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論文

Neutron emission spectrum from gold excited with 16.6 MeV linearly polarized monoenergetic photons

桐原 陽一; 中島 宏; 佐波 俊哉*; 波戸 芳仁*; 糸賀 俊朗*; 宮本 修治*; 武元 亮頼*; 山口 将志*; 浅野 芳裕*

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(4), p.444 - 456, 2020/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

兵庫県立大学ニュースバル放射光施設ビームラインBL01において、$$16.6pm0.2$$MeVの単色直線偏光光子ビームを$$^{197}$$Auへ照射したときの中性子放出スペクトルを、飛行時間法により測定した。これより光核反応によって生成される2成分の中性子スペクトルを測定した。このうちの1つ成分(A)は、4MeVまでのエネルギーであり蒸発に類似したスペクトル形状を示した。もう一方の成分(B)は、4MeV以上のエネルギーでありバンプに類似したスペクトル形状を示した。中性子の放出強度において、成分(A)は角度依存は見られなかったが、成分(B)は偏光と検出器方向を成す角度$$Theta$$の関数として、$$a+bcos(2Theta)$$の関係を示すことがわかった。

報告書

金属基板スーパーミラーの特性評価

田村 格良; 加島 洋一; 曽山 和彦

JAEA-Research 2014-029, 12 Pages, 2015/03

JAEA-Research-2014-029.pdf:1.89MB

炉心近傍に設置された中性子導管は、ガラス基板に含まれるホウ素と中性子の(n,$$alpha$$)反応や、$$gamma$$線による励起や電離作用等によって長期間の照射の後に損傷を生じる。本研究では、耐放射線性を有する中性子導管を開発するために、中性子導管を構成する中性子ミラー基板に関してアルミニウムにニッケルを電着した基板を用いて耐放射線性スーパーミラーを試作し、その表面粗さ及び平坦度をZYGO干渉計, X線反射率計及び中性子反射率計を用いて特性評価を行った。その結果、基板の表面粗さ0.2-0.3nm(rms)、m=3スーパーミラーで中性子反射率が76%の非常に高い性能を有していることを確認した。

論文

Eddy current-adjusted plasma shape reconstruction by Cauchy condition surface method on QUEST

中村 一男*; Jiang, Y.*; Liu, X.*; 御手洗 修*; 栗原 研一; 川俣 陽一; 末岡 通治; 長谷川 真*; 徳永 和俊*; 図子 秀樹*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(6-8), p.1080 - 1084, 2011/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:61.89(Nuclear Science & Technology)

CCS (Cauchy Condition Surface) method is a numerical approach to reproduce plasma shape, which has good precision in conventional tokamak. In order to apply it in plasma shape reproduction of ST (Spherical Tokamak), the calculation precision of the CCS method in CPD ($$B$$$$_{rm t}$$ = 0.25 T, $$R$$ = 0.3 m, $$a$$ = 0.2 m) has been analyzed. The precision was confirmed also in ST and decided to be applied to QUEST ($$B$$$$_{rm t}$$ = 0.25 T, $$R$$ = 0.68 m, $$a$$ = 0.40 m). In present stage from the magnetic measurement, it is known that the eddy current effect is large in QUEST experiment, and there are no special magnetic measurements for eddy current now, so some proper model should be selected to evaluate the eddy current effect. The eddy current density by not only CS (Center Solenoid) coil but also plasma current is calculated using EDDYCAL (JAEA), the eddy currents are taken as unknown variables and solved together with plasma shape reconstruction. The result shows that the CCS method with eddy current adjustment achieves stable, accurate reconstruction of plasma shape in application to QUEST.

論文

平成22年度技術士第一次試験「原子力・放射線部門」専門科目の解説(下); 放射線分野

高嶋 秀樹; 高崎 浩司; 清水 武彦; 栗原 良一

原子力eye, 57(5), p.72 - 76, 2011/05

2010年10月11日(月)に「原子力・放射線部門」の技術士第一次試験が実施された。技術士第一次試験は、例年通り、基礎,適性,共通,専門の4科目から構成され、すべて択一式問題であった。本誌では、これら4科目のうちから専門科目35問について、3月号と4月号,5月号の3号に分けて設問と解答の解説を掲載する。本5月号では、出題された35問のうち放射線分野の14問について設問と解答の解説を行う。

論文

Measurement of angular dependent neutron production from thick target bombarded with 140-MeV protons

岩元 洋介; 佐藤 大樹; 萩原 雅之*; 岩瀬 宏*; 桐原 陽一*; 八島 浩*; 中根 佳弘; 中島 宏; 中村 尚司*; 民井 淳*; et al.

Nuclear Technology, 168(2), p.340 - 344, 2009/11

 被引用回数:4 パーセンタイル:65.85(Nuclear Science & Technology)

陽子・重イオン線によるがん治療施設や加速器によるホウ素中性子捕捉療法施設の中性子遮蔽詳細設計では、粒子・重イオン輸送計算コードPHITSをはじめ各種のモンテカルロ輸送計算コードがよく用いられている。これら設計計算コードを高い信頼度で使用するためには、これらの計算コードの精度検証が必要である。そこで、実験データが少ない0度及び90度方向、並びに実験施設の制約から実験データが全くない180度方向の厚いターゲットからの中性子生成の角度・エネルギー分布のデータを、大阪大学核物理研究センターRCNPのサイクロトロンに設置された飛行時間法のコースで測定を行った。入射陽子のエネルギーは140MeVであり、ターゲットは炭素,アルミニウム,鉄及び鉛である。PHITSコード単独及び評価済核データとの併用時の計算結果は、0度及び90度の実験結果に対して鉛ターゲットを除いてよく一致した。

論文

Conceptual design of experimental equipment for large-diameter NTD-Si

八木 理公; 渡邊 雅範; 大山 光樹; 山本 和喜; 米田 政夫; 加島 洋一; 山下 清信

Applied Radiation and Isotopes, 67(7-8), p.1225 - 1229, 2009/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:45.41(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

Neutron Transmutation Doping Silicon (NTD-Si) is expected to save effectively the consumption energy when an Insulation Gate Bipolar Transistor (IGBT) with NTD-Si is applied to electrical inverter of hybrid car. Therefore, development of neutron irradiation technology for the large-diameter silicon up to 12 inches diameter will contribute greatly to increasing production of NTD-Si and cost reduction. In our development project, an irradiation-experimental equipment is designed by using the Monte Carlo neutron transportation calculation code (MCNP5) in order to improve the neutron flux distribution of the radial direction on 12 inches NTD-Si. As the results of the calculations, the neutron absorption reaction ratio of the circumference to the center was within 1.09 by use of the thermal neutron filter which covers the surface of the silicon ingot. The flatting effect of neutron flux distribution for the 12 inches diameter silicon will be confirmed experimentally by using the equipment, which will be installed in the Japan Research Reactor No.4 (JRR-4) in 2009.

論文

Measurement of thick target neutron yields at 0$$^{circ}$$ bombarded with 140, 250 and 350 MeV protons

岩元 洋介; 谷口 真吾*; 中尾 徳晶*; 糸賀 俊朗*; 八島 浩*; 中村 尚司*; 佐藤 大樹; 中根 佳弘; 中島 宏; 桐原 陽一*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 593(3), p.298 - 306, 2008/08

 被引用回数:10 パーセンタイル:38.9(Instruments & Instrumentation)

陽子がフルストップする厚さのグラファイト,アルミニウム,鉄及び鉛に140, 250及び350MeVの陽子が入射したときに0度方向に放出される中性子のエネルギースペクトルを大阪大学核物理研究センターRCNPの中性子TOF室で測定を行った。中性子エネルギーは飛行時間法により導出し、10MeVから陽子入射エネルギーまでのスペクトルデータを得た。実験結果との比較のために、評価済み核データJENDL-HEとLA150,核内カスケードモデルISOBAR,LAHETを用いたモンテカルロ計算コードPHITS, MCNPXでシミュレーション計算を行った。250, 350MeV陽子入射のグラファイトターゲットの場合を除いて、すべての計算結果は実験データを全体的によく再現することがわかった。

報告書

JRR-4における12インチNTD-Si照射実験装置に関する概念設計(受託研究)

八木 理公; 渡邊 雅範; 大山 光樹; 米田 政夫; 山本 和喜; 加島 洋一

JAEA-Technology 2008-015, 91 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-015.pdf:22.92MB

最大12インチ径までの大口径シリコンの中性子照射技術を開発のため、中性子輸送計算モンテカルロ計算コードMCNP5を用いて12インチ径のNTD-Siの径方向の中性子束分布を改善する照射条件を解析的に見いだすことにより照射実験装置を設計し、JRR-4で照射実験を行う。これによって、照射装置の設計手法の妥当性を確証する。12インチNTD-Si照射実験装置は、炉心タンク外壁脇に設置し、中性子束の増大を目的とした反射体カバー内で直径12インチ,高さ60cmのシリコンを回転させることにより周方向に均一照射することとし、熱中性子フィルタを周囲に覆ったシリコンを回転させながら上下移動させるスルー法に関する均一照射条件を検討した。検討の結果、厚さ2mmの天然ボロン濃度1.5%含有アルミニウムを用いた熱中性子フィルタをシリコンに覆い、シリコン上下移動範囲を炉心中心-42$$sim$$+22cmにした場合、ダミー領域の上下10cmを除いて$$^{30}$$Si中性子吸収反応率の偏差が-3.2%$$sim$$5.3%、シリコン中心に対する外周の$$^{30}$$Si中性子吸収反応率の比(O/C比)が1.09となり、本実験装置における12インチNTD-Siの最適な均一照射条件を導くことができた。

論文

Measurement of the spin and magnetic moment of $$^{23}$$Al

小澤 顕*; 松多 健策*; 長友 傑*; 三原 基嗣*; 山田 一成*; 山口 貴之*; 大坪 隆*; 百田 佐多夫*; 泉川 卓司*; 炭竃 聡之*; et al.

Physical Review C, 74(2), p.021301_1 - 021301_4, 2006/08

 被引用回数:38 パーセンタイル:10.7(Physics, Nuclear)

理化学研究所のリングサイクロトロンで、陽子過剰核$$^{23}$$Alの${it g}$因子を初めて測定した。実験的に測定された${it g}$因子の絶対値は、1.557$$pm$$0.088と決められた。この原子核は、鏡像核$$^{23}$$Neのエネルギー準位から見ると、基底状態は1/2$$^{+}$$もしくは5/2$$^{+}$$と考えられる。決められた${it g}$因子と殻模型計算による${it g}$因子との比較から1/2$$^{+}$$は明らかに否定されるため、基底状態のスピンは5/2$$^{+}$$と与えられた。これまで、$$^{23}$$Alは陽子ハロー構造のため、1/2$$^{+}$$状態が基底状態になる可能性が議論されてきたが、この実験により少なくとも基底状態にハロー構造が存在しないことがはっきりした。また、$$^{23}$$Neの磁気モーメントの実験値から、$$^{23}$$Alの基底状態におけるアイソスカラー固有スピンの期待値が求められるが、その値は$$^9$$Cのように異常な値を示さず、正常であることがわかった。

論文

Magnetic sensor dependence of CCS method to reproduce ST plasma shape

Wang, F.*; 中村 一男*; 御手洗 修*; 栗原 研一; 川俣 陽一; 末岡 通治; 佐藤 浩之助*; 図子 秀樹*; 花田 和明*; 坂本 瑞樹*; et al.

九州大学応用力学研究所RIAMフォーラム2006講演要旨, p.138 - 141, 2006/06

JT-60で開発されたプラズマ最外殻磁気面の再構築法であるコーシー条件面(CCS)法は、真空場の解析解を基本とし、電磁気センサー信号を用いて極めて高い精度でプラズマの形状を同定でき、JT-60Uの実時間制御において既に使用されているという実績を持っている。本発表は、このCCS法を九州大学で計画されている球状トカマク装置(ST)のプラズマに対して利用することを想定して行っている導入開発の成果報告である。高精度再構築に必要な電磁気センサーの配置種類を検討した結果、それらの適切な選択でCCS法と正解のプラズマ形状とは図では確認できないほどの高い精度で一致することがわかった。

報告書

JRR-4低濃縮ウランシリサイド燃料炉心の特性試験

平根 伸彦; 石黒 裕大; 永冨 英記; 横尾 健司; 堀口 洋徳; 根本 工; 山本 和喜; 八木 理公; 新井 信義; 渡辺 終吉; et al.

JAEA-Technology 2006-028, 115 Pages, 2006/03

JAEA-Technology-2006-028.pdf:7.96MB

JRR-4は、高濃縮ウラン板状燃料を用いた軽水減速・冷却スイミングプール型の研究用原子炉として、1965年から1996年まで運転した。その後、燃料の低濃縮ウランシリサイド化に伴う改造工事を1996年から1998年までの2年間かけて行い、改造後には各種特性試験を実施した。その結果、過剰反応度,原子炉停止余裕及び最大反応度付加率等が、原子炉設置許可申請書の核的制限値を満足していること等から、低濃縮ウランシリサイド化を適切に実施したことを確認した。さらに、運転に必要な核的特性,熱流動特性及び運転制御特性等のデータを取得した。本報告書はこれらの特性試験の結果及び特性試験以降に実施した試験の結果について報告する。なお、JRR-4の低濃縮ウランシリサイド燃料炉心による初臨界は1998年7月14日に達成し、1998年10月6日より施設共用運転を実施している。

報告書

NSRRにおけるICRP Publication 60を採り入れた事故時の線量評価,平成15年

加島 洋一; 滝 光成; 菊地 正光; 笹島 栄夫; 中村 武彦

JAERI-Tech 2003-088, 100 Pages, 2003/12

JAERI-Tech-2003-088.pdf:5.55MB

現在NSRRでは、発電炉で照射した燃料を、発電炉の温度及び圧力条件の下で、パルス照射実験を行うこと等を計画し、準備を進めている。本報告書は、準備の一環として実施した事故時の周辺公衆の線量評価(安全設計評価及び立地評価)へのICRP Publication 60を採り入れた評価結果について述べたものである。評価の結果、線量評価に関する安全性及び立地評価の適否を判断する基準を十分満足することを確認した。

論文

High power transient characteristics and capability of NSRR

中村 武彦; 片西 昌司; 加島 洋一; 谷内 茂康; 吉永 真希夫; 寺門 義文

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(3), p.264 - 272, 2002/03

 被引用回数:7 パーセンタイル:53.15(Nuclear Science & Technology)

原研NSRRでは制御系を改造し、異常過渡時の燃料挙動を調べるための高出力過渡運転(台形パルス運転)を実現した。この運転により、数ミリ秒間で最高出力23GWに達する単一パルス運転に加え、最高出力10MWの高出力運転を数秒間程度続ける運転が可能となった。この運転のために開発した1点動特性モデルによるシミュレータを用いた計算と運転試験により、台形パルス運転でのNSRRの特性を評価した。本報では、台形パルス運転でのNSRRの能力,運転限界,制御棒価値やフィードバック反応度等の特性について議論する。また、この台形パルス運転によりBWRの出力振動を模擬した運転が可能となった。

論文

海水ウラン捕集のコスト評価と実用化に向けての技術課題

須郷 高信; 玉田 正男; 瀬口 忠男; 清水 隆夫*; 魚谷 正樹*; 鹿島 遼一*

日本原子力学会誌, 43(10), p.1010 - 1016, 2001/10

 被引用回数:12 パーセンタイル:32.76(Nuclear Science & Technology)

高分子不織布を放射線で加工して作製した重金属捕集材(アミドキシム基捕集材)を利用して海水からウランを捕集する場合の経済性を検討し、そのコスト低減化を図るための技術的課題を抽出した。捕集材の合成、実海域に係留する捕集システム、捕集材からのウランの溶離と精製にいたる各プロセスについて、コスト試算を行った。捕集システムについては、3種類の方式を取り上げ比較した。ここで検討した条件では、海水から捕集するウランのコストは鉱山から採掘する場合の8$$sim$$10倍と試算された。捕集コストの80%を越える部分を捕集システムが占め、その主な要因は捕集材を保持する金属篭の重量にあることが明らかになった。この重量を1/4にするとコストは半減できる。また、捕集材の性能はコスト低減に直結するため、捕集材を改良してさらに捕集効率を向上させることも重要な研究課題である。

報告書

NSRRウラン水素化ジルコニウム燃料実験における発熱量の解析及び実験用カプセル最大負荷の評価

更田 豊志; 石島 清見; 丹澤 貞光; 中村 武彦; 笹島 栄夫; 加島 洋一; 豊川 俊次; 小林 晋昇

JAERI-Research 95-005, 53 Pages, 1995/01

JAERI-Research-95-005.pdf:1.96MB

現在NSRRでは、TRIGA炉用燃料として世界的に使用されている、ウラン水素化ジルコニウム燃料のパルス照射実験を計画している。本報告書は、ウラン水素化ジルコニウム燃料の特性についてまとめるとともに、NSRRにおけるパルス照射時の発熱量及び燃料温度の解析結果、実験用カプセル設計に必要となる燃料破損時の衝撃圧力及び水撃力の予測最大値の評価結果を示したものである。NSRRにおいて燃料溶融に至る範囲までの実験が可能であることを示すとともに、被覆管の低温破裂、放出水素の膨張仕事及び燃料/冷却材相互作用などを考慮した検討を行い、衝撃圧力及び水撃力の予測最大値を定めた。NSRR実験によって得られる知見は、TRIGA炉の性能向上に大きく寄与するとともに、安全評価のデータベースを拡充し、次世代型TRIGA炉の開発・安全評価に大きく資するものと期待される。

論文

Effect of Grain Size of AgNO$$_{3}$$ Loaded in Porous Material on Adsorption of CH$$_{3}$$I

Takeshita, Kenji*; 高島 洋一*; 松本 史朗*; 伊波 慎一

Journal of Nuclear Science and Technology, 32(9), p.941 - 943, 1995/00

産業創造研究所では、放射性ヨウ素除去のために多孔質のスチレンジビニルベンゼン共重体に硝酸銀を添着した疎水性吸着材を委託研究により開発してきた。これまでの研究成果の一部として多孔質担体中の硝酸銀の分散状態よヨウ化メチル吸着性能の関係が検討され、硝酸銀の高分散化によってヨウ化メチルの吸着容量、吸着速度が著しく増加することが確認された。本報告では、硝酸銀の高分散添着法と高分散化による破過特性の改善を述べる。

報告書

JMTR・BOCA装置による燃料の出力急昇試験

内田 正明; 中村 仁一; 市川 逵生; 加島 洋一; 瀬崎 勝二; 石井 忠彦; 岩井 孝

JAERI-M 88-202, 53 Pages, 1988/10

JAERI-M-88-202.pdf:1.75MB

JMTR出力急昇試験設備(BOCA/OSF-1)を用いて、国産試験燃料ピンの出力急昇試験を実施した。BWR8$$times$$8型及びPWR17$$times$$17型を模擬した燃料ピンを、OWL-2ループで5-8MWd/kg-Uまで低出力照射した後、計7本(B型5本、P型2本)をBOCA/OSF-1に移し、初期出力約30kW/mから最高出力48-56kW/mまで、出力急昇させた。このうち3本については、最高出力到達後、最高300回の出力サイクルを加えた。この結果、どの燃料ピンにも、破損あるいは欠陥を生じなかった。

論文

ADSORPTION BEHAVIOR OF I-IONS ON MINERALS FOR GEOLOGIC DISPOSAL OF 129I WASTES

吉川 英樹; 池田 泰久*; 高島 洋一*; 関 季紀*

MRS '94, 134, , 

129Iを含有する廃棄物の地層処分を考慮し、地下水環境下でのヨウ素の化学種であるI-イオンを吸着しそうな天然鉱物について、その吸着能について研究し、吸着機構について考案を行った。本件はMaterlal Research Society(平成6年10月京都にて開催)で発表のロングアブストラクトである。

口頭

JRR-4反射体要素の発熱評価

八木 理公; 加島 洋一; 永冨 英記; 渡辺 終吉

no journal, , 

JRR-4反射体要素の設計にあたり構造材の発熱密度を正確に把握するため、発熱密度についてモンテカルロ輸送計算コードMCNP5を用いて計算したが、計算精度を確認する必要があることから、計算値と$$gamma$$線吸収線量の測定値及び他コードとの比較を行った。比較の結果、発熱密度の計算値は精度よく評価できていることを確認した。

口頭

CCS法の適用による球状トカマクプラズマ形状再構築

Wang, F.*; 中村 一男*; 御手洗 修*; 栗原 研一; 川俣 陽一; 末岡 通治; 佐藤 浩之助*; 図子 秀樹*; 花田 和明*; 坂本 瑞樹*; et al.

no journal, , 

JT-60で開発されたプラズマ最外殻磁気面の同定法であるコーシー条件面(CCS)法は、穴のあいた特異性のある真空場の厳密解を基本とし、電磁気センサー信号を用いて精度よくプラズマの形状を同定できる。このCCS法を九州大学で計画されている球状トカマク装置(ST)のプラズマ平衡実時間制御へ適用し高精度に再構築することを確認した。そこでさらに、再構築精度の電流分布の変化の依存性について検討を行った。本発表は、この検討結果の報告である。

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