Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
IrSi
Pyon, S.*; 工藤 一貴*; 松村 純一*; 石井 博文*; 松尾 元太*; 野原 実*; 北條 元*; 岡 研吾*; 東 正樹*; Garlea, V. O.*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 83(9), p.093706_1 - 093706_5, 2014/09
被引用回数：33 パーセンタイル：82.71(Physics, Multidisciplinary)The effects of lithium absorption on the crystal structure and electronic properties of IrSi, a binary silicide with a noncentrosymmetric crystal structure, were studied. X-ray and neutron diffraction experiments revealed that hexagonal IrSi (space group 
) transforms into trigonal LiIrSi (space group 
) upon lithium absorption. The structure of LiIrSi is found to consist of a planar kagome network of silicon atoms with Li and Ir spaced at unequal distances between the kagome layers, resulting in a polar structure along the c-axis. LiIrSi exhibited type-II superconductivity with a transition temperature 
of 3.8 K, displaying a structure type that no previous superconductors have been reported to have.
高田 昌二; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 小野 正人; 柳 俊樹; 西原 哲夫; 深谷 裕司; 後藤 実; et al.
Nuclear Engineering and Design, 271, p.472 - 478, 2014/05
被引用回数：8 パーセンタイル：53.31(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、HTTRを使用して高温ガス炉の技術基盤を確立するための研究開発を実施している。高温ガス炉の固有の安全性を実証するために、原子炉保護系を隔離して炉心冷却を喪失させる炉心流量喪失(LOFC)試験を開始した。炉心の温度係数は、安全解析における動特性を支配する重要なパラメータであるが、燃焼とともに変化するので、計算結果との比較のためにデータを取得する。HTTRに水素製造システムを接続するにあたり、水素製造システムによる熱的外乱の原子炉への影響を確認する必要がある。熱負荷変動試験では、熱負荷変動時において原子炉出力が安定なレベルに静定することを確認することで、原子炉の安全性を確認するとともに、解析コード検証のためのデータを取得する。
小野 正人; 後藤 実; 篠原 正憲; 野尻 直喜; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 柳 俊樹
JAEA-Technology 2013-001, 35 Pages, 2013/03
JAEA-Technology-2013-001.pdf:6.04MB
HTTRでは炉心の動特性計算に必要な温度係数を測定するために、燃焼初期の平成11年及び平成12年に原子炉出力30kW及び9MWで温度係数測定試験を行った。その後、各種運転に伴い燃焼日数(EFPD)は設計寿命660日の半分を過ぎた約375日となった。そこで、温度係数の燃焼度依存性を評価するために、同出力で温度係数測定試験を行った。その結果を燃焼初期のデータと比較し、温度係数の燃焼特性を明らかにした。また、高い精度で温度係数を測定するために、炉心温度の制御の手法及び炉心温度の均一化の手法を確立した。
後藤 実; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 濱本 真平; 橘 幸男
Nuclear Engineering and Design, 251, p.181 - 190, 2012/10
被引用回数：24 パーセンタイル：84.89(Nuclear Science & Technology)HTTRにおいて、定格運転モードによる30日間、及び高温試験運転モードによる50日間の長期高温運転を行い特性データを取得した。それらのデータを用いて、(1)HTTRの被覆燃料粒子のFP閉じこめ性能は世界最高性能であること,(2)炉内の測定温度は設計値と一致し炉内構造物の強度が保持されていること,(3)中間熱交換器は優れた熱交換性能を運転当初から保持していること,(4)HTTRの反応度制御における棒状可燃性毒物の有効性、及び(5)HTTRの炉心燃焼計算手法の妥当性を検証した。
高田 昌二; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 栃尾 大輔; 島崎 洋祐; 小野 正人; 西原 哲夫; 深谷 裕司; 後藤 実; 橘 幸男; et al.
Proceedings of 6th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2012) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2012/10
原子力機構では、HTTRを使用して高温ガス炉の技術基盤を確立するための研究開発を実施している。高温ガス炉の固有の安全性を実証するために、原子炉保護系を隔離して炉心冷却を喪失させる炉心流量喪失(LOFC)試験を開始した。炉心の温度係数は、安全解析における動特性を支配する重要なパラメータであるが、燃焼とともに変化するので、計算結果との比較のためにデータを取得する。HTTRに水素製造システムを接続するにあたり、水素製造システムによる熱外乱による原子炉への影響を確認する必要がある。熱負荷変動試験では、熱負荷変動時において原子炉出力が安定なレベルに静定することを確認することで、原子炉の安全性を確認するとともに、解析コードの検証のためのデータを取得する。
柳衛 宏宣*; 熊田 博明*; 中村 剛実; 東 秀史*; 生嶋 一朗*; 森下 保幸*; 篠原 厚子*; 藤原 光輝*; 鈴木 実*; 櫻井 良憲*; et al.
Proceedings of 14th International Congress on Neutron Capture Therapy (ICNCT-14) (CD-ROM), p.157 - 160, 2010/10
In the treatment of hepatocellular carcinoma (HCC), only 30 % patients can be operated due to complication of liver cirrhosis or multiple intrahepatic tumours. Tumour cell destruction in BNCT is necessary to accumulate a sufficient quantity of 
B atoms in tumour cells. In this study, we prepared BSH entrapped WOW emulsion by double emulsifying technique using iodized poppy-seed oil (IPSO), BSH and surfactant, for selective intra-arterial infusion to HCC, and performed the neutron dosimetry using CT scan imaging of HCC patient. The B concentrations in VX-2 tumour obtained by delivery with WOW emulsion was superior to those by conventional IPSO mix emulsion. In case of HCC, we performed the feasibility estimation of 3D construction of tumor according to the CT imaging of a patient with epithermal neutron mode at JRR-4. Normal liver biologically weighted dose is restricted to 4.9 Gy-Eq; the max., min. and mean tumour weighted dose are 43.1, 7.3, and 21.8 Gy-Eq, respectively, in 40 minutes irradiation. In this study, we show that B entrapped WOW emulsion could be applied to novel intra-arterial boron delivery carrier for BNCT.
片山 尚幸*; 内田 正哉*; 橋爪 大輔*; 新高 誠司*; 松野 丈夫*; 松村 大樹; 西畑 保雄; 水木 純一郎; 竹下 直*; Gauzzi, A.*; et al.
Physical Review Letters, 103(14), p.146405_1 - 146405_4, 2009/10
被引用回数：59 パーセンタイル：88.48(Physics, Multidisciplinary)三角格子を持ち、価電子結合固体状態を持つことで知られるLiVSとLiVSeについて研究を行った。金属と強相関系絶縁体の境目にあるLiVSは、金属から価電子結合固体絶縁体への転移を305Kにて示した。金属-絶縁体転移の近傍で価電子結合固体状態が観測されたことは、価電子結合固体状態を考える際の電子の遍歴性の重要さを示している。高温金属層に見られる擬ギャップ状態についても議論を行った。また、LiVSeは2Kまで金属状態であった。
中川 繁昭; 栃尾 大輔; 篠原 正憲; 野尻 直喜; 西原 哲夫; 後藤 実; 高松 邦吉
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9476_1 - 9476_6, 2009/05
As for the research and development concerning of the reactor technologies to develop the commercial HTGR system, the research to establish and upgrade basic technologies for the HTGRs has been progressing by using the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR). The HTTR is a graphite moderated and thermal neutron reactor with thermal power of 30 MW and reactor outlet coolant temperature of 950 
C in maximum. The 30 day long-term operation test with outlet coolant temperature of 850 C was carried out. Through those operations, basic performance data of the prismatic block typed HTGR concerning the burn-up performance, primary helium purity management, high temperature component performance, integrity of core component, etc., have been accumulating. In this paper, the major result of the HTTR 30 day long-term operation test with outlet coolant temperature of 850 C, will be shown and its contribution to future HTGR project will be discussed.
solutions豊嶋 厚史; 羽場 宏光*; 塚田 和明; 浅井 雅人; 秋山 和彦*; 後藤 真一*; 石井 康雄; 西中 一朗; 佐藤 哲也; 永目 諭一郎; et al.
Radiochimica Acta, 96(3), p.125 - 134, 2008/03
被引用回数：28 パーセンタイル：85.1(Chemistry, Inorganic & Nuclear)
Cm(
O,5n)
Rf反応により104番元素ラザホージウム(Rf)を生成し、陰イオンフッ化物錯体の形成を陰イオン交換法を用いて調べた。フッ化物イオン濃度0.0005-0.013MでRfヘキサフルオロ錯体[RfF
]
が形成することを初めて明らかにした。[RfF]の形成は同族元素Zr, Hfのヘキサフルオロ錯体と著しく異なり、[RfF]の錯形成定数は同族元素Zr, Hfの錯形成定数より少なくとも一桁小さいことを明らかにした。
古澤 孝之; 七種 明雄; 濱本 真平; 根本 隆弘; 篠原 正憲; 磯崎 実
JAEA-Technology 2007-066, 38 Pages, 2008/01
JAEA-Technology-2007-066.pdf:15.66MB
HTTRの出力上昇試験のうち、平成12年4月から行った原子炉出力10MWまでの出力上昇試験(1)において、原子炉で発生した熱を大気に放散する加圧水空気冷却器でガス滞留が発生し、この状況では加圧水空気冷却器の除熱性能が低下するため、全出力(30MW)の際に除熱ができない可能性があることがわかった。このため、模擬加圧水加圧器で試験を行い、加圧水空気冷却器にガスが滞留する原因を調査した。原因としては加圧水冷却設備の圧力を調整する窒素ガスと加圧水が接する加圧水加圧器内部において、加圧水が波立ち窒素ガスが巻き込まれるために、加圧水への窒素ガスの溶解が想定よりも速いことを明らかにした。そこで、加圧水空気冷却器でのガス滞留発生の原因となるこれらを抑制するため加圧水加圧器の内部に多孔板,混合防止板等を追加設置した。その結果、その後の出力上昇試験及び定格運転において加圧水空気冷却器で窒素ガス滞留の発生は認められなかった。したがって、多孔板,混合防止板等の追加設置は、加圧水空気冷却器における窒素ガス滞留の防止に有効であった。本報は、模擬加圧水加圧器を用いた試験の結果、加圧水加圧器の内部構造物の改造についてまとめたものである。
栃尾 大輔; 渡辺 周二; 七種 明雄; 小山 直; 根本 隆弘; 濱本 真平; 篠原 正憲; 磯崎 実; 中川 繁昭
JAEA-Technology 2006-005, 83 Pages, 2006/02
JAEA-Technology-2006-005.pdf:6.09MB
定格熱出力30MWの高温工学試験研究炉(HTTR)では、原子炉で発生した熱を主冷却系を構成する加圧水冷却器,中間熱交換器による熱交換を経て、最終的に加圧水空気冷却器により大気に放散している。HTTRの主冷却系熱交換器は原子炉出口冷却材温度850C/950Cの条件下で原子炉で発生した30MWの除熱を行うための伝熱性能を有していなければいけない。本報では、HTTRにおいてこれまで実施してきた出力上昇試験,供用運転のデータから、主冷却系に設置されている熱交換器のうちの2次加圧水冷却器(SPWC)について伝熱性能を評価した。また、設計時におけるSPWCの伝熱性能との比較を行い、SPWCが設計時に要求された伝熱性能を有していることを確認した。
永目 諭一郎; 塚田 和明; 浅井 雅人; 豊嶋 厚史; 秋山 和彦; 石井 康雄; 佐藤 哲也; 平田 勝; 西中 一朗; 市川 進一; et al.
Radiochimica Acta, 93(9-10), p.519 - 526, 2005/00
被引用回数：30 パーセンタイル：87.1(Chemistry, Inorganic & Nuclear)東海研究所タンデム加速器を用いて進めてきた超重元素(104番元素)ラザホージウム(Rf)の単一原子レベルでの化学挙動研究について報告する。特に短寿命(78秒)で数分間に1原子の割合で生成するRfのイオン交換挙動を調べるために開発した自動迅速イオン交換分離装置の概要を紹介する。また最近得られたRfのフッ化物錯体のイオン交換挙動について詳しく述べる。これはRfのフッ化水素酸溶液中での陰イオン交換挙動が、周期表同族元素であるジルコニウムやハフニウムの挙動とは大きく異なっていて、Rfのフッ化物形成に相対論効果が寄与している可能性を指摘する興味深い結果である。
篠原 邦彦; 武石 稔; 渡辺 均; 植頭 康裕; 水谷 朋子; 檜山 佳典*; 藤井 純*
JNC TN8440 2004-015, 138 Pages, 2004/12
JNC-TN8440-2004-015.pdf:7.78MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定、放射線保安規則、放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき、平成15年4月1日から平成16年3月31日までに実施した排水(放射性物質及び一般公害物質)の放出管理結果をとりまとめたものである。 再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。
羽場 宏光*; 塚田 和明; 浅井 雅人; 豊嶋 厚史; 秋山 和彦; 西中 一朗; 平田 勝; 矢板 毅; 市川 進一; 永目 諭一郎; et al.
Journal of the American Chemical Society, 126(16), p.5219 - 5224, 2004/04
被引用回数：43 パーセンタイル：72.51(Chemistry, Multidisciplinary)Cm(O,5n)Rf反応で生成する104番元素ラザホージウム(Rf)のフッ化物錯体のイオン交換挙動を単一原子レベルで明らかにした。Rfの陰イオン交換挙動は、周期表同族元素であるジルコニウム(Zr)やハフニウム(Hf)の挙動とは明らかに異なることがわかり、Rfのフッ化物形成に相対論効果が寄与している可能性を指摘した。
水谷 朋子; 植頭 康裕; 渡辺 均; 武石 稔; 篠原 邦彦; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*
JNC TN8440 2003-024, 144 Pages, 2003/11
JNC-TN8440-2003-024.pdf:7.72MB
本報告書は、原子力規制関係法令を受けた再処理施設保安規定、核燃料物質使用施設保安規定、放射線保安規則、放射線障害予防規定及び原子力施設周辺の安全確保及び環境保全に関する協定書並びに水質汚濁防止法及び茨城県公害防止条例に基づき、平成14年4月1日から平成15年3月31日までに実施した排水(放射性物質及び一般公害物質)の放出管理結果をとりまとめたものである。 再処理施設、プルトニウム燃料開発施設をはじめとする各施設の放出放射能は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書に定められた基準値を十分下回った。
篠原 邦彦; 浅野 智宏; 百瀬 琢麿; 武石 稔; 小林 博英; 岡 努; 高崎 浩司
JNC TN8440 2003-020, 125 Pages, 2003/09
JNC-TN8440-2003-020.pdf:11.14MB
本報告書は、平成14年度の東海事業所放射線安全部が実施した業務を取りまとめたものである。放射線安全部は施設の放射線管理及び個人被ばく管理、放出管理及び環境放射線の監視、放射線管理用機器等の保守管理、安全研究及び技術支援等に関する業務を行っている。 東海事業所には再処理施設、核燃料物質使用施設及び放射性同位元素使用施設があり、これら施設における放射線業務従事者の放射線防護を行うために、作業環境の放射線状況の監視及び放射線作業の管理などの放射線管理を行うとともに、放射線業務従事者の個人線量の測定を行った。東海事業所の周辺公衆の放射線防護としては、再処理施設等から放出される放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の濃度及び放出量の測定管理を行うとともに、事業所周辺の陸域及び海域の環境放射線の監視を行った。施設の放射線管理及び環境監視に使用する放射線測定器については、定期的な点検・校正を行うとともに、故障時の迅速な復旧を図り、施設の放射線安全の確保に努めた。また、校正用線源等については国家標準とのトレーサビリティの維持管理を行った。その他、放射線安全部の業務に係る安全研究及び技術開発を進めるとともに、六ヶ所再処理施設の運転支援や品質保証の活動を行った。平成14年度は、施設内の放射線管理、個人線量及び放射性物質の放出量の監視結果について、保安規定等に定められている基準を超える事例は無かった。また、環境監視の結果については、通常の変動範囲内であった。
篠原 邦彦; 武石 稔; 宮河 直人; 渡辺 均; 中野 政尚; 竹安 正則; 磯崎 久明
JNC TN8440 2003-010, 148 Pages, 2003/06
JNC-TN8440-2003-010.PDF:4.22MB
東海事業所では、「核燃料サイクル開発機構東海事業所再処理施設保安規定、第IV編 環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2002年4月から2003年3月までの間に実施した環境モニタリングの結果及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果を取りまとめたものである。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況の内訳等については付録として収録した。
12月)篠原 邦彦; 武石 稔; 宮河 直人; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 阿尾 英俊*; 根本 政史*
JNC TN8450 2003-004, 99 Pages, 2002/11
JNC-TN8450-2003-004.pdf:4.64MB
東海事業所放射線安全部環境監視課では、東海村沖の海洋観測業務として海洋放出口(北緯36°26′51″、東経140°39′02″)付近に設置した流向・流速計により流向、流速、水温、塩分等を定期的に観測している。また、モニタリング船「せいかい」での観測作業として北緯36°22′36°30′、東経140°37′140°42′の範囲で水温・塩分の水平観測(26観測地点)、鉛直観測(14観測地点)を実施している。本報告書は1999年の海洋放出口付近に設置した流向・流速計による測定データの解析、モニタリング船「せいかい」による水温・塩分の水平観測、および鉛直観測の観測結果についてまとめたものである。
12月)-篠原 邦彦; 武石 稔; 宮河 直人; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 阿尾 英俊*; 根本 政史*
JNC TN8450 2003-003, 99 Pages, 2002/11
JNC-TN8450-2003-003.pdf:4.73MB
東海事業所放射線安全部環境監視課では、東海村沖の海洋観測業務として海洋放出口(北緯36 26′51″、東経140 39′02″)付近に設置した流向・流速計により流向、流速、水温、塩分等を定期的に観測している。また、モニタリング船「せいかい」での観測作業として北緯36 22′36 30′、東経140 37′140 42′の範囲で水温・塩分の水平観測(26観測地点)、鉛直観測(14観測地点)を実施している。本報告書は1998年の海洋放出口付近に設置した流向・流速計による測定データの解析、モニタリング船「せいかい」による水温・塩分の水平観測、および鉛直観測の観測結果についてまとめたものである。
12月)篠原 邦彦; 武石 稔; 宮河 直人; 磯崎 久明; 磯崎 徳重; 阿尾 英俊*; 根本 政史*
JNC TN8450 2003-002, 99 Pages, 2002/11
JNC-TN8450-2003-002.pdf:4.59MB
東海事業所放射線安全部環境監視課では、東海村沖の海洋観測業務として海洋放出口(北緯36 26′51″、東経140 39′02″)付近に設置した流向・流速計により流向、流速、水温、塩分等を定期的に観測している。また、モニタリング船「せいかい」での観測作業として北緯3622′3630′、東経140 37′140 42′の範囲で水温・塩分の水平観測(26観測地点)、鉛直観測(14観測地点)を実施している。本報告書は1997年の海洋放出口付近に設置した流向・流速計による測定データの解析、モニタリング船「せいかい」による水温・塩分の水平観測、および鉛直観測の観測結果についてまとめたものである。
