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論文

Cr doping-induced ferromagnetism in the spin-glass Cd$$_{1-x}$$Mn$$_x$$Te studied by X-ray magnetic circular dichroism

Verma, V.*; 坂本 祥哉*; 石川 弘一郎*; Singh, V. R.*; 石上 啓介*; 芝田 悟朗; 門野 利治*; 小出 常晴*; 黒田 真司*; 藤森 淳*

Physica B; Condensed Matter, 642, p.414129_1 - 414129_5, 2022/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:50.73(Physics, Condensed Matter)

The prototypical diluted magnetic semiconductor Cd$$_{1-x}$$Mn$$_x$$Te is a spin glass ($$x < 0.6$$) or an antiferromagnet ($$x > 0.6$$) but becomes ferromagnetic upon doping with a small amount of Cr atoms. To investigate the origin of the ferromagnetism in Cd$$_{1-x-y}$$Mn$$_x$$Cr$$_y$$Te, we have studied its element specific magnetic properties by X-ray absorption spectroscopy (XAS) and X-ray magnetic circular dichroism (XMCD). Measured XAS and XMCD spectra indicate that both Cr and Mn atoms are divalent and that the magnetic moments of Cr and Mn are aligned parallel. By analyzing the element-specific magnetization curves, we conclude that Cr doping leads to the formation of ferromagnetic or superparamagnetic clusters consisting of several Cr ions surrounded by a much larger number of Mn ions.

論文

Sodium-cooled Fast Reactors

大島 宏之; 森下 正樹*; 相澤 康介; 安藤 勝訓; 芦田 貴志; 近澤 佳隆; 堂田 哲広; 江沼 康弘; 江連 俊樹; 深野 義隆; et al.

Sodium-cooled Fast Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.3, 631 Pages, 2022/07

ナトリウム冷却高速炉(SFR: Sodium-cooled Fast Reactor)の歴史や、利点、課題を踏まえた安全性、設計、運用、メンテナンスなどについて解説する。AIを利用した設計手法など、SFRの実用化に向けた設計や研究開発についても述べる。

論文

「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発)」に係る補助事業; 2020年度最終報告

小山 真一; 中桐 俊男; 逢坂 正彦; 吉田 啓之; 倉田 正輝; 池内 宏知; 前田 宏治; 佐々木 新治; 大西 貴士; 高野 公秀; et al.

廃炉・汚染水対策事業事務局ホームページ(インターネット), 144 Pages, 2021/08

令和2年度に原子力機構が補助事業者となって実施した「廃炉・汚染水対策事業費補助金(燃料デブリの性状把握のための分析・推定技術の開発(燃料デブリの分析精度の向上及び熱挙動の推定のための技術開発))」の成果概要を、最終報告として取りまとめた。本報告資料は、廃炉・汚染水対策事業事務局ウェブサイトにて公開される。

論文

High temperature gas-cooled reactors

武田 哲明*; 稲垣 嘉之; 相原 純; 青木 健; 藤原 佑輔; 深谷 裕司; 後藤 実; Ho, H. Q.; 飯垣 和彦; 今井 良行; et al.

High Temperature Gas-Cooled Reactors; JSME Series in Thermal and Nuclear Power Generation, Vol.5, 464 Pages, 2021/02

本書は、原子力機構における今までの高温ガス炉の研究開発の総括として、HTTRの設計、燃料、炉内構造物や中間熱交換器などの要素技術の開発、出力上昇試験、950$$^{circ}$$Cの高温運転、安全性実証試験などの運転経験及び成果についてまとめたものである。また、HTTRでの知見をもとに、商用炉の設計、高性能燃料、ヘリウムガスタービン、ISプロセスによる水素製造などの要素技術開発の現状について記述しており、今後の高温ガス炉の開発に非常に有用である。本書は、日本機械学会の動力エネルギーシステム部門による化石燃料及び原子力によるエネルギーシステムの技術書のシリーズの一冊として刊行されるものである。

論文

Fabrication of a novel magnetic topological heterostructure and temperature evolution of its massive Dirac cone

平原 徹*; Otrokov, M. M.*; 佐々木 泰祐*; 角田 一樹*; 友弘 雄太*; 日下 翔太郎*; 奥山 裕磨*; 一ノ倉 聖*; 小林 正起*; 竹田 幸治; et al.

Nature Communications (Internet), 11, p.4821_1 - 4821_8, 2020/09

 被引用回数:42 パーセンタイル:93.06(Multidisciplinary Sciences)

We fabricate a novel magnetic topological heterostructure Mn$$_{4}$$Bi$$_{2}$$Te$$_{7}$$/Bi$$_{2}$$Te$$_{3}$$ where multiple magnetic layers are inserted into the topmost quintuple layer of the original topological insulator Bi$$_{2}$$Te$$_{3}$$. A massive Dirac cone (DC) with a gap of 40-75 meV at 16 K is observed. By tracing the temperature evolution, this gap is shown to gradually decrease with increasing temperature and a blunt transition from a massive to a massless DC occurs around 200-250 K. Magnetic measurements show that there are two distinct Mn components in the system that corresponds to the two heterostructures; MnBi$$_{2}$$Te$$_{4}$$/Bi$$_{2}$$Te$$_{3}$$ is paramagnetic at 6 K while Mn$$_{4}$$Bi$$_{2}$$Te$$_{7}$$/Bi$$_{2}$$Te$$_{3}$$ is ferromagnetic with a negative hysteresis (critical temperature 20 K). This novel heterostructure is potentially important for future device applications.

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2018年度

中野 政尚; 藤井 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 河野 恭彦; 細見 健二; 西村 周作; 松原 菜摘; 前原 勇志; 成田 亮介; et al.

JAEA-Review 2019-048, 165 Pages, 2020/03

JAEA-Review-2019-048.pdf:2.69MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究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、2018年4月から2019年3月までの間に実施した環境放射線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について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングスに変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。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、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。

論文

Research and development on membrane IS process for hydrogen production using solar heat

Myagmarjav, O.; 岩月 仁; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 上地 優; 井岡 郁夫; 久保 真治; 野村 幹弘*; 八巻 徹也*; 澤田 真一*; et al.

International Journal of Hydrogen Energy, 44(35), p.19141 - 19152, 2019/07

 被引用回数:16 パーセンタイル:48.9(Chemistry, Physical)

Thermochemical hydrogen production has attracted considerable interest as a clean energy solution to address the challenges of climate change and environmental sustainability. The thermochemical water-splitting iodine-sulfur (IS) process uses heat from nuclear or solar power and thus is a promising next-generation thermochemical hydrogen production method that is independent of fossil fuels and can provide energy security. This paper presents the current state of research and development of the IS process based on membrane techniques using solar energy at a medium temperature of 600$$^{circ}$$C. Membrane design strategies have the most potential for making the IS process using solar energy highly efficient and economical and are illustrated here in detail. Three aspects of membrane design proposed herein for the IS process have led to a considerable improvement of the total thermal efficiency of the process: membrane reactors, membranes, and reaction catalysts. Experimental studies in the applications of these membrane design techniques to the Bunsen reaction, sulfuric acid decomposition, and hydrogen iodide decomposition are discussed.

報告書

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2017年度

中野 政尚; 藤田 博喜; 水谷 朋子; 根本 正史; 飛田 慶司; 河野 恭彦; 細見 健二; 外間 智規; 西村 朋紘; 松原 菜摘; et al.

JAEA-Review 2018-025, 171 Pages, 2019/02

JAEA-Review-2018-025.pdf:3.81MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究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、2017年4月から2018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について、取りまとめたものであり、2011年3月に発生した東京電力福島第一原子力発電所事故の影響が多くの項目で見られた。なお、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、東京電力福島第一原子力発電所事故の影響による平常の変動幅を外れた値の評価について付録として収録した。

報告書

平成27年度核燃料サイクル工学研究所放出管理業務報告書(排水)

中野 政尚; 藤田 博喜; 河野 恭彦; 永岡 美佳; 井上 和美; 吉井 秀樹*; 大谷 和義*; 檜山 佳典*; 菊地 政昭*; 坂内 信行*; et al.

JAEA-Review 2017-001, 115 Pages, 2017/03

JAEA-Review-2017-001.pdf:3.57MB

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」、「放射線障害予防規程」、「放射線保安規則」及び「茨城県等との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」、「水質汚濁防止法」並びに「茨城県条例」に基づき、平成27年4月1日から平成28年3月31日までの期間に日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所から環境へ放出した放射性排水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からの放射性液体廃棄物は、濃度及び放出量ともに保安規定及び協定書等に定められた基準値を十分に下回った。

論文

Development of remote pipe welding tool for divertor cassettes in JT-60SA

林 孝夫; 櫻井 真治; 逆井 章; 柴沼 清; 河野 渉*; 大縄 登史男*; 松陰 武士*

Fusion Engineering and Design, 101, p.180 - 185, 2015/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.95(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAはITERへの支援研究および原型炉に向けた補完研究を担うトカマク型核融合実験装置である。JT-60SAではプラズマから発生するDD中性子による放射化のため真空容器内への人によるアクセスは制限される。そのため真空容器内機器を交換および修理するために遠隔保守(RH)システムが必要とされている。本発表ではJT-60SAのRHシステムの一部として開発した、下部ダイバータカセット内の冷却水配管接続に用いる溶接装置について述べる。ダイバータカセットの配管と真空容器外から入ってくる配管を溶接するために、冷却水配管(SUS316L製、内径$$phi$$54.2mm、肉厚2.8mm)の内部から円周溶接が可能な溶接ヘッドを開発し、溶接試験を行った。配管溶接の技術的課題を解決するため配管突合せ部のギャップと芯ずれがどの程度まで許容できるかを調べた。溶接対象の配管は実機と同様に鉛直方向に配置し、その先端を突合せ溶接した。上管先端の内径側に突起部を設けることにより、最大ギャップ0.7mm、最大芯ずれ0.5mmまでの溶接裕度を確保することができた。

論文

Progress of divertor simulation research toward the realization of detached plasma using a large tandem mirror device

中嶋 洋輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 大木 健輔*; 坂本 瑞樹*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; 今井 剛*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 463, p.537 - 540, 2015/08

 被引用回数:20 パーセンタイル:83.66(Materials Science, Multidisciplinary)

A divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target is installed in the west end-sell in GAMMA 10 large tandem mirror device, and a hydrogen plasma irradiation experiment to the target have been started to investigate radiation cooling mechanism on the target. A gas injection system is installed in the D-module and Langmuir probe and calorie meter array are mounted on the target plate. During the plasma irradiation, the highest electron density of 2.4 $$times$$ 10$$^{18}$$ m$$^{-3}$$ and a significant reduction of the electron temperature from a few tens of eV to 2 eV are achieved on the target plate by hydrogen and noble gas injection into the D-module.

論文

Development of divertor simulation research in the GAMMA 10/PDX tandem mirror

中嶋 洋輔*; 坂本 瑞樹*; 吉川 正志*; 大木 健輔*; 武田 寿人*; 市村 和也*; 細井 克洋*; 平田 真史*; 市村 真*; 池添 竜也*; et al.

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

In the large tandem mirror device GAMMA 10/PDX, a divertor simulation experimental module (D-module) with a V-shaped divertor target have been installed in the end-mirror. A massive gas injection of hydrogen and noble gases (argon and xenon) into the D-module during hydrogen plasma irradiation onto the target was performed, and plasma detachment from the target was investigated. Electron temperature measured by Langmuir probe array on the target was significantly reduced from a few tens of eV to $$<$$ 3 eV, and particle flux was also reduced. A bright H$$alpha$$ emission in the upstream region of the D-module and strong reduction near the target were observed by a two-dimensional image of H$$alpha$$ emission in the target observed with a high-speed camera. Molecular activated recombination (MAR) process is expected to contribute to the reduction of the electron temperature and the particle flux.

論文

Development of proposed guideline of flow-induced vibration evaluation for hot-leg piping in a sodium-cooled fast reactor

堺 公明; 山野 秀将; 田中 正暁; 小野 綾子; 大島 宏之; 金子 哲也*; 廣田 和生*; 佐郷 ひろみ*; Xu, Y.*; 岩本 幸治*; et al.

Proceedings of 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-15) (USB Flash Drive), 13 Pages, 2013/05

流動励起振動評価手法の開発は、手法の検証に旋回流と偏流条件を含む高レイノルズ数条件の個別効果実験データ利用できるというマイルストーンに達した。一方、技術基準はナトリウム冷却高速炉の設計者向けに文書化することが好ましい。このような背景から、JSFRホットレグ配管の流動励起振動設計ガイドラインが文書化された。本論文では主要な個別効果実験に基づいた流動励起振動設計手法ガイドラインとガイドラインの補足的な解釈も記述する。

論文

ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管における非定常流動場の予測

田中 正暁; 佐郷 ひろみ*; 岩本 幸治*; 江原 真司*; 小野 綾子; 村上 貴裕*; 早川 教*

日本機械学会論文集,B, 78(792), p.1392 - 1396, 2012/08

ショートエルボを有するナトリウム冷却高速炉ホットレグ配管の設計成立性確認を目的に実施した複数の縮尺水流動試験及びレイノルズ平均モデル及びラージエディシミュレーションによる非定常流動解析、さらに一般的な曲がり管流れに関する文献調査で得られた知見をもとにして、実機ホットレグ配管における非定常流動場を予測し、実機ホットレグ配管における大スケール渦による非定常流場の形成メカニズムを明らかにした。なお、本報告は、平成23年度日本機械学会年次大会における「ナトリウム冷却高速炉1次系ホットレグ配管の流力振動評価」のシリーズ発表の一つとして発表したものを加筆修正したものである。

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:139 パーセンタイル:97.7(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

X-ray devices and the possibility of applying nanophotonics

小池 雅人; 宮内 真二*; 佐野 一雄*; 今園 孝志

Nanophotonics and Nanofabrication, p.179 - 191, 2009/05

光学近接場技術に基づいた新しいリソグラフィーを用いて製作したラミナー型回折格子の表面にMo/SiO$$_{2}$$多層膜を蒸着して7600本/mmの多層膜回折格子を製作した。0.7$$sim$$2.0nmの波長範囲で回折効率を放射光施設で測定した。その結果、溝深さ3nm,多層膜周期5.33nmの多層膜回折格子は0.70nm(1.77keV),入射角88.020度で0.032, 1.19nm(1.04keV)入射角85.230度で0.016の回折効率を示した。また、実験的,理論的な回折効率の差をDebye-Waller因子により解析を行った。

論文

Surface preparation and characterization of single crystalline $$beta$$-FeSi$$_{2}$$

山田 洋一; 若谷 一平*; 大内 真二*; 山本 博之; 朝岡 秀人; 社本 真一; 鵜殿 治彦*

Surface Science, 602(18), p.3006 - 3009, 2008/09

 被引用回数:6 パーセンタイル:30.28(Chemistry, Physical)

$$beta$$-FeSi$$_{2}$$薄膜は1.5$$mu$$m帯域で発光し、フォトニック結晶などへの応用が期待される。高品位の$$beta$$-FeSi$$_{2}$$エピタキシャル薄膜成膜用の基板として、よく定義されたバルク単結晶表面が必須であるが、その成長が困難であることからこれまで十分に研究がなされていなかった。本研究では、$$beta$$-FeSi$$_{2}$$バルク単結晶表面の構造を走査型トンネル顕微鏡(STM),低エネルギー電子線回折(LEED)を用いて評価し、清浄表面の調整手法を確立することを目的とした。超高真空下において850$$^{circ}$$C程度の熱処理により得られた清浄表面から、明瞭なLEED像が観察された。得られた回折像から、清浄な(100), (101)及び(110)表面のユニットセルはバルクと同一の周期性をもち、長周期の表面再構成は生じないことが明らかとなった。しかしながら、STM像から清浄表面上には多数の欠陥が存在することも明らかとなった。今後材料応用のためにはこれらの欠陥の制御が必要となると考えられる。

論文

SlimCS; Compact low aspect ratio DEMO reactor with reduced-size central solenoid

飛田 健次; 西尾 敏; 佐藤 正泰; 櫻井 真治; 林 孝夫; 芝間 祐介; 礒野 高明; 榎枝 幹男; 中村 博文; 佐藤 聡; et al.

Nuclear Fusion, 47(8), p.892 - 899, 2007/08

 被引用回数:57 パーセンタイル:86.53(Physics, Fluids & Plasmas)

コンパクトな核融合原型炉概念SlimCSについて報告する。この原型炉は通常のトカマク炉と比べると小規模な中心ソレノイドコイル(CS)を採用している点に特徴がある。通常、CSの主要な役割はポロイダル磁束の供給とされるが、これをプラズマ形状制御とみなすことでCSの大幅な小型化が可能であり、これによりトロイダルコイルの軽量化しいては炉本体重量の低減が期待できる。さらに、CSの小型化はプラズマの低アスペクト比(=2.6)化を可能にし、高楕円度,大プラズマ電流化,高ベータ化など炉心プラズマの高出力密度を実現するうえで望ましい条件が整う。この結果、SlimCSはARIES-RSのような先進トカマク炉概念と同規模の炉寸法でありながら、比較的無理のない炉心プラズマ条件でほぼ同等の核融合出力を発生するメリットを持つ。

論文

Physics issues and simulation of the JT-60 SA divertor for large heat and particle handling

朝倉 伸幸; 川島 寿人; 清水 勝宏; 櫻井 真治; 藤田 隆明; 竹永 秀信; 仲野 友英; 久保 博孝; 東島 智; 林 孝夫; et al.

Europhysics Conference Abstracts (CD-ROM), 31F, 4 Pages, 2007/00

JT-60SAでは最大41MWの入射パワーで100秒間の運転を予定して設計を進めている。一方、炭素繊維材を使用した強制冷却ダイバータ板への最大熱流負荷は15MW/m$$^{2}$$であり、現在のトカマク装置を超えた大きな熱流を低減するダイバータ設計が必要となった。さらに、重水素運転を行うため、すべてのダイバータ要素をカセットに納められるよう小型化する必要がある。本発表では、おもに、ITER相似の主プラズマ配位で実験を行うため設計された下側ダイバータの物理設計についてシミュレーション結果を中心に述べる。一般に外側ダイバータへの熱流束が大きいため、ダイバータ板の角度を垂直にするとともにドーム部の排気溝の位置を高くした「V型形状」にすることにより、ストライク点付近の中性ガス圧が増加し非接触プラズマが生成しやすい設計とした。ガスパフを行うことによりダイバータ板への最大熱負荷は8MW/m$$^{2}$$程度まで低減できる。さらに、ガスパフを増加し放射損失が増加した場合、V型形状ダイバータでは、ストライク点を高くすることにより非接触ダイバータを接触ダイバータへ戻す制御が可能であることを示した。

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