広いアプローチの下で建設する完全超伝導トカマク装置で、ITERや原型炉への貢献を目指している。2007年の両極の国会批准後、実質的には既に建設段階に移行している。JT-60SAは、既存の建屋,電源,プラズマ加熱装置,計測装置などの、JT-60U設備の最大限の有効利用が前提であり、完全に新作する主たる機器は本体装置のみである。最大プラズマは電流5.5MAで、プラズマ主半径3.06m,アスペクト比2.65,非円形度1.76,三確度0.36である。最大プラズマ加熱入力41MW,プラズマ電流のフラットトップ時間は100秒間である。本論文では、トカマク装置本体だけでなく、プラズマ加熱装置や遠隔保守装置の設計などについても言及するとともに、EUとの技術的な議論を踏まえて行った超伝導導体に関する最近の設計変更案などを紹介し、装置の全体像を明らかにする。
Zani, L.*; Pizzuto, A.*; Semeraro, L.*; Ciazynski, D.*; Cucchiaro, A.*; Decool, P.*; della Corte, A.*; Di Zenobio, A.*; Dolgetta, N.*; Duchateau, J. L.*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 18(2), p.216 - 219, 2008/06
被引用回数：5 パーセンタイル：34.49(Engineering, Electrical & Electronic)幅広いアプローチ活動のフレームワークの下で、EUと日本がJT-60U装置を超伝導化するJT-60SA計画を決定した。このうち、全部で18個からなるトロイダル磁場コイルはEUが担当することとなり、フランス,イタリア,ドイツのメーカから調達される。EUは、設計・製作及び輸送までを、責任を持って行う。本論文では、TFコイルの主要な技術定格について、これまでの設計活動から得られた結果から包括的に発表する。導体形状はケーブルインコンジットであり、巻き線はダブルパンケーキである。これらは運転中の機械的剛性を高めるためのものである。超伝導導体に関する内部構造、すなわち超伝導特性,撚り線パターン,ボイド率,ジャケット構造,ジョイント構造、及びコイルケースなどの外部構造の仕様が示される。圧力,温度,ヘリウムガス流量などの運転パラメータにも言及する。さらに、これら設計仕様の確定に使用した解析技術について議論し、将来計画についても述べる。
吉田 清; 木津 要; 土屋 勝彦; 玉井 広史; 松川 誠; 菊池 満; della Corte, A.*; Muzzi, L.*; Turt
, S.*; Di Zenobio, A.*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 18(2), p.441 - 446, 2008/06
被引用回数：24 パーセンタイル：71.96(Engineering, Electrical & Electronic)国際熱核融合実験炉(ITER)のサテライトトカマク装置として、現在のJT-60のトカマク本体を超伝導化する装置JT-60SAが、日本とEU間の共同プロジェクト「幅広いアプローチ」の中の「サテライトトカマク」プロジェクトとして合意された。JT-60SAで使用する超伝導コイルは18個のトロイダル磁場(TF)コイル,4個の中心ソレノイド(CS)モジュール,7個の平衡磁界(EF)コイルから構成される。TF容器は、TF巻線を収納するほか、すべてのコイルの荷重を支持する主要な構造体である。4個のCSモジュールは、タイプレートで一体化して、板バネでTF容器に取り付けられる。EFコイルはそれぞれが板バネでTF容器に取付けられる。CSの最大磁界は9TのためNbSn素線を用い、TFとEFコイルの最大磁界は6.5T以下であるのでNbTiを採用する。本論文は、JT-60SA用超伝導コイルの要求性能,使用環境と概念設計の概要について示す。
木津 要; 土屋 勝彦; 吉田 清; 枝谷 昌博; 市毛 寿一*; 玉井 広史; 松川 誠; della Corte, A.*; Di Zenobio, A.*; Muzzi, L.*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 18(2), p.212 - 215, 2008/06
被引用回数：19 パーセンタイル：66.23(Engineering, Electrical & Electronic)JT60SAの中心ソレノイド(CS), 平衡磁場(EF)コイルの最大経験磁場と最大電流値は、それぞれ9T-20kA, 6.2T-20kAである。CS導体は、JK2LB鋼コンジットのNbSn導体である。また、EF導体はSS316LN鋼コンジットのNbTi導体である。CS, EFコイルはパルス運転するコイルであり、熱負荷として交流損失が大きい。また、一部のEFコイルには、遮蔽性能が低いポート部を突き抜けてくる中性子による核発熱が存在する。さらに、ディスラプション時にも大きな交流損失が発生する。そこで、両導体には、圧力損失の低減と、大きな熱負荷に対して十分な温度マージンを確保するために、ケーブル内に中心スパイラルを導入した。また、以上の熱負荷が同時に発生した場合でも導体の温度が分流開始温度(Tcs)以下であることが必要であるが、熱負荷,経験磁場の分布は時間とともに大きく変化するため、1次元熱流体解析コードを用いて、運転温度と、最小クエンチエネルギーの解析を行った。その結果、これらのコイルは、想定される運転条件に対し、十分なTcsマージンと安定性を有することがわかった。
Pizzuto, A.*; Semeraro, L.*; Zani, L.*; Bayetti, P.*; Cucchiaro, A.*; Decool, P.*; della Corte, A.*; Di Zenobio, A.*; Dolgetta, N.*; Duchateau, J. L.*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 18(2), p.505 - 508, 2008/06
被引用回数：19 パーセンタイル：66.23(Engineering, Electrical & Electronic)日本とEUとの間の、幅広いアプローチ協定に基づき、ITERのサテライトトカマク装置として、JT-60を完全超伝導トカマクである、JT-60 Super Advanced(JT-60SA)に改修する。JT-60SAのトロイダル磁場(TF)コイルは、18個のD型コイルにより構成され、すべてのTFコイルはEUが製作を行い、日本へ提供される。TFコイルはおもに、超伝導導体,コイル巻き線,ジョイント,コイルケース,電流リードなどから構成される。JT-60SAのミッションを達成するための要求性能に適合するように、日欧で導体設計,機械設計をはじめとする、さまざまな設計基準について議論を行い、これらを決定した。そして、これらの設計基準に基づき、日欧で、TFコイルシステムの概念設計と性能解析を進め、概念設計が終了した。
Zanino, R.*; Bagnasco, M.*; Baker, W.*; Bellina, F.*; Bruzzone, P.*; della Corte, A.*; Ilyin, Y.*; Martovetsky, N.*; Mitchell, N.*; Muzzi, L.*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.886 - 889, 2006/06
被引用回数：7 パーセンタイル：40.21(Engineering, Electrical & Electronic)那珂核融合研究所においてITERポロイダル磁場コイル導体インサート(PFCI)の実験が予定されている。このため、PFCIの適切な実験プログラムを作成することを目的として、NbTi短尺導体サンプル実験から得られた結果の解析を行った。特に、次の項目について検討を行った;(1)巻線内の導体ジョイントがクエンチする前に導体自身の分流開始温度Tcsを測定できる可能性に関する検討。(2)解析コードMithrandirを用いて短尺導体サンプルの実験結果を解析し、いわゆる突然の又は早期のクエンチの可能性に関する検討。(3)PFCI実験における熱量法によるACロス測定の可能性。検討の結果、Tcs及びACロスの測定は可能であることがわかった。しかし、突然のクエンチについては今後のこれらの検討が必要である。
PIonescu-Bujor, M.*; Iordachescu, A.*; Napoli, D. R.*; Lenzi, S. M.*; Mrginean, N.*; 大塚 孝治*; 宇都野 穣; Ribas-Arino, J.*; Axiotis, M.*; Bazzacco, D.*; et al.
Physical Review C, 73(2), p.024310_1 - 024310_12, 2006/02
被引用回数：26 パーセンタイル：79.81(Physics, Nuclear)イタリア・レニャーロ国立研究所のタンデム加速器を用いて、Pの高スピン準位をMg(O,2
)反応によって測定した。この実験から、正パリティ状態については17/2まで、負パリティ状態については15/2までのイラスト状態及び何本かの非イラスト状態を同定した。観測されたそれぞれの状態からの脱励起線の寿命から、
, 
, 
遷移確率を導出した。この実験により、殻領域における殻模型の再現性を侵入者配位まで拡大してテストすることが可能になった。原子力機構でなされたモンテカルロ殻模型計算の結果を今回の実験値と比べたところ、正パリティ状態のみならず、負パリティ状態の位置とほとんどすべての電磁遷移確率を正しく再現できることがわかった。この一致から、モンテカルロ殻模型に代表される大規模殻模型計算がこれまで多くの研究がなされてきた低励起状態のみならず、イラスト線近傍の高励起状態においてもよく予言されることが示された。
S and the proton-neutron coupling of intruder statesMason, P.*; Mrginean, N.*; Lenzi, S. M.*; Ionescu-Bujor, M.*; Della Vedova, F.*; Napoli, D. R.*; 大塚 孝治*; 宇都野 穣; Nowacki, F.*; Axiotis, M.*; et al.
Physical Review C, 71(1), p.014316_1 - 014316_8, 2005/01
被引用回数：25 パーセンタイル：80.42(Physics, Nuclear)Legnaro国立研究所のタンデム加速器でSの高スピン状態を初めて観測し、その結果を原研らのグループによるモンテカルロ殻模型計算と比較した。実験では、Sの高スピン状態をMg(O,
)反応によって生成し、脱励起線を観測することによってSの準位を組み上げた。その結果、
までの正パリティ状態及び
までの負パリティ状態のイラスト状態に加え、幾つかの非イラスト状態を見つけた。さらに、DSAM法により幾つかの遷移の
, 
を得た。実験結果を殻模型計算と比較したところ、
までの(正パリティ)イラスト状態は殻配位空間内で計算した殻模型計算とよく一致するが、それよりも高いスピンのイラスト状態はN=20の殻ギャップを超えた励起が必要であることがわかった。さらに詳しく調べると、
, 
については中性子が2個励起する配位が主であるのに対し、他のスピンでは陽子の励起も重要であることも明らかになった。モンテカルロ殻模型計算はこのような特質を全体としてはよく再現する一方、陽子・中性子励起する状態については実験よりも高い励起エネルギーとなった。この実験及び計算結果は、陽子・中性子間相互作用が多体構造に及ぼす影響について大きな知見を与えている。
河村 弘; 高橋 平七郎*; 吉田 直亮*; 三島 良直*; 石田 清仁*; 岩立 孝治*; Cardella, A.*; Van der Laan, J. G.*; 内田 宗範*; 宗像 健三*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.112 - 118, 2004/08
被引用回数：39 パーセンタイル：89.75(Materials Science, Multidisciplinary)ベリウム金属間化合物研究の現状と今後の研究計画について紹介する。ベリリウム金属間化合物が、微小球形状の中性子増倍材料として利用できるか否かを明らかにするため、低放射化性等の利点を有するBe
Tiを用いた研究が1997年から日本で開始された。まず、回転電極法による微小球製造性に関しては、BeとTiの状態図研究から開始し、組成と組織の相関を明らかにした。それらの結果から、回転電極法で製造するために必要な電極棒の製造方法として、(1)
BeとBeTiの固溶体を用いる方法と(2)BeTiとBe
Tiの固溶体を用いる方法を選定し、(1)の方法により試作試験を行った。その結果、微小球が得られることが明らかになった。さらに、BeTiの核的特性や各種特性評価を行った。それらの結果から、Be金属に比べて、トリチウムのインベントリーが小さく、構造材料やトリチウム増殖材料との両立性も優れており、水蒸気や空気中における化学反応性も小さいことが明らかになった。また、加速器を用いた照射損傷試験の結果、Be金属よりも照射損傷を受けにくいことが明らかになった。今後は、IEA国際協力の元、ヘリウムがベリリウム金属間化合物中に6000appm生成するまで中性子照射を行い、スエリング特性等を明らかにする予定である。
伊尾木 公裕*; 秋場 真人; Cardella, A.*; Daenner, W.*; Elio, F.*; 榎枝 幹男; Lorenzetto, P.*; 三木 信晴*; 大崎 敏雄*; Rozov, V.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 61-62, p.399 - 405, 2002/11
被引用回数：11 パーセンタイル：57.09(Nuclear Science & Technology)ITERブランケットの2000
2001年における設計とR&Dにおける進展について報告する。ここではブランケットの主要な4つの部分(第一壁,シールド体,フレキシブル・サポート,電流接続体)に焦点をあてた。第一壁パネルにおけるディスラプション中の電磁力を銅やステンレス鋼を貫通するスロットによって低減した。また、最大荷重のハロー電流による第一壁の中央支持ビームにおける最大応力は許容値の範囲に入っている。最近のR&Dにより、実寸大第一壁パネルを標準的な製造方法であるHIPにより、製作することに成功した。シールド体については、ヘッダをプラズマ側に配置し、ラジアル方向の冷却チャネルに冷却水を供給している。シールド体は4つの鍛造ブロックから構成し、背面側で互いに電子ビーム溶接している。最近のR&Dでは、鍛造ブロックを、ドリルや機械加工及びプラグや溶接し、実寸大のシールド体を製作し、第一壁パネル(中央支持ビームつき)とともに組み立てることができた。ブランケットモジュールの接続体についても詳細な設計検討をすすめた。チタン合金のフレキシブル・サポートについては、座屈試験,疲労試験,動的応答試験(550kN)を実施した。電流接続体(280kA)についても、機械疲労や熱疲労の試験,ソレノイドコイル磁場中での通電試験を実施した。ブランケットの設計及びR&Dの進展により、コスト低減の見通しが得られたと同時に、設計の成立制とコンポーネントの製作性を確認した。
佐藤 聡; 榎枝 幹男; 黒田 敏公*; 小原 祥裕; 毛利 憲介*; Cardella, A.*
Fusion Engineering and Design, 58-59(1-4), p.749 - 754, 2001/11
被引用回数：5 パーセンタイル：38.37(Nuclear Science & Technology)国際熱核融合実験炉(ITER)遮蔽ブランケットの第一壁は、ステンレス鋼(SUS)と銅合金(DSCu)を、高温等方圧加圧法(HIP)を用いて接合することにより製作される。製作工程簡素化の観点から、HIP接合面の表面粗さが粗い条件での、制作方法が検討されている。そこで表面粗さをパラメータとして、SUS/DSCu,SUS/SUS,DSCu/DSCuHIP接合体を製作し、引張試験、衝撃試験、金相観察を行い、接合特性を評価した。1~40
mの範囲の表面粗さに関して調べた。表面粗さが細かくなるほど、SUS/DSCu接合体の衝撃値は高い値を示すものの、引張特性に関しては、全ての試験体で有為な差は見られなかった。HIP圧力を高くすることなどにより、10m程度の表面粗さでのHIP接合体の製作可能性が見いだされた。
佐藤 和義; 秋場 真人; 荒木 政則; 鈴木 哲; 横山 堅二; I.Smid*; A.Cardella*; R.Duwe*; E.D.Pietro*
JAERI-M 93-058, 22 Pages, 1993/03
原研では、ITERの実現を目指すうえで最重要課題の一つであるダイバータ板の開発を現在精力的に進めている。本報では、日欧協力の一環として行ったNETモノブロック型ダイバータ模擬試験体の原研のJEBISにおける加熱試験結果及び熱解析結果を報告する。試験は、最大熱負荷23MW/m
までのスクリーニング試験と定常熱負荷18MW/mの熱サイクル試験を行った。スクリーニング試験の結果、アーマタイル表面には昇華による損耗が認められたが、き裂等の損傷はなかった。また熱サイクル試験の結果、照射後のアーマタイル表面にき裂等の損傷は認められなかった。しかし、サイクル数が600回を越えたあたりで模擬試験体の冷却時定数が漸増する現象が認められた。これは、模擬試験体接合面に欠陥等が発生した可能性があると判断される。
G.Vieider*; A.Cardella*; 秋場 真人; R.Matera*; R.Watson*
Fusion Engineering and Design, 16, p.23 - 24, 1991/00
被引用回数：15 パーセンタイル：81.21(Nuclear Science & Technology)ITER概念設計段階(CDA)におけるプラズマ対向機器に関する設計と開発のレビューである。ITERCDAにおいて、プラズマ対向機器(第1壁およびダイバータ板)の設計は4極の共同作業により精力的に行われた。その結果、次の工学設計段階(EDA)に進むための基本設計を終了するとともに、EDAで必要な工学R&D項目の洗いだしが行われた。中でも特に重要な項目は高い熱流束を定常的に除熱するダイバータ板の開発である。本レビューはプラズマ対向機器の設計を概観するとともにCDA機関中に実施された各極の機器開発についてまとめたものである。
Della, S. M.*; Trompier, F.*; Aboelezz, E.*; Ciesielski, B.*; D'Oca, M. C.*; Hayes, R.*; Juniewicz, M.*; Maltar-Strmecki, N.*; Marciniak, M.*; Marrale, M.*; et al.
no journal, ,
本研究は、EURADOS WG10が主催する歯のエナメル質のEPR測定に関する国際比較試験の予備的な解析結果を報告するものである。前回の国際比較試験は2011年に行われたが、それに参加したグループのEPR測定技術の再確認と、前回の試験以降に新しく研究を開始したグループの測定技術の確認のために本比較試験が実施された。今回の国際比較試験には12のグループが参画した。既知の線量で照射された粉末試料を用いて検量線を作成した後、それを用いて5つのブラインド試料の線量を推定した結果を報告する。
Della, S. M.*; Trompier, F.*; Aboelezz, E.*; Ciesielski, B.*; D'Oca, M. C.*; Hayes, R.*; Juniewicz, M.*; Maltar-Strmecki, N.*; Marciniak, A.*; Marrale, M.*; et al.
no journal, ,
歯のエナメル質のEPR線量測定は、偶発的な状況において、作業員や一般公衆が確定的影響を受ける線量しきい値や年間線量限度を超えていないことを確認するための、個別の遡及的線量測定のための強力な手段であることが知られている。本発表では、欧州放射線被ばく線量評価グループ(EURADOS)のWG10が「外部被ばく線量評価」サブタスクにおいて実施した、歯のエナメル質を用いたEPR線量測定に関する新しい国際比較試験(ILC)の予備的な結果を報告する。本サブタスクの目的は、(1)すでにEPR線量測定技術を確立しているグループの技術レベルを維持すること、(2)近年EPR線量測定を始めた新しいグループの技術レベルを確認することであり、合計12機関が参画した。既知の線量で照射された粉末試料を用いて検量線を作成した後、5つのブラインド線量を推定した。データ解析に当たっては、不確かさの範囲内で照射線量を正しく評価できているかを確認するとともに、検出限界線量を評価した。
