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CoSiO
Cl栗田 伸之*; 山本 大輔*; 金坂 拓哉*; 古川 信夫*; 河村 聖子; 中島 健次; 田中 秀数*
Physical Review Letters, 123(2), p.027206_1 - 027206_6, 2019/07
被引用回数：4 パーセンタイル：36.66(Physics, Multidisciplinary)Magnetic excitations of the effective spin 
=1/2 dimerized magnet BaCoSiOCl have been probed directly via inelastic neutron scattering experiments. We observed five types of excitation, which are all dispersionless within the resolution limits. The scattering intensities of the three low-lying excitations were found to exhibit different 
-dependences. Detailed analysis has demonstrated that BaCoSiOCl is a two dimensional spin dimer system described only by a single dimer site, where the triplet excitations are localized owing to the almost perfect frustration of the interdimer exchange interactions and the undimerized spins, even in small concentration, make an essential contribution to the excitation spectrum.
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10
本論文では、プロジェクト概要を述べたうえで、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対するマージン評価手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルター目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、フィルター破損までの猶予時間をマージンと定義した。降灰継続時間より猶予時間が短いときだけマージンを検討する必要がある。機器別のマージン評価では、各機器の吸い込み風量とフィルタ破損限界を使って計算された。シーケンス別のマージン評価では、機器別のマージン評価とイベントツリーに基づき評価された。マージンを大きくするアクシデントマネジメント対策として、例えば、強制循環運転の手動トリップ、空気冷却器3系統の順次運転、及びプレフィルターによるカバーを提案した。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 24th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-24) (DVD-ROM), 10 Pages, 2016/06
本論文では、プロジェクト概要を述べたうえで、ナトリウム冷却高速炉を対象にして火山ハザードに対する確率論的リスク評価(PRA)手法開発について述べる。火山灰は崩壊熱除去に必須である空気取入口のフィルター目詰まりを引き起こす恐れがある。フィルタ閉塞の程度は、火山灰大気中濃度と降灰継続時間に加えて、各機器の吸い込み風量で計算される。本研究では、火山ハザードは火山灰粒径、層厚及び継続時間の組み合わせで評価できるとした。また、各機器の機能喪失確率はフィルタ破損限界までの猶予時間を使って得られるフィルタ交換失敗確率で表されるとした。イベントツリーに基づいて、炉心損傷頻度は離散的なハザード確率と条件付崩壊熱除去失敗確率を掛け合わせることで求められ、約3
10
/年の結果を得た。支配的なシーケンスは、非常用原電喪失後に、フィルタ目詰まりによる崩壊熱除去系の機能喪失であった。また、支配的な火山ハザードは、大気中濃度10
kg/m
、粒径0.1mm、層厚50-75cm、継続時間1-10hrであった。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 2015 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2015) (CD-ROM), p.454 - 465, 2015/05
本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に強風PRA手法開発について述べる。強風PRA手法を開発するにあたって、まず、我が国で記録された気象データに基づき、ワイブル分布及びグンベル分布を用いてハザード曲線を推定した。得られたハザード曲線は、イベントツリー定量化のために5つのカテゴリに離散化した。次に、崩壊熱除去に関連した設備に対する破損確率を求めるために、2つの確率の積で表すことにした。すなわち、飛来物が崩壊熱除去系の空気吸気口と排気口に入る確率と飛来物衝突による破損確率の積である。イベントツリーに基づき最終的に得られた炉心損傷頻度は、グンベル分布で求められたハザード発生頻度の離散化した確率に条件付除熱失敗確率を乗ずることによって、約610
と推定された。支配的なシーケンスは、飛来物衝突による燃料タンク火災を従業員が消火できず、崩壊熱除去喪失に至ることであると導かれた。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 10 Pages, 2015/05
本論文では、プロジェクト概要に加えて、主に積雪マージン評価手法開発について述べる。積雪マージン評価には降雪速度と継続時間の組み合わせが指標となる。降雪中は除雪が期待できるから、除雪速度が降雪速度を下回ったときに除熱失敗と定義すると、その除熱失敗に至るまでの降雪継続時間がマージンとみなされるという積雪マージン評価手法を開発した。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 岡野 靖; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; et al.
Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12
本論文は、主に積雪確率リスク評価(PRA)手法開発とプロジェクト概要を記す。積雪ハザード分類では、崩壊熱除去破損の分類にわけたイベントツリーを用いた事故影響を評価する。除雪と空気冷却ダンパの手動操作をアクシデントマネージメントとしてイベントツリーに導入した。積雪PRAの炉心損傷確率は10/年以下の確率と表された。
古川 智弘; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 山岡 信夫*; 帆足 英二*; 鈴木 幸子*; 堀池 寛*
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1674 - 1678, 2014/10
被引用回数：1 パーセンタイル：8.88(Nuclear Science & Technology)IFMIFの実現に向けた課題の一つに、リチウム機器のエロージョン・コロージョンがあげられる。大阪大学では、IFMIFターゲットの設計に資することを目的としたリチウム自由表面流に関する研究が実施され、そのテストアッセンブリは、300
Cの高流速リチウム環境下で1200時間使用された。このテストアッセンブリは、実証実験データとしてのエロージョン・コロージョン挙動を把握するうえで貴重であることから、金属組織観察を実施した。その結果、ノズル先端部において、高流速リチウム流の痕跡と考えられるわずかな凹凸が観察された。また、当該部に比較して流速比が0.1-0.4となるノズル入口部には、まだら模様が観察されるとともに数ミクロン深さの多数のき裂が観察された。詳細な分析により、これらの現象は、リチウムからの浸炭によるものと推察された。本研究により、IFMIF機器のエロージョン・コロージョンを防止するには、リチウム中に溶存する炭素のコントロールも必要であることが新たにわかった。
金村 卓治; 近藤 浩夫; 帆足 英二*; 鈴木 幸子*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1642 - 1647, 2014/10
被引用回数：14 パーセンタイル：70.2(Nuclear Science & Technology)国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)で実施している液体リチウム(Li)ターゲットの開発では、厚さ25mmの流れの安定性評価が重要であるため、その厚みを0.1mmの精度で計測することが必要である。この精度を満たす有望な計測器として、レーザー入射光とその反射光との干渉効果を用いて距離を計測する手法の適用可能性を調べた。通常計測対象とする拡散体とは異なり、液体Li表面は鏡面体でかつ湾曲した面であるため、実測に基づく評価を実施した。実験は、厚み10mmのLi噴流を生成可能な大阪大学Liループにて、流速10
15m/s、雰囲気圧力0.12MPa(Ar)、Li温度300C、サンプリング周波数500kHzの条件で実施した。本計測器が適用可能か否かは、Li液面計測の精度結果から評価した。液面変位を正弦波と仮定した場合、流速1015m/sの条件ではサンプリング周期2
sの間に液面の変位量は1mにも満たず平面と仮定できる。したがって計測精度は、2sごとの厚み変位量を統計処理して得たヒストグラムの標準偏差として定義した。実験の結果、精度は9mであり、本機器は高精度で液体Li表面の測定に適用可能だとわかった。
山野 秀将; 西野 裕之; 栗坂 健一; 堺 公明; 山元 孝広*; 石塚 吉浩*; 下司 信夫*; 古川 竜太*; 七山 太*; 高田 孝*
Proceedings of 12th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-12) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2014/06
本論文は積雪に対する予備的なリスク評価について主として報告するとともに、関連するプロジェクト概要についても報告する。積雪ハザードの指標とは年最大積雪量と年最大日降雪量である。日本における典型的なナトリウム冷却高速炉のサイトにおける50年分の気象データを使い2つの指標についてハザード曲線を構築した。本論文では、積雪リスク評価は炉心損傷頻度が10以下となることを示した。支配的な降雪ハザードカテゴリは1-2m/日の降雪速度と0.75-1.0日の降雪継続期間の組み合わせであった。感度分析では、除雪速度や除雪の必要性の認知等の重要な人的行動を示した。
金村 卓治; 近藤 浩夫; 帆足 英二*; 鈴木 幸子*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 平川 康; 井田 瑞穂; 松下 出*; et al.
Fusion Engineering and Design, 88(9-10), p.2547 - 2551, 2013/10
被引用回数：4 パーセンタイル：32.48(Nuclear Science & Technology)現在、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)プロジェクトが日欧協力で進められている。本プロジェクトの枠組みで大洗研究開発センターに製作されたEVEDA液体Li試験ループ(ELTL)にて実施する、Liターゲットを模擬した液体Li噴流の表面変動の計測に供する機器として、触針式液面計を製作した。本液面計は、触針と液面との接触を電圧降下として検知し、噴流の平均厚さや振幅の分布などの変動特性を取得するものである。本機器製作における開発上の留意点は、10
Paの真空下で触針を0.1mmの分解能、0.01mmの位置決め精度で動作させることである。この条件を満たすため、モーメント荷重とセンサーの自重荷重を計算し、その計算結果に基づいて、装置内外での1気圧の差圧に耐えて位置決めできる高トルクモータと摩擦を低減した精密ボールねじを使用する設計を採用した。製作後に実施した性能試験の結果、触針の動作分解能及び位置決め精度は、それぞれ0.1mm, 0.01mmであり、所期の性能を満たすことを確認した。これによりプロジェクトの一つの重要なマイルストーンをクリアすることができた。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 中村 和幸; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.
Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03
核融合原型炉の早期実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIF/EVEDA(核融合炉材料照射施設の工学実証・工学設計活動)の枠組みで開発が進められているIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(リチウム保有量約5000
(2.5トン)、最大流量3000/min(試験部: 20m/s))は、2011年2月末に初期基本性能を確認し建設を完了した。初期基本性能確認試験では、所期の基本性能を満足することを確認し、最終的には試験部であるターゲットアッセンブリに最高流速のおよそ1/4である5m/sでの流動試験を実施した。その結果、リチウム流が安定に流れることを確認した。
若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; 深田 智*; 八木 重郎*; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.691 - 705, 2012/12
核融合エネルギーの早期実現を目指す幅広いアプローチ活動のもと、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)を2007年より実施している。この活動の中で実機のリチウムターゲットを実証する目的で世界最大流量率(3000リットル/分)を有し、幅100mmで厚さ25mmの形状で最速20メートル/秒までの範囲で安定したリチウム流を実証試験を行うために液体リチウム流動試験装置を原子力機構大洗研究開発センターに建設し、その実証試験を開始したところである。本試験装置の各種機器の機能性試験及びそれに続く、ターゲット部でリチウム自由表面を持つ15m/sの流動試験までに関する第一段階確証試験を成功させた所である。また、これ関係する工学実証試験及び工学設計の活動状況を示すとともに、その成果内容について併せて解説したものである。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.
Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.418 - 422, 2012/08
被引用回数：24 パーセンタイル：84.89(Nuclear Science & Technology)核融合原型炉の早期実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIF/EVEDA(核融合炉材料照射施設の工学実証・工学設計活動)の枠組みで開発が進められているEVEDAリチウム試験ループは建設を成功裏に終え、総量2.5トンのリチウムの充填を完了した。その建設は、現地工事が2009年11月より開始され、2010年11月に関係官庁(消防)の検査に合格し、完成となった。引き続き行われたリチウムの充填では、グローブボックスを使って、空気の混入を防ぐなど雰囲気を厳密に管理した。リチウム充填中に採取したサンプルを分析したところリチウム中の窒素濃度は127wppmであった。これにより試験運転(機能確証試験)の実施が可能になった。
金村 卓治; 近藤 浩夫; 鈴木 幸子*; 帆足 英二*; 山岡 信夫*; 堀池 寛*; 古川 智弘; 井田 瑞穂; 中村 和幸; 松下 出*; et al.
Fusion Science and Technology, 62(1), p.258 - 264, 2012/07
被引用回数：4 パーセンタイル：31.96(Nuclear Science & Technology)本論文は、核融合炉候補材料の中性子照射試験施設である国際核融合材料照射施設(IFMIF)の研究開発にかかわるものである。現在幅広いアプローチ(BA)活動の1つである、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)プロジェクトが日欧協力で進められている。本プロジェクトの枠組みで大洗研究開発センターに製作されたEVEDA液体Li試験ループ(ELTL)は、Liターゲットの安定性評価等に供する。ELTLにおいて、Liターゲットを模擬した液体Li噴流の表面変動の計測に供する機器として、触針式液面計を開発した。本液面計は、触針と液面との接触を電圧降下として検知し、噴流の平均厚さや振幅の分布などの変動特性を取得するものである。開発の要点は、10Paの真空下で触針を0.1mmの分解能、0.01mmの位置決め精度で動作させることである。この条件を満たすため、モーメント荷重とセンサーの自重荷重を計算し、その計算結果に基づいて、装置内外での1気圧の差圧に耐えて位置決めできるモータと摩擦を低減したボールねじを選定し、強固な構造を適用することとした。以上の結果、所定の性能を満たす設計を完了した。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 和幸; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 若井 栄一; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; et al.
Nuclear Fusion, 51(12), p.123008_1 - 123008_12, 2011/12
被引用回数：39 パーセンタイル：82.4(Physics, Fluids & Plasmas)国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D
Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本論文はリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の設計についてのものである。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本論文では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について報告する。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 金村 卓治; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.
Proceedings of Plasma Conference 2011 (PLASMA 2011) (CD-ROM), 2 Pages, 2011/11
ITER-BA活動の一つであるIFMIF/EVEDAの枠組みでEVEDAリチウム試験ループ(以下、ELTL)の設計,建設活動を進めてきた。ELTLは、リチウム保有量約5000l (2.5トン),最大流量3000l/min (試験部: 20m/s)であり、リチウムターゲットの安定性やリチウム純化に関する実証試験に用いられる計画である。ELTLの建設は、2009年11月より開始され、2010年11月に完成となった。引き続き行われた試運転(性能確認試験)では、所期の性能を満足することを確認し、最終的にはターゲットアッセンブリにおいて最高流速のおよそ1/4である5m/sのリチウムターゲット流を安定に流すことに成功した。
中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10
被引用回数：10 パーセンタイル：60.88(Nuclear Science & Technology)IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 井内 宏志; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 金村 卓治; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 松下 出*; et al.
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/10
IFMIF/EVEDAリチウム試験ループは原子力機構大洗研究開発センターに建設され、2011年2月末の完成を目指し現在試験運転が実施されている。本ループはリチウム保有量約5m(2.5トン),最大流量0.05m/s(3000l/min)の大規模液体金属ループであり、リチウムターゲットの流動安定性及び不純物トラップに関する試験が実施される。本発表では、本ループ主循環系の電磁ポンプの設計に加え系統圧力損失及びキャビテーションの評価について報告する。
金村 卓治; 近藤 浩夫; 杉浦 寛和*; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 古川 智弘; 井田 瑞穂; 松下 出*; 中村 和幸
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 7 Pages, 2011/10
国際核融合材料照射施設IFMIFの研究開発において、IFMIFのリチウムターゲットを模擬したリチウム噴流の安定性を実証することは極めて重要であり、EVEDAリチウム試験ループにてその実証試験が計画されている。本論文では、そのリチウム噴流の安定性実証試験にて使用される計測診断法をこれまでの開発を踏まえて紹介している。実証試験において、計測の対象となるのは、噴流の厚み,噴流表面を伝搬する波の波高・波長・周波数、及びリチウムの蒸発量である。流況観察に関して、CCDカメラや高速度ビデオといった商用カメラを用いる計画である。高速度カメラは、高速で伝搬する表面波の詳細な構造を理解するために使用される。そして、高速度ビデオ画像を画像粒子計測法で用いられるパターン追跡法により解析することで波の伝搬速度を、画像内定点の輝度変化のスペクトル解析により周波数を取得する。さらに伝搬速度と周波数から波長を得る。波の振幅及び噴流の平均厚みは触針式の液位レベル計を用いて計測される。蒸発量は、薄膜測定用の水晶振動子の固有周波数変化及び液面近傍に据付けた金属板の重量変化から計測される。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 博雄*; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 宮下 誠*; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 金村 卓治; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10
国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D+Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本発表ではリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の工学設計と建設について報告する。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本発表では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について焦点を当てたものである。
