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論文

Dynamics of radiocaesium within forests in Fukushima; Results and analysis of a model inter-comparison

橋本 昌司*; 田中 拓*; 小松 雅史*; Gonze, M.-A.*; 坂下 渉*; 操上 広志; 仁科 一哉*; 太田 雅和; 大橋 伸太*; Calmon, P.*; et al.

Journal of Environmental Radioactivity, 238-239, p.106721_1 - 106721_10, 2021/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Environmental Sciences)

本研究は、福島の主に常緑針葉樹林内における放射性セシウムの移行について、複数の研究チームによるモデルを用いた解析を行い、比較を行うことで、モデルのパフォーマンスを分析したものである。また、落葉層の除去と樹木更新の2つの管理シナリオ、および落葉広葉樹林を対象とした補助シナリオについても比較、分析した。いずれのモデルも実測の放射性セシウム濃度の変化傾向などを再現できたが、事故から50年後の予測についてはばらつきが大きく、継続した調査、解析による評価が必要である。

論文

Antimony from brake dust to the combined sewer collection system via road effluent under rainy conditions

尾崎 宏和*; 吉村 和也; 朝岡 良浩*; 林 誠二*

Environmental Monitoring and Assessment, 193(6), p.369_1 - 369_9, 2021/06

We investigated influence of road effluent on Antimony (Sb) in combined sewer water under rainy and dry weather conditions. Sb in road effluent showed significantly higher concentration than sewer, and Sb concentration in sewer during the wet weather was also significantly higher than that during the dry weather. Furthermore, Sb concentration in the sewer water decreased with time during a wash-off event. Clear positive relationships between Sb and Cu, and Sb and Ba in both in road effluent and road dust extract indicated an impact from brake abrasion because brake lining contains Cu, Sb and Ba in high concentration. Approximately 42% of Sb load occurred during the wash-off event while those of Cu and Ba were much less. Unlike Cu and Ba, we conclude that Sb in combined sewer water is largely dependent on road effluent during wet weather, resulted by wash-off of road dust probably associating with brake lining abrasion.

論文

Factors controlling dissolved $$^{137}$$Cs concentrations in east Japanese rivers

辻 英樹*; 石井 弓美子*; Shin, M.*; 谷口 圭輔*; 新井 宏受*; 栗原 モモ*; 保高 徹生*; 倉元 隆之*; 中西 貴宏; Lee, S*; et al.

Science of the Total Environment, 697, p.134093_1 - 134093_11, 2019/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:62.46(Environmental Sciences)

福島第一原子力発電所事故の影響を受けた河川の溶存態放射性セシウム濃度の制御要因を明らかにするため、東日本66箇所の河川で調査を行った。溶存態$$^{137}$$Cs濃度について流域の平均$$^{137}$$Cs沈着量・土地利用・土壌組成・地形・水質との関連性を評価した結果、地形的な湿潤指標(TWI)が有意に正の相関を示した。ヨーロッパの河川でも同様の相関が認められるが、日本の河川では湿地帯ではなく市街地が溶存態$$^{137}$$Cs濃度に強く影響していた。

論文

Repeatability and reproducibility of measurements of low dissolved radiocesium concentrations in freshwater using different pre-concentration methods

栗原 モモ*; 保高 徹生*; 青野 辰雄*; 芦川 信雄*; 海老名 裕之*; 飯島 健*; 石丸 圭*; 金井 羅門*; 苅部 甚一*; 近内 弥恵*; et al.

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 322(2), p.477 - 485, 2019/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:42.44(Chemistry, Analytical)

福島県の淡水に含まれる低レベル溶存態放射性セシウム濃度の測定に関する繰り返し精度と再現精度を評価した。21の実験施設が5つの異なる前濃縮法(プルシアンブルー含浸フィルターカートリッジ,リンモリブデン酸アンモニウム共沈,蒸発,固相抽出ディスク、およびイオン交換樹脂カラム)によって10L試料3検体を前濃縮し、放射性セシウム濃度を測定した。全$$^{137}$$Cs濃度測定結果のzスコアは$$pm$$2以内で、手法間の誤差は小さいことが示された。一方で、各実験施設内の相対標準偏差に比べて、施設間の相対標準偏差は大きかった。

論文

Applicability of $$K_{d}$$ for modelling dissolved $$^{137}$$Cs concentrations in Fukushima river water; Case study of the upstream Ota River

佐久間 一幸; 辻 英樹*; 林 誠二*; 舟木 泰智; Malins, A.; 吉村 和也; 操上 広志; 北村 哲浩; 飯島 和毅; 細見 正明*

Journal of Environmental Radioactivity, 184-185, p.53 - 62, 2018/04

 被引用回数:2 パーセンタイル:13.2(Environmental Sciences)

福島河川水中の溶存態$$^{137}$$Cs濃度を数値計算するにあたって、分配係数($$K_{d}$$)を用いた吸脱着モデルの適用可能性を評価した。数値計算結果は平水時および出水時の水と浮遊砂の流出フラックス、懸濁態$$^{137}$$Cs濃度を再現した。一方、河川水中の溶存態$$^{137}$$Cs濃度の実測値の再現性は低かった。粗い粒径区分の$$K_{d}$$をチューニングした結果、平水時の溶存態$$^{137}$$Cs平均濃度を再現することが可能であった(実測値:0.32Bq/L, 計算値: 0.36Bq/L)。しかし、平水時の溶存態$$^{137}$$Cs濃度の季節変動(0.14-0.53Bq/L)や出水時の濃度上昇(0.18-0.88Bq/L, mean: 0.55Bq/L)は現実的な数値計算パラメータでは再現することはできなかった。

報告書

福島における放射性セシウムの環境動態研究の現状; 根拠となる科学的知見の明示をより意識した情報発信の一環として

鶴田 忠彦; 新里 忠史; 中西 貴宏; 土肥 輝美; 中間 茂雄; 舟木 泰智; 御園生 敏治; 大山 卓也; 操上 広志; 林 誠二*; et al.

JAEA-Review 2017-018, 86 Pages, 2017/10

JAEA-Review-2017-018.pdf:17.58MB

2011年3月11日の東日本大震災に伴う福島第一原子力発電所の事故以降、福島環境安全センターでは、福島の環境回復に向けた取組みとして、事故により環境中に放出された放射性物質のうち特に放射性セシウムの分布状況を評価し将来予測を行うとともに、森林から河川水系を経て海洋に至る環境や我々の生活圏での放射性セシウムの移動状況に係る調査研究「環境動態研究」に取り組んでいる。この度、最新の成果をとりまとめるとともに他機関の関連する最新の成果も参照しまとめたことから、研究成果報告書類として報告する。なお、本成果は、外部への情報発信の一つである福島部門ウェブサイトにおけるQAページを、根拠情報となる科学的知見を含め「根拠に基づく情報発信」として更新するにあたり、コンテンツとして活用されるものである。

論文

Process evaluation of use of High Temperature Gas-cooled Reactors to an ironmaking system based on Active Carbon Recycling Energy System

林 健太郎*; 笠原 清司; 栗原 孝平*; 中垣 隆雄*; Yan, X.; 稲垣 嘉之; 小川 益郎

ISIJ International, 55(2), p.348 - 358, 2015/02

 被引用回数:5 パーセンタイル:34.67(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

炭素循環製鉄(iACRES)のフローモデルによるプロセス評価により、iACRESへの高温ガス炉(HTGR)の適用性を評価した。高温電解で高炉ガス中のCO$$_{2}$$をCOに還元して高炉にリサイクルするSOECシステムと、ISプロセスで製造したH$$_{2}$$による逆シフト反応でCO$$_{2}$$をCOに還元して高炉にリサイクルするRWGSシステムを検討し、通常の高炉製鉄と比較した。逆シフト反応で消費されない分のH$$_{2}$$が高炉で鉄源の還元に使われたことが、RWGSシステムの方が原料炭節約とCO$$_{2}$$排出削減への効果が大きくなった原因であった。どの機器の改良がHTGR熱の効率的利用のために有用化を示すために、HTGR, SOEC, RWGSの熱収支解析を行った。SOECについては、ジュール熱の削減のためにCO$$_{2}$$電解温度の最適化が求められ、RWGSについては高いISプロセス水素製造効率が要求された。HTGR単位熱量当たりCO$$_{2}$$排出削減量の比較から、SOECシステムの方がより効率よくHTGR熱を利用できることが示された。

論文

Quantitative evaluation of CO$$_{2}$$ emission reduction of active carbon recycling energy system for ironmaking by modeling with Aspen Plus

鈴木 克樹*; 林 健太郎*; 栗原 孝平*; 中垣 隆雄*; 笠原 清司

ISIJ International, 55(2), p.340 - 347, 2015/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:43.85(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

製鉄におけるCO$$_{2}$$排出量削減のために炭素循環製鉄(iACRES)が提案された。iACRESの効果を定量的に評価するために、化学プロセスシミュレータAspen PlusによりiACRESのプロセスフローモデルを作成し、熱物質収支からCO$$_{2}$$排出量とエクセルギー収支の解析を行った。高温ガス炉(HTGR)のエクセルギーを用いた固体酸化物電解(SOEC)と逆シフト反応をCO再生法として想定し、SOECではCO$$_{2}$$回収貯蔵の有無も考慮した。iACRESによってCO、H$$_{2}$$が高炉に循環されたことによりCO$$_{2}$$排出量は3-11%削減されたが、CO再生のためにHTGRからのエクセルギーを投入したためエクセルギー有効率は1-7%低下した。

論文

炭素循環型スマート製鉄(iACRES)への高温ガス炉の適用性評価

林 健太郎*; 笠原 清司; 栗原 孝平*; 中垣 隆雄*; Yan, X.; 稲垣 嘉之; 小川 益郎

炭素循環製鉄研究会成果報告書; 炭素循環製鉄の展開, p.42 - 62, 2015/02

高温ガス炉(HTGR)を適用した炭素循環製鉄(iACRES)のフローモデルによるプロセス評価を行った。高温電解で高炉ガス中のCO$$_{2}$$をCOに還元して高炉にリサイクルするSOECシステムと、ISプロセスで製造したH$$_{2}$$による逆シフト反応でCO$$_{2}$$をCOに還元して高炉にリサイクルするRWGSシステムを検討し、通常の高炉製鉄と比較した。原料炭消費量はSOECシステムで4.3%、RWGSシステムで10.3%削減され、CO$$_{2}$$排出量はSOECシステムで3.4%、RWGSシステムで8.2%削減された。逆シフト反応で消費されずに残存したH$$_{2}$$が高炉で鉄源の還元に使われることが、RWGSシステムにおいて原料炭消費の節約割合とCO$$_{2}$$排出削減率が大きくなった原因であった。SOECシステムではCO$$_{2}$$電解、RWGSシステムではISプロセス水素製造が最も多くの熱量を消費し、HTGR熱の効率的利用のために、CO$$_{2}$$電解温度の最適化や高いISプロセス水素製造効率が求められた。典型的な高炉1基あたり、SOECシステムでは0.5基、RWGSシステムでは2基のHTGRが必要となった。逆シフト反応で未反応のH$$_{2}$$を再利用することで、RWGSシステムのHTGR熱の効率的利用と、CO$$_{2}$$排出量削減が期待される。

論文

炭素循環製鉄のAspen Plusによるモデル化とシステム全体の評価

林 健太郎*; 鈴木 克樹*; 栗原 孝平*; 中垣 隆雄*; 笠原 清司

炭素循環製鉄研究会成果報告書; 炭素循環製鉄の展開, p.27 - 41, 2015/02

炭素循環製鉄(iACRES)によって、製鉄における石炭消費量とCO$$_{2}$$排出量の削減が期待される。iACRESの効果を定量的に評価するために、化学プロセスシミュレータAspen PlusによりiACRESプロセスにおける高炉のフロー図を作成し、熱物質収支からCO$$_{2}$$排出量とエクセルギー収支の解析を行った。高温ガス炉(HTGR)のエクセルギーを用いた固体酸化物電解(SOEC)と逆シフト反応をCO再生法として想定し、SOECではCO$$_{2}$$回収貯蔵の有無も考慮した。iACRESによって石炭消費量が削減されたことによりCO$$_{2}$$排出量は3-11%削減されたが、CO再生のためにHTGRからのエクセルギーを投入したためエクセルギー有効率は1-7%低下した。

論文

異なる陸域解析モデルによる福島第一原子力発電所事故に起因する$$^{137}$$Cs流出率の比較

北村 哲浩; 今泉 圭隆*; 山口 正秋; 油井 三和; 鈴木 規之*; 林 誠二*

環境放射能除染学会誌, 2(3), p.185 - 192, 2014/09

福島第一原子力発電所の事故に起因して福島の地表に降下した放射性セシウムについて、日本原子力研究開発機構と国立環境研究所で独立に開発した陸域解析モデルSACTおよびG-CIEMSを用いて、河川を通じて河口域に到達する年間流出率を解析した結果を比較検討した。対象河川は規模および流域の放射性セシウム沈着量を考慮し、阿武隈川、請戸川、新田川の3水系とした。その結果、モデルの構成内容や用いた仮定に異なる点があるものの、地表からの年間流出率は1%に満たないことが両モデルで試算された。

論文

Anomalous temperature dependence of current-induced torques in CoFeB/MgO heterostructures with Ta-based underlayers

Kim, J.*; Sinha, J.*; 三谷 誠司*; 林 将光*; 高橋 三郎*; 前川 禎通; 山ノ内 路彦*; 大野 英男*

Physical Review B, 89(17), p.174424_1 - 174424_8, 2014/05

 被引用回数:81 パーセンタイル:94.83(Materials Science, Multidisciplinary)

磁気トンネル接合素子に用いられるCoFeB/Mgoヘテロ構造膜の下地に用いられるTa膜の影響を調べた。Ta下地膜は電流による磁化反転に大きな効果を持っていることがわかった。この結果はスピン拡散モデルで解析された。

論文

Influence of wire parameters on critical current versus strain characteristics of bronze processed Nb$$_3$$Sn superconducting wires

宮武 孝之*; 村上 幸伸*; 倉橋 秀文*; 林 征治*; 財津 享司*; Seeber, B.*; Mondonico, G.*; 名原 啓博

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 22(3), p.4805005_1 - 4805005_5, 2012/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:40.45(Engineering, Electrical & Electronic)

ITER TF及びCSコイル用のブロンズ法Nb$$_3$$Sn素線の性能向上を目的として、Nb$$_3$$Sn素線のフィラメント径,バリア材,バリア厚さ,熱処理パターン,Ti添加量といったさまざまなパラメータの、臨界電流-歪み特性に対する影響を調べた。これらのパラメータは、ゼロ歪み下での臨界電流やn値といった素線特性を大きく変える。しかし、Tiを添加しなかった素線を除くすべての素線は、異なる素線パラメータにもかかわらず、規格化した臨界電流-歪み特性はほぼ同じになった。本調査から、12T, 4.2Kでの非銅部の臨界電流密度が1,100A/mm$$^2$$以上のブロンズ法Nb$$_3$$Sn素線を作ることができ、この素線はCSコイルに適用できると考える。

論文

Beam position monitor system of J-PARC RCS

林 直樹; 川瀬 雅人; 畠山 衆一郎; 廣木 成治; 佐伯 理生二; 高橋 博樹; 照山 雄三*; 豊川 良治*; 荒川 大*; 平松 成範*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 677, p.94 - 106, 2012/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:62.49(Instruments & Instrumentation)

本論文は、J-PARC RCSのビーム位置モニタ(BPM)システムについて述べる。RCSは、ビームパワー1MWの速い繰返しのシンクロトロンで、そのBPM検出器は、直径250mm以上あるが、ビーム位置を極めて正確に測定する必要がある。さらに、定格から低いビーム強度まで、幅広い範囲で動作することが必要である。リングには、54台のBPMがあり、限られたスペースのため、そのほとんどを補正電磁石の内側に収めた。検出器は、静電容量型で4電極あり、対角線カット形状で構成される電極対は、ビーム位置に対し非常に良い線形出力特性を持つように設計した。また、14bit 40MS/sのADCと600MHzのDSPを持つ信号処理回路を開発し、それらを、shared memoryを介し、EPICSによって制御できるようにした。この回路は、連続して平均ビーム位置を計算するモードでは、25Hzのパルスすべての記録が可能で、ほかに、周回ごとのビーム位置計算など、高度な解析のため、全波形データを残すモードも設定した。

論文

Time-domain observation of the spinmotive force in permalloy nanowires

林 将光*; 家田 淳一; 山根 結太; 大江 純一郎*; 高橋 有紀子*; 三谷 誠司*; 前川 禎通

Physical Review Letters, 108(14), p.147202_1 - 147202_5, 2012/04

 被引用回数:30 パーセンタイル:81.09(Physics, Multidisciplinary)

磁壁移動に伴うスピン起電力を、パーマロイ細線における通常の誘導起電力を適切に差し引いた実時間電圧測定により直接検出する。磁壁の移動速度は印加磁場の大きさに対して非線形な振る舞いを示すが、出力電圧は磁場に対して線形となる。電圧信号の符号は、磁壁の運動方向に応じて反転することが示される。これらの振る舞いは、数値シミュレーションにより定量的に説明され、磁壁運動が周期的な磁化構造変化によって特徴付けられないような磁場領域にあったとしても、出力が外部磁場に対して線形に応答する様子が示される。

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Citrin, J.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; K$"o$chl, F.*; Leonov, V. M.*; 宮本 斉児; 中村 幸治*; Parail, V.*; Pereverzev, G. V.*; et al.

Nuclear Fusion, 51(8), p.083026_1 - 083026_11, 2011/08

 被引用回数:35 パーセンタイル:84.28(Physics, Fluids & Plasmas)

In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. A set of empirical heat transport models for L-mode has been validated on a multi-machine experimental dataset for predicting the $$l_i$$ dynamics within $$pm$$0.15 accuracy during current ramp-up and ramp-down phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of $$I_p = 15$$ MA). These projections include a sensitivity study to various assumptions of the simulation. While the heat transport model is at the heart of such simulations, more comprehensive simulations are required to test all operational aspects of the current ramp-up and ramp-down phases of ITER scenarios. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free-boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are also described, focusing on ITER current ramp-down.

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03

In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of Ip = 15 MA). These projections include a sensitivity studies to various assumptions of the simulation. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are described in the second part of the paper, focusing on ITER current ramp-down.

論文

Current ramps in tokamaks; From present experiments to ITER scenarios

Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.

Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10

ITERでの電流立ち上げ・立ち下げシナリオの準備に向けて、これら運転状態においてどの熱輸送モデルが適切であるかを決定するために、代表的なトカマクでの現在の実験結果を統合モデルシミュレーションにより解析した。本研究では、トカマク実験の解析結果をもとに、ITER標準誘導運転(プラズマ電流15MA)の電流立ち上げ・立ち下げシナリオでの予測を行った。統合モデルシミュレーション結果を、ASDEX Upgrade, C-Mod, DIII-D, JET, Tore Supraのオーミック加熱プラズマ及び外部加熱・電流駆動プラズマ実験データと比較することにより、さまざまな輸送モデルの検証を行った。最も実験結果の再現性の良かった幾つかのモデルを用いて、ITERの電流立ち上げ・立ち下げ段階での電子密度・電流密度プロファイルの予測を行った。電子温度プロファイルには輸送モデルによって大きな差が見られたが、最終的な電流密度プロファイルはモデル間でよく一致することがわかった。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:125 パーセンタイル:98.18(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

Modeling of L-H/H-L transition in TSC simulation using JT-60U experimental data

宮本 斉児; 中村 幸治*; 林 伸彦; 大山 直幸; 竹永 秀信; 杉江 達夫; 草間 義紀; 芳野 隆治

Proceedings of 36th European Physical Society Conference on Plasma Physics (CD-ROM), 4 Pages, 2009/07

燃料供給,ダイバーター排気,荷電交換による浸透,壁の吸蔵等の中性粒子の動的過程のため、ITERプラズマの振舞、例えばプラズマ電流立ち下げ時のH-L逆遷移などの解析は複雑なものとなる。最近、われわれは、L-H及びH-L遷移時のプラズマの振る舞いを記述する比較的簡便なモデルを開発し、TSCコードに組み込んだ。このモデルをJT-60Uの実験結果と比較した。この実験では、電子サイクロトロン(EC)波入射によってHモード遷移が起こっており、NBIによる中性粒子の影響を受けずに、閉じ込めの変化が中性粒子に及ぼす影響を見ることができる。シミュレーションの結果、実験のD$$_alpha$$信号から推測される中性粒子の挙動をある程度説明できることが示された。このモデルは、さらなる改良が必要ではあるが、ITERのシナリオ開発に有用であると結論できる。

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