Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
草野 完也*; 一本 潔*; 石井 守*; 三好 由純*; 余田 成男*; 秋吉 英治*; 浅井 歩*; 海老原 祐輔*; 藤原 均*; 後藤 忠徳*; et al.
Earth, Planets and Space (Internet), 73(1), p.159_1 - 159_29, 2021/12
被引用回数：6 パーセンタイル：51.19(Geosciences, Multidisciplinary)PSTEPとは、2015年4月から2020年3月まで日本国内の太陽・地球惑星圏に携わる研究者が協力して実施した科研費新学術領域研究である。この研究枠組みから500以上の査読付き論文が発表され、様々なセミナーやサマースクールが実施された。本論文では、その成果をまとめて報告する。
斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 遠藤 慎也; 桜庭 直敏; 宮井 博充; 川合 將義*; Dai, Y.*
Journal of Nuclear Materials, 450(1-3), p.27 - 31, 2014/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料など核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムではPSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCAとAlloy800Hの曲げ疲労試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が120-350
C、はじき出し損傷量が7.0-19.3dpaであった。JPCA鋼の曲げ疲労試験の結果、STIP-I試料と同様、照射前後で疲労寿命はほとんど変化はなく、疲労寿命の照射量依存性も見られなかった。試験後の破面観察の結果、粒界破面は見られなかった。この約19dpa照射されたJPCA鋼には約1600appmのHeが生成し、それらの多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。一方、Alloy800Hの破面には一部に粒界破面が観察された。
住谷 秀一; 渡辺 均; 宮河 直人; 中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 井上 和美; 吉井 秀樹; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; et al.
JAEA-Review 2013-041, 115 Pages, 2014/01
JAEA-Review-2013-041.pdf:19.01MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた「再処理施設保安規定」、「核燃料物質使用施設保安規定」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成24年4月1日から平成25年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
岡島 智史; 川崎 信史*; 深堀 拓也*; 菊地 浩一*; 笠原 直人
第49回高温強度シンポジウム講演論文集, p.85 - 89, 2011/11
高速炉原子炉容器設計高度化のため、316FR鋼の繰返し硬化を考慮した構成モデルに基づく非弾性解析により、ラチェットひずみを評価する方策が考えられている。高速炉容器は高温環境下で長時間使用することから、高温保持中に軟化が生じ、繰返し硬化が緩和・回復する可能性は否定できない。したがって、高速炉容器の実用環境における繰返し硬化回復現象についての限界調査が望まれる。本研究では、単軸丸棒試験片による繰返し硬化挙動試験を実施し、高温保持による繰返し硬化回復現象の限界を調査した。この結果、高温保持を含む繰返し負荷によって生じた繰返し硬化は、長時間保持によっても明瞭な回復が見られないとの知見を得た。
and Au+Au collisions at 
= 200 GeVAdare, A.*; Afanasiev, S.*; Aidala, C.*; Ajitanand, N. N.*; 秋葉 康之*; Al-Bataineh, H.*; Alexander, J.*; 青木 和也*; Aphecetche, L.*; Aramaki, Y.*; et al.
Physical Review C, 83(4), p.044912_1 - 044912_16, 2011/04
被引用回数：8 パーセンタイル：49.7(Physics, Nuclear)重いフレーバーのメソンの崩壊からの電子の測定は、このメソンの収量が金金衝突では陽子陽子に比べて抑制されていることを示している。われわれはこの研究をさらに進めて二つの粒子の相関、つまり重いフレーバーメソンの崩壊からの電子と、もう一つの重いフレーバーメソンあるいはジェットの破片からの荷電ハドロン、の相関を調べた。この測定は重いクォークとクォークグルオン物質の相互作用についてのより詳しい情報を与えるものである。われわれは特に金金衝突では陽子陽子に比べて反対側のジェットの形と収量が変化していることを見いだした。
川崎 信史; 伊達 新吾*; 菊地 浩一*; 磯部 展宏*; 笠原 直人
日本機械学会M&M2009材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.535 - 536, 2009/07
ラチェットひずみが316FR鋼のクリープ疲労強度に与える影響をラチェットクリープ疲労試験により検討した。試験は試験温度600C,ひずみ範囲0.5%及び0.7%,保持時間1時間の条件で、累積非弾性ひずみ量を0
5%に変化させ実施した。その結果、累積非弾性ひずみがクリープ疲労寿命に与える影響は小さく、設計評価上無視しうることがわかった。試験中、最大平均応力の上昇は観察されなかった。そのため累積非弾性ひずみがクリープ疲労寿命に与える影響は、疲労寿命に対する影響より小さくなったものと考えられる。
岡島 智史; 伊達 新吾*; 川崎 信史; 菊地 浩一*; 磯部 展宏*; 笠原 直人
日本機械学会M&M2009材料力学カンファレンス講演論文集(CD-ROM), p.537 - 538, 2009/07
ラチェットひずみが316FR鋼の疲労強度に与える影響を、ラチェット疲労試験により検討した。試験は試験温度600C及び500C未満、ひずみ範囲0.5%及び0.7%の条件で、累積非弾性ひずみ量を05%に変化させ実施した。その結果、疲労強度の低下は修正Goodman線図の考え方を利用することで、蓄積した最大平均応力から予測可能であることが明らかになった。以上の関係と、累積非弾性ひずみ量に対する平均応力の蓄積傾向より、累積非弾性ひずみ量が2%以下であれば、疲労寿命に与える影響は小さく、設計評価上無視しうることがわかった。
武石 稔; 宮河 直人; 中野 政尚; 水谷 朋子; 河野 恭彦; 檜山 佳典*; 藤井 純*; 菊地 政昭*; 佐川 文明*; 大谷 和義*
JAEA-Review 2007-041, 130 Pages, 2007/12
JAEA-Review-2007-041.pdf:25.46MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定,核燃料物質使用施設保安規定,放射線障害予防規程,放射線保安規則及び茨城県などとの原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県条例に基づき、平成18年4月1日から平成19年3月31日までに実施した日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した低レベル放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出した放射性物質は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。
武石 稔; 宮河 直人; 植頭 康裕; 中野 政尚; 小嵐 淳; 水谷 朋子; 河野 恭彦; 檜山 佳典*; 藤井 理行*; 菊地 政昭*; et al.
JAEA-Review 2006-024, 133 Pages, 2006/09
JAEA-Review-2006-024.pdf:6.69MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定,核燃料物質使用施設保安規定,放射線保安規則,放射線障害予防規程及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県条例に基づき、平成17年4月1日から平成18年3月31日までに実施した原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から放出した低レベル放射性排水の放出管理結果をとりまとめたものである。再処理施設,プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。
那須 昭一*; 永田 晋二*; 吉井 樹一郎*; 高廣 克己*; 菊地 直人*; 草野 英二*; Moto, Shintaro*; 山口 貞衛*; 大橋 憲太郎*; 野田 健治; et al.
粉体および粉末冶金, 52(6), p.427 - 429, 2005/06
酸化リチウムは核融合炉のトリチウム増殖材料の候補材料である。表面をアルミニウム,シリコン又はチタンの保護膜で覆った酸化リチウム単結晶とその上につけたタングステン膜との化学的両立性をラザホード後方散乱法より調べた。保護膜のない酸化リチウムでは573Kで1分及び623-673Kで1分の加熱でタングステンとの化学反応が見られた。一方、保護膜をつけた酸化リチウムでは、すべての試料について、573Kにおける1分の加熱で少量のタングステンが保護膜や酸化リチウム中へ拡散することが見られたが、その後の623Kから723Kの加熱において顕著な拡散は見られなかった。このことから、アルミニウム,シリコン又はチタン保護膜は酸化リチウムをタングステンとの反応から保護するために有用であると考えられる。
生澤 佳久; 菊池 圭一; 小澤 隆之; 前田 誠一郎; 中島 弘*; 小池 直人
no journal, ,
高速実験炉「常陽」において、Am含有MOX燃料の熱的性能の確認のため、Am含有MOX燃料の高線出力試験(B14照射試験)を実施した。本報告ではB14照射試験結果に基づき、Am含有MOX燃料の熱的性能の確認,燃料挙動解析コードの検証及び熱設計について検討した。
川崎 信史; 加藤 章一; 山内 雅文*; 永江 勇二; 菊地 浩一*; 笠原 直人
no journal, ,
中間保持クリープ評価法を提案するとともに、単軸中間保持クリープ疲労試験を実施し、その妥当性を検討した。保持位置をパラメータとした同一保持時間条件のクリープ疲労結果は、保持位置が低くなるほど破損サイクル数が長くなっており、保持位置の応力をベースとしたクリープ損傷評価を実施することにより、クリープ疲労破損サイクルは適切に評価可能である。本試験では、環境の影響は、疲労寿命にのみ観察され、保持に与える影響はなかった。低応力保持条件の中間保持クリープ疲労寿命予測には、クライテリアの不確定性から若干の予測精度の低下が見受けられる。この予測精度の低下は、低応力状態においても仮想的な定常応力の存在を想定することにより、設計上考慮することが可能である。
斎藤 滋; 濱口 大; 遠藤 慎也; 桜庭 直敏; 宮井 博充; 菊地 賢司*; 川合 將義*; Yong, D.*
no journal, ,
核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP; SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムは1996年に始まり、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCA鋼の曲げ疲労試験の結果を報告する。曲げ疲労試験の結果、JPCA鋼は照射後も曲げ疲労寿命に大きな変化は見られなかった。照射量依存性も見られなかった。試験後の破面観察の結果、粒界破面や割れなどは見られなかった。このJPCA鋼には約1600 appmのHeが生成し、表面からの反跳分を除いた多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に破面観察において粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。
斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 遠藤 慎也; 宇佐美 浩二; 桜庭 直敏; 宮井 博充; 小野 勝人; 松井 寛樹; 川合 將義*; et al.
no journal, ,
ADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP)が進行中である。STIPではPSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCA鋼について、引張り試験、曲げ疲労試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が100-430C、はじき出し損傷量が7.0-19.5dpaであった。引張り試験の結果、19dpa照射後も延性を保ち、破面も延性破面であることがわかった。曲げ疲労試験の結果、照射前後で疲労寿命の変化はほとんどなく、疲労寿命の照射量依存性も見られなかった。試験後の破面にも粒界破面は見られなかった。この約19dpa照射されたJPCA鋼には約1600appmのHeが生成し、それらの多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。
