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論文

Observation of longitudinal magnetic fluctuations at a first-order ferromagnetic quantum phase transition in UGe$$_2$$

野間 雄一郎*; 小手川 恒*; 久保 徹郎*; 藤 秀樹*; 播磨 尚朝*; 芳賀 芳範; 山本 悦嗣; 大貫 惇睦*; 伊藤 公平*; 仲村 愛*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 90(7), p.073707_1 - 073707_5, 2021/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Physics, Multidisciplinary)

Ferromagnetic fluctuation relevant to the pressure-induced superconductivity in UGe$$_2$$ is investigated by means of NMR spectroscopy. Longitudinal magnetic fluctuations were observed in the spin-echo decay rate near the ferromagnetic critical point where superconductivity takes place. This result strongly suggests that superconductivity in ferromagnets is universally mediated by anisotropic magnetic fluctuations.

論文

Hydrological and climate changes in southeast Siberia over the last 33 kyr

勝田 長貴*; 池田 久士*; 柴田 健二*; 國分 陽子; 村上 拓馬*; 谷 幸則*; 高野 雅夫*; 中村 俊夫*; 田中 敦*; 内藤 さゆり*; et al.

Global and Planetary Change, 164, p.11 - 26, 2018/05

 被引用回数:6 パーセンタイル:46.34(Geography, Physical)

バイカル湖ブグルジェイカサドルの堆積物中の化学組成を高分解能に分析することにより過去3.3万年以上の内陸シベリアの古環境及び古気候変動を復元した。完新世の気候は、6500年前に温暖、乾燥に変化し、氷期から間氷期の気候システムに遷移したことを示唆する。最終氷期においては、プリモールスキー山脈に起因する砕屑性炭酸塩の堆積がハインリッヒイベント(H3とH1)に伴って生じた。また、ハマル-ダバン山脈の氷河融解水がセレンガ川を通じて供給された。アレレード・ヤンガードリアス時に発生した無酸素底層水は、セレンガ川からの流水の減少とプリモールスキー山脈から供給された有機物の微生物分解で生じたものと考えられる。完新世初期の降水の減少は、8200年前の寒冷イベントに対応する。

論文

Anisotropic magnetic fluctuations in ferromagnetic superconductor UGe$$_2$$; $$^{73}$$Ge-NQR study at ambient pressure

野間 雄一郎*; 小手川 恒*; 久保 徹郎*; 藤 秀樹*; 播磨 尚朝*; 芳賀 芳範; 山本 悦嗣; 大貫 惇睦*; 伊藤 公平*; Haller, E. E.*; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 87(3), p.033704_1 - 033704_5, 2018/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:47.76(Physics, Multidisciplinary)

$$^{73}$$Ge nuclear quadrupole resonance study of ferromagnetic superconductor UGe$$_2$$ is reported. Detailed analyses successfully assigned crystallographic sites of Ge atoms. The measurement of the nuclear spin-lattice relaxation rate revealed highly anisotropic magnetic fluctuations.

論文

Analysis on ex-vessel loss of coolant accident for a water-cooled fusion DEMO reactor

渡邊 和仁; 中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 浅野 史朗*; 浅野 和仁*

Proceedings of 26th IEEE Symposium on Fusion Engineering (SOFE 2015), 6 Pages, 2016/06

水冷却方式の核融合原型炉において、真空容器外でブランケット冷却配管が破断した場合、高温・高圧の蒸気が建屋区画内に放出されるため、加圧により放射性物質が建屋区画外に放散される可能性がある。そこで、本研究ではこの事象(真空容器外冷却材喪失事象)に対し、3つの閉じ込め障壁案を提案した。これらの案に対して事故解析コードである「MELCOR」の核融合向け改良版を使用した熱水力解析を実施し、各案が成立する条件を明らかにした。

論文

Neutronics analysis for fusion DEMO reactor design

染谷 洋二; 飛田 健次; 谷川 尚; 宇藤 裕康; 朝倉 伸幸; 坂本 宜照; 星野 一生; 中村 誠; 徳永 晋介

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 6 Pages, 2015/05

出力1.5GWの核融合原型炉において達成目標であるトリチウムの自給自足性並びに発電実証に係わる増殖ブランケット概念を明確にするため核熱解析によるトリチウム増殖比(TBR)及び冷却配管の検討を行った。原型炉でのブランケット概念は大量生産の観点から内部構造がシンプルな概念とし、トリチウム増殖材及び中性子増倍材の使用温度を満足するよう内部構造を決定した。3次元中性子輸送計算の結果、隣り合うブランケット間のギャップ幅は2cm程度ではTBRの減少は見られないが、NBIポートのような大型ポートの場合には占有率以上にTBRが減少することが分かった。形状依存性があるTBRを正しく評価するために最新の原型炉設計に基づく3次元計算モデルによる評価を行い、トリチウム自給を満足できる事を明らかにした。また、ブランケット前方では核発熱が大きく、冷却配管の5mm程度のずれ(誤差)で運転中の材料温度が100$$^{circ}$$C程度変化する。これより、配管設計には裕度を持って設計する必要があるが、TBR向上のために材料の許容温度近くで設計していた。本研究の結果より、低出力炉の場合はブランケット内部の冷却配管の配置がTBRに大きく影響しないことが分かり、ブランケット内の配管設置精度に対して裕度があることを見いだした。最後に炉内機器であるブランケット及びダイバータの交換周期に係る弾き出し損傷値、並びに保守工程及び安全性に係る運転終了後の線量率及び残量熱に関して報告する。

論文

Study of safety features and accident scenarios in a fusion DEMO reactor

中村 誠; 飛田 健次; Gulden, W.*; 渡邊 和仁*; 染谷 洋二; 谷川 尚; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(9-10), p.2028 - 2032, 2014/10

 被引用回数:10 パーセンタイル:68.92(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所事故を受けて、日本国内の核融合研究コミュニティにおいて、核融合炉の安全性に対する関心が高まっている。そこで幅広いアプローチ原型炉設計活動(BA-DDA)では、核融合炉の安全性研究に着手した。本論文は、BA-DDAで行っている核融合原型炉安全性研究の進展について報告するものである。まず本研究での安全確保の考え方を明確化し、事故時の放射性物質放出に対する敷地境界での公衆被ばく線量の目標値を設定した。次に、核融合原型炉が内包する放射性物質とエネルギーの量の評価を行った。ここでの原型炉は、我が国で開発しているブランケット工学技術(水冷却、固体ペブル増殖ブランケット)に基づくものとする。さらに、マスター・ロジック・ダイアグラム法と機能FMEA法を用いて原型炉で考えられる事故シナリオの分析を行った。分析したシナリオのうち、とりわけ重要な事故事象を選定した。

論文

Key aspects of the safety study of a water-cooled fusion DEMO reactor

中村 誠; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 坂本 宜照; 荒木 隆夫*; 渡邊 和仁*; 松宮 壽人*; 石井 響子*; et al.

Plasma and Fusion Research (Internet), 9, p.1405139_1 - 1405139_11, 2014/10

水冷却核融合原型炉の安全性研究における重要側面について報告する。水冷却原型炉の内的ハザード(つまり放射性物質のインベントリ、これらを可動化するエネルギー、事故の起因事象と事故シナリオ)の分析を行った。第一壁/ブランケット冷却ループのエンタルピー、崩壊熱、ベリリウム-水蒸気反応で発生しうる化学反応エネルギーにとりわけ留意する必要があることを指摘した。第一壁/ブランケット冷却ループの真空容器外破断を定量的に解析した。この事象に対する核融合炉建屋の健全性について議論した。

論文

Analysis of accident scenarios of a water-cooled tokamak DEMO

中村 誠; 伊庭野 健造*; 飛田 健次; 染谷 洋二; 谷川 尚; Gulden, W.*; 小川 雄一*

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

近年我が国において、加圧水冷却材と固体ペブル増殖ブランケットに基づくトカマク核融合原型炉の設計研究が進んでいる。しかしながら、このタイプの核融合原型炉の安全上の特徴はまだ十分に明らかにされていない。本論文は真空容器内・真空容器外における冷却材喪失事象の熱水力解析について報告するものである。水冷却原型炉の安全上(とりわけ閉じ込め障壁への荷重)について、熱水力解析の結果に基づいて議論する。そのような荷重を低減するための方策についても提案する。

論文

JT-60SA組立及び位置計測

鈴木 貞明; 柳生 純一; 正木 圭; 西山 友和; 中村 誠俊; 佐伯 寿; 星 亮; 澤井 弘明; 長谷川 浩一; 新井 貴; et al.

NIFS-MEMO-67, p.266 - 271, 2014/02

日本原子力研究開発機構は、核融合エネルギーの早期実現に向けた幅広いアプローチ(BA)活動の一環として、日欧共同で実施されるサテライト・トカマク計画において超伝導トカマク装置(JT-60SA)の建設を行う。JT-60SAは、限られた空間に多くの主要機器を高精度で組み立てるため、3次元CADを用いた模擬計測を行うことにより、組立に必要となる機器の代表点を確認し、組立の成立性を検証するとともに3次元計測器(レーザートラッカー)を用いた位置計測方法を検討した。本講演では、JT-60SA組立の中で最も重要となるTFコイルの位置計測方法を含めた組立方法について述べる。

論文

A Feasible DEMO blanket concept based on water cooled solid breeder

染谷 洋二; 飛田 健次; 宇藤 裕康; 星野 一生; 朝倉 伸幸; 中村 誠; 谷川 尚; 榎枝 幹男; 谷川 博康; 中道 勝; et al.

Proceedings of 24th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2012) (CD-ROM), 8 Pages, 2013/03

核融合原型炉水冷却ブランケットの製作性向上を目指して、混合ペブル増殖材料概念に着目して設計研究を行い、トリチウムの自給自足性を充たしていることを示した。他方、核融合炉ブランケットは電磁力対策及びメンテナンスのためにモジュール化が必要になる。この際に各モジュール間のギャップには、トリチウム増殖領域を確保できないことからTBR値の減少が懸念されるが、各モジュールを3次元モデルで詳細に評価した結果、3cm程度までのギャップ幅ならば、ギャップ内での中性子散乱の寄与によってTBR値は減少しないことがわかった。このことは、ブランケットの保守を容易にするとともに計測装置のアクセス性の改善を示している。次に核融合の健全性の観点から、ブランケットモジュール内の配管破断に対応するために筐体厚さが重要になってくる。現行の原型炉ブランケット概念の筐体厚さは22mmであり、冷却配管が破断した際の蒸気圧8MPaに対する耐圧性を期待できない。本論文では、TBRと筐体厚さのトレードオフ関係を定量化し、ブランケットの健全性に関して議論する。

論文

Electron compound nature in a surface atomic layer of a two-dimensional hexagonal lattice

松田 巌*; 中村 史一*; 久保 敬祐*; 平原 徹*; 山崎 詩郎*; Choi, W. H.*; Yeom, H. W.*; 成田 尚司*; 深谷 有喜; 橋本 美絵*; et al.

Physical Review B, 82(16), p.165330_1 - 165330_6, 2010/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:43.25(Materials Science, Multidisciplinary)

一価金属の共吸着でSi(111)表面上に形成される$$sqrt{21}timessqrt{21}$$超構造は、表面状態の電子数と吸着金属の原子数の割合が常に一定で形成される。このことは、$$sqrt{21}timessqrt{21}$$超構造が電子化合物の特性を持つことを意味している。われわれは、二次元表面合金相である$$sqrt{21}timessqrt{21}$$超構造の安定性を調べるために、Hume-Rothery型化合物における代表的な2つの理論、Jones model及びpseudopotential modelを用いて解析を行った。解析の結果、二次元表面合金相においてはJones modelが破綻しており、pseudopotential modelにおける二次元の表面状態電子を介した中距離原子間相互作用の重要性を見いだした。

論文

Investigation of irradiation conditions for recurrent breast cancer in JRR-4

堀口 洋徳; 中村 剛実; 熊田 博明*; 柳衛 宏宣*; 鈴木 実*; 佐川 尚司

Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.234 - 237, 2010/10

研究用原子炉JRR-4を用いたホウ素中性子捕捉療法(BNCT)では、再発乳癌への適用が検討されている。再発乳癌に対する最適な中性子照射条件の検討を行うため、再発乳癌を模擬した人体モデルに対して線量評価システム(JCDS)を用いた評価を実施した。線量評価モデルは、乳房切除術を施した後に再発した症例を設定して、単門照射(正面方向)及び多門照射(接線方向)について評価を行った。評価結果から、熱中性子ビームを用いることにより、体表付近に発症する再発乳癌に対して効率よく線量を付与し、正常組織(肺,心臓,肝臓)においては、熱外ビームに比べ50%以上線量を低下できることが明らかになった。多門照射を用いた評価でも、生体内に入射した中性子が入射方向に依存しない等方散乱を起こすため、単門照射と同様な生体内の線量分布が得られた。これにより、本再発乳癌評価モデルに対するBNCTでは、他の放射線治療において正常組織の線量の制御に有効である接線方向からの照射ではなく、熱中性子ビームを用いた単門照射が有効であるとの結論に至った。今後も異なる評価モデル,評価パラメータを用いた検討を実施し、最適な照射条件について評価を実施していく。

報告書

核融合原型炉SlimCSの概念設計

飛田 健次; 西尾 敏*; 榎枝 幹男; 中村 博文; 林 巧; 朝倉 伸幸; 宇藤 裕康; 谷川 博康; 西谷 健夫; 礒野 高明; et al.

JAEA-Research 2010-019, 194 Pages, 2010/08

JAEA-Research-2010-019-01.pdf:48.47MB
JAEA-Research-2010-019-02.pdf:19.4MB

発電実証だけでなく、最終的には経済性までを一段階で見通しうる核融合原型炉SlimCSの概念設計の成果を報告する。核融合の開発では、これまで、1990年に提案されたSSTR(Steady State Tokamak Reactor)が標準的な原型炉概念とされてきたが、本研究はSSTRより軽量化を図るため小規模な中心ソレノイドを採用して炉全体の小型化と低アスペクト比化を図り、高ベータ及び高楕円度(グリーンワルド密度限界を高めうる)を持つ炉心プラズマにより高出力密度を目指した。主要パラメータは、プラズマ主半径5.5m,アスペクト比2.6,楕円度2.0,規格化ベータ値4.3,核融合出力2.95GW,平均中性子壁負荷3MW/m$$^{2}$$とした。この炉概念の技術的成立性を、プラズマ物理,炉構造,ブランケット,超伝導コイル,保守及び建屋の観点から検討した。

論文

Compact DEMO, SlimCS; Design progress and issues

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 川島 寿人; 栗田 源一; 谷川 博康; 中村 博文; 本多 充; 斎藤 愛*; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 49(7), p.075029_1 - 075029_10, 2009/07

 被引用回数:125 パーセンタイル:98.18(Physics, Fluids & Plasmas)

最近の核融合原型炉SlimCSに関する設計研究では、おもに、ブランケット,ダイバータ,材料,保守を含む炉構造の検討に重点を置いている。この設計研究における炉構造の基本的考え方とそれに関連する課題を報告する。楕円度のついたプラズマの安定化と高ベータ化のため、セクター大の導体シェルを交換ブランケットと固定ブランケット間に設置する構造とした。また、ブランケットには、加圧水冷却,固体増殖材を採用することとした。従来の原型炉設計で検討していた超臨界水冷却を利用するブランケット概念に比べ、トリチウム自給を満足するブランケット概念の選択肢はかなり絞られる。ダイバータ技術やその材料について考慮すると、原型炉のダイバータ板での熱流束上限は8MW/m$$^{2}$$以下とすべきであり、これは原型炉で取り扱うパワー(すなわち、アルファ加熱パワーと電流駆動パワーの和)に対して大きな制約となりうる。

論文

R&Ds of a Li$$_2$$TiO$$_3$$ pebble bed for a test blanket module in JAEA

谷川 尚; 星野 毅; 河村 繕範; 中道 勝; 落合 謙太郎; 秋場 真人; 安堂 正己; 榎枝 幹男; 江里 幸一郎; 林 君夫; et al.

Nuclear Fusion, 49(5), p.055021_1 - 055021_6, 2009/05

 被引用回数:20 パーセンタイル:64.19(Physics, Fluids & Plasmas)

原子力機構が開発を進めている、固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュールについて、特に増殖材料に関する最新の研究成果を報告する。増殖材料の化学的安定性の向上を目的とし、Li$$_2$$O添加型のLi$$_2$$TiO$$_3$$の開発に成功した。増殖材微小球の充填体の熱機械挙動については、実験的にデータを取得し、各物性値を体系的に整理しモデル化した。テストブランケットモジュール内に設置可能な核計測手法として放射化箔法を提案し、基礎試験において実機への適用性を確認した。水冷却方式において重要なトリチウムの透過については、開発した透過低減皮膜の効果を実験によって確認するとともに、得られたデータを元にして運転条件における透過量を評価した。これらの成果に基づき、テストブランケットモジュールの設計が進められている。

論文

Progress in R&D efforts on the energy recovery linac in Japan

坂中 章悟*; 吾郷 智紀*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; 原田 健太郎*; 平松 成範*; 本田 融*; et al.

Proceedings of 11th European Particle Accelerator Conference (EPAC '08) (CD-ROM), p.205 - 207, 2008/06

コヒーレントX線,フェムト秒X線の発生が可能な次世代放射光源としてエネルギー回収型リニアック(ERL)が提案されており、その実現に向けた要素技術の研究開発が日本国内の複数研究機関の協力のもと進められている。本稿では、ERL放射光源の研究開発の現状を報告する。

報告書

高速実験炉「常陽」材料照射用実験装置2号機(MARICO-2)・再組立技術の確立

阿部 和幸; 小林 孝*; 梶間 久司*; 吉川 勝則; 永峯 剛; 中村 保雄

JAEA-Technology 2008-008, 53 Pages, 2008/03

JAEA-Technology-2008-008.pdf:19.28MB

高速実験炉「常陽」材料照射用実験装置2号機(MARICO-2: Material Testing Rig with Temperature Control)はODSフェライト鋼など高速炉用燃料被覆管材として有望な材料の継続照射試験を行うためのものであり、コンクリート等による十分な放射線遮蔽能力を有するセル内にて再組立を行う必要があった。しかし、全長約11mと長尺の装置であること,遠隔操作による六角管の溶接が必要であることなどから従来のFMFにおける再組立技術が適用できない。そこで、MARICO-2再組立のための装置の整備、及び遠隔操作による再組立手順を確立した。

論文

Test strategy and development achievements of ITER solid breeder test blanket modules in Japan

榎枝 幹男; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 鶴 大悟; 鈴木 哲; 江里 幸一郎; 秦野 歳久; 野本 恭信; 西 宏; 本間 隆; et al.

Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03

日本は固体増殖テストブランケットモジュール(TBM)を主要ブランケット候補として水冷却(WCSB), ヘリウム冷却(HCSB)のTBMを開発している。そのITERでの試験戦略は、ITERの運転計画に応じて最適な試験項目を設定し、各試験目標に最適なモジュール構造となるよう計画している。その試験戦略と設計及び技術開発の最新の成果を報告する。モジュール設計では、独自のサブモジュール構造を採用した。また、原型炉とは炉運転条件が異なるITERの運転条件でブランケット機能の確証をできるような最適構造に設計しており、また、具体的な製作工程を想定した詳細構造を含む構造設計を実施した。技術開発では、これまで、要素技術開発をほぼ完了し、現在は、工学R&Dを展開している。4種の重要分野について、それぞれ順調な進展を示している。それらのうち、アウトパイルR&Dとトリチウム回収技術開発について進展を報告する。

報告書

Summary of fuel safety research meeting 2005; March 2-3, 2005, Tokyo

更田 豊志; 中村 武彦; 永瀬 文久; 中村 仁一; 鈴木 元衛; 笹島 栄夫; 杉山 智之; 天谷 政樹; 工藤 保; 中頭 利則; et al.

JAEA-Review 2006-004, 226 Pages, 2006/03

JAEA-Review-2006-004.pdf:34.43MB

3月2日(水)及び3日(木)の両日、東京の都市センターホテルにおいて「燃料安全研究国際会議2005(Fuel Safety Research Meeting 2005)」を開催した。本会議は、原子炉の安全性研究に関する最新の研究成果の発表と、専門家との情報交換及び討論を目的としている。本会議における技術的な話題は、燃料安全研究の現状,反応度事故時及び冷却材喪失事故時の燃料挙動,高燃焼度燃料のふるまい、及びシビアアクシデント時の放射性物質放出をカバーしている。本要約集は、本会議の発表において使用された要旨及びOHPをまとめたものである。

論文

Unified model of nuclear mass and level density formulas

深堀 智生; 中村 久*

Physical Review C, 72(6), p.064329_1 - 064329_10, 2005/12

 被引用回数:7 パーセンタイル:50.55(Physics, Nuclear)

原子核の基底及び励起準位の特徴は、原子核質量及び準位密度公式におけるパラメータの系統性を使用することにより記述される。これらの公式は、新しい方法による殻・対補正を導入した単一粒子準位密度の解析的な記述を基礎としている。主な特徴は、基底準位付近の液滴模型への殻効果,対効果,変形効果である。これらの効果は高励起エネルギーでは、消失する。本論文の主目的は、解析的枠組みの中で、改良されたエネルギー依存の殻エネルギー補正,対エネルギー補正,変形エネルギー補正を集団運動による増強因子に導入することにある。これらの補正は、非常に多くの核反応に系統的な記述を与える。新しい公式は、経験的な原子核質量データだけでなく、低エネルギーでの中性子共鳴間隔の測定値や励起エネルギー依存性に見られる実験的な系統性に非常に良い一致を示している。

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