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scattering length from 
photoproduction on the proton near the reaction threshold石川 貴嗣*; 藤村 寿子*; 深澤 宏司*; 橋本 亮*; He, Q.*; 本多 佑記*; 保坂 淳; 岩田 高広*; 甲斐田 俊*; 笠木 治郎太*; et al.
Physical Review C, 101(5), p.052201_1 - 052201_6, 2020/05
被引用回数：4 パーセンタイル：45.12(Physics, Nuclear)Photoproduction of the omega meson on the proton has been experimentally studied near the threshold. The total cross sections are determined at incident energies ranging from 1.09 to 1.15 GeV. The 1/2 and 3/2 spin-averaged scattering length 
and effective range 
between the CO meson and proton are estimated from the shape of the total cross section as a function of the incident photon energy: = (-0.97 
+ 
(0.07 
) fm and = (+2.78 
) + (-0.01 
) fm, resulting in a repulsive force. The real and imaginary parts for and are determined separately for the first time. A small 
-wave contribution does not affect the obtained values.
河合 視己人; 秋野 昇; 池田 佳隆; 海老沢 昇; 本田 敦; 椛澤 稔; 菊池 勝美; 藻垣 和彦; 能登 勝也; 大島 克己; et al.
JAEA-Technology 2008-069, 32 Pages, 2008/10
JAEA-Technology-2008-069.pdf:6.75MB
JT-60用NBI加熱装置は、正イオン源を用いた正イオンNBI装置(P-NBI)と、負イオン源を用いた負イオンNBI装置(N-NBI)から構成されている。両NBI装置とも、NBIビームラインとJT-60U本体真空容器とを結ぶドリフト管内の再電離損失量を、従来、ドリフト管近傍の真空度のベース値,ピーク値の各一点データとイオン源及び中性化セルへのガス導入量から概算する方法を採用していた。このため、長パルス入射時には真空度が変化し、正確な入射パワーの評価が困難であった。そこで、時間的に変化する真空度等を自動的に収集・計算する計算機システムによる自動計算機能を構築した。この結果、時系列データとして再電離損失量の算出が可能となり、長パルス入射における入射パワーを精度よく求めることができるようになった。
近澤 佳隆; 岡野 靖; 此村 守; 佐藤 浩司; 澤 直樹*; 住田 裕之*; 中西 繁之*; 安藤 将人*
Nuclear Technology, 159(3), p.267 - 278, 2007/09
被引用回数：1 パーセンタイル：11.32(Nuclear Science & Technology)小型炉は小型特有の合理化対策,設計規格化,習熟効果により投資及びR&Dリスクを削減しつつ大型炉に匹敵する経済性を達成する可能性がある。ここでは多数基設置時において大型炉と同等の経済性を達成する可能性のある300MWeナトリウム冷却小型炉の概念設計を実施した。燃料型式はPu-U-Zr3元合金の金属燃料、炉心型式は金属燃料において炉心出口温度550
Cを達成可能なZr密度含有率2領域単一Pu富化度炉心を採用した。冷却系は電磁ポンプを直列2基設置することにより、1ループ化し、1次系電磁ポンプは中間熱交換器内部に組み込む方式とした。燃料貯蔵設備は原子炉建屋容積低減を考慮して原子炉容器内貯蔵(IVS)として、使用済燃料の4年間貯蔵を想定した貯蔵容量を確保した。また、1主冷却系1ループ化については最も厳しいと考えられる配管破断を想定した過渡解析により成立性を評価した。発電プラント初号基とそれに対応した小規模の燃料製造・再処理設備の組合せによる実証設備における建設費評価を行い、小規模かつ商用運転に転用可能な設備において燃料サイクル全体の工学規模における実証が可能であることを示した。
近澤 佳隆; 岡野 靖; 此村 守; 澤 直樹*; 島川 佳郎*; 田中 俊彦*
Nuclear Technology, 157(2), p.120 - 131, 2007/02
被引用回数：1 パーセンタイル：11.32(Nuclear Science & Technology)実用化戦略調査研究の一環として、小型炉の多様な特徴を生かした金属燃料ナトリウム冷却炉概念の検討を行った。平成16年度は小型炉の魅力を整理し高価な燃料輸送費のため発電単価が高い僻地用小型電源として電気出力5万kWe,運転サイクル30年の長寿命炉心採用型概念を検討した。原子炉型式はループ型を採用し、運転サイクル30年である特徴を利用したノズル方式の原子炉容器と冷却系1ループ化を採用することにより、大幅にNSSS物量削減が可能であり、僻地電源として魅力ある概念と成り得ることが示された。
近澤 佳隆; 岡野 靖; 此村 守; 佐藤 浩司; 安藤 将人*; 中西 繁之*; 澤 直樹*; 島川 佳郎*
Proceedings of 2006 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06) (CD-ROM), 8 Pages, 2006/06
小型炉は小型特有の合理化対策,設計規格化,習熟効果により投資及びR&Dリスクを削減しつつ大型炉に匹敵する経済性を達成する可能性がある。ここでは多数基設置時において大型炉と同等の経済性を達成する可能性のある300MWeナトリウム冷却小型炉の概念設計を実施した。燃料型式はPu-U-Zr
元合金の金属燃料,炉心型式は金属燃料において炉心出口温度550Cを達成可能なZr密度含有率2領域単一Pu富化度炉心を採用した。冷却系は電磁ポンプを直列2基設置することにより、1ループ化し、1次系電磁ポンプは中間熱交換器内部に組み込む方式とした。燃料貯蔵設備は原子炉建屋容積低減を考慮して原子炉容器内貯蔵(IVS)として、使用済燃料の4年間貯蔵を想定した貯蔵容量を確保した。NSSS物量は1186ton,建屋容積は65100m
と評価され同等の出力である原型炉の207000mより大幅に小さくなった。高速増殖炉サイクル実証については、本概念と3.3tHM/y再処理・燃料製造設備を想定し、比較的少ない投資により高速炉サイクル商用化を実証できる可能性のあることを示した。
逢坂 正彦; 小井 衛; 高野 渉*; 山根 義宏*; 三澤 毅*
Journal of Nuclear Science and Technology, 43(4), p.367 - 374, 2006/04
被引用回数：12 パーセンタイル：63.1(Nuclear Science & Technology)高速炉用、高性能アメリシウム添加ターゲットとして、(Th,Am)OxをMoに分散させた低酸素ポテンシャルターゲットを提案した。同位体組成が異なる種々のMoを使用した場合の炉心特性へ与える影響を評価した。
近澤 佳隆; 木曽原 直之; 臼井 伸一; 此村 守; 澤 直樹*; 佐藤 充*; 田中 俊彦
Proceedings of International Conference on Nuclear Energy System for Future Generation and Global Sustainability (GLOBAL 2005) (CD-ROM), 6 Pages, 2005/10
実用化戦略調査研究の一環として、小型炉の多様な特徴を生かした金属燃料ナトリウム冷却炉概念の検討を行った。平成16年度は小型炉の魅力を整理し高価な燃料輸送費のため発電単価が高い僻地用小型電源として電気出力5万kWe、運転サイクル30年の長寿命炉心採用型概念を検討した。原子炉型式はループ型を採用し、運転サイクル30年である特徴を利用したノズル方式の原子炉容器と冷却系1ループ化を採用することにより、大幅にNSSS物量削減が可能であり、僻地電源として魅力ある概念と成り得ることが示された。
河野 俊彦*; 松延 廣幸*; 村田 徹*; 瑞慶覧 篤*; 中島 豊*; 川合 將義*; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 大澤 孝明*; et al.
JAERI-Research 2003-026, 53 Pages, 2003/12
JAERI-Research-2003-026.pdf:2.48MB
原子力技術開発において重要なウラン,プルトニウム,トリウムの同位体に対する中性子核データの新たな評価を行った。この評価値は日本の評価核データライブラリであるJENDL-3.3の一部となる。この評価の主たる目的は、前ヴァージョンに対して報告されていた幾つかの問題点の解決,データの精度向上,主要核種に対する共分散の評価、である。JENDL-3.2に格納されている種々の核データを検討し、その多くについて再評価を行うか、もしくはより信頼できる数値に置き直した。JENDL-3.3の重核データに対して種々のベンチマークテストが行われ、臨界性予測精度は以前のJENDLよりも向上していることが報告された。
柴田 恵一; 河野 俊彦*; 中川 庸雄; 岩本 修; 片倉 純一; 深堀 智生; 千葉 敏; 長谷川 明; 村田 徹*; 松延 廣幸*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 39(11), p.1125 - 1136, 2002/11
被引用回数：669 パーセンタイル：96.97(Nuclear Science & Technology)前版JENDL-3.2のフィードバック情報及び各種ベンチマークテストの結果をもとに、新版JENDL-3.3のための評価が行われた。JENDL-3.2での大きな問題点は新版により解決された。即ち、熱中性子炉体系での臨界性過大評価は
Uの核分裂断面積及び核分裂中性子スペクトルの改訂により解消された。また、重要な重核での不適切な2次中性子エネルギー分布は統計模型計算に置き換えられた。さらに、中重核での天然元素及び同位体評価値間の矛盾も無くなった。一方、20核種について共分散データを収納した。JENDL-3.3の信頼度は原子炉及び遮蔽に関するベンチマークテストにより検証された。ベンチマークテストの結果は、JENDL-3.3の予測精度がJENDL-3.2を上回ることを証明した。
栗山 正明; 秋野 昇; 海老沢 昇; 本田 敦; 伊藤 孝雄; 河合 視己人; 藻垣 和彦; 大賀 徳道; 大原 比呂志; 梅田 尚孝; et al.
Fusion Science and Technology (JT-60 Special Issue), 42(2-3), p.424 - 434, 2002/09
被引用回数：15 パーセンタイル：67.86(Nuclear Science & Technology)JT-60用正イオンNBI装置は、水素ビームを使って1986年にプラズマ加熱のための運転を開始し、入射パワーとして75keV,27MWを達成した。1991年、JT-60の大電流化改造に対応するために重水素ビームを入射出来るようにした。重水素ビームでの開発研究を進め、1996年に世界最高のビーム入射パワーである95keV,40MWの重水素中性ビームをJT-60プラズマに入射した。このような大出力中性粒子ビームを安定にプラズマに入射することにより、JT-60における世界最高性能プラズマの達成に大きく寄与した。
中原 嘉則; 須山 賢也; 伊奈川 潤; 永石 隆二; 黒沢 節身; 河野 信昭; 大貫 守; 望月 弘樹*
Nuclear Technology, 137(2), p.1 - 16, 2002/02
使用済軽水炉燃料に関する燃焼計算の精度検証に必要な核種組成ベンチマークデータセットを確立した。3本のPWR使用済燃料棒及び2本のBWR使用済燃料棒から切断採取したそれぞれ16試料(PWR)及び18試料(BWR)について、放射化学的分析により、U,Pu,Np,Am,Cmのアクチノイド及びNd,Sm及び
線放出下p核種の組成及び量の精密測定を行った。試料の燃焼度範囲は、4~50GWd/t,U初期濃縮度は2.6~4.1%の範囲にある。試料の燃焼度は、分析結果をもとに
Nd法により求めた。本報告は、分析結果及び関連する照射条件データをとりまとめたものである。
小井 衛; 柳沢 務
大洗FBRサイクルシンポジウム, 0 Pages, 2001/09
大洗はハ-ド面とソフト面のインフラが整備され、かつ、本年にはFBRサイクル国際研究開発センタ-(Fセルボ)が完成し研究者・技術者の研究環境が整備された。国際協力がより積極的に進められるような機能の強化も図っていく。国内のみならず、海外からも優秀な研究者を大洗に受入れ、自由闊達な議論等により、国際的にも高い研究開発を行えるようにしたい。
河野 俊彦*; 松延 廣幸*; 村田 徹*; 瑞慶覧 篤*; 中島 豊*; 川合 將義*; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 大澤 孝明*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 37(4), p.327 - 334, 2000/04
評価済み中性子核データライブラリーの最新版JENDL-3.3のためにU-233、U-235,U-238,Pu-239,Pu-240及びPu-241の核分裂断面積を同時に評価した。核データ評価では、それぞれの反応の絶対測定及びU-235対Pu-239のような相対測定が考慮された。本評価のために計算コードSOKを開発し、共分散評価システムKALMANに組み込んだ。実験データの誤差は関係する論文あるいはレポートから推定した。最終結果は、既存のJENDL-3.2及びENDF/B-VIの評価値と比較される。また、共分散ファイルの作成に必要な、評価値の誤差についても議論される。
U,U,
U,
Pu,
Pu,and 
Pu河野 俊彦*; 松延 廣幸*; 村田 徹*; 瑞慶覧 篤*; 中島 豊*; 川合 將義*; 岩本 修; 柴田 恵一; 中川 庸雄; 大澤 孝明*; et al.
JAERI-Research 2000-004, p.76 - 0, 2000/02
JAERI-Research-2000-004.pdf:2.39MB
評価済核データライブラリーJENDL-3.3作成のために、アクチニド核種の核分裂断面積を決定する計算コードSOKを開発した。このコードでは各反応の絶対測定及び相対測定(例えば、Pu-239の核分裂断面積とU-235の核分裂断面積の比)が考慮でき、それらすべてのデータに対する最小自乗フィットにより断面積を求めることができる。今回求めたのはU-233,U-235,U-238,Pu-239,Pu-240及びPu-241の核分裂断面積及びその共分散(誤差)である。本報告書では、評価の手法及び実験値のデータベースについて述べるとともに、得られた結果を評価済データJENDL-3.2及びENDF/B-VIと比較し検討する。
近澤 佳隆; 相澤 康介; 此村 守; 島川 佳郎*; 澤 直樹*; 安藤 将人*
no journal, ,
金属燃料による高速増殖炉サイクル実証及び実用化を考慮した小型炉の概念設計を行った。300MWe小型炉と、3.3tHM/y再処理・燃料製造設備(合計投資額2500億円)により9円/kWhを達成し資金を回収しつつ、高速炉サイクル商用化を実証する可能性があることを示した。
山田 文昭; 田畑 広明; 宮川 明; 岡田 衛; 岡部 綾夫; 三澤 直人*
no journal, ,
「もんじゅ」の研究開発を進めるにあたり、従業員の安全意識の高揚,地元や関係する方々との対話に活かすことを目的として、建設段階における各試験及び本格運転において、起こるかもしれない事故・トラブル等の事例とその対応方法を整理し、事例集を作成した。
川端 守; 澤 護; 大野 史靖; 下坂 光夫; 武藤 啓太郎; 内橋 昌也
no journal, ,
老朽化し、補修対応が困難となったアナログカメラシステムの更新として、休止設備である音声通話用通信網等を再活用し、ADSLデータ通信と同種のVDSL技術を利用したデジタル通信システムを考案した。もんじゅ全域において、今後増加する解体作業や機器の運転状態確認等の他の遠隔監視ニーズに対応するカメラの追加設置や、仮設計器の測定データ送信にも低コストで柔軟に対応可能な遠隔監視システムの概要について紹介する。
