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論文

Measuring the velocity of fragments produced by high-repetition-rate nanosecond laser pulses; A Technique to visualize the fragments for laser decontamination

小菅 淳; 安東 航太*; 山本 恵輔*; 中嶋 隆*

Optics & Laser Technology, 201, p.115269_1 - 115269_6, 2026/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Optics)

During laser decontamination of metal surfaces an in-situ technique to probe the dynamics of fragments far from the target is highly desired to efficiently collect them. Along this line we develop an optical technique to measure the velocity of fragments produced by high-repetition-rate nanosecond laser ablation of a metal target. By performing the laser scattering measurements at the oblique angle for the fragments at about 20-120 mm height above the stainless steel target (SUS304) during laser ablation with different pulse durations (15-200 ns) at the repetition rate of 200 kHz, we find that the fragments are classified into two velocity groups. The velocity of fast fragments is in the range of 0.1-0.7 m/s, depending on the height and pulse duration, while that for the cloud-like slow fragments is always about 0.05-0.1 m/s at any height for any pulse duration. Our results elucidate the long-term dynamics of ablated fragments during laser decontamination with a high-repetition-rate laser system.

論文

Probabilistic fracture mechanics benchmarking study of PASCAL-SP code with xLPR code regarding primary water stress corrosion cracking

真野 晃宏; 山口 義仁; 勝山 仁哉

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 222, p.105792_1 - 105792_11, 2026/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Engineering, Multidisciplinary)

PASCAL-SPは、日本原子力研究開発機構(JAEA)が開発したPFM解析コードであり、加圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉の両方の環境における応力腐食割れや疲労等の経年劣化を考慮して配管の破損確率を評価できる。PASCAL-SPの解析結果の信頼性を高めるために、米国NRCがEPRIと共同で開発したPFM解析コードxLPRを用いたベンチマーク解析を実施した。この解析は、共通の解析条件に基づく決定論的解析と確率論的解析から構成される。ベンチマーク解析の結果、決定論的解析と確率論的解析の両方でPASCAL-SPとxLPRがほぼ同じ結果を出力することが確認された。本論文では、使用した解析条件の詳細と、解析結果の比較を示す。

論文

Analysis of fracture conditions of Cr-coated Zr alloy claddings under LOCA conditions calculated using FEMAXI fuel performance code

Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 田崎 雄大; 勝山 仁哉

Annals of Nuclear Energy, 230, p.112114_1 - 112114_14, 2026/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:94.63(Nuclear Science & Technology)

Fracture behavior of chromium (Cr) coated cladding under loss of coolant accident (LOCA) conditions was investigated utilizing the FEMAXI fuel performance code. Cr coating degradation models were introduced to FEMAXI to calculate oxygen diffusion behavior within the cladding tube. The FEMAXI code reasonably simulated the observed evolution of cladding metallic and oxide layers under the simulated LOCA conditions, accounting for factors such as wall thinning due to cladding high temperature creep, Cr layer thinning by Cr$$_{2}$$O$$_{3}$$ formation and Cr/Zr interdiffusion, weight increase by oxygen absorption, associated oxide growth, and increased oxygen concentration in $$beta$$-Zr phase. According to sensitivity analyses of the cladding oxygen concentration, where the effects of wall thickness change and eutectic reactions were taken into account, the fracture condition of the Cr-coated cladding samples can be reasonably modelled by the fracture criteria based on the remaining $$beta$$-Zr thickness with an oxygen concentration of $$leqq$$ 0.9 wt%.

論文

Development of phenomenological degradation models for Cr-Coated Zr alloy cladding under high-temperature oxidation conditions

谷口 良徳; Luu, V. N.; 田崎 雄大; 宇田川 豊; 勝山 仁哉

Annals of Nuclear Energy, 231, p.112177_1 - 112177_16, 2026/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

Advanced technology fuels (ATF) with improved oxidation resistance are under development to enhance the safety of light water reactors. Cr-coated Zr alloy cladding, a promising near-term ATF, exhibits excellent oxidation resistance below the Cr-Zr eutectic temperature. However, its gradual loss of protective effect over time, even without mechanical damage, indicates the need to understand its degradation mechanisms. This article presents a phenomenological model describing degradation due to high-temperature oxidation, focusing on Zr ingress into the Cr coating and the formation of oxygen pathways that accelerate oxygen uptake into the Zr matrix. The model was validated against experimental data at 1200$$^{circ}$$C and 1300$$^{circ}$$C, reproducing key trends such as oxide growth, weight gain, and oxygen concentration profiles. Applying the same parameters to a different PVD-coated cladding test gave reasonable agreement at 1200$$^{circ}$$C, while discrepancies at 1300$$^{circ}$$C suggest Cr-Zr eutectic reactions from local temperature variations, highlighting the model's sensitivity near the eutectic point.

論文

Potential and solution conductivity inside stainless steel crevices in a very dilute bulk solution

相馬 康孝; 小松 篤史; 五十嵐 誉廣

Corrosion Science, 265, p.113182_1 - 113182_13, 2026/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

This study investigates the ion enrichment behavior inside stainless steel crevices in a very dilute solution (water containing 10~ppb Cl$$^{-}$$), under conditions where no localized corrosion occurred. In~situ measurements of the crevice potential ($$E_{mathrm{crev}}$$) and solution conductivity ($$sigma_{mathrm{crev}}$$) were performed and analyzed using a finite element model. In crevices with sufficiently large depth-to-gap ratios ($$d/g$$), an initial decrease in $$E_{mathrm{crev}}$$ increased the potential difference between the crevice interior and the external surface ($$Delta E$$), thereby promoting an increase in $$sigma_{mathrm{crev}}$$ due to chloride accumulation. At later stages, $$E_{mathrm{crev}}$$ increased owing to a decrease in pH and a reduction in the IR drop, causing $$sigma_{mathrm{crev}}$$ to peak and subsequently decrease. Larger $$d/g$$ ratios resulted in lower $$E_{mathrm{crev}}$$ and higher $$sigma_{mathrm{crev}}$$. For the largest $$d/g$$ condition investigated ($$d = 20$$~mm, $$g = 5~mu$$m), $$Delta E$$ and $$sigma_{mathrm{crev}}$$ reached 0.218~V and 195.3~$$mu$$S$$cdot$$cm$$^{-1}$$, respectively, after $$10^{6}$$~s, corresponding to an estimated chloride enrichment factor exceeding $$10^{3}$$. These results indicate that a driving force for chloride enrichment can be sustained for long durations even in passive crevices.

論文

No detectable impact of ALPS-treated water discharge on tritium levels in terrestrial waters of the upper Ota River catchment, Fukushima, Japan

佐久間 一幸; 吉村 和也

Journal of Environmental Radioactivity, 297, p.108055_1 - 108055_4, 2026/06

トリチウム($$^{3}$$H)は、福島第一原子力発電所(FDNPP)から放出されるALPS処理水中に残留する主要な放射性核種であり、その環境への潜在的な影響は大きな注目を集めている。陸域への影響を評価するため、福島県内の太田川上流域において、降水、地下水、河川水中の$$^{3}$$H濃度をモニタリングした。2023年8月の海洋放出開始前後に、月次で試料を採取した。時系列比較の結果、放出開始後、いずれの環境水においても$$^{3}$$H濃度の顕著な上昇は認められなかった。非パラメトリック統計解析により、地下水および河川水において有意な差がないことが確認された。観測された変動は、日本の降水における自然のバックグラウンドレベルおよび既知の季節的パターンと一致していた。これらの結果は、ALPS処理水の放出が、調査地域の陸域水に対して検出可能な影響を与えていないことを示している。

論文

大深度立坑掘削における坑壁の崩落対策工の検証; 幌延深地層研究センターにおける事例

名合 牧人*; 津坂 仁和*; 青柳 和平; 菅原 健太郎*; 児玉 淳一*

Journal of MMIJ, 142, p.46 - 57, 2026/06

本研究では、立坑掘削時における安全性および支保システムの健全性を確保し、ひび割れを防止することを目的として、岩盤の崩落が支保部材に与える影響を検討した。幌延深地層研究センターの換気立坑が深度250mを超えた際に、顕著な岩盤の崩落が発生し、崩落箇所の直上に位置する覆工コンクリートにクラックが確認された。そこで、崩落による覆工コンクリート内の応力分布の変化を推定するため、立坑の三次元数値解析を実施した。解析結果から、崩落の進展に伴い、覆工コンクリート内の鉛直引張応力が増加することが示された。さらに、解析結果と現地観測結果を統合するとともに、追加的な崩落を防止するための複数の支保パターンを検討し、最適な支保パターンを選定するためのフローチャートを作成した。その結果、顕著な覆工の損傷や過度な崩落を伴うことなく、深度500mまでの立坑掘削を完了させることができた。本研究で構築したフローチャートは、今後の立坑掘削において、最適な支保パターンの選定に寄与するものと期待される。

論文

Bayesian approach to model temperature dependence of Charpy absorbed energy and uncertainty evaluation of ductile-to-brittle transition temperature for reactor pressure vessel steel

高見澤 悠; 西山 裕孝

Journal of Pressure Vessel Technology, 148(3), p.031501_1 - 031502_12, 2026/06

 被引用回数:0

原子炉圧力容器(RPV)鋼の中性子照射脆化は、プラント運転中の監視試験試験(シャルピー衝撃試験)で得られる延性‐脆性遷移温度(DBTT)を用いて評価されてきた。RPVの構造健全性評価の信頼性を確保するためには、監視試験に内包される不確かさを考慮した十分な安全余裕を考慮する必要がある。本研究では、日本と米国で製造された約1,900の未照射および照射済み材料のデータセットを用いて、シャルピー吸収エネルギー変動の温度依存性を評価するモデルを開発した。次に、モンテカルロサンプリングとベイズ推定を用いてシャルピー試験データの確率分布を推定し、41Jエネルギーレベル($$T$$$$_{rm 41J}$$)におけるシャルピー延性‐脆性遷移温度の確率分布を評価した。試験片数と$$T$$$$_{rm 41J}$$の不確かさの関係を詳細に評価した結果、日本製鋼材と米国製鋼材の$$T$$$$_{rm 41J}$$の不確かさはほぼ同等であり、中性子照射によっても変化がない(材料の不均質性に明確な変化がない)ことがわかった。一方、製造方法に関しては、母材と溶接金属の$$T$$$$_{rm 41J}$$の不確かさはほぼ同等であったが、熱影響部(HAZ)の不確かさが大きいことが示された。

論文

Mechanistic elucidation of platinum group metal separation by aluminum hexacyanoferrate in nitric acid systems

中瀬 正彦*; 中沢 亮太*; 三島 理愛

Next Chemical Engineering (Internet), 2, p.100051_1 - 100051_14, 2026/06

The separation of Platinum Group Metals (PGMs) is critical across various fields, including industrial metal recovery and nuclear waste management. This study rigorously examines the separation mechanisms of PGMs using Aluminum Hexacyanoferrate (AlHCF) by employing some analytical techniques. The mechanism involves not only simple adsorption but also the dissolution of AlHCF, leading to PGM ion precipitation and elution of components, as well as adsorption onto the AlHCF surface. We conducted X-ray diffraction (XRD), scanning electron microscopy (SEM), Energy Dispersive X-ray Spectroscopy (EDS), X-ray absorption fine structure (XAFS), and pair distribution function (PDF) to thoroughly investigate the structural and chemical changes in AlHCF and FeHCF before and after PGM adsorption. Our findings reveal that Pd$$^{2+}$$ ions replace Fe$$^{2+}$$ in AlHCF, preserving the ferrocyanide framework and the adsorption of Ru and Rh. In contrast, Ru and Rh adsorption results in broadened XRD pattern without initial AlHCF structure, suggesting the formation of amorphous precipitates through complexation with dissolved ions. By detailing these mechanisms, this study highlights the efficacy of AlHCF as a PGM separation agent and offers valuable insights for the improvement of useful metal recovery processes.

報告書

HASWS貯蔵廃棄物の取出しに向けた水中ROV等の操作性向上に係るデータの取得

爲田 惟斗; 佐野 恭平; 高野 祐吾*; 山本 昌彦; 中崎 和寿; 秋山 和樹

JAEA-Technology 2026-004, 27 Pages, 2026/05

JAEA-Technology-2026-004.pdf:3.18MB

東海再処理施設の高放射性固体廃棄物貯蔵庫(HASWS)では、再処理工程から発生した高放射性固体廃棄物を貯蔵しており、HASWSを構成する設備のうち、湿式セル(ハル貯蔵庫)では使用済燃料をせん断・溶解して残った燃料被覆管(ハル)・燃料端未部(エンドピース)等を収納したハル缶、使用済みのフィルタ類・汚染機器類を貯蔵している。HASWSに貯蔵している廃棄物の取出しに向け、英国の廃止措置において使用実績がある水中ROVと、海洋分野において海底に沈んだ物品の浮上げや運搬に用いられる水中リフタを活用することを検討しており、2022年度及び2023年度にモックアップ試験を実施し、水中ROVと水中リフタによる廃棄物の取出し方法の成立性を確認した。本報告では、より安全かつ確実な廃棄物の取出しに向けて、水中ROV付属ケーブル、廃棄物把持用グラブ、水中ROV取扱い用回収吊具、水中リフタ、水中ROV操作用カメラそれぞれについて改善を施し、操作性向上に係るデータを取得した。水中ROV付属ケーブルについては、ケーブル後方に浮きを装着し、水中ROVにかかるケーブルの重量負荷を軽減することで前傾操作がし易くなり、水中ROVの姿勢安定性が向上した。廃棄物把持用グラブについては、水中リフタ(グラブ式)に用いるグラブの爪先端に治具を取り付け、ハル缶の直径に対する爪先端の接触位置の深さを約60%に増強することで、ハル缶の把持安定性が向上した。水中ROV取扱い用回収吊具については、水中リフタ(吊具式)の回収吊具リングの大きさを従前の$$phi$$8cmから$$phi$$15cmに変更することで、リングの把持に要する時間の短縮が図られ、回収吊具へのアクセス性が向上した。水中リフタについては、内部構造を変更した水中リフタ(チューブ内蔵型、気室分割型)を用いることで、微細な空気量の調整や、浮き部が折れ曲がることによる空気の流路の閉塞が改善され、水中リフタの給排気の安定性が向上した。水中ROV操作用カメラについては、セル内の低照度環境下において、廃棄物取出し作業を俯瞰する水中ROV操作用カメラ近傍にライトを追加で設置することにより、セル内の照度が確保されケーブル類の視認性の向上が図られた。

報告書

英国高温ガス炉実証炉建設サイト候補に関する調査報告

藤原 佑輔; 中嶋 國弘; 卜部 光平; 永塚 健太郎; 浅野 和仁; 清水 厚志; 野口 弘喜; 佐藤 博之; 大橋 弘史; 角田 淳弥; et al.

JAEA-Technology 2026-001, 43 Pages, 2026/05

JAEA-Technology-2026-001.pdf:2.93MB

2050年カーボンニュートラルの実現に向けて、製鉄、化学工業等の脱炭素化が困難な分野における二酸化炭素排出削減には、水素エネルギーの利活用が不可欠とされる。高温ガス炉は優れた安全性を有し、二酸化炭素を排出することなく高温熱を供給可能であることから、安定的に大量の水素を製造することが期待され、「GX実現に向けた基本方針」(2023年2月10日閣議決定)の参考資料に2030年代の運転開始を目標とする高温ガス炉実証炉開発工程が示されるとともに、経済産業省の革新炉ワーキンググループは実証炉建設に向けた技術ロードマップを定めた。一方、英国政府は、温室効果ガス排出ネット・ゼロ達成に向け、2022年9月から2030年代初期運転開始とする高温ガス炉実証炉プログラムを開始した。このような背景を踏まえ、高温ガス炉技術の早期の社会実装を目指し、日本原子力研究開発機構(JAEA)は英国国立原子力研究所(UKNNL)と連携して、英国において我が国の高温ガス炉技術の実証を進め、我が国の高温ガス炉実証炉開発への還元を目指す。本資料は、英国高温ガス炉実証炉(UKJ-HTR)の設計検討に資することを目的として、英国における高温ガス炉生産物の市場調査、建設サイト候補であるHartlepoolの環境、社会条件及び産業基盤の調査結果をまとめた。

論文

Hydraulic modeling of saltwater infiltration with various concentrations into unsaturated bentonite-based buffer material

田窪 勇作*; 高山 裕介*; 杉田 裕; 生越 季理; 石田 圭輔*

Environmental Earth Sciences, 85(9), p.229_1 - 229_19, 2026/05

 被引用回数:0

In this study, sensitivity analysis was conducted to identify key parameters that strongly influence infiltration assessment. The results indicate that the intrinsic permeability and the water retention function have a significant impact on the simulation of liquid saturation as key parameters to be focused on the hydraulic modelling. Furthermore, the results of hydraulic analysis for saltwater infiltration with various concentrations suggest that the hydraulic analysis model is applicable for evaluating infiltration behaviour, by setting several analysis cases focused on variabilities of key parameters. This modeling approach, which focuses on the key parameters, has the potential to be a simple method to predict the hydraulic state transition of the buffer material during re-saturation period.

論文

Spontaneous magnetization curve of $$alpha$$-iron at high pressures determined using ${it in situ}$ neutron diffraction

青木 勝敏*; 高野 将大*; 福山 鴻*; 鍵 裕之*; 町田 晃彦*; 齋藤 寛之*; 服部 高典; 佐野 亜沙美; 舟越 賢一*

Physical Review B, 113(18), p.184440_1 - 184440_6, 2026/05

 被引用回数:1

体心立方(bcc)$$alpha$$-鉄の磁気モーメントの温度依存性をその場中性子粉末回折法を用いて、約2GPaおよび6GPaの圧力下で300$$sim$$950Kの範囲において調べた。磁気散乱の相対寄与を高めるため、中性子散乱長が天然Feの約半分である$$^{54}$$Fe同位体が用いられた。キュリー温度($$T_{rm{C}}$$)は、2.1GPa, 6.0GPa, 6.7GPaでそれぞれ946(30)K、838(50)K、740(40)Kと決定され、$$T_{rm{C}}$$(K) = 1043 - 49(7)$$P$$ + 1.3(1.2)$$P^2$$で表される磁気相境界が決定された。6.7GPaで加熱すると、磁気転移に続いて$$alpha-gamma$$構造転移が観測された。この結果は、磁気相境界が$$alpha-gamma$$相境界の低温側に位置することを示している。したがって、$$alpha-gamma$$転移は、常磁性bcc鉄から常磁性fcc鉄への構造変化に対応する。

論文

Performance evaluation for rapid-dose estimation of radioactive plume dispersion based on pre-simulation database of wind conditions by large-eddy simulation

佐藤 拓人; 中山 浩成; 佐藤 大樹

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(4), p.426 - 442, 2026/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

本研究では、Nakayama et al. (2021)の手法に基づき、Large-eddy simulationモデルによる事前計算データベース(pre-sim DB)と現地観測を組み合わせ、原子力施設周辺における放射性プルームの拡散を迅速にモニタする実用的なフレームワークを開発した。提案手法の風況の再現性と大気拡散解析の性能を調査するため、pre-sim DBを用いてスタック周辺のモニタリングポストにおける線量率を評価し、観測値と比較した。pre-sim DBを用いる手法は、モニタリングポストにおける空間線量率の時間変化をよく再現できたものの、いくつかのピークを過大評価した。特に風の鉛直シアが顕著な場合、pre-sim DBを用いる手法の結果には顕著な誤差が見られた。これは、pre-sim DBを用いる手法が単一の観測点における値を用いて流れ場の復元を行うために、風の鉛直シアを取り込めないことが原因と考えられる。複雑な風況の再現性に関して手法的な限界は見つかったものの、Large-eddy simulationモデルを用いた非定常計算と比べて低い計算コストで再現が可能なことから、pre-sim DBを用いる手法は、線量率の迅速なシミュレーションに対して有用なツールとなりうるだろう。

論文

Analysis of the effect of crack curvature in Mini-C(T) specimen on fracture toughness evaluation

下平 昌樹; 河 侑成; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄

Journal of Pressure Vessel Technology, 148(2), p.021504_1 - 021504_10, 2026/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Engineering, Mechanical)

最新の原子炉圧力容器の構造健全性評価においては、マスターカーブ法に基づく正確な破壊靭性参照温度T$$_{o}$$の取得が必要である。破壊靭性参照温度T$$_{o}$$はMini-C(T)破壊靭性試験片によって取得可能であり、この試験片の寸法や亀裂形状に関しては、ASTM規格のE1921や日本電気協会電気技術規程JEAC4216に規定されている。最近、ASTM E1921では評価の正確性や試験を行う上での利便性を向上させるために、亀裂形状に関する規定の変更が行われてきた。このような規格の改定に伴うMini-C(T)試験片の許容亀裂形状の変化は、亀裂先端の塑性拘束状態を変化させ、T$$_{o}$$評価に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、ASTM E1921やJEAC4216に規定される亀裂形状に関する要求の妥当性について議論するため、Mini-C(T)試験片の亀裂湾曲が破壊靭性評価に及ぼす影響について、ワイブル応力解析を含む有限要素解析によって定量的に評価した。その結果、ASTM E1921-21で定められた最大湾曲を有する亀裂形状の場合、亀裂先端の塑性拘束が弱められ、理想的な直線状亀裂を有するMini-C(T)試験片で得られる破壊靭性値に比べて高めの破壊靭性値が得られる可能性を示した。また、上述の最大湾曲を許容した場合、非保守的なT$$_{o}$$が取得されることをワイブル応力解析によって示した。一方、JEAC4216で許容される最大湾曲を有する亀裂形状の場合は、理想的な直線状亀裂の場合と比べてT$$_{o}$$の有意な差は見られなかった。

論文

Tuning optical properties of densified silica glass via high pressure and ultrafast laser excitation

坪根 未空*; 下間 靖彦*; 河野 義生*; 柿澤 翔*; 山田 大貴*; 小林 恵太; 清水 雅弘*; 三浦 清貴*

NPG Asia Materials, 18, p.15_1 - 15_16, 2026/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

シリカガラスは、温度や圧力の変化に応じて多様な構造を取りながら高密度化を示し、これらの要因は屈折率などの光学特性に大きな影響を与える。しかし、高圧処理やフェムト秒レーザー照射によって誘起される光学特性の変化に関する基本的な構造メカニズムは、いまだ十分には解明されていない。本研究では、これら二つの手法によって高密度化されたシリカガラスの光学応答における類似点と相違点を調査した。最も顕著な違いは、レーザー照射領域が、辺共有型SiO$$_{4}$$四面体に関連する非架橋酸素欠陥を取り込むことで、高い仮想温度を有するガラス構造へと進化し、高圧処理とは明確に異なるフォトルミネセンス挙動を示した点である。

論文

CIGMA experiments on integral phenomena related to thermal hydraulics in a reactor containment vessel and building during a severe accident

安部 諭; Hamdani, A.; 相馬 秀; 半谷 亮介; 大森 将嗣; 大和田 明彦; 大宮 聡人*; 柴本 泰照

Nuclear Engineering and Design, 449, p.114787_1 - 114787_13, 2026/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

The Fukushima Daiichi accident underscored the urgent need to understand complex thermal-hydraulic phenomena governing containment integrity and gas mixture distribution during a severe accident. In response, the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) established the CIGMA (Containment InteGral Measurement Apparatus) facility, a flagship large-scale installation capable of high-temperature, high-pressure experiments with a steam-air-helium gas mixture. This paper presents key findings from a comprehensive experimental campaign with CIGMA. The JT-SJ series demonstrated the effectiveness of external surface cooling in suppressing top head flange overheating. The CC-SP series revealed spray-induced mixing mechanisms that rapidly homogenize flammable stratifications. The CC-PL series identified condensation processes of the gas mixture that are decisive for containment cooling strategies. Finally, the CC-SJ series provided insights into inter-compartment gas transport relevant to the multi-stage explosions in Unit 3 of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station. These results establish a high-fidelity experimental database, offering benchmarks for CFD validation and advancing the development of robust hydrogen mitigation and accident management strategies worldwide.

論文

Non-invasiveness evaluation of gas-sheet beam profile monitor; Observation of emittance reduction due to space-charge neutralization

山田 逸平; 小島 邦洸; 地村 幹

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1084, p.171261_1 - 171261_12, 2026/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Instruments & Instrumentation)

大強度粒子加速器の安定運転には、非破壊型のビーム形状(プロファイル)モニタが不可欠であり、ガスを導入してビームとの相互作用で形状を測るモニタ開発を進めている。ガス導入型は、高い二次粒子収量により高速かつ高精度なプロファイル計測を可能にする一方、ビームと導入したガスの相互作用がビーム品質に影響を与える可能性があるため、その非破壊性の定量的な評価が必須である。本研究では、3MeV負水素イオンビームを用いて、導入ガス流量に対するビーム電流値及び位相空間分布の変化を評価した。ビーム電流値については、予想通り導入ガス流量に対して線形に減少し、その減少率は荷電変換断面積と一致した。位相空間分布については、ビームライン圧力が10$$^{-4}$$ Pa未満の範囲では変化が見られず、10$$^{-4}$$ Pa以上に増加させた場合には、逆に分布の広がりに約5%の減少が見られた。本測定結果を解析的および数値的に検証した結果、ビーム・ガス相互作用により生成された正イオンが水素負イオンビームの電気的斥力を中和し、負電荷同士の反発力を抑制したため、分布の広がりの相対的な減少を起こすことがわかった。以上により、開発したモニタは、使用に際してビームを広げることなく、逆にビーム品質を向上させる事が分かり、加速器の安定運転に貢献可能であると言える。

論文

Field-induced antiferromagnetic transition in CeIrIn$$_5$$

徳永 陽; 鈴木 通人*; Kr$"a$mer, S.*; 酒井 宏典; 神戸 振作; 播磨 尚朝*; 青木 大*; Horvati$'c$, M.*; Sheikin, I.*

Physical Review B, 113(14), p.L140406_1 - L140406_7, 2026/04

 被引用回数:0

We report low-temperature $$^{115}$$In nuclear magnetic resonance (NMR) study of the prototypical heavy-fermion compound CeIrIn$$_5$$ in high magnetic fields applied close to the crystallographic $$c$$ axis. For this orientation, a field-induced transition was previously reported to take place at about 28~T. Although we do not observe any change of the NMR spectrum above the transition, the intensity of the NMR lines drastically decreases as a consequence of a considerable shortening of the $$T_2$$ relaxation time. In addition, $$1/T_1$$ shows a pronounced maximum at the transition. Taking into account previous high-field de Haas-van Alphen results in conjunction with band-structure calculations, our NMR results are most naturally explained by the field-induced transition into an antiferromagnetic state with the propagation vector $$mathbf{Q} = (1/2, 1/2, 0)$$ and magnetic moments aligned antiferromagnetically along the $$c$$ axis.

論文

Low-energy electric and magnetic dipole excitations in $$^{166}$$Er

静間 俊行*; Omer, M.; 羽島 良一*; 小泉 光生; 高橋 時音; 角田 佑介*; 大塚 孝治*

Physical Review C, 113(4), p.044325_1 - 044325_9, 2026/04

 被引用回数:0

Low-energy dipole excitations in $$^{166}$$Er were investigated via nuclear resonance fluorescence using a quasi-monoenergetic, linearly polarized photon beam produced at the High Intensity $$gamma$$-ray Source (HI$$gamma$$S) facility at Duke University. The parity of the excited states was determined from the azimuthal asymmetry in the intensities of resonantly scattered $$gamma$$ rays with respect to the polarization plane of the incident beam. Electric and magnetic dipole strengths were extracted for excitation energies between 2.2 and 3.5 MeV. The results are interpreted in terms of the nuclear scissors mode by comparing with large-scale shell-model calculations based on the Qasiparticle Vacua Shell Model. In addition, the characteristics of the E1 excitations are examined in comparison with those of neighboring rare-earth nuclei to explore their relations to collective octupole-$$gamma$$-vibrational two-phonon excitations. This work is a contribution of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) to the International Atomic Energy Agency (IAEA) under the agreement of the coordinated research program (CRP), J02015 (Facilitation of Safe and Secure Trade Using Nuclear Detection Technology - Detection of RN and Other Contraband). This work was a part of the study of NRF phenomenon aiming at nuclear security and safeguards applications, being supported by the subsidiary for "promotion of strengthening nuclear security or the like" of the Ministry of Education, Culture, Sports, Science, and Technology (MEXT), Japan.

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