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森下 祐樹; 黒澤 俊介*; 山路 晃広*; 林 真照*; 笹野 理*; 牧田 泰介*; 東 哲史*
Scientific Reports (Internet), 11(1), p.5948_1 - 5948_11, 2021/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Multidisciplinary Sciences)原子力施設内で二酸化プルトニウム粒子を吸入することによる作業者の内部被ばくは、放射線防護の観点から重要な問題である。核施設の作業現場において、内部被ばく評価のための二酸化プルトニウム粒子の空気力学的直径の放射能中央値(AMAD)をリアルタイム測定するため、ZnS(Ag)シンチレータ,光学顕微鏡、及び電子増倍CCD子カメラを用いた高分解能
イメージャーを開発した。開発したイメージャーを用い、実際の二酸化プルトニウム粒子を測定し、リアルタイムに個々の線の位置を特定することができた。複数の線の平均の空間分解能を評価したところ16.2
2.2umFWHMであった。また、二酸化プルトニウム粒子の空間分解能は、二酸化プルトニウム粒子とZnS(Ag)シンチレータの間の距離に起因して302.74.6umFWHMであった。
線の影響は無視でき、線と識別できた。測定した計数率から二酸化プルトニウム粒子の等価粒径を計算することができた。これらの結果から、開発したイメージャーが原子力施設の作業現場でのリアルタイムの二酸化プルトニウム粒子測定に有効であることが示唆された。
林 真琴*; 菖蒲 敬久
Residual Stress, p.100 - 132, 2021/00
構造材料は使用中に疲労破壊したり、応力腐食割れを発生することがある。その原因の1つに構造材料の製造過程における熱処理や加工により発生する残留応力がある。その残留応力を測定する手法にはさまざまなものがある。本書では実験室X線や放射光X線、中性子に始まり、超音波や磁気的な手法による測定技術を紹介する。加えて、各種材料における加工や溶接による残留応力の測定例、実機における測定例、残留応力の静的および繰返し荷重による変化挙動、さらにはその変化挙動に基づく疲労余寿命の評価手法などを概説する。
林 眞琴*; 大城戸 忍*; 鈴木 裕士
Quantum Beam Science (Internet), 4(2), p.18_1 - 18_12, 2020/06
In materials with a surface treatment such as shot peening, the residual stress gradient in the surface layer is severe. When measuring the residual stress distribution near the surface with a severe stress gradient by the neutron diffraction method, the gauge volume must be removed from the measurement sample. However, when the gauge volume deviates from the sample, a pseudo peak shift occurs and accurate stress distribution cannot be evaluated. Therefore, it is necessary to evaluate the pseudo peak shift in advance under the same conditions, as in the case of actual residual stress measurement, using a sample in an unstressed state. In this study, the stress distributions in the surface layer of a type 304 stainless steel plate and bar with simulated stress-corrosion cracks which were subjected to water jet peening - giving a surface layer residual stress equivalent better than that of normal shot peening - were evaluated considering the pseudo peak shift. As a result, the residual stress distributions in the surface layer were measured in good agreement with the measurement result obtained by the sequential polishing X-ray diffraction method. It was clarified that the residual stress distribution in the near surface with steep stress gradient can be evaluated by the neutron diffraction method.
Th nuclear clock isomer determined by absolute 
-ray energy difference山口 敦史*; 村松 はるか*; 林 佑*; 湯浅 直樹*; 中村 圭佑; 滝本 美咲; 羽場 宏光*; 小無 健司*; 渡部 司*; 菊永 英寿*; et al.
Physical Review Letters, 123(22), p.222501_1 - 222501_6, 2019/11
被引用回数：31 パーセンタイル：88.91(Physics, Multidisciplinary)The low-lying isomeric state of Th provides unique opportunities for high-resolution laser spectroscopy of the atomic nucleus. We determine the energy of this isomeric state by measuring the absolute energy difference between two -decays from the 29.2-keV second-excited state. A transition-edge sensor microcalorimeter was used to measure the absolute energy of the 29.2-keV -ray with improved precision. Together with the cross-band transition energy (29.2 keV
ground) and the branching ratio of the 29.2-keV state measured in a recent study, the isomer energy was determined to be 8.300.88 eV. Our result is in agreement with latest measurements based on different experimental techniques, which further confirms that the isomeric state of Th is in the laser-accessible vacuum ultraviolet range.
林 眞琴*; Root, J. H.*; Rogge, R. B.*; 徐 平光
Quantum Beam Science (Internet), 2(4), p.21_1 - 21_16, 2018/12
The rolled joint of pressure tube, consisting of three axial symmetric parts, modified SUS403 stainless steel, Zr-2.5Nb pressure tube and Inconel-718, has been examined by neutron diffraction for residual stresses. It was heat treated at 350
C for 30, 130 and 635 hours to simulate the thermal aging of the rolled joint over the lifetime of the advanced thermal reactor at 288C for 1, 5 and 30 years. The crystal lattice strains at various locations in the rolled joint before and after the aging treatments were measured by neutron diffraction and the residual stress distribution in the rolled joint was evaluated by using the Kroner elastic model and the generalized Hooke's law. In the crimp region of the rolled joint, it was found that the aging treatment had weak effect on the residual stresses in the Inconel and the SUS403. In the non-aged Zr-2.5Nb, the highest residual stresses were found near its interface with the SUS430. In the Zr-2.5Nb in the crimp region near its interface with the SUS430, the average compressive axial stress was -440 MPa, having no evident change during the long-time aging. In the Zr-2.5Nb outside closest to the crimp region, the tensile axial and hoop stresses were relieved during the 30 hours aging. The hoop stresses in the crimp region evolved from an average tensile stress of 80 MPa to an average compressive stress of 230 MPa after the 635 hours aging, suggesting that the rolled joint had a good long-term sealing ability against the leakage of high temperature water.
松崎 勝太*; 林 宏明*; 中嶋 薫*; 松田 誠; 左高 正雄*; 辻本 将彦*; Toulemonde, M.*; 木村 健二*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 406(Part B), p.456 - 459, 2017/09
被引用回数：4 パーセンタイル：39.02(Instruments & Instrumentation)Few-nm sized gold, platinum and palladium nanoparticles were deposited on amorphous silicon nitride films. These films were irradiated with 420 MeV Au and 100 MeV Xe ions. Temperature distributions of thermal spikes produced by these ions were evaluated by observing desorption of the nanoparticles from the target surfaces upon ion impact. It was found that the temperature of the thermal spike produced by 420 MeV Au is higher than 100 MeV Xe. The observed temperature of the thermal spike at the entrance surface is slightly lower than that at the exit surface both for 420 MeV Au and 100 MeV Xe ions. These results can be well explained by the inelastic thermal spike model.
小貫 祐介*; 星川 晃範*; 佐藤 成男*; 徐 平光; 石垣 徹*; 齋藤 洋一*; 轟 秀和*; 林 眞琴*
Journal of Applied Crystallography, 49(5), p.1579 - 1584, 2016/10
被引用回数：26 パーセンタイル：87.82(Chemistry, Multidisciplinary)The authors have developed texture measurement system on a time-of flight neutron diffractometer, iMATERIA (BL20, MLF/J-PARC, Japan). Quantitative Rietveld texture analysis for a duplex stainless steel was possible with one neutron beam exposure for several minutes without sample rotation. The minimum number of diffraction spectra required for the Rietveld texture analysis was experimentally determined as 
100. The suggested rapid measurement scheme used 132 spectra and determined volume fractions of texture components in both ferrite and austenite phases, quantitatively. This quantitative and rapid measurement scheme was established by utilizing the features of iMATERIA as a powder diffractometer, i.e. fairly high resolution in d-spacing and numerous detectors equipped in a wide range of scattering angle.
大矢 恭久*; Li, X.*; 佐藤 美咲*; 湯山 健太*; 小柳津 誠; 林 巧; 山西 敏彦; 奥野 健二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.402 - 405, 2016/03
被引用回数：10 パーセンタイル：70.3(Nuclear Science & Technology)3keV重水素イオンと10keV炭素イオンを照射したタングステンの重水素透過挙動を調べた。重水素イオンと炭素イオンを照射したタングステンにおいては、未照射タングステンと比して、重水素透過が明確に減少した。しかし、重水素のみを照射したタングステンでは1173Kまで加熱することにより未照射タングステンと同等にまで重水素透過が回復した一方で炭素イオンのみを照射したタングステンでは回復しなかった。このことから、タングステン中の炭素の存在はタングステン中の重水素の透過経路回復を妨げることが示唆された。さらに、TEM分析から1173Kではボイドの成長がみられるものの消滅していないことから、タングステン中の照射ダメージが回復してないことがわかり、この照射ダメージが水素透過挙動に大きな影響は及ぼさないことが示された。
磯部 兼嗣; 河村 繕範; 岩井 保則; 小柳津 誠; 中村 博文; 鈴木 卓美; 山田 正行; 枝尾 祐希; 倉田 理江; 林 巧; et al.
Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1792 - 1795, 2015/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)幅広いアプローチ活動は、2007年の日本と欧州との合意により開始され、第1期と第2-1期(2010-2011)、第2-2期(2012-2013)、第2-3期(2014-2016)に分けることのできる第2期からなる。トリチウム技術の研究開発は、原型炉に向けた重要な課題の1つであり、タスク1の施設の準備、タスク2の計量管理技術、タスク3のトリチウム安全基礎研究、タスク4のトリチウム耐久性試験の4つのタスクからなる。第1期から原子力機構と大学との共同研究が開始され、これまでに多くの成果をあげてきた。トリチウム技術研究開発の第2-2期も成功裏に進捗して終了した。
中嶋 薫*; 北山 巧*; 林 宏明*; 松田 誠; 左高 正雄*; 辻本 将彦*; Toulemonde, M.*; Bouffard, S.*; 木村 健二*
Scientific Reports (Internet), 5, p.13363_1 - 13363_8, 2015/08
被引用回数：5 パーセンタイル：41.67(Multidisciplinary Sciences)Irradiation of materials with either swift heavy ions or slow highly charged ions leads to ultrafast heating on a timescale of several picosecond in a region of several nanometer. This ultrafast local heating result in formation of nanostructures, which provide a number of potential applications in nanotechnologies. These nanostructures are believed to be formed when the local temperature rises beyond the melting or boiling point of the material. Conventional techniques, however, are not applicable to measure temperature in such a localized region in a short time period. Here, we propose a novel method for tracing temperature in a nanometer region in a picosecond time period by utilizing desorption of gold nanoparticles around the ion impact position. The feasibility is examined by comparing with the temperature evolution predicted by a theoretical model.
小柳津 誠; 磯部 兼嗣; 林 巧
Fusion Science and Technology, 67(3), p.519 - 522, 2015/04
被引用回数：2 パーセンタイル：18.33(Nuclear Science & Technology)SUS304ステンレス鋼のトリチウムによる自己不動態化阻害効果がSUS304ステンレス鋼の不動態被膜の主成分の一つであるクロムの溶出によることが考えられたため、クロムの腐食挙動に及ぼすトリチウムの影響に関し、電気化学手法のひとつであるアノード分極曲線を測定することにより調べた。トリチウム濃度、溶存酸素濃度をパラメータとし、トリチウム水を加えていない条件下では溶存酸素によるクロムの自己不動態化が観察できる、0.01N硫酸水溶液中にて実験を行った結果、SUS304ステンレス鋼と同様、クロムにおいても自己不動態化が抑制されていた。この結果より、トリチウム水中におけるSUS304ステンレス鋼の自己不動態化抑制効果は、不動態被膜の主成分の一つであるクロムが溶出に起因することが示唆された。
林 巧; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 山田 正行; 鈴木 卓美; 倉田 理江; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; et al.
Fusion Science and Technology, 67(2), p.365 - 370, 2015/03
被引用回数：1 パーセンタイル：9.94(Nuclear Science & Technology)Tritium Process Laboratory (TPL) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA) was constructed in1985, and started in 1988, in order to develop key technologies for fusion fuel cycle, and also to demonstrate safety handling technologies. TPL has a license, which can handle 9.25 PBq of tritium per day and store 22.2 PBq of total tritium. DEMO Design and R&D building was also newly constructed at Rokkasho-Aomori establishment of JAEA in 2011. This R&D building has a license, which can handle 3.7 TBq of tritium per day and store 7.4 TBq of total tritium, and also can handle other major neutron induced radioactive isotopes. Recently, our activities have been focused as follows; (1) Detritiation system R&D as an ITER task, specially for wet scrubber column development as a pilot scale; (2) Tritium tasks of DEMO R&D in the IFERC project of BA activities, such as (a) tritium accountancy, (b) tritium interactions with various materials, which will be used for DEMO, and (c) tritium durability; (3) Recovery works from the 2011 earthquake and tsunami in Tohoku japan: This paper summarizes the above recent progress of tritium technology R&D for fusion reactor in JAEA and summarized also the lessons of learned through the recovery & maintenance work after the earthquake.
中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10
被引用回数：13 パーセンタイル：71.39(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。
林 巧; 磯部 兼嗣; 中村 博文; 小林 和容; 大矢 恭久*; 奥野 健二*; 小柳津 誠; 枝尾 祐希; 山西 敏彦
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1520 - 1523, 2014/10
被引用回数：1 パーセンタイル：9.2(Nuclear Science & Technology)トリチウムの閉じ込めは核融合炉の最も重要な安全上の課題である。特に、水冷却のトリチウム増殖ブランケットではトリチウムの冷却水への移行が重要である。そのため、1kPaの純トリチウムを封入した金属試料配管(純鉄や7ミクロン程度の金メッキを施した純鉄)を高温高圧水容器(150C, 0.8MPa)にいれ、金属側から水中及び水蒸気中に移行するトリチウムを化学形別に測定した。また、高温高圧重水(300C, 15MPa)からの各種金属配管(純鉄,純ニッケル,ステンレス鋼(SS304),金メッキ純鉄など)への重水素の移行挙動を調べ、水側から金属側への移行を確認した。今回、上記の同時移行挙動を、重水からの重水素の安定移行確認後に軽水素を試料配管内側へ導入することにより、検証した。
中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10
水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。
徐 平光; 星川 晃範*; 林 真琴*; 秋田 貢一; 森井 幸生*; 石垣 徹*
日本材料学会第48回X線材料強度に関するシンポジウム講演論文集, p.7 - 9, 2014/07
Time-of-flight neutron diffraction may evidently accelerate the bulk texture measurement speed through the proper combination of multiple orientations distributed neutron detectors and the simultaneous multiple diffraction peak acquisition, and only few sample rotations are needed to be carried out. In addition to the omega-axis rotatable sample changer, a dedicated omega/chi two-axis rotatable goniometer is under urgent development. It is highly expected to play an important role to evaluate the bulk texture evolution of advanced materials during thermomechanical controlling process. Though the intrinsic difference in neutron diffraction spectra from different orientations (determined by each set of Bragg angle/azimuthal angle) evidently increases the technical difficulty in rapid texture analysis, the development of Materials Analysis Using Diffraction (MAUD, developed by Luca Lutterotti, et al.) and other relevant software/programs are bringing us much convenience. Moreover, in order to increase the accessibility to neutron diffraction bulk texture measurement instruments, the various cooperative researches and the mail-in services are being planned.
柳澤 孝一; 林 俊夫*; 生沼 優*; 竹森 基*; 石川 貴則*; 岡谷 智一*; 西垣 誠*
社団法人物理探査学会第129回(平成25年度秋季)学術講演会講演論文集, p.287 - 288, 2013/10
湖沼・河川・海底等の堆積物からの放射線量の計測を目的とした測定器の開発を行った。湖底等の堆積物中については、拡散した放射性物質が雨水によって池や河川、湖沼などに集積され、局所的に高い放射線量を示すことが予想される。今回開発した放射線測定システムは、プローブと称する検出器を湖底等に着底した状態でけん引し線測定を行う装置であり、広域的に放射線量を把握することができる。また、湖底の比抵抗が同時に測定可能であり堆積物の状況が推定できる。
山西 敏彦; 中村 博文; 河村 繕範; 岩井 保則; 磯部 兼嗣; 小柳津 誠; 山田 正行; 鈴木 卓美; 林 巧
Fusion Engineering and Design, 87(5-6), p.890 - 895, 2012/08
被引用回数：1 パーセンタイル：10.34(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、トリチウムプロセス研究棟(TPL)において、トリチウム処理及び取り扱い技術の研究開発を行っている。主たる研究課題は、ブランケットシステムにおける増殖トリチウム処理技術開発,トリチウム格納系における挙動,トリチウム除去・除染である。核融合原型炉を目指したトリチウム処理及び取り扱い技術についても、BAプログラムの下、原子力機構と日本の大学で共同で、研究開発を行っている。具体的には、トリチウム分析技術,トリチウム安全にかかわる基礎研究,材料のトリチウム耐久性である。固体電解セルに関して、ブランケットシステムのトリチウム処理方法として開発を行った。トリチウムの純鉄を介した水への透過挙動を研究した。高濃度トリチウム水の挙動については、腐食に安定な酸化膜の形成が、トリチウム水の存在で阻害されることが認められた。トリチウム水処理に用いられる化学交換塔の電解セルについて、トリチウム耐久性試験を行った。
林 巧; 中村 博文; 磯部 兼嗣; 小林 和容; 小柳津 誠; 山西 敏彦; 大矢 恭久*; 奥野 健二*
Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1333 - 1337, 2012/08
被引用回数：8 パーセンタイル：53.5(Nuclear Science & Technology)科学研究費補助金:基盤研究(B)の補助を受け、金属水界面での水素同位体移行挙動を調べるために、純鉄,ニッケル,ステンレス鋼(SS304)及び純鉄に10
mの金メッキを施した試料配管などを高温耐圧水(重水)容器内に設置し、重水側からこれら配管内側へ透過してくる重水素の挙動を、573K-15MPaにて調べた。実験中、金メッキ試料配管以外は金属水界面が酸化し、それに伴って重水素が発生した。この重水素が配管内側へ透過してくる挙動を四重極質量分析計にて連続的に監視した。結果、純鉄,ニッケル,ステンレス鋼(SS304)のいずれの金属配管についても、顕著な重水素の定常透過が観測できた。一方で、金メッキを施した純鉄配管では明確な重水素の透過は観測できなかった。本報告ではこれらの結果を整理するとともに、重水素の金属水界面での移行機構について議論する。
相澤 康介; 近澤 佳隆; 石川 信行; 久保 重信; 岡崎 仁*; 水戸 誠*; 戸澤 克弘*; 林 真照*
Proceedings of 2012 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '12) (CD-ROM), p.465 - 474, 2012/06
日本において、JSFRの設計研究が進められている。JSFRは2種類の破損燃料検出系を有している。一つは、炉内の燃料破損を検出するFFDである。もう一つは、破損した燃料集合体を位置決めするFFDLである。本研究では、FFDへの要求性能を整理し、それを満足する実証炉用FFD及び実用炉用FFDを設計した。実用炉FFDは、炉上部プレナムのナトリウムをサンプリングするシステムを採用し、炉上部プレナム内の流動解析を実施して性能を確認した。実証炉用FFDは、1次系配管の外側に検出器を設置するシステムを採用し、遮へい解析等を実施して性能を確認した。FFDLについては、既往炉及び過去の研究開発の経験を整理した。セレクタバルブ法FFDLはPhenixとS-Phenixの経験を調査し、タグガス法FFDLはEBR-IIとFFTFの経験を調査した。これらの調査結果をもとに、両システムのJSFRへの適合性を評価した。
