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-ray analysis木下 哲一*; 能任 琢真*; 中島 均*; 小迫 和明*; 加藤 雄大*; 黒岩 洋一*; 倉部 美彩子*; 佐々木 勇気*; 鳥居 和敬*; 前田 亮; et al.
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 332(2), p.479 - 486, 2023/02
There are some different chemical and physical forms of water molecules in concretes. Especially, bound water is difficult to determine. In the present work, we determined free + adsorbed water and bound water contained in aggregates and cement pastes, which are component of concretes, by means of conventional gravimetric analysis and prompt -ray analysis (PGA), respectively, in order to evaluate a total water content in concretes. In the PGA, background reduction was attempted by using the time-of-flight (TOF) signal. In addition, the degree of contribution to analytical values by scattered neutrons by samples was evaluated because water would adsorb on the surface of instruments inside the irradiation chamber for the PGA. Contents of the free + adsorbed water and bound water in some geochemical references determined in the present work were compared with the nominal values to confirm the precision. Each water content in aggregates collected from different quarries and cement pastes with different water-to-cement ratios were analyzed. A total water content in young concrete was evaluated on the basis of the analytical values.
梶本 亮一; 横尾 哲也*; 中村 充孝; 川北 至信; 松浦 直人*; 遠藤 仁*; 瀬戸 秀紀*; 伊藤 晋一*; 中島 健次; 河村 聖子
Physica B; Condensed Matter, 562, p.148 - 154, 2019/06
被引用回数：15 パーセンタイル：61.19(Physics, Condensed Matter)Seven time-of-flight quasielastic/inelastic neutron scattering instruments are installed on six beamlines in the Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). Four of these instruments are chopper-type direct-geometry spectrometers, one is a near-backscattering indirect-geometry spectrometer, and the other two are spin-echo-type spectrometers. This paper reviews the characteristic features, recent scientific outcomes, and progress in development of MLF spectrometers.
中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.
Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12
J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。
瀬戸 秀紀; 伊藤 晋一; 横尾 哲也*; 遠藤 仁*; 中島 健次; 柴田 薫; 梶本 亮一; 河村 聖子; 中村 充孝; 川北 至信; et al.
Biochimica et Biophysica Acta; General Subjects, 1861(1), p.3651 - 3660, 2017/01
被引用回数：32 パーセンタイル：80.67(Biochemistry & Molecular Biology)1MWクラスのパルス中性子源であるJ-PARCの物質・生命科学実験施設には、23の中性子ビームラインがあり、21台の装置が稼働、建設中である。このうち6台は中性子非弾性、及び、準弾性実験のための装置であり、生命科学研究に大いに寄与するものである。
中島 憲宏; 西田 明美; 松原 仁*; 羽間 収*; 鈴木 喜雄; 沢 和弘; 飯垣 和彦
Transactions of 22nd International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-22) (CD-ROM), 10 Pages, 2013/08
原子力発電所のような原子力施設は、一千万点以上の部品から構成される組立構造物である。原子力施設は巨大で複雑な構造をしており、大地震時の施設の応答挙動を分析しておくことは必須である。本論では、原子力施設のような沢山の部品から組立てられる構造物の地震時の応答挙動を評価するための、数値シミュレーション技術について報告する。本シミュレーションは、大型構造物である組立品とその構成部品を全体と局所の両面から解析するものである。また、高性能計算機環境である分散及び/又は並列コンピューティング環境で動作するように実装した。本論では、組立構造解析システムの概要と機能について報告し、数値実験とその結果について報告する。実装したアルゴリズムを検証するため、片持ちモデルでの理論解との比較実験を行い、その結果、数値計算誤差範囲での一致を得た。応用実験として、並列コンピュータに組立構造解析システムを実装し、組立構造物のシミュレーションを、原子力機構の高温工学研究炉のデータを用いて計算し、その結果を示した。
田中 成岳*; 木村 仁*; Faried, A.*; 酒井 真*; 佐野 孝昭*; 猪瀬 崇徳*; 宗田 真*; 岡田 幸士*; 中島 政信*; 宮崎 達也*; et al.
Cancer Science, 101(6), p.1487 - 1492, 2010/06
被引用回数：12 パーセンタイル：31.77(Oncology)大気マイクロPIXEを用いて、食道ガン細胞株において、主要な化学療法薬であるシスプラチンの細胞内局在性を調べ、同細胞株のシスプラチンに対する感度を決定した。2種類のヒト食道扁平上皮癌(ESCC)細胞株(TE-2とTE-13)のシスプラチンに対する感受性は、MTT分析,フローサイトメトリ、及びDNA断片化分析を用いて確認した。これらの細胞試料に対して大気マイクロPIXE分析を行うとともに、リアルタイム逆転写ポリメラーゼ連鎖反応を用いて両細胞株における、「マルチ-ドラッグ」抵抗性タンパク質2(MRP2)のmRNA発現を評価した。この結果、TE-2セルはTE-13セルよりシスプラチンに敏感であることが明らかとなった。この研究結果は、大気マイクロPIXEが個別細胞のシスプラチン感受性を定量評価する方法として有効であることを示唆した。また、最終的には細胞膜の中のMRP2がESCC細胞のシスプラチン感受性を制御する重要な役割を担っているのではないかという推測に至った。
山根 祐一; 中島 健*; 阿部 仁; 林 芳昭*; 有澤 潤*; 早海 賢*
日本原子力学会和文論文誌, 9(1), p.96 - 107, 2010/03
核燃料施設を対象に確率論的安全評価(PSA)手法及び基礎的データの整備も積極的に進められている。核燃料施設におけるPSA等のリスク情報を安全規制に活用するには、核燃料施設の個々の安全上の特徴を反映したPSA手法の整備及び各施設におけるリスクの評価・分析を進めることが必要であることから、「核燃料施設事故影響評価手法調査専門委員会」では、平成16年度より日本原子力研究開発機構からの委託を受けて、核燃料施設のPSA手法のうち、特に事故時の影響評価のための解析手法に重点をおいてPSAに適用可能な解析手法について調査検討を実施してきた。その成果を、総論1編及び再処理施設で想定される代表的な事象ごとにまとめた5編の技術資料としてまとめた。本技術資料では、核燃料施設の安全評価に有益な情報を提供することを目的として、簡易評価手法や一点炉動特性解析コード,準定常法などの臨界事故評価手法について調査し、その特徴についてまとめた。さらに、仮想的な臨界事故シナリオに対してこれらの手法を適用した試計算を行い、その結果を比較した。臨界事故における揮発性の核分裂生成物の移行率について調査した結果についても報告する。
中島 憲宏; 新谷 文将; 鈴木 喜雄; 西田 明美; 松原 仁; 中島 康平
第27回日本シミュレーション学会大会発表論文集, p.511 - 514, 2008/06
本論は、原子力発電プラントなどの原子力施設の状態を振動工学や構造力学の観点でシミュレーションする3次元仮想振動台が出力するテラバイトを超える量のシミュレーション結果を評価する作業過程を効率的に支援するために、データ分析・監視支援機能を提案する。ここでは有限要素解析結果を例にとり、分析対象となる要素とその近傍における要素間の相互関係と要素全体との関係を確認しながら評価する手段を、マルチ画面管制技術により提案する。その実現環境は、シミュレーションとの連係や大規模可視化システムが不可欠なため、グリッド・コンピューティング環境AEGIS(atomic energy grid infrastructure)で実現する。
西田 明美; 新谷 文将; 松原 仁; 羽間 収; 中島 憲宏
安全研究フォーラム2008参考資料集, p.93 - 94, 2008/02
本課題は、部品レベルで実プラントを模擬して、地震応答解析が可能な計算科学的手法を用いた3次元仮想振動台を開発することを目的としている。従来の地震応答解析法の保守性や地震PSAにおける機器損傷確率評価への活用により、安全性の向上に資するための調査研究を行う。まずは質点系モデルによる解析や実測値との比較検討を可能とする仕組みを整備する。将来的にはPRA/QRA手法への適用方策に繋げられるようにする。
羽間 収; 櫛田 慶幸; 松原 仁; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 新谷 文将; 青柳 哲雄; 中島 憲宏; 近藤 誠
Proceedings of 9th MpCCI User Forum, p.118 - 124, 2008/00
原子力発電プラントが安定的にエネルギーを供給していくためには、機器部材等の経年劣化を踏まえたうえでの巨大地震に対する耐震性能・設計裕度の確認及び未来状態の予測が急務である。原子力発電プラントのような社会的にも大きなインパクトを有する構造物の耐震性能とその限界の確認は、可能であれば実大試験で実証されるべきである。しかし規模やコスト面の制限によりその実施は事実上不可能である。本研究では、原子力発電プラント内機器の振動特性を3次元・実スケール解析により定量的に見極めることを可能とする統合的なシミュレータを提案し、実装することを目的とする。
西田 明美; 松原 仁; Tian, R.; 羽間 収; 鈴木 喜雄; 新谷 文将; 中島 憲宏; 谷 正之; 近藤 誠
日本原子力学会和文論文誌, 6(3), p.376 - 382, 2007/09
ここ数年、原子力プラントにおいて予期しえなかった事象が相次いで起こり、その安全保守性に対して従来以上に高い信頼性が求められている。しかしながら、実際の原子力プラント等を用いた保全管理実験や経年運転検証実験には膨大な費用と年月が必要である。そこで、進展著しい計算科学の力を活用して安全かつ効率的に原子力プラントの保全性評価を行おうという試みがなされるようになってきている。著者らは、将来的な原子力耐震情報管制システム構築を見据え、原子力プラント3次元全容シミュレーションの研究開発に取り組んでいる。3次元仮想振動台と呼んでいる本技術は、原子力プラントの機器,建屋,地盤の連成を考慮した実環境下での原子力プラントまるごと数値シミュレーションを最終目標とする。今般、3次元仮想振動台実現のための要素技術として、構造物を部品の組立品として扱い、部品間の連成を考慮することで巨大施設の全体解析を可能とする組立構造解析法を提案し、並列分散計算機環境においてプロトタイプを実装した。本論文では、組立構造解析法の並列分散環境におけるシステム構築について述べ、数千万自由度を有する実プラント冷却系統への適用例を示す。
寺田 敦彦; 日野 竜太郎; 平山 俊雄; 中島 憲宏; 杉山 均*
Proceedings of 15th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-15) (CD-ROM), 6 Pages, 2007/04
日本原子力研究開発機構では、熱化学法ISプロセスによる水素製造技術の研究開発を進めている。現在、ベンチ試験の成果を踏まえ、次段階となる30Nm
/h規模の水素製造試験装置の設計検討を実施している。ISプラントの設計では、コスト低減の観点から、高性能でコンパクトな反応器の構造設計が重要である。そこで、ブンゼン反応器等の化学反応を伴う混相流の混合性能を最適化するために熱流動解析解析コードの開発に着手した。本報では、第1報として反応容器を模擬した容器内旋回流に見られる渦崩壊現象についての数値解析と水流動可視化試験による検証結果を報告する。
谷 正之; 中島 憲宏; 西田 明美; 鈴木 喜雄; 松原 仁; 新谷 文将; 櫛田 慶幸; 羽間 収; 近藤 誠; 川崎 幸三
Proceedings of Joint International Topical Meeting on Mathematics & Computations and Supercomputing in Nuclear Applications (M&C+SNA 2007) (CD-ROM), 12 Pages, 2007/04
The quakeproof analysis for an assembly structure such as a nuclear power plant should not be calculated as a piece of structure as existed structural analyses as do so, because of heterogeneity of each part in the functionality, which relates to the boundary condition. As well known that nuclear power plant consists of over ten million detailed parts, it takes lots of computational resources such as memory, disk space, and computational power to carry out its analysis. In order to achieve the assembly structure analysis, it is to give an efficient performance method, a treatable data handling method, and taking account the heterogeneity of each part in the functionality. The proposed method is to treat a power plant size assembly with its components. The components are handled by one by one to reduce the size of data at a operation, and to concern heterogeneity of each part.
仲島 邦彦*; 牧野 仁史
JAEA-Data/Code 2006-013, 31 Pages, 2006/06
JAEA-Data-Code-2006-013.pdf:3.63MB
地層処分の安全評価では、天然の地質環境が有する場の不均質性,時間の経過に伴う地質環境条件の変化、あるいは理解や情報の不十分さから生ずるデータ不確実性が内在し、それらを完全に排除することは困難である。このようなデータ不確実性を網羅的に考慮したモンテカルロシミュレーションの結果を対象に、どのパラメータの不確実性の影響が大きいかなどの知見を得ること(感度分析)は、地層処分の安全評価上重要である。ここで、多変量解析手法の一つである決定木分析(ベリー・リノフほか、1999)の感度分析への適用性については、上述した核種移行に関するモンテカルロシミュレーションの結果(総線量の最大値)を対象にした予察的な分析により見通しを得ている(仲島・牧野、2005)。本検討では、感度分析を実施するにあたってのさまざまな切り口について検討し、総線量の最大値を含むさまざまな結果(総線量の最大値の発生時刻,支配核種など)を対象とした決定木分析を行うことにより、決定木分析の精度や適用範囲の確認を行った結果を示す。その結果、ほとんどのケースにおいて「良好な分析が行えた分析ケース」又は「比較的良い分析となった分析ケース」という結果が得られ、決定木分析が感度分析を行う際のさまざまな目的に適用可能であることを示すことができた。
羽間 収; 鈴木 喜雄; 松原 仁; Tian, R.; 西田 明美; 谷 正之; 中島 憲宏
Proceedings of 7th MpCCI User Forum, p.132 - 136, 2006/00
原子炉は大規模かつ複雑な構造を持つため、その安全対策のためには非常に厳密な規則のもとに維持されなければならない。しかしながら、フルスケールの原子力装置とその冷却システムを全体として扱うことは制御実験では不可能である。そこで、特大地震や老朽化に対する原子炉の安全性を維持することを目的として、原子力機構では3次元仮想振動台をITBL環境に構築している。現在、組立部品構造法を用いることにより、高性能有限要素弾性シミュレーションシステムを開発した。このシステムを利用して、高温工学試験研究炉HTTRの有限要素モデルを構築した。
仲島 邦彦*; 牧野 仁史
JNC TN8400 2005-001, 32 Pages, 2005/03
JNC-TN8400-2005-001.pdf:0.93MB
地層処分システムの核種移行解析で用いるパラメータには不確実性が存在し,それにより解析結果のばらつきやその支配核種の違い等の特徴が生じる。この特徴の発生に寄与するパラメータとその役割を明らかにすることは,研究開発の効率的実施や評価結果の詳細解釈において必要である。これまでも核種移行解析結果のばらつきに対し,多変量解析手法などを用いた様々な感度分析がなされている。しかし,従来の感度分析では,ばらつきの発生に寄与するパラメータの重要度の把握に重点をおいており,どのような定量的条件(パラメータの値あるいはその範囲)でその特徴が発生しているかまでを詳細に検討した例はあまりない。そこで,本研究では,従来の感度分析を後者の観点から補うための1つの手法として決定木分析を導入し,その適用性の検討を行った。その結果,データ不確実性を考慮したモンテカルロシミュレーションの結果のばらつきに対してカテゴリー分けを行い,決定木分析を適用することにより,特定のカテゴリーに属するか否かを判別するための重要パラメータの抽出,およびその定量的条件を把握することができた。また,その結果の表記を工夫することで,パラメータの定量的条件と判別結果の関係を分かり易い形で示すことができた。さらに,判別に特化した手法である判別分析との比較を行うことにより決定木分析の妥当性を確認した。このような決定木分析の結果は,1)パラメータ条件を与えられた時に,その解析結果がどのカテゴリーに属するかを予測すること,2)データの不確実性が低減された場合に,期待される効果を見積もること,などにも活用していくことができる。以上のことから,重要パラメータの抽出に加え,パラメータの定量的な条件を把握することに関する,決定木分析の有効性について見通しを得ることができた。
Sb
神木 正史*; 岩佐 和晃*; 中島 基樹*; 目時 直人; 荒木 新吾; Bernhoeft, N.*; Mignot, J.-M.*; Gukasov, A.*; 佐藤 英行*; 青木 勇二*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 72(5), p.1002 - 1005, 2003/05
被引用回数：199 パーセンタイル：97.23(Physics, Multidisciplinary)重い電子系超伝導体PrOsSbの磁場誘起秩序相(FIOP相)が、反強四極子秩序相であることを、冷中性子三軸分光器LTASを用いて、磁場中,超低温の中性子散乱実験を行うことによって明らかにした。この実験によって、FIOP相において、0.02
の小さな反強磁性モーメントが誘起されることを観察した。平均場理論による解析から、この反強磁性秩序は、四極子モーメントO
の反強的な秩序によって誘起され、しかもその秩序にはO間の反強四極子相互作用が本質的な役割をしていることが明らかになった。そのため、この秩序が磁場誘起反強四極子秩序であることが結論され、この秩序相が安定化するために、Pr-4f電子が
一重項基底状態及び
三重項第一励起状態を持つことを明らかにした。
南 貴博; 松原 仁; 山岸 信寛; 長谷川 幸弘; 青柳 哲雄; 中島 憲宏; 谷 正之
no journal, ,
平成17年度、高度計算機技術開発室でチームを組み、"SC '05 HPC Analytics Challenge"に参加し、"honorable mention"を受賞した。当該研究では、原子力プラントのフルスケール数値シミュレーションの実現に向けた第一ステップとして、原子炉及び冷却系装置を含む複雑な系を、組み立て構造解析という新たな手法を取り入れることにより、シミュレーションすることに成功した。国際会議SC '05においては、この研究成果をパネル及びリーフレットを使い、特にグリッド利用の観点からデモンストレーションする。
松原 仁; 南 貴博; 羽間 収; 西田 明美; Tian, R.; 中島 憲宏; 谷 正之
no journal, ,
原子力プラントは、圧力容器,中間熱交換器など多数の複雑な部品からなる大規模組立構造物であり、それぞれが互いに連成することによって外力に抵抗する。したがって、原子力プラントの各部品が他の部品、あるいは全体に及ぼす影響を明らかにすることは、構造工学上極めて重要な課題である。従来、このような問題を取り扱う場合、原子力プラントは、一体構造物と仮定され、各部品間に生じる相互作用力を加味した全体挙動の評価は不可能であった。本研究では、原子炉と一次冷却系に対して、ITBLグリッド環境の利用による部品間接続を加味した三次元有限要素法の構築を試みた。その結果、各部品の変形挙動や応力状態を加味した原子炉全体解析が可能になり、静的外力作用時における原子炉全体の応力・ひずみ状態が明らかになった。
Tian, R.; 宮崎 明美; 松原 仁; 中島 憲宏; 谷 正之
no journal, ,
原子力プラントは、圧力容器,中間熱交換器など多数の複雑な部品からなる大規模組立構造物であり、それぞれが互いに連成することによって外力に抵抗する。したがって、原子力プラントの各部品が他の部品、あるいは全体に及ぼす影響を明らかにすることは、構造工学上極めて重要な課題である。従来、このような問題を取り扱う場合、原子力プラントは、一体構造物と仮定され、各部品間に生じる相互作用力を加味した全体挙動の評価は不可能であった。本研究では、原子炉と一次冷却系に対して、ITBLグリッド環境の利用による部品間接続を加味した三次元有限要素法の構築を試みた。本発表では、ITBLグリッド環境における原子力プラント全体解析実現のためのシステム構成概念、及び、部品間接続の取り扱いについて述べる。
