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報告書

JMTR及び関連施設を活用した研修(2021年度、2022年度)

中野 寛子; 藤波 希有子; 山浦 高幸; 川上 淳; 花川 裕規

JAEA-Review 2023-036, 33 Pages, 2024/03

JAEA-Review-2023-036.pdf:2.47MB

材料試験炉部では、発電用原子炉の導入を検討しているアジア諸国をはじめとした海外の原子力人材育成及び将来の照射利用拡大、並びに国内の原子力人材の育成及び確保を目的とし、国内外の若手研究者・技術者を対象に、JMTR等の研究基盤施設を活用した実践型の実務研修を実施している。本研修は、国立研究開発法人科学技術振興機構の国際青少年サイエンス交流事業「さくらサイエンスプラン」に採択され、2021年度は新型コロナウイルスの感染拡大防止の観点から、オンラインでの開催とした。アジア地域の6か国から53名の若手研究者・技術者が参加した。また、2022年度は海外から日本国への入国規制が緩和されたことにより、アジア地域の4か国から7名の若手研究者・技術者が参加し、オンサイト研修を実施した。開催した研修の共通したカリキュラムとして、原子力エネルギー、照射試験、原子炉の管理、JMTRの廃止措置計画等に関する講義を行った。2021年度におけるオンラインでの研修では各国のエネルギー事情に関する情報交換を実施し、2022年度におけるオンサイト研修ではシミュレータを用いた運転、環境モニタリング等の実習やJMTR等の施設見学を行った。本報告書は、2021年度及び2022年度に実施した研修についてまとめたものである。

論文

Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

論文

Quasifree neutron knockout reaction reveals a small $$s$$-Orbital component in the Borromean nucleus $$^{17}$$B

Yang, Z. H.*; 久保田 悠樹*; Corsi, A.*; 吉田 数貴; Sun, X.-X.*; Li, J. G.*; 木村 真明*; Michel, N.*; 緒方 一介*; Yuan, C. X.*; et al.

Physical Review Letters, 126(8), p.082501_1 - 082501_8, 2021/02

AA2020-0819.pdf:1.29MB

 被引用回数:43 パーセンタイル:96.7(Physics, Multidisciplinary)

ボロミアン核であり中性子ハロー構造が期待される$$^{17}$$Bに対する($$p$$,$$pn$$)反応実験を行った。断面積の運動量分布を分析することで、$$1s_{1/2}$$$$0d_{5/2}$$軌道の分光学的因子を決定した。驚くべきことに、$$1s_{1/2}$$の分光学的因子は9(2)%と小さいことが明らかになった。この結果は、連続状態を含むdeformed relativistic Hartree-Bogoliubov理論によってよく説明された。本研究の結果によると、現在知られているハロー構造を持つとされる原子核の中で$$^{17}$$Bは$$s$$および$$p$$軌道の成分が最も小さく、$$s$$または$$p$$軌道成分が支配的であることが必ずしもハロー構造の前提条件ではない可能性を示唆している。

論文

Enhancement of element production by incomplete fusion reaction with weakly bound deuteron

Wang, H.*; 大津 秀暁*; 千賀 信幸*; 川瀬 頌一郎*; 武内 聡*; 炭竃 聡之*; 小山 俊平*; 櫻井 博儀*; 渡辺 幸信*; 中山 梓介; et al.

Communications Physics (Internet), 2(1), p.78_1 - 78_6, 2019/07

 被引用回数:8 パーセンタイル:56.2(Physics, Multidisciplinary)

陽子(あるいは中性子)過剰核の効率的な生成経路を探索することは、原子核反応研究の主な動機のひとつである。本研究では、$$^{107}$$Pdに対する核子当たり50MeVの陽子および重陽子入射による残留核生成断面積を逆運動学法によって測定した。その結果、重陽子入射ではAgやPd同位体の生成断面積が大きくなることを実験的に示した。また、理論計算による解析から、この生成断面積の増大は重陽子の不完全融合反応に起因することを示した。これらの結果は、陽子過剰核の生成において重陽子のような弱束縛核の利用が有効であることを示すものである。

論文

Softening of magnetic excitations leading to pressure-induced quantum phase transition in gapped spin system KCuCl$$_{3}$$

後藤 健治*; 長壁 豊隆; 加倉井 和久; 上床 美也*; 大沢 明*; 川上 潤*; 田中 秀数*

Journal of the Physical Society of Japan, 76(5), p.053704_1 - 053704_4, 2007/05

 被引用回数:12 パーセンタイル:57.87(Physics, Multidisciplinary)

スピンギャップ系KCuCl$$_{3}$$における圧力下の磁気励起の中性子非弾性散乱実験を行った。4.7kbarの静水圧下における磁気励起のソフト化が明瞭に観測された。その分散関係の解析により圧力下でダイマー内の相互作用が減少し、ほぼすべてのダイマー間の相互作用が増加することを明らかにした。

口頭

Utilization of JRR-3 and JRR-3 users office

内海 渉; 松江 秀明; 川上 淳; 加倉井 和久

no journal, , 

1990年の大規模改造以降、JRR-3は出力20MWで年間7サイクル(175日)の運転が行われ、さまざまな中性子ビーム実験や照射研究に用いられている。中性子ビーム実験に関しては、原子力機構保有装置19台,大学保有装置14台が稼働しており、結晶やタンパク質の構造決定・ダイナミクス研究,ラジオグラフィ,残留応力測定,即発$$gamma$$線分析などが行われている。2010年度は、600件以上の課題が採択され、利用者は2万人日である。JRR-3ユーザーズオフィスは2010年4月に開設され、利用者支援に関するさまざまな業務を行っている。

口頭

Utilization of JRR-3 and JRR-3 users office

脇本 秀一; 原山 清香; 加倉井 和久; 川上 淳; 松林 政仁; 松江 秀明; 高橋 広幸; 内海 渉

no journal, , 

JRR-3 (Japan Research Reactor-3), located at the Tokai site of JAEA (only 800 m away from MLF/J-PARC), is a light-water moderated and cooled pool type reactor, with a heavy-water tank reflector section for neutron beam irradiation and extraction. In this presentation we review utilization of JRR-3 including various neutron beam experiments and neutron irradiation (production of silicon semiconductors and radioisotopes, tests of fuels and materials, etc.), and activity of JRR-3 Users Office launched in April 2010.

口頭

JRR-3の新利用申請システム; Research Information NaviGator (RING)

脇本 秀一; 遠藤 仁; 安田 良; 川上 淳

no journal, , 

原子力機構のサーバーにおけるファイアーウォールの規定が変わり、これまでのファイルメーカーを使用した利用申請システムが使用できなくなる。これを機に、原子力機構ではワーキンググループを立ち上げ、新しい利用申請システムの構築を行い、平成25年度JRR-3施設供用課題募集から新システムを利用している。本発表では新システムの概要と特徴について報告して、ユーザーに広く認知して頂くとともに、利用上の注意点などについても報告する。

口頭

模擬燃料集合体加熱試験における材料分析を用いた評価手法の確立,1; 非移行型プラズマ加熱を用いた模擬燃料集合体加熱試験の概要

阿部 雄太; 中桐 俊男; 山下 拓哉; 野呂 純二*; 松島 朋裕*; 川上 智彦*

no journal, , 

原子力機構では、BWRのシビアアクシデント(SA)事故時に制御ブレード及び燃料ロッドが溶融落下した際に生ずる炉心物質の崩壊・溶融・移行挙動を調査するため、模擬燃料集合体のプラズマ加熱試験を実施している。本報では、模擬燃料加熱試験(CMMR-0)で得られた軸方向温度分布、X線CT撮像並びに材料分析を用いた評価手法を報告する。

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