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論文

Nuclear data evaluation of the $$^7$$Li(p,xn) reaction for incident energies up to 200 MeV

松本 唯希*; 渡辺 幸信*; 国枝 賢; 岩本 修

JAEA-Conf 2015-003, p.191 - 196, 2016/03

ホウ素中性子捕捉療法(BNCT)中性子源等の開発において必要な$$^7$$Li(p,n)$$^7$$Be反応に対する核データ評価を実施した。直接過程の計算は歪曲波ボルン近似(DWBA)や測定データに基づく経験則を用いて行った。また、連続スペクトルの計算にはCCONEコードを適用し、前平衡パラメータ等を測定データを再現するように調整した。両手法を取り入れた評価値はピーク構造を持つ角度・エネルギー微分断面積として工学的応用が期待される。

論文

An Approach to DNA crystallization using the thermal reversible process of DNA duplexes

茶竹 俊行*; 佐崎 元*; 亀甲 龍彦*; 藤原 悟; 石川 卓哉*; 松本 治*; 森本 幸生*

Crystal Growth & Design, 10(3), p.1090 - 1095, 2010/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:48.86(Chemistry, Multidisciplinary)

温度上昇により二本鎖DNAから一本鎖DNAへの転移が起こる熱的可逆過程を用いたDNA結晶化技術を提案した。DNA8量体(dCGCGCG)結晶の溶解度及びその融解点と二本鎖DNAから一本鎖DNAへの転移過程の関係を調べた結果、この転移過程が溶解度上昇を引き起こすことが明らかとなった。この温度による溶解度制御技術を用いることにより、少量のDNAから良質の単結晶が生成できることが示された。簡単に適用可能なこの方法は、高価な装置を用いることなく結晶の溶解度を制御できるという点で、従来の蒸気拡散法より優れている。

論文

Visualization systems on the Information-Technology-Based Laboratory

鈴木 喜雄; 齋 和憲*; 松本 伸子*; 羽間 収

IEEE Computer Graphics and Applications, 23(2), p.32 - 39, 2003/04

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.26(Computer Science, Software Engineering)

日本原子力研究所計算科学技術推進センターでは、ITBL実行計算機上で実行される数値シミュレーションの結果を可視化する、ITBL環境適合型可視化ソフトPATRAS/ITBL及びAVS/ITBLの実装及び開発を進めている。PATRAS/ITBLは、地理的に離れた場所に設置された複数台のスーパーコンピュータを有効に利用したシミュレーションに対して実時間可視化が行えるよう開発を行っている。一方、AVS/ITBLでは、AVS/Expressの機能拡張により、拠点サイトの可視化サーバから任意サイトのITBL実行計算機のディスクに置かれているデータを直接読みに行くことを可能としている。また、AVS/Expressによって可視化される画像に対して、ネットワークファイル(Vファイル) を指定するだけで、Webブラウザ上で表示できる機能も開発している。これら可視化システムの構造や機能について述べている。

論文

Experimental Study of Effect of Geometry on Density-Head-Driven Instability in Boiling Channels

小谷 皓市*; 中尾 俊次*; 隅田 勲*; 横溝 修*; 松本 知行*

Journal of Nuclear Science and Technology, 17(10), p.791 - 793, 1980/10

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口頭

原子力プラントのための耐震情報管制システム構想,1; 原子力グリッド基盤(AEGIS)の構築

鈴木 喜雄; 櫛田 慶幸; 山岸 信寛; 南 貴博; 松本 伸子; 中島 康平; 西田 明美; 松原 仁; Tian, R.; 羽間 収; et al.

no journal, , 

日本原子力研究開発機構システム計算科学センターでは、原子力グリッド基盤(AEGIS: Atomic Energy Grid InfraStructure)の研究開発を推進している。本研究開発の目的は、原子力研究の基盤となるグリッド環境の構築である。本研究開発の主なターゲットの一つとして、原子力プラントのための3次元仮想振動台の構築がある。ここでは、原子力プラントの機器,建屋,基礎,地盤の連成を考慮した数値解析による実条件・実環境下での原子力プラントまるごとシミュレーションを目標としている。本講演では、AEGISの前身にあたるグリッド基盤技術及び本技術の3次元仮想振動台のプロトタイプへの適用について述べる。

口頭

CeO$$_{2}$$の高エネルギーイオン照射による損傷,2

大原 宏太; 石川 法人; 境 誠司; 松本 吉弘; 道上 修*; 太田 靖之*; 木村 豊*

no journal, , 

高エネルギーイオン(200Mev Au)を照射したCeO$$_{2}$$薄膜中に形成されるイオントラック内の酸素欠損状態をX線回折,ラマン分光により解析した。イオン照射したセラミックス中に形成されるイオントラックは、非晶質状態であることが多いが、CeO$$_{2}$$ではイオントラック内が結晶構造を保っている。そのため、結晶構造や結合状態を調べることにより、イオントラック内の情報を抽出できるのではないかと考えた。イオントラック内での酸素欠損状態を反映した物性変化が観測されると同時に、照射表面付近でイオントラック内の酸素欠損が顕著であることを示唆する結果を得た。

口頭

CeO$$_{2}$$の高エネルギーイオン照射による損傷,3

大原 宏太; 石川 法人; 境 誠司; 松本 吉弘; 道上 修*; 太田 靖之*; 木村 豊*

no journal, , 

CeO$$_{2}$$薄膜への200MeV Auの照射に伴って、CeO$$_{2}$$の(002)面の反射に起因するX線回折ピークの低角度側に肩(新しいピークとみなせる)が成長し、さらに新しいラマンバンドが成長することを確認している。イオントラック内部の酸素欠損構造を反映していると仮定すると、上記の損傷データが説明できることを前回まで報告してきた。今回は、照射に伴って現れる新しいX線回折ピークはイオントラック内部の結晶構造を反映している、という解釈をさらに進めて、イオントラックによる重畳の効果も説明できるモデルの構築を試みた。X線回折ピークの肩を、イオントラックを反映したピークと仮定して、そのピーク強度の照射量依存性を解析した。イオントラックの試料内の占有率の照射量依存性を計算により予測し、重畳の効果を考慮すればX線回折データが定性的に説明できることを明らかにした。

口頭

Chirped pulse amplification laser using Nd:glass zig-zag slab pumped by laser diodes

末田 敬一*; 栗田 隆史*; 川嶋 利幸*; 山川 考一; 河仲 準二*; 関根 尊史*; Zhao, B.*; Jiang, Y.*; 松本 修*; 藤田 雅之*; et al.

no journal, , 

レーザー光に空間的・時間的光波制御を加味することによって物質との相互作用、特に非線形相互作用における新現象の発現を目指し、搬送波包絡線位相を制御した数サイクルマルチテラワットレーザーの開発を進めている。今回、超広帯域光パルメトリックチャープパルス(OPCPA)増幅器の励起光源として、半導体レーザー励起Nd:ガラスレーザー増幅器の開発を行い、OPCPA励起用のピコ秒パルスに必要なスペクトル幅(3.7nm)を達成し、出力として2.4J/パルスを10Hzの繰り返しで実証した。

口頭

Dynamics of water and formation mechanism of gas hydrates studied by neutron scattering under gas high-pressure

菊地 龍弥; 松本 正和*; 山室 修*

no journal, , 

ガスハイドレートの結晶化機構を困難にしている最も大きな理由は、ガスハイドレートを形成するガス分子は常圧では水にほとんど溶解しないことである。この問題を解決するため、気体高圧装置を用い高濃度ガス水溶液(最大2mol%程度)を作成した。作成した水溶液の中性子準弾性散乱をin-situで測定し、そのダイナミクスの変化を調べた。測定には、JRR-3(JAEA,東海村)に設置された分光器を使用した。高圧ガスは、アルゴン,キセノン,窒素,二酸化炭素を使用した。測定は、0.1MPaから100MPa, 90$$^{circ}$$Cから-10$$^{circ}$$Cまでの範囲で行った。測定により得られた準弾性散乱スペクトル$$S(Q, omega)$$を跳躍拡散運動(並進運動)と回転運動のモデルを使用し解析した。すべての試料においてガスの溶解により水の拡散係数が減少し、ハイドレート生成温度$$T_{rm F}$$以下では温度低下とともに減少幅が大きくなることがわかった。この実験結果は、MDシミュレーションでよく再現でき、$$T_{rm F}$$以下ではガス分子同士が近づくことにより周りの水分子の拡散係数が減少することがわかった。

口頭

福島県除染推進活動に関する平成23年度の専門家活動について; 仮置場の設置にかかわる原子力機構の支援対応

阿部 寛信; 池田 幸喜; 見掛 信一郎; 永崎 靖志; 新里 忠史; 浅妻 新一郎; 青木 勲; 石川 信行; 石川 浩康; 石崎 暢洋; et al.

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴い放出された放射性物質により引き起こされた環境汚染に対し、原子力機構の「除染推進専門家チーム」は、福島県内の各市町村における除染活動の円滑な推進のための行政機関等への支援活動を実施している。平成23年度は、福島県内各市町村における除染計画の策定協力として、延べ321件、除染にかかわる技術指導・支援等として、延べ164件の要請に対応した。そのうち、除染活動によって発生する除去土壌等を保管する仮置場の設置等に関する支援活動では、仮置場の候補地について、地形,土壌,地質,水理,植生等に関する既存情報の整理及び現地調査を実施し、その結果に基づいて、おもに技術的な観点からの助言を行った。また、住民説明会においては、生活環境中に飛散している放射性物質を除去・収集し、一か所に集め、適切に保管することにより、住民の不必要な被ばくを防ぐことが仮置場の設置目的であることを念頭に、仮置場の保管・管理に必要な要件の解説など技術的観点からの説明・支援を実施した。

口頭

再処理施設における放射性物質の移行挙動に関する研究,4; コールド基礎試験(その1)模擬廃液を用いたARF測定試験

田代 信介; 松本 哲也; 片岡 修; 天野 祐希; 阿部 仁; 山根 祐一; 吉田 一雄; 石川 淳; 内山 軍蔵; 上田 吉徳*; et al.

no journal, , 

高レベル濃縮廃液が設計上の想定を超えて、沸騰して乾固状態に至る過程までの放射性物質の放出挙動にかかわるデータを小規模のコールド試験により測定した。高レベル濃縮廃液を模擬して27元素を硝酸溶液に溶解させて酸濃度を2Mとした試料を掃気しながら300$$^{circ}$$Cまで加熱した。試料から気相に移行した水蒸気,ガス状,エアロゾル状物質を凝縮器,エアフィルター,ガス吸収瓶で捕集し、ICP-MSを用いて各試料中の模擬FP元素量を定量した。その結果、沸騰して乾固状態に至る過程までのCs及びRuの気相への支配的な移行挙動として、それぞれ、ミスト放出, RuO$$_{4}$$ガス放出が示唆される結果が得られた。実際の高レベル濃縮廃液を用いた既往研究と異なり、凝縮液試料から求めたRuの気相への積算移行割合がCsよりも全体的に1$$sim$$3桁程度大きかった原因としては、RuO$$_{4}$$の生成を抑制する還元性の亜硝酸の存在の有無が影響した可能性が考えられる。

口頭

JAEA福島環境安全センターにおける除染活動にかかわる経験・教訓,2; 自治体支援(コンクリート除染)

畠 勝郎; 石川 信行; 上坂 貴洋; 須藤 智之; 松本 正喜; 青木 勲; 石崎 暢洋; 今村 弘章; 内田 伸一; 菊池 栄; et al.

no journal, , 

原子力機構では、福島県をはじめとする環境修復に向けた除染活動の円滑な推進のため各自治体等への支援活動を実施している。一例として、事故当時に建設途中であった一般住宅において、汚染した基礎コンクリート部表面の除染方法を構築し、除染作業に至ったケースについて紹介する。

口頭

再処理施設における放射性物質の移行挙動に関する研究,6; コールド基礎試験(その3)FP濃度の影響

田代 信介; 松本 哲也; 片岡 修; 天野 祐希; 阿部 仁; 山根 祐一; 吉田 一雄; 石川 淳; 内山 軍蔵; 上田 吉徳*; et al.

no journal, , 

高レベル濃縮廃液が沸騰して乾固状態に至る事故時における放射性物質の放出挙動にかかわる研究を行っている。非放射性の模擬FP元素(27元素)を硝酸溶液に溶解させて作製した模擬高レベル濃縮廃液(模擬廃液)を用いた実験室規模コールド実験を行い、模擬廃液が沸騰して乾固状態(300$$^{circ}$$C)に至る過程における模擬FP元素の気相への移行割合を初期FP元素濃度をパラメーターとして取得した。模擬FP元素の分析にはICP-MSを用いた。実験の結果、Ruの積算移行割合は初期Ru濃度が増加すると減少するが、CsやNdの積算移行割合は初期FP濃度にほとんど依存しないことがわかった。

口頭

核鑑識技術開発; ITWG国際比較試験の結果

大久保 綾子; 篠原 伸夫; 戸田 暢史; 片岡 修; 松本 哲也

no journal, , 

原子力機構では、文部科学省核セキュリティ補助金事業の一環として、平成23年度から平成25年度に確立させた基本的な核鑑識分析技術を検証する目的で、ITWGが主催する低濃縮ウラン試料の核鑑識分析に関する国際比較試験に参加した。3個の未知試料(低濃縮ウラン)を分析し、それらの関係性, 履歴等を解析して報告する内容で、米国・ブラジル・フランス・韓国・南アフリカ等の15か国の参加があった。本講演では、ITWG国際比較試験の概要および原子力機構の結果を報告する。比較試験では、各参加ラボラトリが実施可能な分析を行い、履歴等の解析に利用する。原子力機構は、ウラン同位体比分析, 不純物分析, ウラン精製時期に関する年代測定を実施した。データレビュー会合において他ラボラトリの結果と比較した結果、原子力機構の核鑑識分析レベルは、世界トップレベルのラボラトリと同等のレベルにあることを確認できた。

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