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O近藤 洋介*; Achouri, N. L.*; Al Falou, H.*; Atar, L.*; Aumann, T.*; 馬場 秀忠*; Boretzky, K.*; Caesar, C.*; Calvet, D.*; Chae, H.*; et al.
Nature, 620(7976), p.965 - 970, 2023/08
被引用回数：5 パーセンタイル：92.64(Multidisciplinary Sciences)非常に中性子が過剰な原子核Oは、陽子、中性子ともに魔法数であることから古くからその性質に興味が持たれていたが、酸素の最後の束縛核
Oよりも中性子が4個も多いため、これまで観測されてこなかった。この論文では、理化学研究所RIBFにて
Fからの1陽子ノックアウト反応によってOを生成し、そこから放出される中性子を測定することによって初めてその観測に成功した。核構造の観点からは、Oでは二重閉殻が保たれているか興味が持たれていたが、実験で得られた分光学的因子が殻模型計算で予言されて程度の大きいことから、閉殻構造をもたない可能性が高いことがわかった。
Ne at the transition into the island of inversion; Detailed structure study of NeWang, H.*; 安田 昌弘*; 近藤 洋介*; 中村 隆司*; Tostevin, J. A.*; 緒方 一介*; 大塚 孝治*; Poves, A.*; 清水 則孝*; 吉田 数貴; et al.
Physics Letters B, 843, p.138038_1 - 138038_9, 2023/08
被引用回数：2 パーセンタイル：68.16(Astronomy & Astrophysics)Neからの1中性子除去反応を用いて、Neの詳細な
線分光を行った。平行運動量分布の解析に基づき、Neの準位構造とスピンパリティを決定し、初めて負のパリティ状態を同定した。測定された断面積と運動量分布から、N=20とN=28のシェルギャップの消失の証拠となる有意なintruder p-wave強度が明らかになった。束縛状態については、弱いf-waveの可能性のある強度が観測された。いくつかの有効相互作用を用いた大規模殻模型計算では、実験的に観測された大きなp-wave強度と小さなf-wave強度は再現されず、Ne同位体に沿った反転の島への遷移の完全な理論的記述への挑戦が続いていることを示している。
三枝 純; 依田 朋之; 村上 晃洋; 武石 稔
環境放射能除染学会誌, 5(2), p.79 - 93, 2017/06
2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所の事故後、福島県内各地において放射線モニタリングが継続して行われている。事故から5年が経過したのを機に、原子力発電所から20
60kmに位置する15地点で得られた空間線量率のトレンド(2011年5月)を解析し、線量率の減衰傾向や積雪による遮蔽効果について考察した。線量率のトレンドは放射性セシウムの物理的減衰とウェザリング等その他の要因を加味した関数に適合することができ、この結果から環境半減期は327年(平均10年)と評価された。また、積雪による遮蔽の影響で線量率は下がり、積雪深20cmで15%から50%低下した。この影響により、5年間の積算線量は積雪がなかった場合に比べて最大約7%低くなることがわかった。
大岡 誠; 前川 康成; 富塚 千昭; 村上 知行*; 片桐 源一*; 尾崎 博*; 河村 弘
JAEA-Technology 2015-003, 31 Pages, 2015/03
JAEA-Technology-2015-003.pdf:3.95MB
東京電力福島第一原子力発電所の廃炉に向けた取組みが現在すすめられている。燃料デブリ取り出しのために、格納容器内を水で満たす必要があるが、いくつかの号機では冷却水の漏えいが存在し、漏えいを止めることが最重要課題になっている。福島廃炉技術安全研究所では光硬化樹脂を用いた止水方法を検討している。紫外線照射によって硬化する材料(光硬化型樹脂)を冷却水に混ぜ格納容器の損傷部に到達させ、漏えい箇所出口にて紫外線を照射して光硬化型樹脂を硬化させ損傷部を閉塞するものである。しかしながら光硬化型樹脂は元々コーティング、または塗装剤として使用されるものであり、漏えい止水への適用性は未知である。本稿は、光硬化型樹脂の水中での基本的な硬化性能を把握し、漏えい止水への適用性を検討した結果を報告するものである。
五輪 智子*; 塩津 智之*; 裏川 達也*; 岡 壽崇; 村上 健*; 大島 明博*; 濱 義昌*; 鷲尾 方一*
Radiation Physics and Chemistry, 80(2), p.264 - 267, 2011/02
被引用回数：8 パーセンタイル：53.37(Chemistry, Physical)高LET放射線である重粒子線をETFEに真空、及び大気中で照射した。ETFEに対する照射効果を重粒子線の進入深さの関数として評価した。重粒子線照射によって共役二重結合が生成し、その生成量分布はブラッグ曲線に非常によく似ていること、LETが高くなるほど、C=Cの二重結合の長さが長くなることがわかった。さらに、大気中照射においては、試料表面からの酸素分子の拡散により、C=O結合が増加することが明らかになった。
角 美香; 阿部 勝男; 影山 十三男; 中沢 博明; 甲地 友和*; 村上 貴樹*; 菱 朋行*; 藍 寛信*
Proceedings of INMM 50th Annual Meeting (CD-ROM), 9 Pages, 2009/07
近年、同位体希釈質量分析法(IDMS)によってPu及びUの濃度を測定する多くの分析所において、個々のバイアル中にPu, U両方を含む、LSDスパイクが標準試料として用いられている。査察分析所で調製されているもの及び市販されているLSDスパイクの多くは、再処理施設におけるインプット溶液を測定することを目的としており、個々のバイアル中に数mgのPuと数十mgのUを含んでいる。一方で、PFDCにおける主な試料であるMOXは、インプット溶液に比べるとわずかなUしか含んでおらず、インプット用のLSDスパイクを用いて、精度よく測定することは難しい。そのため、PFDCではMOX試料測定に適したPu/Uの異なる数種類のLSDスパイクを調製し、使用してきた。また、近年Pu-CRMの入手は困難さが増しており、自国でPuスタンダードを調製する技術を持つ必要が出てきている。PFDCで保管しているMOX粉末からPuを回収し、LSDスパイクを調製するとともに、JNFLとの共同研究に基づき、実用試験を行った。本論文では、PFDCにおけるMOX試料測定のためのLSDスパイクの調製と使用経験,MOX-Puの値付け分析方法の検討等について報告する。
村上 知行; 西原 哲夫; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 7(3), p.231 - 241, 2008/09
日本原子力研究開発機構では、超高温ガス炉(VHTR)の核熱を利用する原子力水素製造システムを開発中である。水素製造施設では可燃性ガスである水素や毒性物質を扱うことから、万一、火災・爆発や毒性物質の暴露被害に至った場合でも、原子炉施設の安全が確保されることを設計上担保すること、また、敷地周辺公衆に対して有意なリスク増加をもたらさないことを確認しておくことが重要である。本稿では、水素製造施設の事故が発生した場合における原子炉施設の安全性確保及び周辺公衆のリスク評価にかかわる基本方針,判断基準の目安及び評価手法を提案するとともに、水素併産型高温ガス炉GTHTR300Cを対象に適切な安全距離を評価し、かつ、効果的な安全対策を提案する。また、敷地境界距離と公衆リスクとの関係を定量化し、水素製造設備が原子炉施設の周辺公衆のリスクに対して影響を及ぼさないことを示す。
坂場 成昭; 橘 幸男; 島川 聡司; 大橋 弘史; 佐藤 博之; Yan, X.; 村上 知行; 大橋 一孝; 中川 繁昭; 後藤 実; et al.
JAEA-Technology 2008-019, 57 Pages, 2008/03
JAEA-Technology-2008-019.pdf:8.59MB
安全性に優れ、発電のみならず水素製造,地域暖房等に利用できる小型コジェネレーション高温ガス炉は、送電網等のインフラが整備されていない発展途上国に最適な原子炉の一つと考えられている。そこで、発展途上国で建設することを想定した小型コジェネレーション高温ガス炉HTR50Cについて検討した。HTR50Cプラントの仕様,機器構成等を決定し、経済性評価を行った結果、小型軽水炉と経済的に競合できることがわかった。
村上 知行; 寺田 敦彦; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 5(4), p.316 - 324, 2006/12
現在、日本原子力研究開発機構では、原子炉から発生する高温の熱エネルギーを水素製造に活用する原子力水素製造システムの実用化に向けて、高温ガス炉(VHTR)と水素製造試験設備を安全かつ合理的に接続するための研究開発を行っている。本システムでは可燃性の水素ガスを扱うことから、万一漏洩,爆発に至った場合でも、原子炉施設に対する安全性が損なわれないことを保証することが設計上重要な課題である。本報は、VHTR水素製造システムにおいて、水素ガスが配管破断等により大気中に漏洩した場合を想定した漏洩拡散解析を実施し、可燃性混合気の移流拡散距離とそれに影響を及ぼすさまざまなパラメータとの相関について定量化した。また、本評価結果に基づき、爆発時における爆風圧が原子炉施設に及ぼす影響度を安全かつ合理的に評価する新たな方法について提案した。
西原 哲夫; 大橋 一孝; 村上 知行; 國富 一彦
日本原子力学会和文論文誌, 5(4), p.325 - 333, 2006/12
日本原子力研究開発機構ではガスタービン発電システムの設計をベースとして、電力水素併産型高温ガス炉システム(GTHTR300C)の設計を行っている。水素経済性を確保し、非原子力産業から参入意欲を得られるようなGTHTR300Cの安全設計方針を検討した。水素製造設備はガスタービン発電システムの上流に設置される中間熱交換器の2次ヘリウム系に接続され、一般産業施設として設計できることを目指す。基本的な原子炉安全は原子炉システムに設置された機器により確保する。2次ヘリウム系の機能である1次ヘリウムの冷却,2次ヘリウム圧力保持及びトリチウムを含む不純物の除去は通常運転を維持するために要求される機能である。これらの機能をガスタービンシステムや原子炉システムにより維持し、水素製造設備には期待しないことで、水素製造設備の運転状態に依存せず発電を継続する方法を提案した。可燃性ガスや毒性ガスの放出といった外部事象に対する防護対策についても検討を行った。
西原 哲夫; 國富 一彦; 村上 知行
Proceedings of 3rd International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/10
高温ガス炉水素製造システムにおいて、水素製造プラントは原子炉に近接されるため、水素漏えい事故に対する設計上の考慮が必要となる。配管破断時には高圧水素はジェットとして噴出するため、水素蒸気雲爆発に対する安全評価を実施するには、原子炉施設周りの水素の噴流拡散挙動を解析する必要がある。本検討においては、水素漏えい量,配管口径,障壁等の効果を調べることを目的として、STAR-CDを用いた解析により、拡散特性を評価した。水平移動距離を移流距離と定義し、それぞれのケースについて比較検討を行った。爆風圧力の評価は汎用的なマルチエネルギー法を用いた。爆発時の有効エネルギーは拡散解析の結果を元に算出した。水素ガスの移流拡散距離と爆風圧減衰距離を組合せたものを離隔距離として提案した。この方法を用いて、水素製造プラントと原子炉施設に離隔距離を最適化することができる。
丸山 創; 藤本 望; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*
Nucl. Eng. Des., 152, p.183 - 196, 1994/00
被引用回数：14 パーセンタイル：75.32(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉(HTTR)は、原子炉出口冷却材温度950
C、熱出力30MWの我が国初の高温ガス炉である。本報は、HTTRの炉心熱流力特性評価に関連する設計方針、解析コードの検証を含めた評価手法、原子炉出口冷却材温度950Cを得るための設計対応及び評価結果についてまとめたものである。通常運転時の炉心有効流量は全流量の約88%となり、これを用いて評価した燃料最高温度1492Cは、被覆燃料粒子の健全性の観点から定めた主要な熱的制限値1495Cを下回っている。
丸山 創; 山下 清信; 藤本 望; 村田 勲; 数土 幸夫; 村上 知行*; 藤井 貞夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(11), p.1186 - 1194, 1993/11
被引用回数：7 パーセンタイル：68.63(Nuclear Science & Technology)HTTRの熱流力設計において、被覆燃料粒子の健全性の観点から燃料最高温度を評価するとき、設計上の不確かさを考慮して十分な余裕を持たせるために工学的安全係数(Hot Spot Factor)を用いる。工学的安全係数には、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。
丸山 創; 村上 知行*; 藤井 貞夫*; 藤本 望; 田中 利幸; 数土 幸夫; 斎藤 伸三
Proc. of the 1st JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering,Vol. 1, p.425 - 430, 1991/00
HTTRの炉心熱流力設計においては、被覆燃料粒子の健全性の観点から、燃料最高温度を評価する。この時、設計上の不確定性を評価するためにホットスポットファクター(工学的安全係数)を用いる。ホットスポットファクターには、系統的要因によるシステマティック因子と統計的要因によるランダム因子がある。本報では、HTTRの特徴を考慮して定めた因子の項目、値とその算出方法について説明するとともに、燃料最高温度の評価結果についても報告する。
文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 村上 知行*; 早川 均*
日本原子力学会誌, 31(7), p.828 - 836, 1989/07
被引用回数：3 パーセンタイル：41.87(Nuclear Science & Technology)高温工学試験研究炉の開発に先立ち、熱出力50MW、原子炉出口冷却材温度950Cの多目的高温ガス実験炉の開発が進められてきた。本報告では実験炉の高性能化を目指して行った設計検討の一環としてブロック型燃料の接触面間ギャップを通る冷却材の漏れ流れ(クロス流れ)が燃料冷却に直接寄与する流量(炉心有効流量)に及ぼす影響について解析的に検討した。
丸山 創; 藤本 望; 木曽 芳広*; 村上 知行*; 数土 幸夫
JAERI-M 88-173, 76 Pages, 1988/09
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の設計において、炉心の伝熱流動、特に燃料ブロック内の冷却材流路間の流量配分、燃料ブロック応力解析用熱的境界条件の決定並びに燃料ブロック内の冷却材流路閉塞事故時の温度評価に使用する熱流動・熱伝導連成コードFLOWNET/TRUMPの検証結果について報告するものである。
文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 村上 知行*; 早川 均*
JAERI-M 88-165, 26 Pages, 1988/09
高温工学試験研究炉の開発に先き立ち、熱出力50MW、原子炉出口冷却材温度950Cとの多目的高温ガス実験炉の開発が進められた。本報告では、実験炉の高性能化を目指して行った設計検討の一環として、フランジ型燃料ブロックを用いた場合の炉心有効流量を増加させるには、クロス流れ抵抗係数、燃料冷却流路断面積及び流路の等価値径の大きい燃料を選定すれば良いことを確認した。
丸山 創; 藤本 望; 木曽 芳広*; 村上 知行*; 多喜川 昇*; 早川 均*; 数土 幸夫
JAERI-M 88-154, 147 Pages, 1988/08
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉心熱流力設計の基礎となる炉心内冷却材流量配分計画と評価の結果を、解析用データとともにまとめたものである。HTTRの炉心は、黒鉛ブロックを積重ねた積層構造となっており燃料体ブロック及び制御棒案内ブロック内の計画された流路以外に冷却材の流れる流路が構成される、そのため、炉心の有効な冷却の確保のために、このような計画外の流量で極力低減し、冷却材出口温度950C達成のため適切な流量配分を定めている。
丸山 創; 村上 知行*; 木曽 芳広*; 数土 幸夫
JAERI-M 88-138, 39 Pages, 1988/07
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の炉内流動解析コードFLOWNETの検証解析結果についてまとめたものである。本検証解析では、炉心有効流量に影響を及ぼすクロス流れ及び漏れ流れについて、実機と同規模の炉外流動試験結果との比較を行った。検証解析結果と試験結果は良く一致し、解析コード、モデル及び使用したデータの妥当性が確認された。
文沢 元雄; 鈴木 邦彦; 村上 知行*
JAERI-M 88-031, 52 Pages, 1988/02
本報告は、多目的高温ガス実験炉詳細設計(II)の結果を受けて、実験炉の機能・安全性を維持しつつ建設費の低減を目指して実施した小型改良炉心設計の一環として炉心有効流量の評価を行った。
