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-Orbital component in the Borromean nucleus 
BYang, 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
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Bに対する(
,
)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、
と
軌道の分光学的因子を決定した。驚くべきことに、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Bはおよび軌道の成分が最も小さく、または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。
奥村 啓介; Riyana, E. S.; 佐藤 若英*; 前田 裕文*; 片倉 純一*; 鎌田 創*; Joyce, M. J.*; Lennox, B.*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.108 - 112, 2019/01
福島第一原子力発電所(1F)の原子炉格納容器(PCV)内における線量率分布の予測手法を確立するため、以下の一連の計算を行った。(1)事故時の燃料組成を得るための燃焼計算、(2)不純物を含む炉内構造物の放射化計算、(3) IRIDによる事故解析の結果に基づくPCV中のCs汚染分布の推定、(4) PCV内の放射性核種の崩壊計算、(5)線量率を得るための光子輸送計算。これらの計算の後、ドライウェル周辺のCs濃度を、IRIDによるPCV調査で測定された局所線量率の結果と一致するように修正した。
矢田 浩基; 月森 和之; 前田 純一*
JAEA-Research 2009-045, 64 Pages, 2010/03
JAEA-Research-2009-045.pdf:10.61MBJAEA-Research-2009-045(errata).pdf:11.48MB
もんじゅ定格出力運転中において、1次ナトリウム純化系プラギング計電磁ポンプが停止し、1次ナトリウム純化系内のナトリウム流動が停止した場合、原子炉が運転状態のままでプラギング計電磁ポンプを再起動すると、系内に停滞している低温ナトリウムが押し出された後、高温のナトリウムが流入することで配管合流部ミキシングティの構造不連続部に熱過渡による応力が発生する。本件は、プラギング計電磁ポンプがトリップし、その後、原子炉を停止することなく、電磁ポンプを再起動した場合のプラギング計戻り配管合流部ミキシングティ部分の熱過渡解析を実施し、構造不連続部に発生する応力を求め、損傷を概略評価することを目的とする。電磁ポンプトリップ後を初期状態として、再起動後のナトリウムの温度変化を保守的に簡便に仮定して、熱伝導解析を行い、その結果に基づいて応力解析を実施した。解析のパラメータとしては、電磁ポンプ再起動後の流量の多少、ポンプ再起動時の予熱の有無などを考慮し、応力的に厳しい部位について疲労許容繰返し数を評価した。その結果、疲労損傷は高温側と低温側の温度差に大きく依存し、予熱による損傷の緩和効果が大きいこと、また、予熱を考慮しない最も厳しいケースでも今回の保守的な条件設定にもかかわらず、400回以上の熱過渡荷重の繰返しが許容されることがわかった。
藤根 幸雄; 村田 幹生; 阿部 仁; 高田 準一; 塚本 導雄; 宮田 定次郎*; 井田 正明*; 渡辺 眞樹男; 内山 軍蔵; 朝倉 俊英; et al.
JAERI-Research 99-056, p.278 - 0, 1999/09
JAERI-Research-99-056.pdf:22.73MB
東海再処理施設アスファルト固化処理施設における火災爆発事故について、原研の調査検討会が行った原因究明にかかわる試験及び環境影響評価の結果を報告する。原因究明にかかわる試験においては、実廃液サンプルの化学分析、アスファルト塩混合物の熱分析、暴走的発熱反応試験、発煙時の可燃性ガス分析などを行った。環境影響評価では、環境モニタリングデータと大気拡散シミュレーションコードSPEEDIによる解析結果より、環境へ放出されたCs量を推定した。また、一般住民の被ばく線量評価を行った
大野 裕隆*; 前田 修大*; 中川 将*; 図子 善大*; 岩瀬 彰宏*; 馬場 祐治; 平尾 法恵*; 石川 法人; 知見 康弘; 左高 正雄; et al.
no journal, ,
核燃料中の核分裂片による損傷を評価するために、UO
の模擬物質CeOへの重イオン照射効果をX線吸収分光法により評価した。3keV Ar照射実験及び放射光を利用したX線吸収分光測定の結果、照射によって弾性的はじき出しを介して酸素がはじき出され、Ceの電荷が4+から3+に変化することを明らかにした。
永沼 正行; 前田 誠一郎; 根本 潤一*
no journal, ,
FBRサイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)で検討を進めている高速増殖炉実証炉では、製造性に優れ、高燃焼度・高線出力化が可能な中空燃料の採用を予定している。中空燃料における重要な課題の一つとして、中空部表面の燃料欠落ちによる燃料カラム下部の閉塞挙動が挙げられる。中空部の閉塞は局所的な燃料物質の増加から線出力やスミア密度の増加をもたらし、燃料ピンの熱的・機械的健全性に影響を与える可能性があり、実機への採用に向け挙動を把握する必要がある。閉塞挙動に関して、原子力機構では80年代に米国Argonne National Laboratoryとの共同研究で実施した運転信頼性試験の中で、中空燃料ピンの定常・過渡照射試験を実施し、閉塞部近傍の詳細なPIEを実施している。本報告では、この照射燃料ピンを対象に、閉塞挙動のうち熱的健全性への影響に着目することとし、閉塞部近傍の詳細な熱解析を行い、PIE結果(金相による組織変化)を適切に再現できる解析モデルを評価した。
奥村 啓介; 佐藤 若英; 前田 裕文; 若井田 育夫; 鷲谷 忠博; 片倉 純一*
no journal, ,
プラント内の最確な線源及び線量率分布の評価技術を開発するため、燃料燃焼計算, 構造材放射化計算及びシビアアクシデント解析等の結果に基づき、線源分布を評価するとともに、粒子輸送モンテカルロ計算コードPHITS用の3次元プラントモデルを構築し、各単位線源による線量率分布応答関数を得た。
奥村 啓介; Riyana, E. S.; 佐藤 若英*; 前田 裕文*; 片倉 純一*
no journal, ,
燃料の燃焼計算及び構造材放射化計算、並びに、IRIDによる内部調査及び事故進展解析の結果に基づき、PHITSコードを用いて福島第一原子力発電所1号機の格納容器内の3次元線量率分布を予測した。
奥村 啓介; Riyana, E. S.; 佐藤 若英*; 前田 裕文*; 片倉 純一*
no journal, ,
モンテカルロ計算などの様々な数値計算と内部調査で得られた実測データを組み合わせて、2021年末における福島第一原子力発電所の格納容器内の3次元線量率分布を予測した。
月森 和之*; 矢田 浩基; 前田 純一*
no journal, ,
鏡板は原子力プラント機器などにおいてバウンダリを形成する構造物のひとつである。圧力荷重による鏡板の座屈やその後の変形挙動については、鏡板の成形過程において生じる板厚の分布が大きく影響するものと考えられる。そこで、鏡板の特徴的な板厚分布を合理的に把握するために、鏡板の成型過程を模擬したシミュレーション解析を試みた。ここでは既報の結果を分析し、さらに考えられる影響因子を加えて検討を実施し、定性的,定量的に子午線方向板厚分布実測データと符合するよう改善を図った。
月森 和之*; 前田 純一*; 矢田 浩基
no journal, ,
原子力プラント機器などにおいてバウンダリを形成する構造物について、シビアアクシデント(SA)時の安全確保の観点から、そのバウンダリ機能維持限界が重要な関心事となる。本研究では、板金のプレス加工などで広く使われている成形限界線図(FLD: Forming Limit Diagram)に着目して、原子力プラント機器の主要構造材のひとつであるオーステナイトステンレス鋼についてFLD試験を実施し、合わせて試験のシミュレーション解析を実施し、破損クライテリアとしての適用性について検討した。
