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論文

Optimization and inference of bin widths for histogramming inelastic neutron scattering spectra

巽 一厳; 稲村 泰弘; 古府 麻衣子; 鬼柳 亮嗣; 島崎 秀昭*

Journal of Applied Crystallography, 55(3), p.533 - 543, 2022/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Chemistry, Multidisciplinary)

神経物理学研究において不均一ポアソン過程に基づく観測データのヒストグラムのビン幅最適化が開発され[Shimazaki & Shinomoto (2007). Neural Comput. 19, 1503-1527]、後継研究[Muto et al. (2019). J. Phys. Soc. Jpn, 88, 044002]はその非弾性中性子散乱データへの応用が提唱された。本研究では、銅の単結晶を用いて異なる条件の飛行時間型計測で得られた非弾性中性子散乱の実験データにこの方法を適用し、その結果の正当性を検証した。与えられたデータにおける統計情報を異なる総カウント数のデータに外挿した結果は、それらの実際のデータでの最適なビン幅を精度よく予測した。最適化したビン幅でのヒストグラムはエネルギーおよび運動量の断面において次の二つの微細スペクトル構造の存在の有無を検視した。(1)フォノンバンドギャップの存在、(2)互いに隣接する複数のフォノンブランチの数。磁気励起の新奇な形態や講師熱伝導度に相関するフォノン状態等、物理や材料科学において重要なスペクトル構造を効果的かつ厳正に観測するのを今回適用した方法は助けることをこれは意味する。

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。

口頭

超高温ガス炉用LiロッドにおけるZrを用いたトリチウム閉じ込め法の検討; 高温(700$$sim$$850$$^{circ}$$C)条件下におけるZr水素吸蔵特性

岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達; et al.

no journal, , 

現在DT核融合発電の実用化を目指した研究が行われているが、原型炉の初期装荷用トリチウムの供給方法は明確になっていない。高温ガス炉にLiを装荷し$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応によってトリチウムを生産する方法が考えられており、発生するトリチウムを吸収させ、ロッドからのトリチウム流出を低減させる目的でZr層を設けたロッド状のLi装荷体を提案している。本研究では超高温ガス炉(VHTR)温度条件下でZr付Liロッドの使用を想定する。同条件下におけるZr層の水素吸蔵特性を評価するため700$$^{circ}$$C以上の高温条件において円筒状Zr試料について水素吸蔵実験を行い、Zr層における水素の溶解度定数及び拡散係数を計測し評価を行ったので報告する。

口頭

The Study on lithium rod test module and irradiation method for tritium production using high temperature gas-cooled reactor

井田 祐馬*; 松浦 秀明*; 長住 達; 岡本 亮*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; et al.

no journal, , 

核融合炉の起動と核融合炉ブランケットシステムのトリチウム工学試験のため、大量のトリチウムが求められている。しかしながら、トリチウムは存在量が少なく、kgオーダーのトリチウムについては人工的に作らなければならない。高温ガス炉を用いた$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応によるトリチウム生産を提案している。この方法においては、Liロッドを高温ガス炉の可燃性毒物用の孔に装荷することを想定している。本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)での利用に適したLiロッドを設計し、トリチウム生産量とLiロッド容器からのトリチウムの漏れ量をLiAlO$$_{2}$$、アルミナ及びZrの各層の厚さを変化させて評価している。また、Liロッドによるトリチウムの生産と閉じ込めの特性を実証するためHTTRで実施すべき照射試験の計画について示している。

口頭

高温ガス炉用LiロッドにおけるZrを用いたトリチウム閉じ込め法; 高温条件(700-900$$^{circ}$$C)におけるZr水素吸蔵特性

岡本 亮*; 松浦 秀明*; 井田 祐馬*; 古賀 友稀*; 菅沼 拓郎*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; et al.

no journal, , 

高温ガス炉に円環状のリチウム化合物(Liロッド)を装荷し、$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応を用いて初期核融合炉用トリチウムを生産する方法が提案されている。本研究では、生産したトリチウムの漏れを防ぐために、LiロッドにZr層を施すことを検討した。水素の溶解度及び拡散係数を測定し、これらの測定値を用いてZr層のトリチウムの漏れ防止に対する有効性を評価した。その結果、Zr層を施すことでトリチウムの流出率を、Zr層が無い場合に比べて2桁程度低減することが見込まれることから、Zr層はトリチウムの漏れ防止に非常に有効と考えられる。

口頭

高温ガス炉を用いたトリチウム生産用Liロッド装荷モジュール及びその照射試験法の検討

古賀 友稀*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 井田 祐馬*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 長住 達; et al.

no journal, , 

核融合炉などに使用するトリチウムを高温ガス炉により生産する方法が提案され、可燃性毒物としてLiロッドを装荷する方法が検討されている。核燃焼計算と拡散計算により高温工学試験研究炉(HTTR)への装荷に適したLiロッドの設計と、その性能を実証するためにHTTRを想定した照射試験法を提示した。

口頭

高温ガス炉を用いた核融合炉用T製造法の検討,4; トリチウム製造試験体の照射試験に関する予備検討

石塚 悦男; Ho, H. Q.; 島崎 洋祐; 中川 繁昭; 後藤 実; 松浦 秀明*; 大塚 哲平*; 片山 一成*; 飯垣 和彦

no journal, , 

高温ガス炉を用いた核融合炉初装荷用トリチウム製造の一環として、開発を進めてきたトリチウム製造試験体の照射試験を検討している。本報告では、JRR-3を利用した予備照射試験に関する検討について紹介する。

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