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中村 俊博*; 安達 定雄*; 藤井 稔*; 杉本 泰*; 三浦 健太*; 山本 春也
Physical Review B, 91(16), p.165424_1 - 165424_8, 2015/04
被引用回数：16 パーセンタイル：56.51(Materials Science, Multidisciplinary)半導体ナノ結晶は量子閉じ込め効果などサイズに起因したユニークな物性を示すことから、その不純物ドーピングによる新たな電気的及び光学的特性の発現が期待される。本研究では、発光素子への応用が期待されているシリコン(Si)ナノ結晶を対象に、イオン注入法によりリン(P)とホウ素(B)を共ドープし、フォトルミネッセンス(PL)特性のサイズ(平均値: 3.5, 4.4, 5.2nm)、ドープ量(0.1-4.5
10
cm
)依存性を調べた。その結果、Siナノ結晶のサイズや不純物のドープ量が増加するとともに、発光ピークの低エネルギー側へのシフトが観測された。したがって、このピークはバンド間遷移による発光と同定でき、サイズやドープ量の変化によりバンドギャップが減少していると考えることができる。このようなバンド間遷移に加え、イオン注入に伴い形成された欠陥を介した発光も見出し、Siナノ結晶における精密な発光特性制御の可能性を示した。
中村 俊博*; 安達 定雄*; 藤井 稔*; 三浦 健太*; 山本 春也
Physical Review B, 85(4), p.045441_1 - 045441_7, 2012/01
被引用回数：24 パーセンタイル：68.34(Materials Science, Multidisciplinary)石英母材中にナノサイズのシリコン粒子を埋め込んだシリコンナノ結晶やポーラスシリコンは、室温で強い可視光の発光特性を生じるため、発光素子などの応用が期待されている材料であり、そのフォトルミネッセンス特性に関する基礎的な研究が重要視されている。本研究では、イオン注入法によりn型及びp型の不純物元素としてリン及びボロンをそれぞれ単ドープ及び共ドープしたシリコンナノ結晶を作製して、そのフォトルミネッセンス特性について調べた。その結果、共ドープしたシリコンナノ結晶で、単ドープしたシリコンナノ結晶とは異なるフォトルミネッセンスが発現することを見いだし、その発光強度がリン及びボロンのドープ量に依存することから、このフォトルミネッセンスは、共ドープにより形成されたドナー-アクセプター対の再結合に起因する発光であることを明らかにした。
此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.
JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06
JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB
ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 藤井 貞夫*
第17回数値流体力学シンポジウム講演要旨集, p.B2_2_1 - B2_2_4, 2003/12
温度や圧力の条件によっては、冷却材が原子炉構成材料と化学的に反応し、水素,酸素,メタン等を生成することが考えられる。これらは可燃性ガスであり、その取り扱いは十分な注意が必要であるが、原子炉条件下における化学反応挙動を実験的に調べることは容易ではない。そこで、著者らは熱流動に起因する化学反応時の生成物質の反応安全性を数値的に検証することを目的として、物質と流体間の相変化挙動を解析するコードの開発を行っている。今回、著者らが改良を加えた物質拡散モデルと気相,液相,固相を統一的に解く3次補間擬似粒子法の採用により、従来は蒸気と黒鉛表面間での反応挙動予測範囲を黒鉛内部にまで拡張できる見通しを得た。
高瀬 和之; 小瀬 裕男*; 藤井 貞夫*; 渡部 勝博*
日本応用数理学会2002年度年会講演論文集(インターネット), 7 Pages, 2002/00
核融合炉や超高温ガス炉のような高温環境中に冷却水が侵入した場合、水の蒸発に伴って発生する蒸気と壁構成材である黒鉛とが化学的に反応し、水素等の可燃性ガスの生成が考えられる。したがって、原子炉の安全設計の観点から、発生する可燃性ガスの定量評価が重要であるが、原子炉を模擬した高温環境下で化学反応挙動を実験的に調べることは簡単ではない。そこで、冷却水侵入によって想定される蒸気と炭素系材料間の化学反応挙動を数値的に予測する解析手法について検討した。気相,液相,固相を統一的に解く3次補間擬似粒子法を用いて、固気界面での化学反応について解析し、高温雰囲気中に一定流速で侵入する蒸気と黒鉛とが反応して水素,メタン等の可燃性ガスを発生するメカニズムの数値的解明に成功した。一連の解析から、化学反応に対して蒸気流速が重要なパラメータであることが明らかになり、蒸気と固体間の化学反応挙動を数値的に定量評価できる見通しを高くした。
内海 隆行*; 佐々木 明; 功刀 資彰*; 藤井 貞夫*; 赤松 幹夫*
Proceedings of 4th International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications (SNA 2000) (CD-ROM), 10 Pages, 2000/09
インコヒレントX線源開発や電子衝突励起X線レーザの開発のためには、固体ターゲットへのレーザ照射により生成されるレーザプラズマの状態を精度よく予測することが重要な要件である。このために光量子-物質相互作用シミュレーションの一環としてCIP法(3次補間疑似粒子法)に基づく解析コードを開発し、このコードにSESAMEやQEOSの物質の状態方程式、TKNモデルやDrudeモデルによる熱伝導係数、吸収係数を組み込んできた。特に超高強度レーザー照射により照射近傍の温度が1keV以上となる状態においては輻射による熱輸送が大きな影響をあたえる。このためここでは、このコードに輻射モデルと遮蔽水素モデルに基づく平均輻射係数を組み込み、レーザー生成プラズマの形成過程をシミュレーションした結果を報告する。また、輻射モデルの数値解法としてSuccessive Overrelaxation (SOR)法を適用したことによる計算量増大について報告する。
内海 隆行*; 佐々木 明; 藤井 貞夫*
計算工学講演会論文集, 5, 4 Pages, 2000/05
過渡的電子衝突励起X線レーザーを発振させるために、固体ターゲットをダブルパルスの短パルスレーザーで照射する方法が考えられている。第一のパルスで固体ターゲットを急速に加熱してプラズマ化する。第二のパルスでプラズマを追加熱し、媒質イオンをレーザー上準位に励起し、X線利得を発生させる。このシミュレーションのためには、レーザー光の吸収過程、レーザー光のエネルギーの吸収率とその空間分布の決定が重要である。ここでは、レーザー光線の軌跡はアイコナル方程式に従うとし、プラズマ中での光線の吸収過程を流体コードに組込み超高出力・超短パルスレーザーを固体へ照射した場合のレーザー光のプラズマ中での伝播特性について検討する。
内海 隆行*; 佐々木 明; 功刀 資彰*; 藤井 貞夫*; 赤松 幹夫*
Proceedings of 13th International Conference on High-Power Particle Beams (BEAMS 2000) (CD-ROM), 4 Pages, 2000/00
原研において先端的光量子光源の開発とその応用研究の一環として超短パルス・高ピーク出力で繰り返し動作可能なレーザーが開発され、固体ターゲットへの照射を数値的に解析することが要求されている。このため、計算手法としては、3次補間擬似粒子法(CIP: Cubic-Interpolated Propagation)とC-CUP(CIP-Combined Unified Procedure)法が固・液・気各相界面での大きな密度変化を精度良く捉えられ、圧縮性・非圧縮性流体の統一解法に極めて有効な計算手法と考え、CIP法を異なる種類の物質に対して適用できるように拡張し、多相・多成分の連続体が存在する系に適用可能なコードを開発した。さらに、状態方程式(EOS)や熱輸送モデルと物質特性値を本コードに組み込み、固体スラブターゲット照射に伴う熱流動現象を解析してきた。一方、固体ターゲットとして薄膜を用いることにより、ターゲット内部への熱伝導による損失なしにプラズマを瞬間的に生成できると考えられる。このコードを超短パルス・高ピーク出力レーザの薄膜への照射によるレーザプラズマの生成とその伝搬のシミュレーションに適用した結果を示す。
高瀬 和之; 功刀 資彰; 藤井 貞夫*; 柴崎 博晶*
Flow Visualization Image Process. 1997, 1(00), p.185 - 190, 1997/00
核融合炉の真空容器が破断した場合(LOVA)に置換流に同伴されて真空容器内部から外部に放出される放射化ダストの微粒子の飛散挙動を定量化するための手法開発を目的として、破断口部に生じる置換流挙動を煙を使って可視化し、その結果を相関法によって画像処理して置換流の局所速度分布、平均流速、置換流量等を特定する研究を実施した。筆者らの一部は、LOVA時の置換流挙動は真空容器内の置換量と時間の関係から破断直後の急変化領域、その後の過渡領域、及び十分時間が経過した後の最終領域の3領域に大別できることを既に明らかにしている。本研究の結果、可視化画像から推定した破断口部の置換流の平均流速計算値は、前述した最終領域における結果を良く模擬するものの、速度変化の割合が大きい急変化領域や過渡領域の結果を予測することは困難であることが分かった。しかしながら、非接触で置換流挙動を把握することが可能である可視化システムは、微粒子ダストの飛散挙動の定量化に有効であることが確認できた。今後は、微粒子ダストを含む高速気体の流動挙動を観察できるように現状の可視化システムを改良する考えである。
文沢 元雄; 功刀 資彰; 菱田 誠; 赤松 幹夫*; 藤井 貞夫*; 五十嵐 実*
Nuclear Technology, 110, p.263 - 272, 1995/05
被引用回数：4 パーセンタイル：43.23(Nuclear Science & Technology)本研究は、高温ガス炉のスタンドパイプ破断時空気浸入事故に関連して行った数値解析である。すなわち、流体物性値の温度依存性を考慮した一般曲線座標系を用いた3次元熱流動解析コードを開発し、以前行った閉空間内置換流についての実験体系へ適用した。数値解析結果は、実験結果と同様に非定常で非対称な流れ場が観測された。
久語 輝彦; 藤井 貞夫*; 中川 正幸
JAERI-Data/Code 94-001, 187 Pages, 1994/08
JAERI-Data-Code-94-001.pdf:7.51MB
新型炉炉心の概念設計の支援を目的として、簡便かつ効率的に熱流力分野の設計及び評価のできる炉心熱流力設計モジュールを開発した。本モジュールは知的原子炉設計システムIRDSに組み込まれる。利点として、各種の炉型が扱えること、炉型や設計内容に応じて4つの熱流力・燃料挙動解析コードを内蔵していること、概念の変更に柔軟に対応できること、容易に結果の判断ができるように分かりやすい形式で結果を提示できること等の機能を有している。本モジュールは、エンジニアリングワークステーション上での実行を前提とし、入出力処理に関するマンマシンインターフェースを充実させている。更に、効率的な設計支援を目的として、知識工学的手法を用いて、任意の2設計変数に関する設計成立範囲(設計ウィンドウ)探索機能を内蔵している。本報告書は、モジュールの構成、操作方法、解析に必要な入力変数の解説等を記したものである。
丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*
Nucl. Eng. Des., 152, p.183 - 196, 1994/00
被引用回数：14 パーセンタイル：75.32(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950
C、熱出力30MWの我が国初の高温ガス炉である。本報は、HTTRの炉心熱流力特性評価に関連する設計方針、解析コードの検証を含めた評価手法、原子炉出口冷却材温度950Cを得るための設計対応及び評価結果についてまとめたものである。通常運転時の炉心有効流量は全流量の約88%となり、これを用いて評価した燃料最高温度1492Cは、被覆燃料粒子の健全性の観点から定めた主要な熱的制限値1495Cを下回っている。
丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1186 - 1194, 1993/11
被引用回数：7 パーセンタイル：68.63(Nuclear Science & Technology)HTTRの熱流力設計において、被覆燃料粒子の健全性の観点から燃料最高温度を評価するとき、設計上の不確かさを考慮して十分な余裕を持たせるために工学的安全係数(Hot Spot Factor)を用いる。工学的安全係数には、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。
藤井 貞夫*; 赤松 幹夫*; 文沢 元雄; 功刀 資彰; 菱田 誠
可視化情報学会誌, 13(SUPPL.1), p.257 - 260, 1993/07
高温流体を内蔵する容器の一部が破断した場合、時間の経過とともに、容器内部のガスと周囲の空気との密度差により浮力対向置換流が形成される。その結果、容器内部に閉じ込められていた微小物質が流出ガスとともに外部に出ていくこと、及び空気の容器内浸入が発生する。この流量を正確に評価するには、浮力置換流の挙動を把握しておくことが重要である。この流れは、実験より非常に複雑な3次元構造を有することが知られているが、実験的な可視化観察では定量化は非常に難しいと考えられる。そこで、本報では、3次元形状を有する閉空間内の浮力置換流を数値解析の面から検討し、同一体系での実験と比較するために、計算結果をEWS上に画像表示し、時間的変化を3次元的に可視化した。その結果、接続管内において実験で観察された流れと同様な不規則かつ非定常な流れが得られた。
藤井 貞夫*; 赤松 幹夫*; 五十嵐 実*; 文沢 元雄; 功刀 資彰; 菱田 誠
Proc. of the 6th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics,Vol. 2, p.1498 - 1505, 1993/00
高温ガス炉スタンドパイプ破断事故時の空気侵入挙動解明の一環として、3次元境界適合座標変換法(BFC)を使用し、物性値が大きく異なり、しかも形状が比較的複雑な空間内の浮力対向置換流の数値解析を行った。計算結果を既存の実験結果と比較したところ、熱伝達率の計算値は半球容器内自然対流の場合の実験値より低い値となった。また、数値解析でも実験で観測されたような非対称で複雑な非定常流動様式が観察された。
中川 正幸; 藤井 貞夫*; 宇野 昌嘉*; 小川 博志*
Journal of Nuclear Science and Technology, 29(11), p.1116 - 1119, 1992/11
原子炉の炉心設計においては設計目標及び設計基準を満たす設計パラメータのセットを見つけるためには、各設計分野で多くのパラメータ計算を必要とし、且つ繰り返しが必要となる。デザインウィンドウを書くことにより設計者はよりこの様なパラメータを見付け易くなるが、なお且つ従来の方法では手間がかかる。ここではA.I.技術を用いて自動的にデザインウィンドウを探索する方法を考案し、例として熱流力設計に応用した。まず設計条件を満足するパラメータを見付けた後、設計成立範囲を探索して行く。この手法にはLISPで書かれた知識ベース、推論エンジン、パラメーターチェンジャーなどのプログラムが用いられ、専門家の知識が大巾に生きる様にシステムを作った。高転換軽水炉を例とした結果では、従来の手法による結果と大へん近い結果をEWSで15分の計算で得ることが出来た。
赤松 幹夫*; 藤井 貞夫*; 文沢 元雄; 功刀 資彰; 菱田 誠
Proc. of the 2nd JSME-KSME Thermal Engineering Conf. Vol. 1, p.1-7 - 1-12, 1992/00
流体物性値の温度依存性を考慮した、一般曲線座標系を用いた3次元熱流動解析コードを開発し、閉空間内置換流に関する実験体系へ適用した。この解析コードの特徴は、運動量保存則の離散化において流速ベクトルの反変物理成分を従属変数とすることにより流速成分と圧力の格子点が合理的にスタッガード配置されスプーラス誤差が排除されること、また反変物理成分による離散化方程式への変換にKarki-Patankarによる手法を用いることにより煩雑なテンソル代数の操作を回避している点である。この解析コードを高温プレナム、低温プレナム及び連結管より構成された閉空間内置換流へ適用した。その結果、実験において連結部に生じる不規則な流動現象が再現できることが示された。
藤井 貞夫*; 秋野 詔夫; 菱田 誠; 河村 洋*; 佐野川 好母
JSME Int. J., Ser. 2, 34(3), p.348 - 354, 1991/00
内管を加熱した環状流路内高熱流束加熱ガス流の伝熱実験を行った。実験では、特に層流と乱流との遷移域に焦点をあてている。本実験条件の範囲では、円管内加熱ガス流において確実に発生する層流化現象の発生は、環状流路においては観察されなかった。しかも、熱流束がある値以上では、下流域の熱伝達率は熱流束には依存しない関係式Nu
=0.071Re
Pr
に従うようになる。以上の実験事実を基に、3つの乱流モデルk-kL-uv、k-
-uv及びk-を取り上げて数値解析を行った結果、k-kL-uvモデルが他の2つのモデルに比べて、実験値とより良好な一致を示すことがわかった。
丸山 創; 村上 知行*; 藤井 貞夫*; 藤本 望; 田中 利幸; 数土 幸夫; 斎藤 伸三
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.425 - 430, 1991/00
HTTRの炉心熱流力設計においては、被覆燃料粒子の健全性の観点から、燃料最高温度を評価する。この時、設計上の不確定性を評価するためにホットスポットファクター(工学的安全係数)を用いる。ホットスポットファクターには、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目、値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。
沢 和弘; 藤井 貞夫*; 塩沢 周策; 平野 光将
JAERI-M 88-258, 45 Pages, 1988/12
高温工学試験研究炉の通常運転時における被覆燃料粒子の破損及び希ガス、よう素の放出率を評価するための解析モデル及び評価式についてまとめた。又、本解析モデル及び評価式に基づいて算出した希ガス、よう素の放出率は、第5次OGL-1燃料体照射試験結果と良い一致を見た。従って、本解析モデル及び評価式を用いた評価法は、HTTRの設計に十分適用できるとの結論を得た。
