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CoSi山内 宏樹; Sari, D. P.*; 安井 幸夫*; 坂倉 輝俊*; 木村 宏之*; 中尾 朗子*; 大原 高志; 本田 孝志*; 樹神 克明; 井川 直樹; et al.
Physical Review Research (Internet), 6(1), p.013144_1 - 013144_9, 2024/02
-Mn-type family alloys Mn
have three-dimensional antiferromagnetic (AFM) corner-shared triangular network. The antiferromagnet MnRhSi shows magnetic short-range order (SRO) over a wide temperature range of approximately 500 K above the N
el temperature 
= 190 K. MnCoSi has the smallest lattice parameter and the lowest in the family compounds. The quantum critical point (QCP) from AFM to the quantum paramagnetic state is expected near a cubic lattice parameter of 6.15 
of MnCoSi is only 140 K, quantum critical behavior is observed in MnCoSi as the enhancement of the electronic specific heat coefficient 
. We study how the magnetic SRO appears in MnCoSi by using neutron scattering, 
SR, and physical property measurements. The experimental results show that the neutron scattering intensity of the magnetic SRO does not change much regardless of the suppressed magnetic moment in the long-range magnetic ordered state compared to those of MnRhSi. The initial asymmetry drop ratio of SR above becomes small, and the magnetic SRO temperature 
is suppressed to 240 K. The results suggest that the MnCoSi is close to the QCP in the Mn system.
山下 拓哉; 本多 剛*; 溝上 暢人*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*; 佐藤 一憲; 溝上 伸也*
Nuclear Technology, 209(6), p.902 - 927, 2023/06
被引用回数：2 パーセンタイル：84.55(Nuclear Science & Technology)The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment, is difficult and limited. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, a comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). Herein, 1F Unit 3 was addressed as the subject to produce an estimated diagram of the fuel debris distribution from data obtained about the RPV and PCV based on the comprehensive evaluation of various measurement data and information obtained from the accident progression analysis, which were released to the public in November 2022.
山村 聡太*; 藤原 広太*; 本田 恒太*; 吉田 啓之; 堀口 直樹; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Physics of Fluids, 34(8), p.082110_1 - 082110_13, 2022/08
被引用回数：2 パーセンタイル：35.53(Mechanics)液-液系の衝突噴流における液体の広がりと微粒化は、浅い水槽への高温溶融物質の冷却挙動を理解する上で非常に重要であると考えられている。この現象は、液体噴流が非混和性液体で満たされたプールに入る時に発生し、噴流は床面に衝突した後、薄い液膜を形成しながら放射状に広がり、液滴が微粒化する。本論文では、3次元レーザー誘起蛍光法(3D-LIF)計測と3次元再構成により、ジェットが拡がる非定常3次元挙動を定量化した結果を説明する。高流速条件下では、液膜の広がりとともに跳水および微粒化現象が発生した。この液膜の広がりを評価するために、拡がりの代表値として跳水半径位置を求めて既存の気液系の理論との比較を行った結果、液液系は気液系よりも液膜の拡がりが抑制されることがわかった。さらに、液膜の跳水メカニズムにおいて重要な因子とされる液膜中の速度分布を粒子追跡速度計測法(PTV)により計測することに成功し、液膜中の速度境界層の存在を確認した。これらの結果から、液-液系では、界面でのせん断応力により流速が低下し、速度境界層の発達が抑制されることが明らかとなった。また、微粒化挙動を評価するため、取得した噴流の三次元形状データから、微粒化した液滴の数と直径分布を測定した。その結果、液滴の数は流速が大きくなるにつれて増加した。これらの結果から、我々は、微粒化挙動が液膜の拡がりに影響すると結論付けた。
小室 迪泰; 金沢 浩之; 石仙 順也; 清水 修; 本田 順一; 原田 克也; 音部 治幹; 中田 正美; 伊奈川 潤
JAEA-Technology 2021-042, 197 Pages, 2022/03
JAEA-Technology-2021-042.pdf:16.87MB
プルトニウム研究1棟は、プルトニウム取扱技術の確立とその基礎物性を研究することを目的として、昭和35年に建設され、溶液及び固体状プルトニウム化合物に関して放射化学的研究、物理化学的研究及び分析化学的研究を行ってきた。昭和39年には研究建家の増築を行い、プルトニウム・ウラン混合燃料の研究、プルトニウム系燃料の再処理の研究を開始するなど、我が国のプルトニウム関連研究において先進的な役割を果たしてきた。その後研究対象を超プルトニウム元素にまで拡大し、アクチノイドの基礎研究施設として機能してきた。施設は、グローブボックス(以下「GB」とする。)15台、フード4台を備える、地上2階の鉄筋コンクリート構造である。プルトニウム研究1棟は平成26年度の機構改革により廃止措置対象施設の一つとして決定された。これまでに管理区域内の汚染状況調査、GB内部の除染、設備解体手順の検討を計画的に実施しており、施設で使用した放射性同位元素や核燃料物質の他施設への搬出も完了している。施設の廃止措置は令和8年度の管理区域解除による完了を目指して進められている。本報告書ではプルトニウム研究1棟の廃止に向けた措置に関する計画とこれまでの実績をデータと共に報告する。
小田 治恵; 川間 大介*; 清水 浩之*; Benbow, S. J.*; 平野 史生; 高山 裕介; 高瀬 博康*; 三原 守弘; 本田 明
Journal of Advanced Concrete Technology, 19(10), p.1075 - 1087, 2021/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Construction & Building Technology)TRU廃棄物処分場では安全性や構造の安定性の確保、及び放射性物質の移行遅延などの観点からコンクリートの使用が考えられている。本研究では、コンクリートの劣化及びひび割れ発生をコントロールする化学-輸送-力学にまたがる非線形連成プロセスを対象とし、複数の計算プログラムを用いて連成解析を実施した。このような連成解析モデルを開発することにより、TRU廃棄物処分場における長期のコンクリート劣化及びひび割れの発生をコントロールする可能性のある重要な非線形プロセスと関係を見出していくことができる。
Fe and 
Pu deposited on Earth constrain the r-process yields of recent nearby supernovaeWallner, A.*; Froehlich, M. B.*; Hotchkis, M. A. C.*; 木下 哲一*; Paul, M.*; Martschini, M.*; Pavetich, S.*; Tims, S. G.*; Kivel, N.*; Schumann, D.*; et al.
Science, 372(6543), p.742 - 745, 2021/05
被引用回数：41 パーセンタイル：96.52(Multidisciplinary Sciences)鉄よりも重い元素の半分は、極短時間に無数の中性子を捕獲する過程(r過程)によって生成される。理論的研究によって、このr過程の物理的な条件や基礎課程は明らかになってきているが、その天体サイトと元素合成量に関してはいまだに議論の的で、超新星爆発や中性子星合体などが候補に挙がっている。我々のグループでは、太平洋で採取したマンガンクラスト試料から太陽系外起源の超微量のFe(半減期260万年)とPu(半減期8,060万年)を加速器質量分析で定量した。Feは主に巨大質量の星が爆発(超新星爆発)してその一生を終えるときに形成・放出される一方で、Puはr過程のみで生成される。Feの分析結果からは過去1,000万年の間に太陽系近傍で起こった2つの異なる重力崩壊型の超新星爆発によるFeの地球への流入があったことが明らかになった。Pu/Feの流入比は、どちらの重力崩壊型の超新星爆発でも同様の値であった。Puの分析結果から求めたPuの地球への流入量は、超新星爆発がr過程を支配していると仮定した理論予想値よりも低かった。つまり本研究結果は、超新星爆発がr過程を支配しているのではなく、中性子星合体など他の寄与があることを示唆している。
石仙 順也; 赤坂 伸吾*; 清水 修; 金沢 浩之; 本田 順一; 原田 克也; 岡本 久人
JAEA-Technology 2020-011, 70 Pages, 2020/10
JAEA-Technology-2020-011.pdf:3.37MB
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のウラン濃縮研究棟は、昭和47年に建設され、ウラン濃縮技術開発に関する研究等に用いられてきた。本施設では、平成元年度に発煙事象、平成9年度に火災事故が発生している。本施設は、平成10年度にウラン濃縮に関する研究は終了し、平成24年度に核燃料物質の搬出等を行い廃止措置に着手した。令和元年度、フード等の設備及び火災等による汚染が残存している管理区域の壁, 天井等の解体撤去を行い、管理区域内に汚染が残存していないことを確認して管理区域を解除し、廃止措置を完了した。解体撤去作業において発生した放射性廃棄物は、可燃性廃棄物が約1.7t、不燃性廃棄物が約69.5tである。今後は一般施設として、コールド実験等に利用される。
山下 拓哉; 佐藤 一憲; 本多 剛*; 野崎 謙一朗*; 鈴木 博之*; Pellegrini, M.*; 酒井 健*; 溝上 伸也*
Nuclear Technology, 206(10), p.1517 - 1537, 2020/10
被引用回数：13 パーセンタイル：85.11(Nuclear Science & Technology)The estimation and understanding of the state of fuel debris and fission products inside the plant is an essential step in the decommissioning of the TEPCO Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). However, the direct observation of the plant interior, which is under a high radiation environment. Therefore, in order to understand the plant interior conditions, the comprehensive analysis and evaluation is necessary, based on various measurement data from the plant, analysis of plant data during the accident progression phase and information obtained from computer simulations for this phase. These evaluations can be used to estimate the conditions of the interior of the reactor pressure vessel (RPV) and the primary containment vessel (PCV). Herein, 1F Unit 2 was addressed as the subject to produce an estimated map of the fuel debris distribution from data obtained about the RPV and PCV based on the comprehensive evaluation of various measurement data and information obtained from the accident progression analysis, which were released to the public in June 2018.
Benbow, S. J.*; 川間 大介*; 高瀬 博康*; 清水 浩之*; 小田 治恵; 平野 史生; 高山 裕介; 三原 守弘; 本田 明
Crystals (Internet), 10(9), p.767_1 - 767_33, 2020/09
被引用回数：2 パーセンタイル：25.83(Crystallography)コンクリート埋め戻し材を用いたTRU廃棄物地層処分におけるニアフィールド変遷評価に向けて開発した連成モデル解析システムの詳細を報告する。本連成モデル解析システムでは、個別ソフトウェアプログラム間におけるデータ交換規格の一つであるOpenMIを用いて、坑道スケールでの有限要素法応力解析モデルMACBECE、コンクリート中でのひび割れ発生についての精緻なモデリングを可能とする個別要素法モデルDEAFRAP、及び、可変グリッドによるスケール変化とひび割れ内地下水流動を考慮してコンクリートの化学変遷プロセスを解析することの可能な有限要素及び有限体積法モデルGARFIELD-CHEMを組合せることで、人工バリアシステムの化学-力学-水理連成モデルを作成する。このように既存の詳細な個別ソフトウェアをOpenMIを用いて連携させることで、1つのソフトウェア上に複数のプロセス群のすべて組み込む場合に避けられないモデルの単純化を必要としなくなる。
scattering length from 
photoproduction on the proton near the reaction threshold石川 貴嗣*; 藤村 寿子*; 深澤 宏司*; 橋本 亮*; He, Q.*; 本多 佑記*; 保坂 淳; 岩田 高広*; 甲斐田 俊*; 笠木 治郎太*; et al.
Physical Review C, 101(5), p.052201_1 - 052201_6, 2020/05
被引用回数：4 パーセンタイル：43.57(Physics, Nuclear)Photoproduction of the omega meson on the proton has been experimentally studied near the threshold. The total cross sections are determined at incident energies ranging from 1.09 to 1.15 GeV. The 1/2 and 3/2 spin-averaged scattering length 
and effective range 
between the CO meson and proton are estimated from the shape of the total cross section as a function of the incident photon energy: = (-0.97 
+ 
(0.07 
) fm and = (+2.78 
) + (-0.01 
) fm, resulting in a repulsive force. The real and imaginary parts for and are determined separately for the first time. A small 
-wave contribution does not affect the obtained values.
in nuclei through C
spectrum at 1.8 GeV/
in the J-PARC E05 experiment本多 良太郎*; 長谷川 勝一; 早川 修平; 細見 健二; 今井 憲一; 市川 裕大; 七村 拓野; 成木 恵; 佐甲 博之; 佐藤 進; et al.
JPS Conference Proceedings (Internet), 26, p.023014_1 - 023014_4, 2019/11
We measured the 
reaction spectra at 1.8 GeV/ for the graphite and the polyethylene targets in the J-PARC E05 pilot experiment. By comparing the spectra for these two targets, it was found that 
in the 
B nucleus is quite broadened. Furthermore, we also compared broadness of with 
obtained in the 
spectrum. seems to be much more broadened in nuclei than . We gave a possible interpretation, which is related to compositeness of decuplet baryons, for this situation.
高田 昌二; 本多 友貴*; 稲葉 良知; 関田 健司; 根本 隆弘; 栃尾 大輔; 石井 俊晃; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 沢 和弘*
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10
HTGRに接続する核熱利用システムの設計では、化学プラント会社の容易な参入を可能にするため、非原子炉級で設計されるが、熱利用システムで異常が発生した場合でも原子炉の運転を継続できることとしている。需要地近接立地で負荷追従運転を実現するため、原子炉入口および出口冷却材温度を一定に保ちながら一次系ガス圧力を変化させるインベントリ制御は原子炉出力を制御する方法の候補の1つとされている。HTTRを用いた非核加熱運転による熱負荷変動吸収試験結果をもとに、異なる一次系ガス圧力で原子炉入口温度をステップ状に変動させた。数値解析の結果、圧力の低下により変動吸収特性が劣化しないことが明らかになった。また、原子炉出力の80%でも、原子炉出口温度がスクラムレベルに達しないことも明らかにした。
本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 4(3), p.031013_1 - 031013_11, 2018/07
近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉の不確実さ伝搬評価の入力値となる影響因子の系統的な選定手順を提案するとともに本手法の適用性確認を目的とし試評価を実施した。試評価は、高温ガス炉の代表的な過渡事象である減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した場合を対象とし、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度を不確実さ因子に設定し核熱流動の観点から実施し、結果として、提案した手法により16の影響因子を選定した。今後は選定した影響因子を入力値とし不確実さ伝搬解析を実施予定である。
中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.
Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12
J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。
Li
reaction to search for 
H本多 良太郎*; 長谷川 勝一; 早川 修平; 細見 健二; 市川 裕大; 今井 憲一; 永宮 正治; 佐甲 博之; 佐藤 進; 杉村 仁志; et al.
Physical Review C, 96(1), p.014005_1 - 014005_23, 2017/07
被引用回数：14 パーセンタイル：72.95(Physics, Nuclear)We searched for the bound state of the neutron-rich 
-hypernucleus H, using the Li double charge-exchange reaction at a 
beam momentum of 1.2 GeV/ at J-PARC. A total of 
was driven onto a Li target of 3.5 g/cm
thickness. No event was observed below the bound threshold, i.e., the mass of 
H+
, in the missing-mass spectrum of the Li reaction in the 
angular range. Furthermore, no event was found up to 2.8 MeV/c above the bound threshold.
本多 友貴; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 大橋 弘史
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 9 Pages, 2017/07
近年、社会的ニーズである確率論的リスク評価実施に向けて、不確実さ評価の重要性が高まっている。本研究では、高温ガス炉で想定される減圧事故に制御棒挿入失敗が重畳した事象を対象とした不確実さ評価手法の確立を目指した検討を進めており、ソースターム評価に影響を及ぼす燃料温度評価の不確実さの定量化を目指している。本論文では、そのはじめとして、不確実評価の入力値となる重要因子選定手順を提案するとともに変動パラメータの系統的な導出及び当該変動パラメータが保有する不確実さ抽出の結果について報告する。
本多 友貴; 佐藤 博之; 大橋 弘史
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04
高温ガス炉の確率論的リスク評価(PRA)手法の確立に向けて、静的機器損傷時のソースターム評価手法の開発を進めている。本論文は、構築物及び静的機器が損傷する地震に起因する公衆被ばく上重要な事象として減圧事故を想定し、ソースターム評価上重要因子となる自然循環流量及び燃料最高温度に対する(1)損傷個所(一次系配管破損、スタンドパイプ破損)、(2)緩和機能喪失(炉心冷却機能喪失、反応度制御機能喪失)の重畳の影響について実用高温ガス炉GTHTR300を対象として評価した。結果として、緩和機能喪失の重畳によりさらなる事故進展がないことを定量的に示した。これにより、高温ガス炉の特徴である安全性を活かした設計により、軽水炉と比較して事故シーケンス及びソースターム評価の簡素化が可能であることを示した。
小野 正人; 藤原 佑輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 島崎 洋祐; 栃尾 大輔; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 飯垣 和彦; 高田 昌二
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 5 Pages, 2017/04
日本原子力研究開発機構は、HTTRを用いて高温ガス炉の核熱利用に向けて研究開発を実施している。高温ガス炉を用いた核熱利用システムは、化学プラント会社の参入の簡素化や建設費の観点から非原子力級を基本として設計している。そのため、原子炉の運転中に異常事象が発生して運転を継続できる必要がある。HTTRを用いた熱利用系異常模擬試験は、中間熱交換器の過渡温度挙動のデータを得るために温度に着目し非核熱で実施した。中間熱交換器は熱利用系とHTTRをつなげる重要な機器である。試験では、ヘリウム冷却材温度はガス循環機によって120
Cまで昇温され、熱移動に着目できる理想的な状況で実施された。試験は空気冷却器の流量を増加することによりヘリウムガスの温度を調節することで実施された。中間熱交換器の熱応答は調査され、伝熱管や伝熱促進板のような構成要素に対して、中間熱交換器の上部よりも下部の方が熱応答が遅いことが明らかとなった。この理由は、中間熱交換器の上部から下部に二次ヘリウムが流れるためと考えられえる。試験データは、安全評価コードのモデルを検証するために有益となるものである。
栃尾 大輔; 本多 友貴; 佐藤 博之; 関田 健司; 本間 史隆; 澤畑 洋明; 高田 昌二; 中川 繁昭
Journal of Nuclear Science and Technology, 54(1), p.13 - 21, 2017/01
被引用回数：1 パーセンタイル：10.50(Nuclear Science & Technology)原子力機構ではGTHTR300Cの設計研究を行っている。水素製造施設のような熱利用系において発生した異常による熱負荷の変動が発生した場合でも、原子炉システムは、安定かつ安全な運転、更に安定な電力供給を継続することが求められている。そのためには、熱負荷変動を原子炉システムで吸収でき、安定かつ安全な運転を継続できることを実証する必要がある。原子力機構では、原子炉及びIHXによる熱負荷変動吸収特性を明らかにするために、核熱を伴わない熱負荷変動吸収試験を計画・実施した。その結果、原子炉は予想より大きな吸収容量を有しており、IHXも熱利用系で発生した熱負荷変動を吸収できることを明らかにすることができた。このことから、原子炉及びIHXは、熱利用系で発生した熱負荷変動の有意な吸収容量を有していることを確認した。さらに、RELAP5/MOD3に基づいた安全評価コードは、熱負荷変動吸収挙動を保守的に評価できることを確認した。
本多 友貴; 深谷 裕司; 中川 繁昭; Baker, R. I.*; 佐藤 博之
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (CD-ROM), p.704 - 713, 2016/11
高温ガス炉は固有の安全性を保有しており、この安全性を実証するために高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて強制冷却喪失試験(LOFC試験)を実施している。原子炉出力9MWにおけるLOFC試験では、原子炉出力低下後に再臨界が確認された。これまで、強制冷却喪失事象を評価するため、RELAP5-3Dコードを用いて一点炉動特性解析手法の高度化を進めてきている。本研究では、高温ガス炉は原子炉出入口に大きな温度差があり、過渡時の温度変動領域が大きいことから、Xe-135反応度の温度依存性に着目し、Xe-135の吸収断面積の温度依存性について、原子炉出力9MWにおけるLOFC試験における再臨界への影響を評価した。その結果、このXe-135反応度の温度依存性の影響は非常に大きく、高温ガス炉の強制冷却喪失事象においてはこの温度依存性を適切に考慮することが重要であることを明らかにした。
