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論文

Emergence of spin-orbit coupled ferromagnetic surface state derived from Zak phase in a nonmagnetic insulator FeSi

大塚 悠介*; 金澤 直也*; 平山 元昭*; 松井 彬*; 野本 拓也*; 有田 亮太郎*; 中島 多朗*; 花島 隆泰*; Ukleev, V.*; 青木 裕之; et al.

Science Advances (Internet), 7(47), p.eabj0498_1 - eabj0498_9, 2021/11

FeSi is a nonmagnetic narrow-gap insulator, exhibiting peculiar charge and spin dynamics beyond a simple band structure picture. Those unusual features have been attracting renewed attention from topological aspects. Although the surface conduction was demonstrated according to size-dependent resistivity in bulk crystals, its topological characteristics and consequent electromagnetic responses remain elusive. Here, we demonstrate an inherent surface ferromagnetic-metal state of FeSi thin films and its strong spin-orbit coupling (SOC) properties through multiple characterizations of two-dimensional conductance, magnetization, and spintronic functionality. Terminated covalent bonding orbitals constitute the polar surface state with momentum-dependent spin textures due to Rashba-type spin splitting, as corroborated by unidirectional magnetoresistance measurements and first-principles calculations. As a consequence of the spin-momentum locking, nonequilibrium spin accumulation causes magnetization switching. These surface properties are closely related to the Zak phase of the bulk band topology. Our findings propose another route to explore noble metal-free materials for SOC-based spin manipulation.

論文

Liquid film behavior and heat-transfer mechanism near the rewetting front in a single rod air-water system

和田 裕貴; Le, T. D.; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(1), p.100 - 113, 2020/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:42.44(Nuclear Science & Technology)

The rewetting front propagation may occur when the fuel rod is cooled by the liquid film flow after it is dried out under accident conditions for BWR cores. Our previous study has revealed importance of precursory cooling, defined as a rapid cooling just before the rewetting, which has a significant effect on the propagation velocity. To understand the mechanism of the precursory cooling, we conducted heat transfer experiments using a single heater rod contained inside the transparent glass pipe to measure heat transfer behavior with simultaneous observation using a high-speed camera. The results showed characteristic effects of the wall temperature on the liquid film flow and liquid droplets formation at the rewetting front, i.e. sputtering. Even when the liquid film flows in rivulets under adiabatic condition, horizontally uniformed rewetting front was observed with increasing wall temperature due to enhanced flow resistance by sputtering. This sputtering effect was also confirmed from observations of the liquid film thickness, which increased with approaching the rewetting front. Heat transfer coefficients were predicted roughly well with a single-phase heat transfer correlation with entrance effects, suggesting the thinner thermal boundary layer downstream of the rewetting front may be one of the precursory cooling mechanisms.

論文

Study on dryout and rewetting during accidents including ATWS for the BWR at JAEA

佐藤 聡; 和田 裕貴; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Nuclear Engineering and Design, 354, p.110164_1 - 110164_10, 2019/12

 被引用回数:6 パーセンタイル:75.46(Nuclear Science & Technology)

原子力機構ではBWRの沸騰後遷移熱伝達、過渡限界熱流束及びリウェットに関する一連の実験研究を行ってきた。これまでに、異常過渡条件をカバーする実験データベースが開発されており、またリウェット現象における先行冷却の重要性が認識されるようになった。本論文では、原子炉停止機能喪失事象、炉心熱伝達へのスペーサの効果、機構論的モデル開発のための現象の物理的理解に焦点を当て、これまでに得られた主な結果と共に、本研究のアプローチを提示した。

論文

Ultrasound measurement of upward liquid film flow in vertical pipe

和田 裕貴; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介; 佐川 淳*

Proceedings of 18th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-18) (USB Flash Drive), p.4518 - 4531, 2019/08

原子力機構では、液膜のドライアウト・リウェットを液膜の有無を超音波液膜測定によって実現するための技術開発を実施している。原子力工学分野における従来研究では、使用する超音波の搬送周波数が5MHzと比較的低く、最小液膜厚さの限界値が実用的に0.1mm以上の厚い領域に限られていた。さらに、液膜厚さを評価する際の信号処理方法が生データと共に明確に示されておらず、それに伴う測定の不確かさにおける議論が充分ではない。そこで、本研究では15MHzの中心周波数を有する圧電素子と独自の駆動回路を用いた超音波液膜厚さ測定装置を開発した。本発表では、本装置における液膜測定の妥当性の検証結果、鉛直管内を流れる上昇環状液膜流を測定した結果及び管内測定に際する測定部の詳細設計について報告する。

論文

On the liquid film flow characteristics during the rewetting in the single rod air-water system

和田 裕貴; Le, T. D.; 佐藤 聡; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Proceedings of 26th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-26) (Internet), 10 Pages, 2018/07

Dry-out and rewet for an anticipated transition without scrum (ATWS) become one of the important issues. In order to predict all of these phenomena, it is necessary to cover wide range of thermal-hydraulic condition, and the modeling of precursory cooling is one of the key issues on the prediction. To reveal the precursory cooling phenomena in the rewetting process, rewetting experiment was carried out using a single heater rod in a circular glass pipe with air-water system at atmospheric pressure. Liquid film front thermal and dynamic behaviors were measured by thermocouples and visualization with a high speed camera. To establish a new rewetting model, liquid film flow characteristics including roll wave behavior, and the mass and energy balance of the liquid film at the rewetting front considering effects of sputtering were summarized in this paper.

論文

Experimental investigation of Post-BT heat transfer and rewetting phenomena

佐藤 聡; 和田 裕貴; Le, T. D.; 柴本 泰照; 与能本 泰介

Proceedings of ANS International Conference on Best Estimate Plus Uncertainties Methods (BEPU 2018) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2018/00

本研究では、Post-BT熱伝達、液滴伝達率およびリウェット挙動を取得するため、BWRのAOOを模擬した条件において実験を行った。熱伝導方程式を解析的に解くことでリウェット挙動を調査し、リウェット速度、壁面温度および先行冷却と濡れ領域における熱伝達率の間の関係を把握した。さらに、Post-BT熱伝達とリウェット挙動へのスペーサ効果を調べるため、ATWS模擬条件において丸セル模擬スペーサを設置した実験を行った。これにより熱伝達率がモデルによる予測よりも増加すること、また低圧、高質量流束条件においてリウェット速度が増加することが示された。一連の実験を通して先行冷却が重要な役割を果たしていると考えられることから、先行冷却に着目した新しい実験を行い、リウェットフロント周辺の液膜と液滴の挙動が先行冷却メカニズムに与える影響を調べた。

論文

Heat conduction analyses on rewetting front propagation during transients beyond anticipated operational occurrences for BWRs

与能本 泰介; 柴本 泰照; 佐藤 聡; 岡垣 百合亜

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(9), p.1342 - 1352, 2016/09

AA2015-0497.pdf:1.05MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:36.52(Nuclear Science & Technology)

BWRの運転時の異常な過渡変化を超える過渡事象におけるドライアウトした燃料表面のリウェット挙動に関して、当研究グループで以前実施した研究では、リウェット直前の冷却として定義する先行冷却により、その伝播速度が強く支配されることが示された。本研究では、この先行冷却の特徴を把握するために、実験結果に対して、さらに工学解析と熱伝導解析を実施した。特徴把握のため、まず、先行冷却を熱伝達率評価値を用いて定量的に定義し、先行冷却が開始するタイミングでの被覆管温度の関数としてリウェット速度を検討した。その結果、リウェット点近傍での最大伝熱量によりリウェット速度が制限される傾向が示され、熱伝導解析の結果と整合した。

論文

Thermal hydraulic safety research at JAEA after the Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station accident

与能本 泰介; 柴本 泰照; 竹田 武司; 佐藤 聡; 石垣 将宏; 安部 諭; 岡垣 百合亜; 孫 昊旻; 栃尾 大輔

Proceedings of 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-16) (USB Flash Drive), p.5341 - 5352, 2015/08

This paper summarizes thermal-hydraulic (T/H) safety studies being conducted at JAEA based on the consideration of research issues after the Fukushima Dai-Ichi Nuclear Power Station accident. New researches have been initiated after the accident, which are related to containment thermal hydraulics and accident management (AM) measures for the prevention of core damage under severe multiple failure conditions. They are conducted in parallel with those initiated before the accident such as a research on scaling and uncertainty of the T/H phenomena which are important for the code validation. Those experimental studies are to obtain better understandings on the phenomena and establish databases for the validation of both lumped parameter (LP) and computational fluid dynamics (CFD) codes. The research project on containment thermal hydraulics is called the ROSA-SA project and investigates phenomena related to over-temperature containment damage, hydrogen risk and fission product (FP) transport. For this project, we have designed a large-scale containment vessel test facility called CIGMA (Containment InteGral Measurement Apparatus), which is characterized by the capability of conducting high-temperature experiments as well as those on hydrogen risk with CFD-grade instrumentation of high space resolution. This paper describes the plans for those researches and results obtained so far.

論文

Model magnet development of D1 beam separation dipole for the HL-LHC upgrade

中本 建志*; 菅野 未知央*; Xu, Q.*; 川又 弘史*; 榎本 瞬*; 東 憲男*; 出崎 亮; 飯尾 雅実*; Ikemoto, Yukio*; 岩崎 るり*; et al.

IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 25(3), p.4000505_1 - 4000505_5, 2015/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Engineering, Electrical & Electronic)

近年、大強度加速器施設におけるビーム高強度化を実現するため、強い放射線環境下で安定に高磁場を形成可能な超伝導磁石システムが求められている。本研究では、大型ハドロン衝突型加速器(Large Hadron Collider: LHC)の高輝度化アップグレード計画において、数十MGy級の耐放射線性を有するビーム分離用双極超伝導磁石システム(D1システム)を開発することを目指している。このシステムには超伝導材料や電気絶縁材料が用いられるが、電気絶縁材料にはコイル線材間の隙間を埋める成形性と十分な耐放射線性が要求される。我々は高い成形性、放射線照射時の低分解ガス生成能と高強度維持を実現したガラス繊維強化ビスマレイミドトリアジン(BT)樹脂を開発した。従来のガラス繊維強化エポキシ(G10)樹脂の場合、10MGyの$$gamma$$線照射後、4$$times$$10$$^{-5}$$mol/gのガスが発生し、曲げ強度が初期値の60%である280MPaまで低下したのに対し、BTでは100MGyの$$gamma$$線照射後、5$$times$$10$$^{-5}$$mol/gのガス発生量と初期値の90%である640MPaの曲げ強度を示した。今後、NbTi系超伝導線材の開発と磁石デザインを行ない、D1システム用モデル磁石を製作する予定である。

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

Study on sustainable regional nuclear fuel cycle framework from nuclear non-proliferation viewpoint, 1; Historical review and basic concept to propose new framework

久野 祐輔; 田崎 真樹子; 秋葉 光徳*; 安達 武雄*; 高嶋 隆太*; 尾本 彰*; 小田 卓司*; Choi, J.-S.*; 田中 知*

Proceedings of INMM 53rd Annual Meeting (CD-ROM), 10 Pages, 2012/07

原子力における多国間管理の歴史的変遷・経緯をレビューし分析するとともに、それに基づき、3Sのニーズ対応も含めた核燃料サイクルの多国間管理枠組みについて研究を行ったので、その概念について発表する。

論文

Recent progress in the energy recovery linac project in Japan

坂中 章悟*; 明本 光生*; 青戸 智浩*; 荒川 大*; 浅岡 聖二*; 榎本 収志*; 福田 茂樹*; 古川 和朗*; 古屋 貴章*; 芳賀 開一*; et al.

Proceedings of 1st International Particle Accelerator Conference (IPAC '10) (Internet), p.2338 - 2340, 2010/05

日本においてERL型放射光源を共同研究チームで提案している。電子銃,超伝導加速空洞などの要素技術開発を進めている。また、ERL技術の実証のためのコンパクトERLの建設も進めている。これら日本におけるERL技術開発の現状について報告する。

論文

Effects of inclusions on fracture toughness of reduced-activation ferritic/martensitic F82H-IEA steels

谷川 博康; 澤畠 篤司; Sokolov, M. A.*; 榎本 正人*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Materials Transactions, 48(3), p.570 - 573, 2007/03

 被引用回数:20 パーセンタイル:72.79(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉構造材料の第一候補材料として期待される低放射化フェライト鋼は、照射後にも高い靱性を有することが求められる。本研究では、延性脆性遷移領域において散発的に低靱性を示す傾向のある低放射化フェライト鋼F82H IEAヒート材について、その要因と考えられる微細組織、及びその微細組織と靱性特性との相関について、特に介在物に着目して調査を行った。その結果、本来MX析出物の析出による耐熱性向上をねらって投入されたTaが、Ta酸化物あるいはアルミナとの複合介在物を形成し、その結果としてF82Hの靱性特性に影響を及ぼしている可能性が明らかになった。

論文

INPRO(革新的原子炉及び燃料サイクル国際プロジェクト)の活動状況と今後の計画

尾本 彰*; 森脇 正直*; 杉本 純; 中井 良大

日本原子力学会誌, 49(2), p.89 - 111, 2007/02

INPROは、原子力エネルギーの利用が人類の持続的発展に貢献できることを確実なものにするために、期待される革新的原子炉及び燃料サイクルの開発と導入に向けて考え協力する国際フォーラムでIAEAが事務局となっている。最近の日本及び米国の参加によりメンバー数は現在28を数え、原子力発電をまだ持たない5か国をも含んだユーザーと技術保有国によるユニークなフォーラムとなっている。これまでのフェーズ1では、将来に向けて原子力システムが持つべき特性を明確にし、種々の原子力システムを評価する手法の開発が活動の中心であったが、2006年7月からフェーズ2に移行し、手法の改良,制度的な課題への取り組み,技術開発のコーディネイトの3つの分野を追求する活動計画となっている。

論文

Chemical abundances in the secondary star of the black hole binary V4641 Sagittarii (SAX J1819.3-2525)

定金 晃三*; 新井 彰*; 青木 和光*; 有本 信雄*; 比田井 昌英*; 大西 高司*; 田実 晃人*; Beers, T. C.*; 岩本 信之; 冨永 望*; et al.

Publications of the Astronomical Society of Japan, 58(3), p.595 - 604, 2006/06

 被引用回数:10 パーセンタイル:31.51(Astronomy & Astrophysics)

ブラックホール連星にある伴星V4641 Sgrについて分光観測を行い、10元素についてその存在比を得た。その結果、NとNaが太陽と比べて、それぞれ0.8dex程度過剰であることを見いだした。また、ほかの元素(C, O, Mg, Al, Si, Ti, Cr, Fe)を二つの典型的な晩期型B型星と比べた結果、それらの星の組成比の間には顕著な違いがなく、太陽組成と同じであった。V4641 Sgrで観測された組成を説明するようなモデルを構築した結果、ブラックホールの親星の最期に起きた超新星は、Ni-56を放出しない暗いタイプのものであったという示唆を得た。

報告書

高速増殖炉サイクルの実用化戦略調査研究フェーズII中間報告; 原子炉プラントシステム技術検討書

此村 守; 小川 隆; 岡野 靖; 山口 浩之; 村上 勤; 高木 直行; 西口 洋平; 杉野 和輝; 永沼 正行; 菱田 正彦; et al.

JNC TN9400 2004-035, 2071 Pages, 2004/06

JNC-TN9400-2004-035.pdf:76.42MB

ナトリウム冷却炉、鉛ビスマス冷却炉、ヘリウムガス冷却炉及び水冷却炉について、革新技術を導入し炉型の特徴を活かした炉システム概念を構築し、その概念の成立の見通しを得るための検討を行うとともに、設計要求への適合性を評価した。その結果、2015年頃に高速増殖炉技術を実用化するためには、現状の知見で課題とされた項目で画期的な技術革新がないかぎり、ナトリウムを冷却材して選択することが合理的であることが明らかとなった。

論文

原子力利用の経済規模

武久 正昭*; 田川 精一*; 柏木 正之*; 富永 洋*; 石川 勇*; 大岡 紀一; 釜田 敏光*; 細淵 和成*; 幕内 恵三; 竹下 英文; et al.

原子力利用の経済規模; NSAコメンタリーシリーズ, No.9, 139 Pages, 2001/01

平成11年度に、原研は科技庁研究技術課(現在、文科省研究振興局量子放射線研究課)から委託調査を受け、「放射線利用の国民生活に与える影響に関する研究」と題する調査を実施した。調査実施主体は原研高崎研である。具体的には原研高崎研のなかに放射線フロンティア研究委員会放射線利用経済効果専門部会を作り、約20名の放射線利用専門家に委員となって戴いた。工業,農業,及び医学・医療といった異なる分野からの委員が参集して下さった。1年間(実質は6ヶ月)の活動により、我が国において放射線利用がどの程度拡がっているが、経済規模(金額)の形で数値が報告された。約8兆6千億円であった。また、成果の一部は放射線利用シンポジウム等で公開された。この成果報告に興味を持たれた田畑米穂先生(東大名誉教授)が、原子力研究システム懇話会から成果報告冊子を出してはどうかと原研に進めて下さった。研究事務局では専門部会に諮ったところ了解が得られた。最終的には「原子力利用の経済規模」という標題で刊行が決まった。標題が放射線利用から原子力利用に変わったのは、原研に東電グループが協力して原発の経済規模を求め、放射線利用と合体してくれたからである。詳細に検討するといろいろ課題は残っているものの、システマティックに我が国の原子力利用の経済規模を求めるのに成功した。本外部発表票の発表者は、上記経済効果専門部会に原研高崎から参加した専門家である。

論文

受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析の現状と課題

有冨 正憲*; 大貫 晃; 新井 健司*; 菊田 充孝*; 与能本 泰介; 新谷 文将; 秋本 肇

日本原子力学会誌, 41(7), p.738 - 757, 1999/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

国内外で進められてきた受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析について、その現状と課題を解説する。これまでに提案された代表的な炉型を対象として、システム性能並びに個々の受動的安全系に関する熱流動解析の現状と課題をまとめた。本解説でまとめた内容は種々の大型試験結果を含んだ軽水炉熱流動解析の最前線である。また、今後の原子炉熱流動解析コードの高度化を図るうえでの一つの指針となることを期待する。

論文

高温核熱を用いた水素・メタノール製造システム

宮本 喜晟; 尾本 彰*; 青木 裕*; 福田 繁*; 楮 修*; 村上 輝明*; 内田 聡*; 時田 雄次*; 白川 精一*; 村上 信明*; et al.

エネルギー・資源学会第11回研究発表会講演論文集, p.33 - 38, 1992/00

火力発電所から排出される炭酸ガスとモジュラー型高温ガス炉(MHTGR)の高温核熱を用いて、高温水蒸気電解法により製造した水素からメタノール合成するシステムを検討した。このシステムは、熱出力350MWtのMHTGR4基、高温水蒸気電解装置、メタノール合成装置等からなるユニット2系統からなり、年間100万tのメタノールを製造する。このシステムから得られるメタノールを輸送機関用燃料に使用すると、年間200万tの炭酸ガス排出量を削減することができる。

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