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永井 崇之; 岡本 芳浩; 柴田 大輔*; 小島 一男*; 長谷川 毅彦*; 佐藤 誠一*; 深谷 茜音*; 畠山 清司*
JAEA-Research 2024-014, 54 Pages, 2025/02
JAEA-Research-2024-014.pdf:7.02MB
軟X線領域におけるXAFS測定は、X線の透過率が低くなるため、測定試料の表層を対象とした化学状態の評価に適している。本研究では、模擬廃棄物ガラスの凝固した表層とガラス内部の差異を確認することを目的に、ガラス構成元素であるホウ素(B)、酸素(O)、ナトリウム(Na)及びケイ素(Si)のK吸収端と、廃棄物成分のセリウム(Ce)のL
吸収端のXANESスペクトルを測定した。その結果、BのK吸収端XANESスペクトルから、凝固したガラス表層でのB-Oの4配位sp
構造(BO
)の割合がガラス内部の切断面と比べて高く、凝固表層の耐水性が向上することが期待される。一方、OのK吸収端XANESスペクトルから、凝固したガラス表層のO存在量がガラス内部の切断面より低く、凝固表層にアルカリ金属元素が集中する可能性が予想された。しかしながら、凝固表層と切断面のNaのK吸収端スペクトルに差は認められず、SiのK吸収端XANESスペクトルも凝固表層とガラス内部で違いはなかった。また、CeのL吸収端XANESスペクトルから、凝固したガラス表層のCe原子価がガラス内部と比較して酸化していることを確認した。
深谷 有喜
Vacuum and Surface Science, 68(2), p.91 - 96, 2025/02
Total-reflection high-energy positron diffraction (TRHEPD) is a positron version of reflection high-energy electron diffraction (RHEED). Due to the electrostatic repulsion between the positive charge of the positron and the crystal potential of the material, the penetration depth of the incident positron beam is limited to a few layers of the material surface. In particular, total reflection occurs at low grazing incidence and the penetration depth is less than about 1
, which corresponds to the thickness of one atomic layer. Therefore, TRHEPD is useful for the structure determination of material surfaces and two-dimensional materials. In this paper, we report recent results of structure determination using TRHEPD (intercalated graphene and graphene quasicrystals), together with the characteristics of the TRHEPD technique.
3-Si phase on Al(111), studied by the multiple usages of positron diffraction and core-level photoemission spectroscopy佐藤 祐輔*; 深谷 有喜; 他14名*
Physical Review Materials (Internet), 9(1), p.014002_1 - 014002_11, 2025/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)本研究では、陽電子回折と内殻光電子分光の複合利用により、Al(111)33-Si表面の構造を明らかにした。ロッキング曲線の解析では、33-Si相が平坦なハニカム構造から構成されること、また、第一原理計算に基づくSi内殻スペクトルの解析では、単位胞内のSi原子の一つがAl原子と置換されていることがわかった。すなわち、33-Si相の表面超構造はAl原子を内包したSi二次元層である。
沖田 将一朗; 青木 健; 深谷 裕司; 橘 幸男
Proceedings of 31st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE31) (Internet), 5 Pages, 2024/11
We have been developing a methodology for nuclide production and annihilation and decay heat evaluations for High Temperature Gas-cooled Reactors (HTGRs). We are planning to perform validation of the evaluation method with isotopic composition data obtained from HTGR type fuel irradiation tests (AGR tests) performed at the Idaho National Laboratory. As a first step of this plan, preliminary validation of a calculation code and a nuclear data library to be used in the evaluation methodology should be conducted. We made a calculation model of the Advanced Test Reactor (ATR) with a continuous-energy Monte Carlo code MVP-3 and the latest nuclear data library in Japan JENDL-5 on the basis of a calculation input for another Monte Carlo code MCNP5 documented in the International Handbook of Evaluated Reactor Physics Benchmark Experiments (IRPhE). We also calculated effective multiplication factors and relative power densities for the ATR calculation model. As a result of comparison with measured values reported in the IRPhE handbook, the JENDL-5 and the calculation model built with MVP-3 shows an enough calculation accuracy in the ATR. Our results will help us to perform our planned validation of our nuclide production and annihilation and decay heat evaluation methodology with the AGR test data.
樋口 雄紀*; 吉宗 航*; 加藤 悟*; 日比 章五*; 瀬戸山 大吾*; 伊勢川 和久*; 松本 吉弘*; 林田 洋寿*; 野崎 洋*; 原田 雅史*; et al.
Communications Engineering (Internet), 3, p.33_1 - 33_7, 2024/02
The automotive industry aims to ensure the cold-start capability of polymer electrolyte fuel cells (PEFCs) for developing fuel cell electric vehicles that can be driven in cold climates. Water and ice behavior is a key factor in maintaining this capability. Previously reported methods for visualizing water and/or ice are limited to small-sized PEFCs ( 
50 cm
), while fuel cell electric vehicles are equipped with larger PEFCs. Here, we developed a system using a pulsed spallation neutron beam to visualize water distribution and identify water/ice phases in practical-sized PEFCs at a cold start. The results show direct evidence of a stepwise freezing behavior inside the PEFC. The produced water initially accumulated at the center of the PEFC and then froze, followed by PEFC shutdown as freezing progressed. This study can serve as a reference to guide the development of cold-start protocols, cell design, and materials for next-generation fuel cell electric vehicles.
小山 真一; 池内 宏知; 三次 岳志; 前田 宏治; 佐々木 新治; 大西 貴士; Tsai, T.-H.; 高野 公秀; 深谷 洋行; 中村 聡志; et al.
廃炉・汚染水・処理水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 216 Pages, 2023/11
令和3年度及び4年度に原子力機構が補助事業者となって実施した令和3年度開始「廃炉・汚染水対策事業費補助金に係る補助事業(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度向上、熱挙動の推定及び簡易分析のための技術開発))」の成果概要を最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水・処理水対策事業事務局ウェブサイトにて公開される。
深谷 有喜; 圓谷 志郎*; 境 誠司*
Physical Review B, 108(15), p.155422_1 - 155422_6, 2023/10
被引用回数：2 パーセンタイル：27.36(Materials Science, Multidisciplinary)本研究では、全反射高速陽電子回折を用いて、Ag及びAu原子のインターカレーションによるCo(0001)表面上の単層グラフェンの界面構造変化について調べた。動力学的回折理論に基づく構造解析の結果、400
C以上のアニールによりAg及びAu原子はインターカレーションを起こし、グラフェンの高さが2.04から3.24 (Ag)および3.32 (Au)に変位することがわかった。700Cでのさらなるアニールにより、Ag原子はデインターカレーションを起こし、グラフェンの高さがインターカレーション前のものに戻る。一方、Au原子では900C以上にアニールしてもデインターカレーションを起こさない。この違いは、Ag及びAu原子の熱脱離過程における活性化エネルギーの差によって説明できる。
小林 冬実; 深谷 洋行; 井澤 一彦; 木田 孝; 曽野 浩樹; 須山 賢也
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC2023) (Internet), 7 Pages, 2023/10
STACY更新炉の臨界実験では、模擬燃料デブリのサンプルを用いて、福島第一原子力発電所(1F)事故デブリ臨界安全性評価に使用するシステムの検証用データを取得する。模擬燃料デブリは、酸化ウランと構造材(鉄、シリコン、ジルコニウムなど)を含む直径8mm、高さ10mmのペレットである。ペレットは、二酸化ウラン粉末と構造材料粉末を混合、加圧、焼結して製造される。UO
粉末は、燃料組成の誤差を減らすために、STACYのドライバ燃料と同じ組成のウランを使用する。BECKYには、模擬燃料デブリの臨界特性を高精度に評価及び分析するために、模擬燃料デブリ調製設備や分析設備が設置されている。これらの設備は同じ実験室に設置されており、模擬燃料デブリの調製や照射前後の分析などの実験ニーズに迅速に対応できる。
永井 崇之; 岡本 芳浩; 山岸 弘奈*; 柴田 大輔*; 小島 一男*; 長谷川 毅彦*; 佐藤 誠一*; 深谷 茜音*; 畠山 清司*
JAEA-Research 2023-004, 45 Pages, 2023/09
JAEA-Research-2023-004.pdf:6.07MB
ホウケイ酸ガラス中のガラス成分や廃棄物成分の局所構造は、その化学組成によって変化する。本研究は、ガラス固化体を模擬したガラス(以下、模擬廃棄物ガラス)を対象に軟X線領域のXAFS測定を実施し、原料ガラス成分のホウ素(B)やケイ素(Si)、廃棄物成分の鉄(Fe)やセシウム(Cs)の化学的状態等を評価した。模擬廃棄物ガラスの化学的安定性を把握するため、浸出試験に供したガラス表面を対象に、BのK吸収端、FeのL、L吸収端及びCsのM
、M吸収端のXANESスペクトル測定を行った。その結果、浸出液に曝露されたガラス表面は変化し、明瞭なXANESスペクトルが得にくくなることが分かった。BのK吸収端XANESスペクトルから、浸出試験後の試料表面は未浸漬の試料表面と比較してB-Oの3配位構造(BO)が増加し、4配位構造(BO)が減少する傾向を確認した。FeのL、L吸収端及びCsのM、M吸収端のXANESスペクトルから、浸漬時間が長くなるに従って、ガラス表面に存在するCsが浸出液中へ溶出することを確認した。未浸漬の模擬廃棄物ガラスを対象に、SiのK吸収端XANESスペクトルを測定した結果、NaO濃度によるXANESスペクトルの変化が廃棄物成分濃度による変化より大きいことを確認した。
沖田 将一朗; 深谷 裕司; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*
Nuclear Science and Engineering, 197(8), p.2251 - 2257, 2023/08
被引用回数：1 パーセンタイル：14.76(Nuclear Science & Technology)In this paper, integral experiments on a graphite-moderated core were conducted at the B-rack of the Kyoto University Criticality Assembly in order to develop an integral experiment database for the applicability of data assimilation techniques to the neutronic design of a high-temperature gas-cooled reactor. The calculation/experiment-1 (C/E-1)values for the 
values at critical cores with the major nuclear data libraries, such as JENDL-4.0, JENDL-5, JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0, were calculated for the core. Of these, the values with JENDL-5 with thermal neutron scattering law data for 30% porous graphite showed the best agreement with experimental values within 0.02% accuracy.
川村 隆明*; 深谷 有喜; 福谷 克之
Surface Science, 722, p.122098_1 - 122098_8, 2022/08
被引用回数：1 パーセンタイル：6.72(Chemistry, Physical)本研究では、多重散乱計算を用いて、Pd(100)表面上の水素の位置に敏感な反射高速電子回折(RHEED)条件を探査した。水素の散乱振幅はPdの7%以下でしかないため、水素の位置決定には、回折強度への水素からの散乱の寄与が最大化される条件を見出すことが重要となる。10keVの電子ビームでは、視射角が4以下、方位角が[011]軸から1
3オフのときにそのような条件が見出された。この条件では、水素の表面垂直・平行の両方向の原子変位に対して顕著な強度変化を示す。RHEED波動関数の解析から、この条件下では低次の回折波が支配的であること、またRHEED電子は新しいタイプの共鳴現象により表面近傍に局在化することがわかった。この条件でのロッキング曲線解析を用いると、水素の高さを0.2以下の精度で決定することが可能となる。この結果は、RHEEDがPd表面上の水素位置の決定に極めて有用な手法であることを示している。
深谷 裕司; 沖田 将一朗; 神田 峻*; 後藤 正樹*; 中嶋 國弘*; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 橋本 憲吾*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*
KURNS Progress Report 2021, P. 101, 2022/07
日本原子力研究開発機構では、2018年から高温ガス炉の核的予測技術向上に係る研究開発を開始した。その目的は、商用炉初号基のためのフルスケールモックアップ実験を回避するために一般化バイアス因子法を導入することと黒鉛減速特性を生かした中性子計装システムの改良である。このために、B7/4"G2/8"p8EU(3)+3/8"p38EU炉心をKUCAのB架台に2021年に構築した。
左近 敦士*; 橋本 憲吾*; 佐野 忠史*; 中嶋 國弘*; 神田 峻*; 後藤 正樹*; 深谷 裕司; 沖田 将一朗; 藤本 望*; 高橋 佳之*
KURNS Progress Report 2021, P. 100, 2022/07
高温ガス炉の核特性を取得するための炉雑音解析技術の開発を京都大学臨界集合体(KUCA)を用い行っている。最新研究では、燃料集合体から55cm離れた検出器によりパワースペクトル密度の測定が行われた。しかしながら、即発中性子減衰定数は他の検出器から得られるものからの差異が発生した。そこで、本研究では炉外検出器によるパワースペクトル法による炉雑音解析を目的とする。
深谷 裕司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; 後藤 実; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌(インターネット), 21(2), p.116 - 126, 2022/06
高温ガス炉の経済性評価に関し、評価法の改良を行った。日本原子力研究開発機構では、商用高温ガス炉概念であるGTHTR300とその経済性評価法を約10年前に完成させた。その評価法は電気事業連合会の評価法に基づいたものである。この電気事業連合会の評価法は福島第一原子力発電所事故の後、大幅な改訂がなされている。さらに、最新の発電原価を評価するためには、物価,労働賃金の10年分のエスカレーションを考慮する必要がある。そこで、GTHTR300の発電原価の評価法を見直し、その発電原価と軽水炉の発電原価の比較を行った。その結果、同じ設備利用率70%において、高温ガス炉の発電原価は7.9円/kWhとなり、軽水炉の11.7円/kWhと比較すると30%程度安価になることが分かった。
沖田 将一朗; 深谷 裕司; 左近 敦士*; 佐野 忠史*; 高橋 佳之*; 宇根崎 博信*
Proceedings of International Conference on Physics of Reactors 2022 (PHYSOR 2022) (Internet), 9 Pages, 2022/05
As a commercial reactor require high economic efficiency, the High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) would be a more attractive proposition if a full mock-up experiment for the first commercial HTGR could be avoided in the future. In this paper, preliminary experiments were conducted in order to obtain basic core characteristics data, such as the criticality, necessary to demonstrate the applicability of a generalized bias factor method to neutronic design of HTGR. The graphite-moderated core with only highly enriched uranium fuels in the B-rack of Kyoto University Criticality Assembly (KUCA) was configured as a reference core. The C/E-1 values (Calculation/Experiment -1 values) for the keff values at the three critical states and the thermal neutron spectra with the major nuclear data libraries, such as JENDL-4.0, JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0, were calculated for the core. The result shows that the keff values are overestimated for JEFF-3.2, ENDF/B-VII.1, and ENDF/B-VIII.0 by 0.14% - 0.18%, while they are underestimated for JENDL-4.0 by 0.07% - 0.09%. The calculation result with JENDL-4.0 shows a slightly better agreement with this experiment than the others. In addition, the thermal neutron spectrum calculated with ENDF/B-VIII.0 is softer than the others. The Thermal Scattering Law (TSL) data of graphite stored in ENDF/B-VIII.0 suggests that the thermal neutron spectrum become softer than that of traditional TSL data stored in the others. The core characteristics of the reference core, which are necessary for future studies, were obtained.
Zhao, Y.*; Suzuki, T.*; Iimori, T.*; Kim, H.-W.*; Ahn, J. R.*; 堀尾 眞史*; 佐藤 祐輔*; 深谷 有喜; Kanai, T.*; Okazaki, K.*; et al.
Physical Review B, 105(11), p.115304_1 - 115304_8, 2022/03
被引用回数：1 パーセンタイル：7.32(Materials Science, Multidisciplinary)本研究では、時間・角度分解光電子分光を用いて、SiC基板上に作製したグラフェン層におけるキャリアダイナミクスについて調べた。光ポンピング後の準結晶グラフェンのディラックバンドでは、電子ドーピングに層依存性が観測された。また、光誘起キャリア輸送量は基板からの距離に依存することがわかった。フラット基板及びステップ基板上の単層グラフェンの結果から、キャリアの生成源は界面のステップ状態に由来することがわかった。本メカニズムは、密度汎関数計算による電子構造を基にした動的モデルにより記述できる。
高橋 知之*; 深谷 友紀子*; 飯本 武志*; 宇仁 康雄*; 加藤 智子; Sun, S.*; 武田 聖司; 中居 邦浩*; 中林 亮*; 内田 滋夫*; et al.
保健物理(インターネット), 56(4), p.288 - 305, 2021/12
日本保健物理学会専門研究会「放射性廃棄物処分に係わる生活圏被ばく評価に用いられるパラメータ調査」に係る活動の成果を報告する。
深谷 有喜; Zhao, Y.*; Kim, H.-W.*; Ahn, J.-R.*; 吹留 博一*; 松田 巌*
Physical Review B, 104(18), p.L180202_1 - L180202_5, 2021/11
被引用回数：16 パーセンタイル：71.60(Materials Science, Multidisciplinary)2層グラフェンはねじれ角に応じて多彩な物性を発現する。30のねじれ角を持つ2層グラフェンでは、相対論的ディラックフェルミオンを有する二次元準結晶となる。本研究では、陽電子回折を用いて、SiC(0001)基板上に合成したグラフェン準結晶の原子配置を解明した。グラフェン準結晶の層間隔は3.46であり、通常のAB積層型に比べ0.17広がることがわかった。この値は、グラフェン間のカップリングの強さを決定するうえで重要なパラメーターとなる。
小山 真一; 中桐 俊男; 逢坂 正彦; 吉田 啓之; 倉田 正輝; 池内 宏知; 前田 宏治; 佐々木 新治; 大西 貴士; 高野 公秀; et al.
廃炉・汚染水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 144 Pages, 2021/08
令和2年度に原子力機構が補助事業者となって実施した「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発))」の成果概要を、最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水対策事業事務局ウェブサイトにて公開される。
武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.
High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02
本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。
