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論文

Marking actinides for separation: Resonance-enhanced multiphoton charge transfer in actinide complexes

松田 晶平; 横山 啓一; 矢板 毅; 小林 徹; 金田 結依; Simonnet, M.; 関口 哲弘; 本田 充紀; 下条 晃司郎; 土井 玲祐; et al.

Science Advances (Internet), 8(20), p.eabn1991_1 - eabn1991_11, 2022/05

fブロック元素は化学的性質が類似している。一方、それらの電子スペクトルではf電子準位間の光学遷移が明瞭に異なる。このf-f遷移波長での共鳴励起によって元素の酸化状態を制御することができれば、化学的な分離が難しいfブロック元素の精密分離技術が生まれる可能性がある。これまでに3つのランタノイド元素で共鳴多光子還元が観測されているが、アクチノイドでの共鳴多光子反応は報告例はなかった。本研究では硝酸水溶液においてアクチノイドの一つである三価アメリシウムの共鳴多光子電荷移動による光酸化を観測した。また、硝酸錯体が一次過程に寄与することが示唆された。

論文

A Sensitive method for Sr-90 analysis by accelerator mass spectrometry

笹 公和*; 本多 真紀; 細谷 青児*; 高橋 努*; 高野 健太*; 落合 悠太*; 坂口 綾*; 栗田 沙緒里*; 佐藤 志彦; 末木 啓介*

Journal of Nuclear Science and Technology, 58(1), p.72 - 79, 2021/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:39.17(Nuclear Science & Technology)

Strontium-90 ($$^{90}$$Sr) is one of the most important fission products due to the potential health risks of its uptake and retention in the human body. Conventional analysis techniques involve beta-counting, which requires ingrowth of $$^{90}$$Y over a period of two weeks or more. Accelerator mass spectrometry (AMS) has the potential to shorten the analysis time while offering a lower limit of detection than beta-counting. Here, Sr in samples was recovered as SrF$$_{2}$$ to provide sufficient negative ions in the caesium-sputtering ion source. In the sample preparation step, 95-98% of Sr was recovered and 99-100% of Zr removed by ion-exchange separation. Sr recovery was $$sim$$30% in the precipitation process, and this can be improved. The recovered $$^{90}$$Sr was mixed with PbF$$_{2}$$ at an SrF$$_{2}$$:PbF$$_{2}$$ weight ratio of 4:1. A maximum 500 nA beam current of Sr$$_{3}$$ ions was obtained from SrF$$_{2}$$ samples. A five-anode gas ionization detector was used to avoid isobaric interference from $$^{90}$$Zr. The $$^{90}$$Sr/Sr atomic ratio background of $$sim$$6 $$times$$ 10$$^{-13}$$ (equivalent to $$sim$$3 mBq $$^{90}$$Sr) was comparable with that achieved at other AMS facilities. Good linearity $$^{90}$$Sr/Sr atomic ratios was obtained from 1.75 $$times$$ 10$$^{-10}$$ to 3.38 $$times$$ 10$$^{-9}$$. Suitable techniques for sample preparation and measurement were thus achieved for $$^{90}$$Sr analysis by AMS.

論文

The Surface composition of asteroid 162173 Ryugu from Hayabusa2 near-infrared spectroscopy

北里 宏平*; Milliken, R. E.*; 岩田 隆浩*; 安部 正真*; 大竹 真紀子*; 松浦 周二*; 荒井 武彦*; 仲内 悠祐*; 中村 智樹*; 松岡 萌*; et al.

Science, 364(6437), p.272 - 275, 2019/04

 被引用回数:140 パーセンタイル:99.81(Multidisciplinary Sciences)

小惑星探査機はやぶさ2のターゲット天体であるリュウグウは、始原的な炭素質物質で構成されていると考えられている。はやぶさ2に搭載された近赤外分光計(NIRS3)によって、天体の表面組成を得た。天体全体の観測で、弱く細い吸収が2.72ミクロンに確認され、OHを含む鉱物の存在を示している。弱いOH吸収と低いアルベドは熱やショックによって変質を受けた炭素質コンドライトに似ている。OHバンドの位置はほとんど一定であり、衝撃片の集合によって形成されたリュウグウは組成的に均質であることを示している。

論文

福島原発周辺土壌中の$$^{36}$$Clの深度・蓄積量分布

太田 祐貴*; 末木 啓介*; 笹 公和*; 高橋 努*; 松中 哲也*; 松村 万寿美*; 戸崎 裕貴*; 本多 真紀*; 細谷 青児*; 高野 健太*; et al.

JAEA-Conf 2018-002, p.99 - 102, 2019/02

福島第一原子力発電所事故により放出された放射性核種に長寿命の$$^{36}$$Cl(半減期: 30.1万年)がある。$$^{36}$$Clは放射性廃棄物の処理の際に土壌中における高い移動能と相まって重要な核種である。しかし、土壌中では無機塩素(Clinorg)が有機塩素(Clorg)に変換・保持されることで、その移動の機構は不明である。本研究では、汚染地域の無機$$^{36}$$Clの深度分布を得ることで$$^{36}$$Clの動態を検討し、事故による$$^{36}$$Cl汚染の程度を検討した。また、5cm表土に含まれる$$^{36}$$Clについても検討した。2017年における深度分布では、$$^{36}$$Cl濃度は表層で最も高くなり、深度とともに緩やかに減少した。一方で、$$^{36}$$Cl/Clはほぼ一定(平均値: 3.24$$pm$$0.55 ($$times$$10$$^{-12}$$))の値を示した。事故前の$$^{36}$$Cl/Clと比べると$$^{36}$$Cl/Clの増加を示し、事故由来の$$^{36}$$Clは土壌3.6g/cm$$^{2}$$(=5cm深)より深く移動していることが分かった。

論文

X線吸収を用いた原子炉圧力容器鋼溶接熱影響部の微細構造分析

岩田 景子; 高見澤 悠; 河 侑成; 岡本 芳浩; 下山 巖; 本田 充紀; 塙 悟史; 西山 裕孝

Photon Factory Activity Report 2017, 2 Pages, 2018/00

原子炉圧力容器内表面のステンレスオーバーレイクラッド直下に生じる溶接熱影響部(HAZ)は熱履歴により結晶粒径や析出物分布の異なる組織が複雑に分布し、母材とは機械的特性が異なることが知られている。本研究では、HAZ組織の特徴を調べるため炭化物分布に着目し、形成元素の一つであるMoの周辺微細構造について分析を行った。HAZ組織の狭い領域毎の構造情報を取得するため、キャピラリレンズを使用した広域X線吸収微細構造(EXAFS)により$$mu$$mオーダーの領域測定を実施した。EXAFS結果からHAZ内で生成が確認されている炭化物種の一つであるMo$$_{2}$$Cは粒径の小さい領域に比較的多く分布することが示唆された。

論文

Benchmark study on realized random packing model for coated fuel particles of HTTR using MCNP6

Ho, H. Q.; 守田 圭介*; 本多 友貴; 藤本 望*; 高田 昌二

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 8 Pages, 2017/04

The Coated Fuel Particle plays an important role in the excellent safety feature of the High Temperature Gas-cooled Reactor. However, the random distribution of CFPs also makes the simulation of HTGR fuel become more complicated. The Monte Carlo N-particle (MCNP) code is one of the most well-known codes for validation of nuclear systems; unfortunately, it does not provide an appropriate function to model a statistical geometry explicitly. In order to deal with the stochastic media, a utility program for the random model, namely Realized Random Packing (RRP), has been developed particularly for High Temperature engineering Test Reactor (HTTR). This utility program creates a number of random points in an annular geometry. Then, these random points will be used as the center coordinate of CFPs in the MCNP6 input file and therefore the actual random arrangement of CFPs can be simulated explicitly. First, a pin-cell calculation was carried out to validate the RRP by comparing with Statistical Geometry (STG) model of MVP code. After that, the comparison between the RRP model (MCNP) and STG model (MVP) was shown in whole core criticality calculation, not only for the annular core but also for the fully-loaded core. The comparison of numerical results showed that the RRP model and STG model differed insignificantly in the multiplication factor as expected, regardless of the pin-cell or whole core calculations. In addition, the RRP model did not make the calculation time increase a lot in comparison with the conventional regular model (uniform arrangement).

論文

Effects of the radial electric field on the confinement of fast ions in ITER

谷 啓二*; 本多 充; 及川 聡洋*; 篠原 孝司; 草間 義紀; 杉江 達夫

Nuclear Fusion, 55(5), p.053010_1 - 053010_15, 2015/05

AA2014-0355.pdf:2.0MB

 被引用回数:2 パーセンタイル:11.3(Physics, Fluids & Plasmas)

ITERの典型的な運転シナリオにおいて、テスト・ブランケット・モジュール(TBM)およびトロイダル磁場リップルの誤差磁場中でのアルファ粒子およびNBI生成高速イオンの損失に及ぼす径電場効果について、軌道追跡モンテカルロコードと1次元輸送コードを繰り返して用いる手法を適用して評価した。高速イオンに対する径電場効果は、運転シナリオと誤差磁場に強く依存する。径電場は、ITERの比較的高い安全係数分布の9MA運転シナリオ中においてTBM由来誤差磁場に対して重要である。トロイダル磁場リップル中ではいずれの運転シナリオでも径電場効果は小さい。径電場は高速イオンのトロイダル・プリセッション角を変化させ、誤差磁場との共鳴条件を変化させる。このことがITERのTBM誤差磁場中で高速イオンに対する径電場効果の原因と考えられる。

論文

An Investigation of thermal-hydraulics behavior of MONJU reactor upper plenum under 40%-rated steady state

本多 慶; 大平 博昭; 森 健郎

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2014/12

2008年から2012年にかけてIAEA/Monju-CRPにて「もんじゅ」炉上部プレナムの3次元熱流動解析が行われたが、どの参加国も解析と実機の熱電対プラグの温度が合わなかった。そのため、本研究では、入口条件を見直し、再解析を行った。その結果、解析と実機の熱電対プラグの温度が良い一致を見た。集合体出口の上部に整流管と温度計が取り付けられているが、その温度計位置における温度の解析結果と入口境界条件として与えた温度が一致した。また、解析と実機の温度計位置における温度を比較すると比較的一致しており、集合体出口上部に取り付けられた温度計の温度が、集合体出口の温度とみなせることが示された。これらの結果より、入口条件が妥当であることが示された。

論文

Plant dynamics evaluation of a MONJU ex-vessel fuel storage system during a station blackout

森 健郎; 素都 益武; 本多 慶; 鈴木 悟志*; 大平 博昭

Journal of Energy and Power Engineering, 7(9), p.1644 - 1655, 2013/09

高速増殖炉「もんじゅ」には、おもに貯蔵槽と冷却系から成る炉外燃料貯蔵設備を有している。独立した3ループであり、最終ヒートシンクは大気である。通常は、貯蔵槽は自然循環、冷却系は電磁ポンプによる2ループの強制循環で運転しており、崩壊熱が大きい場合には送風機を運転して崩壊熱を大気に放出する。全交流電源が喪失した場合は、冷却系の電磁ポンプ及び送風機が停止する。本研究では、全交流電源喪失が発生した場合の使用済燃料及び設備の健全性の評価を実施した。熱交換器及び空気冷却器の設置高さのずれとナトリウムの密度差によって、自然循環が発生することを確認した。自然循環冷却のループ数が2ループの場合であっても、貯蔵槽内のナトリウムの温度は約450$$^{circ}$$Cまでの上昇に留まり、使用済燃料及び設備の健全性は維持されることを評価した。本評価により、全交流電源喪失時の崩壊熱除去に必要なループ数及びナトリウムの温度挙動を明らかにした。

論文

Numerical simulations of upper plenum thermal-hydraulics of Monju reactor vessel using high resolution mesh models

大平 博昭; 本多 慶; 素都 益武

Journal of Energy and Power Engineering, 7(4), p.679 - 688, 2013/04

In order to evaluate the upper plenum thermal-hydraulics of the Monju reactor vessel, we have performed detail calculations under the 40% rated power operational condition using high resolution mesh models by a commercial FVM code, FrontFlow/Red. In this study, we applied a high resolution meshes around the flow holes (FHs) on the inner barrel. We mainly made clear that the thermal-hydraulics did not change largely since the flow rates through the FHs were small enough to the total coolant flow rate but were affected largely in case without FHs on the honeycomb structure.

論文

Numerical simulations of upper plenum thermal-hydraulics of Monju reactor vessel using high resolution mesh models

大平 博昭; 本多 慶; 素都 益武

Proceedings of 14th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-14) (CD-ROM), 12 Pages, 2011/09

「もんじゅ」原子炉容器上部プレナムの熱流動特性を評価するため、40%定格出力条件において詳細モデルを用いてFrontFlow/Redコードによる解析を実施した。本研究では特に内筒フローホール周りのメッシュ分割を詳細化して解析を実施したところ、前回のフローホール周りの比較的粗いメッシュによる結果と比較して、フローホールを通過する流量は大きく違わなかった。これは本条件では全冷却材流量に比べてフローホール流量が小さいことによる。一方、UCS領域に設けられているハニカム構造(HS)のフローホールが存在しないと仮定した解析では、上部プレナムの熱流動特性が試験結果と大きく異なるため、HSのフローホールにおける圧損係数はプレナム熱流動に比較的影響を与えることがわかった。

論文

Thermal-hydraulic analysis of MONJU upper plenum under 40% rated power operational condition

本多 慶; 大平 博昭; 素都 益武; 吉川 信治

Proceedings of 8th International Topical Meeting on Nuclear Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-8) (CD-ROM), 12 Pages, 2010/10

本研究では、FrontFlow/Redを用いて「もんじゅ」上部プレナムの詳細熱流動解析を行った。今回のモデルでは、極めて微細なメッシュ分割を行い、フローガイドチューブ,燃料取扱機構などを忠実に模擬した。また、対流項には1次風上差分、拡散項には2次中心差分を適用、乱流モデルにはRNG $$k$$-$$varepsilon$$モデルを適用した。解析の結果、UIS以外の上部プレナムに設置されている構造は温度,速度にあまり影響を与えないこと、今回の結果とUCS領域をポーラスモデルで解析した結果の特徴は類似した傾向を持つこと、そして集合体出口温度とUCS領域において測定される温度の差は比較的小さいことが示された。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Metamagnetic behavior in heavy-fermion compound YbIr$$_2$$Zn$$_{20}$$

竹内 徹也*; 安井 慎一*; 戸田 雅敏*; 松下 昌輝*; 吉内 伸吾*; 大家 政洋*; 片山 敬亮*; 広瀬 雄介*; 吉谷 尚久*; 本多 史憲*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 79(6), p.064609_1 - 064609_15, 2010/06

 被引用回数:39 パーセンタイル:84.44(Physics, Multidisciplinary)

Metamagnetic behavior of the heavy-fermion compound YbIr$$_2$$Zn$$_{20}$$ was studied by magnetization, de Haas-van Alphen effect, magnetoresistance, specific heat, thermal expansion and magnetostriction. Metamagnetic behavior was observed for all the physical properties at low temperatures. It is remarkable that the Fermi surfaces observed in the dHvA effect unchanges across the metamagnetic transition.

論文

Low-temperature magnetic orderings and Fermi surface properties of LaCd$$_{11}$$, CeCd$$_{11}$$, and PrCd$$_{11}$$ with a caged crystal structure

吉内 伸吾*; 竹内 徹也*; 大家 政洋*; 片山 敬亮*; 松下 昌輝*; 吉谷 尚久*; 西村 尚人*; 太田 尚志*; 立岩 尚之; 山本 悦嗣; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 79(4), p.044601_1 - 044601_11, 2010/04

 被引用回数:11 パーセンタイル:60.09(Physics, Multidisciplinary)

We succeeded in growing single crystals of cage-structure compounds RCd$$_{11}$$ (R: La, Ce, and Pr) and precisely studied their low-temperature magnetic and electronic properties. We found antiferromagnetic ordering at 0.44 and 0.39 K in CeCd$$_{11}$$ and PrCd$$_{11}$$, respectively, and clarified the magnetic phase diagrams of the compounds. From the dHvA experiment, we detected small dHvA branches ranging from 7$$times$$10$$^5$$ to 2$$times$$10$$^7$$ Oe, which correspond to small Fermi surfaces. This is mainly due to a small Brillouin zone based on a large unit cell. Moreover, the dHvA frequencies and cyclotron masses are approximately the same among RCd$$_{11}$$, revealing a localized character of 4f electrons in CeCd$$_{11}$$ and PrCd$$_{11}$$.

論文

Heavy fermion state in YbIr$$_2$$Zn$$_{20}$$

吉内 伸吾*; 戸田 雅敏*; 松下 昌輝*; 安井 慎一*; 広瀬 雄介*; 大家 政洋*; 片山 敬亮*; 本多 史憲*; 杉山 清寛*; 萩原 政幸*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 78(12), p.123711_1 - 123711_4, 2009/12

 被引用回数:37 パーセンタイル:83.56(Physics, Multidisciplinary)

High-field magnetization and de Haas-van Alphen effect were measured on a heavy fermion compound YbIr$$_2$$Zn$$_{20}$$. Large cyclotron masses ranging from 4 to 27 $$m_0$$ were detected in the dHvA experiment, and are found to be reduced at magnetic fields higher than 120 kOe. From the present experimental results together with the 4f-itinerant band calculations, the 4f electrons are considered to form heavy fermion state.

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。

報告書

地層処分技術に関する知識基盤の構築; 平成18年度報告

梅田 浩司; 大井 貴夫; 大澤 英昭; 大山 卓也; 小田 治恵; 亀井 玄人; 久慈 雅栄*; 黒澤 英樹; 小林 保之; 佐々木 康雄; et al.

JAEA-Review 2007-050, 82 Pages, 2007/12

JAEA-Review-2007-050.pdf:28.56MB

本報告書は、2006年度(平成18年度)の地層処分技術に関する各々のプロジェクトにおける研究開発の現状とトピック報告を示した年度報告書である。

論文

不規則流体温度ゆらぎによる熱疲労損傷簡易評価指針

岡島 智史*; 本田 圭*; 酒井 信介*; 泉 聡志*; 大石 邦央*; 笠原 直人

日本機械学会M&M2007材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.262 - 263, 2007/10

温度の異なる流体が合流する配管部位において、不規則流体温度ゆらぎによる高サイクル熱疲労損傷の発生が知られており、設計段階での対策が要求される。笠原らは本現象に対して、パワースペクトル密度(PSD)に基づく損傷評価手法を提案している。しかし本手法は、熱応力PSDより疲労損傷量評価を行う段階において、応力時刻暦のシミュレーション等の複雑な手順を含むため、設計現場での実用には困難を伴う。本研究では、熱応力PSDからの疲労損傷評価手順を簡略化した、現場で実用可能な熱疲労損傷簡易評価指針の提案を行う。

論文

Direct damage evaluation method for thermal fatigue based on power spectrum density functions

酒井 信介*; 本田 圭*; 岡島 智史*; 泉 聡志*; 笠原 直人

Proceedings of 2007 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference/8th International Conference on Creep and Fatigue at Elevated Temperatures (PVP 2007/CREEP-8) (CD-ROM), 7 Pages, 2007/07

原子力プラントの高低温流体の合流部では、サーマルストライピング現象による疲労損傷に対する健全性の評価が求められる。笠原らは、本現象によって配管壁面に発生する、熱応力のパワースペクトル密度(PSD)を評価する手法を提案している。評価された応力PSDから、応力変動のシミュレーションとレインフロー法による応力振幅の計数を行うことで、疲労損傷量の評価が可能である。しかしこの手順は、設計時にパラメータスタディを行うためには計算負荷が大きく、より簡便な評価手法が求められている。そこで、応力PSDの統計的特徴量から疲労損傷量を簡易評価する手法として有望な、損傷量近似値及び上下限値を評価可能なLCC法を取り上げ、本現象への適用性を調査し、それに基づき本現象に適した簡易評価手法を開発した。

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