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中島 多朗*; 稲村 泰弘; 伊藤 崇芳*; 大石 一城*; 大池 広志*; 賀川 史敬*; 吉川 明子*; 田口 康二郎*; 加倉井 和久*; 十倉 好紀*; et al.
Physical Review B, 98(1), p.014424_1 - 014424_5, 2018/07
被引用回数：7 パーセンタイル：34.59(Materials Science, Multidisciplinary)MnSi中に発生する磁気スキルミオンの相転移の挙動を中性子小角散乱ストロボスコピック測定により観測した。温度を50K/秒という速度で急激に変化させている間に13マイクロ秒の時間分解能で中性子小角散乱パターンの時間変化を測定することに成功し、その結果、温度の上昇によって磁気スキルミオンが消滅する様子や、急速な冷却過程で生成されたスキルミオンが本来存在できない低温まで過冷却状態で残る様子などが明らかとなった。
外池 幸太郎; 須山 賢也; 奥野 浩; 三好 慶典; 内山 軍蔵
Proceedings of 9th International Conference on Nuclear Criticality (ICNC 2011) (CD-ROM), 8 Pages, 2012/02
日本で最初の臨界安全ハンドブックが1988年に公刊された。臨界安全解析コードシステムJACSが検証され、さまざまな核燃料物質の最小臨界質量や安全制限質量が計算されている。その後の20年間に、定常臨界実験装置STACYで新たな実験データが取得され、国際臨界安全ベンチマーク評価プロジェクトICSBEPにおいては広範な核分裂性物質のベンチマークデータが蓄積されている。また、計算機の能力が飛躍的に向上し、新たなコードや核データが開発されている。ハンドブックの第2版では、連続エネルギーモンテカルロコードMVPと核データライブラリJENDl-3.2の組合せた解析システムをICSBEPのデータを用いて検証した。検証計算の結果を統計的に処理して実行増倍率の安全制限値として0.98を導出し、この値に基づき、最小臨界質量や安全制限質量を計算した。原子力機構の臨界安全分野の今後の研究活動についても概観する。
奥野 浩; 須山 賢也; 外池 幸太郎; 山根 祐一; 山本 俊弘; 三好 慶典; 内山 軍蔵
JAEA-Data/Code 2009-010, 175 Pages, 2009/08
JAEA-Data-Code-2009-010.pdf:13.1MBJAEA-Data-Code-2009-010(errata).pdf:0.11MB
本書は、1988年に発刊された「臨界安全ハンドブック・データ集」の改訂版として編まれたものである。本改訂版では、従来の版にはなかった均質U-H
O及びUF
-HFの臨界データを追加し、中濃縮度ウランの臨界データを充実させた。計算には旧日本原子力研究所で開発した連続エネルギーモンテカルロ法臨界計算コードMVPと日本の評価済み核データライブラリJENDL-3第2改訂版(JENDL-3.2)をおもに用いた。アクチニド金属及び酸化物の原子個数密度に関するデータを追加し、燃焼燃料の核種組成に関する情報を改訂した。臨界実験ベンチマーク計算及び単一ユニットの臨界データ(臨界となる質量,体積,寸法など)の計算では、ヒストリ数を100万に採ることにより、第1版よりも計算精度がおおむね1桁向上した。
奥野 浩; 須山 賢也; 高橋 聡*; 渡辺 庄一*; 外池 幸太郎; 三好 慶典
Transactions of the American Nuclear Society, 95(1), p.283 - 284, 2006/11
「濃縮度5wt%を超える軽水炉ウラン酸化物燃料の実用化に関する技術開発」事業を6機関(テプコシステムズ,京都大学,武蔵工業大学,日本原子力研究所,グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン,東芝)の連携の下で経済産業省からの受託として平成16年度に実施した。今回の発表は、旧日本原子力研究所,現在の日本原子力研究開発機構の担当分におもに基づいており、以下の内容からなる。(1)関連データ及び審査指針,(2)核的制限値,中性子吸収材効果,燃焼度クレジットの計算例,(3)ウラン溶液実験の計画,(4)結論。
奥野 浩; 龍福 進*; 須山 賢也; 野村 靖; 外池 幸太郎; 三好 慶典
JAERI-Conf 2003-019, p.116 - 121, 2003/10
この論文は、臨界安全ハンドブック・データ集第2版のために準備しているデータの概要について記す。これらのデータは、目次案に沿って議論されている。燃料サイクルの臨界安全評価においてしばしば遭遇する11種類の燃料について核的パラメタ(k
, M
, D)を導き、未臨界判定図を描いた。臨界データの計算にあたっては、連続エネルギーモンテカルロ臨界計算コードMVPと日本の評価済核データJENDL-3.2の組合わせを用いたベンチマーク計算を行った。この組合わせに対する計算誤差を評価した。NUCEF施設を用いて得られた実験結果のデータ集第2版への採用は討議中である。このため、関連データを言及するに留めている。改訂データの探索が容易なようにデータベースを準備している。
奥野 浩; 外池 幸太郎; 酒井 友宏*
Proceedings of International Conference on the New Frontiers of Nuclear Technology; Reactor Physics, Safety and High-Performance Computing (PHYSOR 2002) (CD-ROM), 8 Pages, 2002/10
燃焼の進展に伴い、軽水炉用燃料集合体の反応度は核分裂性核種の減損、特に軸方向中央部の減損により減少する。端部の反応度変化への重要性を描写するために、燃焼重要度関数を局所的な燃焼度変化の反応度減少への重みとして導入した。この関数をOECD/NEA/BUCのフェーズII-Aモデル(使用済PWR 燃料棒を表す)及び簡単化したフェーズII-Cモデル(局所的な燃焼変化による反応度変化を研究)に適用した。フェーズII-Aモデルへの適用は、端部の燃焼重要度が燃焼度あるいは冷却期間の増加に伴い増加することを明瞭に示した。異なる初期濃縮度での燃焼重要度を比較した。簡易化されたフェーズII-Cモデルへの適用の結果は、燃焼重要度関数が、平均燃焼度を一定にし燃焼度変化が最大・最小測定値の間であるという束縛条件下で最も反応度の高い燃焼分布を見い出すのに役立つことを示した。
小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 井澤 一彦; 谷野 秀一; 神永 城太*; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; 三好 慶典; 柳澤 宏司; et al.
JAERI-Tech 2001-057, 54 Pages, 2001/09
JAERI-Tech-2001-057.pdf:4.28MB
NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度に引続き、中性子相互干渉体系の臨界実験を行った。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用いた。炉心タンクの寸法は、厚さ35cm、幅70cm、高さ150cmである。平成12年度には、2基の炉心タンクの間に設置したコンクリート,ポリエチレンの中性子隔離材やハフニウム,カドミウムの中性子吸収材による反応度効果を測定した。本報告書は、平成12年度に実施した計57回の実験に関する運転管理及び燃料管理データをまとめたものである。
小野寺 清二; 曽野 浩樹; 広瀬 秀幸; 谷野 秀一; 神永 城太*; 明前 知樹*; 村上 清信; 桜庭 耕一; 宮内 正勝; 外池 幸太郎; et al.
JAERI-Tech 2000-059, 46 Pages, 2000/11
JAERI-Tech-2000-059.pdf:2.86MB
NUCEF(燃料サイクル安全工学研究施設)のSTACY(定常臨界実験装置)では、平成11年度後半に2ユニット中性子相互干渉体系に関する新たな一連の実験を開始した。この実験では、2基の平板型炉心タンクと10%濃縮硝酸ウラニル水溶液を用い、計25回の運転を行った。実験では、2基の炉心タンク内の中性子相互干渉による反応度効果を評価するために、炉心タンク間の距離を変えて臨界液位等を測定した。本書は、これらの実験における運転記録として、燃料組成経時変化、並びに各運転ごとの反応度添加量、臨界量等の運転管理データをとりまとめたものである。燃料管理については、燃料貯槽液位及び燃料組成の変化傾向を定量的に把握できた。また、運転管理データのうち、実験時における液位反応度測定値は、800
円筒炉心での結果から得られた臨界液位-液位反応度フィッティング式にほぼ一致した。
三浦 幸俊; 旭 芳宏*; 花田 和明*; 星野 克道; 居田 克巳*; 石毛 洋一*; 河西 敏; 河上 知秀; 川島 寿人; Maeda, M.*; et al.
Fusion Energy 1996, p.167 - 175, 1997/05
ダイバータバイアスのL/H遷移パワーに与える効果についてまとめたものである。JFT-2Mの上シングルヌルプラズマ配位において、下シングル閉ダイバータ用の外側バッフル板に正のバイアス電圧を印加するとスクレイプオフ層(SOL)に負の径電場が形成され、またバッフル板からダイバータ板へSOL電流が流れる。これらの効果により、ダイバータ部に中性粒子が圧縮されるダイバータ効果が助長される。この中性粒子のダイバータ部への圧縮がL/H遷移パワー減少に対して効果的であることを明らかにした。また、強力なガスパフも過渡的に中性粒子をダイバータ部に圧縮し同様な効果があることを示した。これらの結果は、イオン損失によるL/H遷移理論を支持している。
花田 和明*; 篠原 孝司*; 長谷川 真*; 白岩 俊一*; 遠山 濶志*; 山岸 健一*; 大舘 暁*; 及川 聡洋; 戸塚 裕彦*; 石山 英二*; et al.
Fusion Energy 1996, p.885 - 890, 1997/05
H-L遷移時にプラズマ周辺で起こっている現象を静電プローブにより測定し、その因果関係について調べた結果をまとめたものである。ピンを12本つけた静電プローブにより、スクレイプオフ層から主プラズマまでの領域を測定した。最前面にある3本ピンをトリプルプローブとして使用し、電子温度(T
)と密度(n)を決定し、他のピンでは浮遊電位を測定した。浮遊電位と電子温度から求めた空間電子により径電場(E
)を決定し揺動との関係を調べた。結果は、初めにセパラトリックス内に形成された負の径電場が減少し、次に揺動レベルの増大が起こり、電子温度が減少し、その後He光の増大が起こっていることを明らかにした。ここで、H-モード中に形成されている負の径電場は、-22kV/mであり、電子温度減少の直前で-8kV/mであった。またこの変化に要した時間は約200
secである。
峯尾 英章; 柳澤 宏司; 外池 幸太郎; 小野寺 清二; 広瀬 秀幸; 村上 清信; 安田 直充*; 土尻 滋; 竹下 功
JAERI-Tech 96-027, 209 Pages, 1996/06
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の臨界実験施設の核物質計量管理のため、ホット運転前の1994年にプルトニウム溶液用計量槽2基を対象に、換排気運転下で貯槽校正を2回実施した。校正では、液位及び体積データ並びに密度差圧ディップチューブ間距離を取得した。液位及び体積の最大測定誤差は0.42mm及び0.1dm
と十分小さく、ディップチューブ間距離は再現性良く得られた。これら液位・体積データと初期校正時に得られた校正関数との比較を行った。さらに初期校正結果を含めた校正関数を新たに決定した。この校正関数とディップチューブ間距離の誤差評価を行い、バルク測定誤差を推定したところ、密度測定が可能な広い範囲の液位において、偶然誤差及び系統誤差が、国際目標値(偶然誤差0.3%、系統誤差0.2%)を十分満足できる見通しが得られた。
仁科 浩二郎*; 小林 岩夫*; 三好 慶典; 須崎 武則; 奥野 浩; 野村 靖; 三竹 晋*; 板垣 正文; 外池 幸太郎; 角谷 浩享*; et al.
日本原子力学会誌, 38(4), p.262 - 271, 1996/00
第5回臨界安全性国際会議ICNC'95が1995年9月に米国アルバカーキにて開催された。参加者は17ヶ国から計約300名、発表は約150件あった。今回の会議では、これまではよく知られていなかった旧ソ連の臨界実験施設、臨界安全研究のほか、臨界事故について初めて報告された。そのほか、燃焼度クレジット、動特性解析などで地道な研究の進歩が見られた。本稿では、このようなICNC'95での発表を通じて臨界安全性研究の現状を解説する。
柳澤 宏司; 峯尾 英章; 外池 幸太郎; 竹下 功; 星 勝哉*
Journal of Nuclear Materials Management, 23, p.959 - 964, 1995/00
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF)の核物質計量管理のため、施設のホット運転に先立ち溶液燃料計量槽の初期校正を実施した。測定生データは、ディップチューブ式液位計によって観測された差圧、計量槽内に投入した校正液(脱イオン水)の重量、槽内の温度等であり、これらに密度補正及び浮力補正を加えて槽内校正液の体積と液位のデータ対として整理した。このデータ対に対して回帰分析を行い、多項式モデルによる校正関数(液位と体積の関係式)を得た。結果の一例として、最大容量のPu計量槽の定格容量近傍で、校正関数の体積推定誤差は0.05lit(0.01%)以下と十分小さいものであった。本発表は、これらの校正データの測定方法、解析結果についてまとめたものである。
柳澤 宏司; 峯尾 英章; 星 勝哉*; 外池 幸太郎; 萩原 弘之*; 竹下 功
JAERI-Tech 94-001, 242 Pages, 1994/07
燃料サイクル安全工学研究施設(NUCEF:Nuclear Fuel Cycle Safety Engineering Research Facility)に設置される臨界実験施設の核物質計量管理のため、施設のホット運転に先立ち溶液燃料計量槽の初期校正を実施した。測定生データは、ディップチューブ式液位計によって観測された差圧、計量槽内に投入した校正液(脱イオン水)の重量、槽内の温度等であり、槽換排気系を運転しない条件で1槽当たり1ランのデータを取得した。これらの生データは密度補正及び浮力補正を加えて槽内校正液の体積と液位のデータ対として整理した。結果として、プルトニウム計量槽の体積と液位の測定誤差は0.2lit.以下、1.0mm以下であり十分小さいものであった。本書は、これらの測定手順と測定データ、データ補正方法、計測誤差の評価結果についてまとめたものである。
春名 勝次*; 前田 裕司; 大橋 一利*; 小池 卓朗*
J. Phys., C, 20(32), p.5275 - 5279, 1987/11
InP単結晶の格子定数の温度依存性を4.2~300Kの温度領域でX線によるBond法により精密に測定を行なった。
渡辺 庄一; 外池 幸太郎; 吉山 弘; 山本 俊弘; 井澤 一彦; 三好 慶典
no journal, ,
再処理施設の使用済燃料溶解時を模擬したSTACYの臨界体系として、PWR用寸法仕様相当の5wt%濃縮度の棒状燃料集合体(正方格子ピッチ1.5cm)を6wt%濃縮度の濃縮度ウラン硝酸水溶液で満たした体系において、核分裂生成物の模擬元素サマリウムを添加した場合の臨界量を測定するとともに、添加物の反応度効果を評価した。
櫻井 浩*; 田村 拓郎*; 倉知 俊誉*; 本間 慧*; 尾池 弘美*; 安居院 あかね; 桜井 吉晴*; 伊藤 正義*; 安達 弘通*; 河田 洋*
no journal, ,
Fe/MgO/Fe強磁性トンネル接合薄膜の界面の電子状態を、高エネルギー加速器研究機構PF-AR-NE1Aにおいて、磁気コンプトン散乱で観測した。10nm/MgO1nmの実験はSPring-8-BL08Wで測定した。磁気コンプトンプロファイルの形状に磁場依存が観測された。磁気飽和(2T)の磁気コンプトンプロファイルはFe(100)のMCPに類似していることがわかった磁化測定ではFe層が薄くなるほど磁化の減少することからFe層界面で磁化低下していることがわかった。磁気コンプトン散乱はFe層内部では(100)配向bulkのFeに近い電子状態であり、Fe層界面ではFe3dの磁化減少。Feの4s,4p電子の磁化の寄与増大していることがわかった。
奥野 浩; 外池 幸太郎; 川崎 弘光*
no journal, ,
軽水炉の経済性をさらに向上させる高燃焼度化のためにウラン初期濃縮度を5wt%より高く(以下、「濃縮度5%超」)することが検討されている。臨界安全の観点では、濃縮度5%超では臨界安全管理の重要度が大幅に増すと考えられている。実際、原子力安全委員会が定めた「特定のウラン加工施設のための安全審査指針」に臨界事故を想定すべきことが述べられていることにも現れている。臨界安全管理を確実に実施するために、(1)濃縮度5%超の条件において臨界計算コードの精度検証を十分に行うこと,(2)濃縮度を実質的に低減する固有の性質を燃料(原料を含む)に持たせる設計等が必要となる。前者の(1)について、濃縮度5%超の既報の臨界ベンチマーク計算結果に基づき、計算精度を検討した。さらに、計算精度向上のため、追加解析等により誤差評価結果を見直した。
生澤 佳久; 菊池 圭一; 小澤 隆之; 前田 誠一郎; 中島 弘*; 小池 直人
no journal, ,
高速実験炉「常陽」において、Am含有MOX燃料の熱的性能の確認のため、Am含有MOX燃料の高線出力試験(B14照射試験)を実施した。本報告ではB14照射試験結果に基づき、Am含有MOX燃料の熱的性能の確認,燃料挙動解析コードの検証及び熱設計について検討した。
