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論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

沓掛 健一; 松田 誠; 中村 暢彦; 石崎 暢洋; 株本 裕史; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; 松井 泰; 中川 創平; 阿部 信市

Proceedings of 20th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1080 - 1084, 2023/11

原子力機構-東海タンデム加速器施設は最高電圧が約18MVの大型静電加速器で、重イオンビームを用いた核物理、核化学、原子物理、材料照射研究などの各分野で利用されている。2022年度も放電が頻発するため、最高加速電圧を約15MVに抑えて運転を継続した。2021年度以降、絶縁性能が劣化した機器類(セラミック製加速管や発電機駆動用アクリルシャフト等)の交換を行っており、2022年度はアクリルシャフト5本の交換を行ったが、加速電圧改善の根本的な解決には至っていない。2022年度発生した主な故障として、高電圧端子内ターボポンプの動作不良や90度偏向電磁石からの水漏れがあった。その都度、整備を行うことで施設の運転を継続しているが、今後、機器の経年劣化に対する抜本的な対策を検討する必要がある。発表では、2022年度における加速器の運転・整備状況等について報告する。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

株本 裕史; 松田 誠; 中村 暢彦; 石崎 暢洋; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; 松井 泰; 中川 創平; 阿部 信市

Proceedings of 19th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1109 - 1113, 2023/01

原子力機構-東海タンデム加速器施設は最高運転電圧が約18MVの大型静電加速器で、重イオンビーム等を用いた核物理,核化学,原子物理,材料照射などの各分野で利用されている。本発表では、2021年度における加速器の運転・整備状況およびビーム利用開発等について報告する。当施設では近年、運転中の放電が頻発するため、加速電圧を約15MVと以前よりも低く抑えている。これは加速電圧に対する絶縁性能が必要な機器類(セラミック製加速管や発電機駆動用アクリルシャフト等)が経年劣化してきているためと思われる。2021年度には低エネルギー側加速管7本(3.5MV相当)とアクリルシャフト2本の交換作業を行い、絶縁性能の回復を図った。2020年度にも同様の交換作業を行っており、全体的に経年劣化が進んでいると思われることから、今後は抜本的な対策を検討する必要があると考えている。また、当施設では、現在の施設のアップグレードを行い、後継となる加速器を導入する計画の立案を行っている。超伝導加速器の技術を使用し、高エネルギー・高強度の重イオンビーム等を発生させるものであり、こちらの概要についても併せて報告する。

報告書

照射済燃料試料移送時の事故時評価

森田 寿; 飯村 光一; 松井 義典; 竹本 紀之

JAEA-Technology 2022-024, 73 Pages, 2022/11

JAEA-Technology-2022-024.pdf:1.56MB

JMTRは、日本原子力研究開発機構の施設中長期計画(平成29年4月1日策定)において廃止施設に位置付けられたことから、令和元年9月18日にJMTR原子炉施設の廃止措置計画認可申請を行い、令和3年3月17日に認可を受けた。これによりJMTR使用施設については、核燃料物質を用いた照射試験を行わないことから、大洗研究所(北地区)核燃料物質使用許可の施設編JMTR(施設番号1)から照射試験に関する記載を削除するとともに、事故時評価等の変更を含め、令和2年8月7日に核燃料物質使用変更許可申請を行い、令和3年5月26日に許可を受けた。本変更許可申請に係る事故時評価は、照射試験を行わないこと、今後新たな照射済燃料試料は発生しないこと及びJMTR内に保管されている照射済燃料試料は貯蔵のみとなることから、照射済燃料試料をホットラボに引渡すための移送作業時における破損事故を想定した周辺監視区域境界における被ばく評価とした。この結果、大気拡散による外部被ばく、大気拡散による内部被ばく、直接$$gamma$$線及びスカイシャイン$$gamma$$線による外部被ばくにおいて線量告示等の基準を満足することを確認した。本報告書は、JMTR使用施設の変更許可に係る事故時評価の方法及びその結果についてまとめたものである。

報告書

材料照射試験装置内の荷重制御装置の改良(受託研究)

岡田 祐次; 馬籠 博克; 松井 義典

JAEA-Technology 2022-014, 113 Pages, 2022/09

JAEA-Technology-2022-014.pdf:15.79MB

JMTR(材料試験炉: Japan Materials Testing Reactor)では、2008年$$sim$$2013年の約5年をかけて材料照射試験装置を整備した。材料照射試験装置は、IASCC(照射誘起応力腐食割れ: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)評価研究に供するための装置である。この装置は主に炉内照射するキャプセルに軽水炉環境を模擬した高温高圧水を供給するための水環境調整装置や照射下においてキャプセル内で亀裂進展試験を行うための荷重制御装置等から構成されている。荷重制御装置は、コンパクトテンション(CT: Compact Tension)試験片に荷重負荷を与え、亀裂進展試験を行うための装置である。このCT試験片に荷重を負荷させる原理は、水環境調整装置を用いたキャプセル内の高温高圧水とその中に装荷される荷重負荷ユニットのベローズ内に供給するヘリウムボンベの荷重制御ガス圧力の圧力差でCT試験片に荷重をかけるものである。2013年にこの材料照射試験装置の調整運転を実施した。その際、ロードセル付荷重負荷ユニットを装填した試験容器を用いて、荷重制御装置の差圧と荷重の相関試験も実施した。この相関試験(最大負荷時差圧と最小負荷時差圧を往復する周期的な荷重負荷試験)において、荷重制御装置の配管抵抗性能による圧力変化速度の違いから、負荷時と除荷時の荷重変化速度が異なるという課題等が抽出され、この課題について2014年$$sim$$2015年にかけて改良を実施し、改良後の性能試験を実施して課題等が解決したことを確認した。本報告書では、材料照射試験装置の概要、2013年に実施した荷重測定試験で確認された課題等の抽出及び2014年$$sim$$2015年にかけて実施した課題解決のための荷重制御装置の改良並びに改良後の性能試験・操作手順についてまとめたものである。

論文

Emergence of spin-orbit coupled ferromagnetic surface state derived from Zak phase in a nonmagnetic insulator FeSi

大塚 悠介*; 金澤 直也*; 平山 元昭*; 松井 彬*; 野本 拓也*; 有田 亮太郎*; 中島 多朗*; 花島 隆泰*; Ukleev, V.*; 青木 裕之; et al.

Science Advances (Internet), 7(47), p.eabj0498_1 - eabj0498_9, 2021/11

 被引用回数:7 パーセンタイル:40.96(Multidisciplinary Sciences)

FeSi is a nonmagnetic narrow-gap insulator, exhibiting peculiar charge and spin dynamics beyond a simple band structure picture. Those unusual features have been attracting renewed attention from topological aspects. Although the surface conduction was demonstrated according to size-dependent resistivity in bulk crystals, its topological characteristics and consequent electromagnetic responses remain elusive. Here, we demonstrate an inherent surface ferromagnetic-metal state of FeSi thin films and its strong spin-orbit coupling (SOC) properties through multiple characterizations of two-dimensional conductance, magnetization, and spintronic functionality. Terminated covalent bonding orbitals constitute the polar surface state with momentum-dependent spin textures due to Rashba-type spin splitting, as corroborated by unidirectional magnetoresistance measurements and first-principles calculations. As a consequence of the spin-momentum locking, nonequilibrium spin accumulation causes magnetization switching. These surface properties are closely related to the Zak phase of the bulk band topology. Our findings propose another route to explore noble metal-free materials for SOC-based spin manipulation.

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 田山 豪一; 石崎 暢洋; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; 松井 泰; 阿部 信市

Proceedings of 18th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.394 - 398, 2021/10

原子力機構-東海タンデム加速器は最高加速電圧が約18MVの大型静電加速器であり、核物理,核化学,原子物理,材料照射などの分野に利用されている。昨年度の利用運転日数は112日であり、主として核物理実験に利用された。最高加速電圧は15.4MVであった。4/20$$sim$$5/7の期間は新型コロナウィルスの感染拡大防止のための出勤自粛により運転を休止した。その後、希少なRI標的であるEs試料を用いた実験が計画されていたため、所内研究者のみの条件で運転を再開し、制限解除と共に通常運転へと移行した。2020年度も2019年度に引き続きSF$$_{6}$$高圧ガス施設の液化貯槽の開放検査実施のため約3ヵ月を施設検査に充てることになり、その間運転を停止した。また、発電用回転シャフトの絶縁破壊などにより性能が劣化した低エネルギー側の加速管16本(8MV相当)を予備品と交換する作業も実施したため7月から12月までの長期の定期整備間となった。発表では加速器の運転・整備状況およびビーム利用開発等について報告する。

報告書

照射設備である水力ラビット1号照射装置の解体・撤去に係る検討

馬籠 博克; 飯村 光一; 松井 義典

JAEA-Testing 2020-008, 52 Pages, 2021/02

JAEA-Testing-2020-008.pdf:5.46MB

JMTRの廃止措置に伴う水力ラビット1号照射装置の解体撤去について、過去に実施した水力ラビット2号照射装置の撤去作業の経験に基づいて、解体・撤去計画を策定するための留意事項と解体・撤去後に維持すべき機器の管理について検討した。この結果、配管類の撤去に関しては冷却水漏えい防止に必要な遮断弁や閉止フランジ等を追加する必要があること、炉プール内配管の撤去に関しては引抜治具等を事前に準備する必要があること、残存する配管は地震等の外力に耐える様に短尺化する必要があることが明らかになった。また、撤去後の維持すべき機器の管理については、3パターンの地上部機器の撤去方法に関して必要な管理方法を整理した。

報告書

水力ラビット1号照射装置のカナル水中機器の耐震評価

馬籠 博克; 飯村 光一; 松井 義典

JAEA-Technology 2020-022, 32 Pages, 2021/02

JAEA-Technology-2020-022.pdf:4.04MB

HR-1のカナル水中機器のうち挿入装置,取出装置及び崩壊タンクについて、カナル側壁部及びカナル底面部の耐震評価を実施した。この結果、同装置のカナル側壁接合部及びカナル底面接合部のボルト部並びにすみ肉溶接部の最大発生応力値が許容応力以内であることから、十分な耐震性を有することが確認できた。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; 松井 泰; 阿部 信市; et al.

Proceedings of 17th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.948 - 952, 2020/09

原子力機構-東海タンデム加速器は最高加速電圧が約18MVの大型静電加速器であり、核物理,核化学,原子物理,材料照射などの分野に利用されている。2019年度の利用運転日数は118日であり、主として核物理実験に利用された。最高加速電圧は16.2MVであった。加速電圧が上がらない原因は、高電圧端子内の発電機を駆動するための絶縁シャフトが放電により放電痕ができ破損するなど絶縁性能が劣化したためであった。2019年度はSF$$_{6}$$高圧ガス施設において貯槽の開放検査実施のため7月から約3ヵ月をの施設検査に充てることになり、7月から5か月の長期の運転停止(定期整備)となった。2020年度も同様の検査のため長期の整備となる予定である。発表では加速器の運転・整備状況およびビーム利用開発等について報告する。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 長 明彦; 石崎 暢洋; 田山 豪一; 株本 裕史; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; 松井 泰; et al.

Proceedings of 16th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1270 - 1273, 2019/07

原子力機構-東海タンデム加速器は最高加速電圧が約18MVの大型静電加速器であり、核物理,核化学,原子物理,材料照射などの分野に利用されている。平成30年度の利用運転日数は138日であり、主として核物理実験に利用された。最高加速電圧は16.5MVであった。新たにタンデム加速器の入射ビームラインにビームアッテネータを設置し、ビーム電流の制御を容易にし、かつ荷電変換フォイルの消耗を最小化できるようにした。主な整備事項として、約7万時間使用したペレットチェーンおよび、約9年使用した高電圧端子内発電機の駆動モーターの交換を行った。最近のビーム電流の増強によりビームプロファイルモニターのワイヤーがビームで溶断するトラブルが2件発生した。その他建家の酸欠モニタの電源故障が発生した。発表では加速器の運転・整備状況およびビーム利用開発等について報告する。

論文

原子力機構-東海タンデム加速器の現状

松田 誠; 株本 裕史; 田山 豪一; 仲野谷 孝充; 中村 暢彦; 沓掛 健一; 乙川 義憲; 遊津 拓洋; 松井 泰; 石崎 暢洋; et al.

Proceedings of 15th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1271 - 1275, 2018/08

原子力機構-東海タンデム加速器は最高加速電圧が約18MVの大型静電加速器であり、核物理,核化学,原子物理,材料照射などの分野に利用されている。2016年12月に発生した真空事故以降加速電圧が12MVまで低下した。加速管内に混入した塵や荷電変換用の炭素薄膜を除去すべく80本の全加速管を取り外し再洗浄を実施した。洗浄に4か月、再組立てに2か月を要した。このため2017年2月から約10か月が加速器の整備期間となった。加速管の再構築に伴い加速管と圧力タンク外の機器との再アライメントを実施した。運転再開は2017年12月となり、利用運転期間中に定期的なコンディショニングを行うことで16.5MVの運転電圧まで回復させることができた。2017年度の加速器の運転・整備状況およびビーム利用開発等について報告する。

論文

Corrosion property of sheath materials using MI cables at conditions simulated severe accident

中野 寛子; 柴田 裕司; 武内 伴照; 松井 義典; 土谷 邦彦

Proceedings of International Conference on Asia-Pacific Conference on Fracture and Strength 2016 (APCFS 2016) (USB Flash Drive), p.283 - 284, 2016/09

過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したオーステナイト系ステンレス鋼SUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した大気雰囲気(O$$_{2}$$雰囲気)、大気と水蒸気雰囲気(O$$_{2}$$/H$$_{2}$$O雰囲気)もしくは大気とヨウ素雰囲気(O$$_{2}$$/I$$_{2}$$雰囲気)中における耐食性を調べた。その結果、1000$$^{circ}$$Cの条件では、NCF600よりSUS316の方が腐食速度は大きいこと、また、H$$_{2}$$Oの添加によりO$$_{2}$$雰囲気より腐食速度が大きいことがわかった。一方、O$$_{2}$$/I$$_{2}$$雰囲気では、NCF600よりもSUS316の方が腐食速度が大きく、ヨウ素の影響によって腐食が促進されることを確認した。これにより、NCF600の方が想定される過酷環境における耐食性が高いことが示唆された。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production, 3

石田 卓也; 鈴木 善貴; 西方 香緒里; 米川 実; 加藤 佳明; 柴田 晃; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; et al.

KURRI Progress Report 2015, P. 64, 2016/08

医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。2014年にKURで照射した高密度MoO$$_{3}$$ペレットをJMTRホットラボに持ち込み、$$^{99}$$Moから核変換により生成した$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出法により抽出した。本研究では、得られた$$^{99m}$$Tcの回収率評価及び品質検査を行い、溶媒抽出法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造工程を実証するとともに、得られた$$^{99m}$$Tc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。

論文

材料試験炉ホットラボ排気筒におけるアンカーボルト減肉及びフランジプレートとアンカーボルトナット間の隙間に関する原因調査

柴田 晃; 北岸 茂; 渡士 克己; 松井 義典; 近江 正男; 相沢 静男; 那珂 通裕

日本保全学会第13回学術講演会要旨集, p.290 - 297, 2016/07

材料試験炉ホットラボの排気筒は、気体廃棄設備の一部として1970年に設置された高さ40mの自立式排気筒である。2015年、ホットラボの建家屋根の補修中に排気筒基礎部アンカーボルトの1本に減肉が確認されたため、排気筒の状況調査を実施した。また、当該調査中に、フランジプレートとアンカーボルトナット間に隙間が確認された。これを受け、安全確保のため排気筒円筒鋼板部(33m)を撤去したところ、最終的にアンカーボルト全数に減肉が確認された。原子力機構は再発防止を図るため、当該事象の原因調査を実施し、その結果、アンカーボルトの減肉は長期間に渡る水の浸入により生じ、また、フランジプレートとアンカーボルトナット間の隙間は、アンカーボルトの減肉した部位に2011年の東北地方太平洋沖地震を主要因として伸びが生じたことにより発生した事を明らかにした。

報告書

炉外高温高圧水ループ試験装置の性能試験(受託研究)

中野 寛子; 上原 聡明; 武内 伴照; 柴田 裕司; 中村 仁一; 松井 義典; 土谷 邦彦

JAEA-Technology 2015-049, 61 Pages, 2016/03

JAEA-Technology-2015-049.pdf:14.7MB

日本原子力研究開発機構では、原子力施設でシビアアクシデントが発生した際に、プラント状態を監視するため、過酷環境下でも高解像度で監視できる耐放射線性カメラ、炉内の情報を伝送するための無線伝送システムならびに計測線等の高度化に向けた要素技術の基盤整備を進めている。計測線の高度化開発の一環として、高温型MIケーブルの信頼性およびそれらを構成するシース材料の特性を調べるため、PWR及びBWR条件の炉内環境を模擬できる炉外高温高圧水ループ試験装置を整備した。本装置は、圧力容器(オートクレーブ)、水質調整タンク、送水ポンプ、高圧定量ポンプ、予熱器、熱交換器および純水精製装置などから構成されている。本報告書は、炉外高温高圧水ループ試験装置の製作にあたって構成する機器の基本設計及び当該装置を用いた性能試験結果についてまとめたものである。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production, 2

西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURRI Progress Report 2014, P. 109, 2015/07

JMTRを用いた産業利用の一環として、医療診断用アイソトープである$$^{99m}$$Tcの親核種である(n,$$gamma$$)法を用いた$$^{99}$$Moの製造を計画している。日本はこの$$^{99}$$Moを全量海外からの輸入に依存しているため、JMTRを用いた$$^{99}$$Mo国産化製造に関する技術開発を行っている。本研究では、高密度MoO$$_{3}$$ペレットを京都大学にあるKURで中性子照射し、JMTRホットラボにおいて$$^{99}$$Moから核変換により生成した$$^{99m}$$Tcを溶媒抽出法により抽出し、得られた$$^{99m}$$Tcの回収率評価及び品質検査を行った。この結果、溶媒抽出法による$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc製造工程を実証するとともに、得られた$$^{99m}$$Tc溶液の品質が基準値を満足するものであることを明らかにした。

論文

Development of instrumentation systems for severe accidents, 5; Basic properties of hydrogen sensor with solid electrolyte for safety measures of LWRs

大塚 紀彰; 松井 義典; 土谷 邦彦; 松井 哲也*; 有田 節男*; 和田 將平*

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 7 Pages, 2015/05

東京電力福島第一原子力発電所で発生した事故を教訓に、過酷事故においても水位、水素濃度等を計測可能な機器の開発が求められている。特に、高温過酷環境においても使用可能な水素センサの開発は、水素爆発の防止の観点から必要不可欠である。本研究では、過酷環境下用計測機器の一環として、固体電解質を用いた水素濃度センサを開発し、過酷環境下における適用性の評価を目的とした特性試験を実施した。雰囲気温度400$$^{circ}$$Cにおける試験の結果、水素センサは水素濃度に応じた電圧を得られることを確認した。また雰囲気圧力0$$sim$$1MPaの環境においても、水素濃度及び圧力変化に応じた電圧を得たことから、過酷環境下用計測機器としての見通しを得た。

論文

Development of radiation detectors for in-pile measurement

武内 伴照; 大塚 紀彰; 柴田 裕司; 永田 寛; 遠藤 泰一; 松井 義典; 土谷 邦彦

KAERI/GP-418/2015, p.110 - 112, 2015/00

開発中の鉛エミッタ自己出力型$$gamma$$線検出器(SPGD)及び白金40%ロジウム合金自己出力型中性子検出器(SPND)について、炉内照射試験に先立って$$gamma$$線照射試験を行った。200$$sim$$6000Gy/hの範囲における試験結果から、SPGDの出力電流はおよそ10%の誤差精度で$$gamma$$線量率に比例することがわかった。一方、SPNDにおいては、出力電流は$$gamma$$線量率に比例しなかった。また、出力電流は負の極性であり、その絶対値はSPGDよりも1桁程度低かった。こうした出力挙動の違いは、エミッタの形状や大きさの違い及びMIケーブル部から発生した電流成分の影響によるものであると考えられる。

論文

Neutron irradiation effect of high-density MoO$$_{3}$$ pellets for Mo-99 production

西方 香緒里; 石田 卓也; 米川 実; 加藤 佳明; 黒澤 誠; 木村 明博; 松井 義典; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; et al.

KURRI Progress Report 2013, P. 242, 2014/10

JMTR再稼働後の産業利用の拡大の一環として、JMTRを用いた(n,$$gamma$$)法によるMo-99/Tc-99m($$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tc)製造技術開発を行っている。本研究では、照射ターゲットとなる高密度MoO$$_{3}$$ペレットについて、KURを用いた予備照射試験を行い、Mo-99($$^{99}$$Mo)生成量の評価及び照射特性を調べた。その結果、$$^{99}$$Mo生成量は、全中性子エネルギーを考慮することにより、精度のよい評価が可能であること、24時間照射したMoO$$_{3}$$ペレットは、未照射と比べ粒子径が約3倍に成長すること及び本照射量では結晶構造に変化がないことを確認した。

論文

軽水炉実機水環境模擬照射装置の整備

北岸 茂; 遠藤 泰一; 岡田 祐次; 塙 博; 松井 義典

UTNL-R-0486, p.7_1 - 7_10, 2014/03

JMTRでは、現行軽水炉の長寿命化対策、科学技術の向上等のための課題の解決に活用される研究開発基盤の構築のため、最先端研究基盤事業において、軽水炉実機水環境模擬照射装置の整備を行っている。本装置は、温度,圧力,水質を制御し、軽水炉(BWR及びPWR)条件の水環境を模擬しながら、炉内構造材等の中性子照射が行える照射装置である。装置整備にあたっては、設置場所の環境整備を行うとともに、装置の設計、製作及び据付を行っている。本報告では、当該装置の整備状況について報告する。

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