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論文

Development of 0.5 mm gauge size radial collimators for high-pressure neutron diffraction experiments at PLANET in J-PARC

服部 高典; 鈴木 浩二*; 三代 達也*; 伊藤 崇芳*; 町田 真一*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1059, p.168956_1 - 168956_9, 2024/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Instruments & Instrumentation)

見込み幅0.5mmのラジアルコリメータを高圧中性子回折実験用に特別に設計し、その性能と有効性を調べた。0.75mm, 1.5mm, 3.0mmのラジアルコリメータはそれぞれ0.50mm, 1.07mm, 2.78mmのみこみ幅を示した。3つのラジアルコリメータの透過率はすべて同等であった。Paris-Edinburgh(PE)プレスとdiamond anvil cell (DAC)を使用した評価では、見込み幅0.5mmラジアルコリメータを使用した場合、アンビル散乱はかなり減少し、サンプル/アンビル信号比はPEプレスとDACでそれぞれ0.5と2.0に達した。これらの結果は、見込み幅0.5mmラジアルコリメータが意図したとおりに製作され、高圧中性子回折実験(特に30GPaを超える実験)に有効であることを示している。今回作成されたラジアルコリメータの見込み幅は、これまで世界の中性子散乱実験用に製作されたものの中で、最も小さい見込み幅を持つものである。

報告書

熱-水-応力-化学連成解析モデルを用いた海水系地下水環境下における緩衝材の浸潤挙動評価(受託研究)

鈴木 英明*; 高山 裕介; 佐藤 久*; 綿引 孝宜*; 佐藤 大介*

JAEA-Research 2022-013, 41 Pages, 2023/03

JAEA-Research-2022-013.pdf:3.99MB

高レベル放射性廃棄物の地層処分における過渡期のニアフィールド状態は、熱的作用(熱輸送、熱膨張)、水理的作用(地下水浸透、温度勾配による水分移動)、力学的作用(応力変形、膨潤圧の発生)および化学的作用(物質移行、間隙水の濃縮希釈、鉱物の溶解沈澱など)などが相互に影響を及ぼし合って変化する複合的な現象が生じると考えられている。このような過渡期における複雑なニアフィールド環境を把握することを始めとして、安全評価における核種移行の初期状態の設定や、オーバーパックの腐食寿命評価に必要となるニアフィールド環境条件に関する情報の提供を目的として、熱-水-応力-化学(THMC)連成解析コード(Couplys)の開発が進められてきている。本研究では、海水系地下水環境下におけるニアフィールドの再冠水挙動の評価を適切に行うため、海水系地下水を想定した溶液を緩衝材材料に浸潤させた室内試験結果に基づき、不飽和浸透流解析と物質移行解析および地球化学解析を連成させる手法により、緩衝材の透水性が間隙水中の塩濃度に依存して変化するとした水理モデルを設定した。また、廃棄体の発熱によってオーバーパック近傍で緩衝材の水分が低下し乾燥する現象について、気液二相流解析コード(TOUGH2)を用いて、廃棄体の発熱を想定した人工バリア体系での気相の流れと水蒸気量の勾配によって生じる水蒸気移動を含む緩衝材の浸潤挙動評価を実施した。そして、得られた浸潤プロファイルに基づき、温度および間隙水飽和度の依存性を考慮した温度勾配による水分移動モデルの設定を行った。さらに、これら設定したモデルをCouplysに適用し、幌延深地層研究計画に基づき実施された人工バリア性能確認試験を対象とした解析評価を実施した。そして、原位置で計測された緩衝材の浸潤挙動に関するデータとの比較を通じてモデルの適切性を確認した。

論文

Structure of basaltic glass at pressures up to 18 GPa

大橋 智典*; 坂巻 竜也*; 舟越 賢一*; 服部 高典; 久野 直樹*; 阿部 淳*; 鈴木 昭夫*

American Mineralogist, 107(3), p.325 - 335, 2022/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:22.72(Geochemistry & Geophysics)

マグマの物性を知るために、室温で加圧されたバサルトガラスの構造をX線および中性子回折により約18GPaまで調べた。加圧によりバサルトガラスは圧縮挙動を変化させた。つまり約2-4GPaにおいて、平均酸素間距離(r$$_textrm{OO}$$)を保ったまま、酸素の平均配位数(CN$$_textrm{OO}$$)は上昇しはじめる。さらに加圧すると9GPaでCN$$_textrm{OO}$$の上昇はとまり、Al周りの酸素配位数(CN$$_textrm{AlO}$$)を上昇させながら、r$$_textrm{OO}$$が縮み始める。9GPaでの変化は ガラスの圧縮機構が、四面体ネットワークの変形から、CN$$_textrm{AlO}$$の増大を伴った酸素充填率の上昇に変わることで解釈できる。高圧下の酸素の充填率($$eta_textrm{O}$$)を解析すると、その値がデンスランダムパッキングの限界値を超えることが分かった。このことは、石英やケイ酸塩ガラスの構造相転移が酸素充填限界説では説明できないことを示している。2-4GPaに見られたCN$$_textrm{OO}$$の上昇は四配位ケイ酸塩ガラスのソフト化と対応しており、過去にLiu and Lin (2014)によって報告された約2GPaでのバサルトガラスの弾性異常の起源であるかもしれない。

論文

Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) at the Japan Proton Accelerator Research Complex, 2; Neutron scattering instruments

中島 健次; 川北 至信; 伊藤 晋一*; 阿部 淳*; 相澤 一也; 青木 裕之; 遠藤 仁*; 藤田 全基*; 舟越 賢一*; Gong, W.*; et al.

Quantum Beam Science (Internet), 1(3), p.9_1 - 9_59, 2017/12

J-PARC物質・生命科学実験施設の中性子実験装置についてのレビューである。物質・生命科学実験施設には23の中性子ビームポートがあり21台の装置が設置されている。それらは、J-PARCの高性能な中性子源と最新の技術を組み合わせた世界屈指の実験装置群である。このレビューでは、装置性能や典型的な成果等について概観する。

論文

J-PARCにおけるパルス中性子ビームの利用と展望,3; 高圧の科学と表面・界面の構造解析

服部 高典; 阿久津 和宏*; 鈴木 淳市*

ぶんせき, 2015(2), p.58 - 64, 2015/02

J-PARCのMLFでは、現在、18本の中性子ビームラインに実験装置が設置され、世界最高強度のパルス中性子ビームを用いた物質科学、生命科学、材料科学、素粒子科学、原子核科学等の学術研究や産業利用が行われている。本稿では、超高圧中性子回折装置「PLANET」および試料垂直型偏極中性子反射率計「写楽」の特徴に触れながら高圧の科学と表面・界面の構造解析について説明する。

論文

R&D status on water cooled ceramic breeder blanket technology

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 中島 基樹; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 林 巧; 山西 敏彦; et al.

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1131 - 1136, 2014/10

 被引用回数:21 パーセンタイル:84.18(Nuclear Science & Technology)

我が国の原型炉ブランケット開発の最重要ステップとして、水冷却固体増殖テストブランケット・モジュール(TBM)の開発が進められている。TBM試験と原型炉ブランケット開発のために、モジュール製作技術開発、増殖増倍材ペブル製作技術、トリチウム生成率評価試験と構造設計が行われている。実機構造材F82Hを用いた製作技術開発は、F82Hの工学物性値の評価結果に基づいて実施され、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の接合、厚さ90mmの後壁の実規模モックアップの製作に成功した。モジュール筐体モックアップの製作を検討している。また、トリチウム生産のために必要な技術として、高温での耐久性に優れた先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発を進めた。また、核融合中性子研究施設(FNS)を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

論文

次世代エネルギー産業を支える溶接技術,2; 次世代エネルギー産業の動向とそれに関わる溶接技術へのニーズと課題; 核融合

廣瀬 貴規; 染谷 洋二; 谷川 尚; 鈴木 哲

溶接学会誌, 83(1), p.70 - 77, 2014/01

今後の世界を支えるエネルギー生産・利用技術の動向を見渡し、その基盤技術のひとつである溶接・接合技術の進むべき道を明らかにすることを目的として、核融合エネルギー分野における産業の動向と展望、発電設備の概念設計と特徴、および溶接・接合技術と課題について解説する。トカマク型核融合炉における発電までのロードマップを解説するとともに、核融合炉において特徴的な溶接・接合分野の技術課題として、放射線環境における遠隔機器による溶接、拡散接合によるニアネットシェイプ形成、接合部への中性子照射効果、およびロウ付けによるダイバータ製作を取り上げ解説する。

報告書

幌延深地層研究計画における原位置トレーサ試験結果の評価手法に関する検討(委託研究)

横田 秀晴; 天野 健治; 前川 恵輔; 國丸 貴紀; 苗村 由美*; 井尻 裕二*; 本島 貴之*; 鈴木 俊一*; 手島 和文*

JAEA-Research 2013-002, 281 Pages, 2013/06

JAEA-Research-2013-002.pdf:13.03MB

岩盤中の割れ目を対象とした原位置トレーサ試験結果を評価するうえで課題となる割れ目の不均質性やスケール効果の影響を明らかにするために、コンピュータ上でモデル化した2次元単一割れ目において孔間トレーサ試験のシミュレーションを実施し、得られた濃度破過曲線に対して1次元モデル及び2次元モデルで物質移行パラメータを同定することにより、モデルの適用性を検討した。分散長に着目すると、割れ目の透水性が均質・不均質にかかわらず、1次元モデルで同定された分散長が2次元モデルでの値よりある相関をもって過大に評価されることが明らかとなった。また、1次元モデルで同定された分散長は、不均質場全体に対して同定された値よりも、場合によっては過小あるいは過大に評価されることが示され、その変動は放射状流の影響や、不均質場を規定する相関長と孔間距離の関係に起因することが明らかとなった。これらの結果は、原位置試験実施時のより良い条件や孔配置を提案するとともに、試験結果を評価する際に不均質場の特性を考慮する必要があることを意味する。

論文

Fission product separation from seawater by electrocoagulation method

北垣 徹; 星野 貴紀; 三本松 勇二; 矢野 公彦; 竹内 正行; 五十嵐 武士*; 鈴木 達也*

Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 296(2), p.975 - 979, 2013/05

 被引用回数:4 パーセンタイル:32.48(Chemistry, Analytical)

At the Fukushima Daiichi NPPs, a large amount of seawater containing high activity fission product was accumulated and its treatment has been serious problem. Electrocoagulation method is expected to be part of a useful separation system that can reduce the amount of waste and decrease processing time. In this study, powdered adsorbents, such as ferrocyanide and zeolite, added to seawater containing simulated fission products, and electrocoagulation effect were investigated. As a result, more than 99% of Cs and I were removed. Moreover, rapid solution reactivity with heat was not observed, so the thermal risk of aqueous processing of the aggregation would be low. In addition, thermal analyses showed that the electrocoagulation process did not lead to thermal decomposition. Therefore, in the case electrocoagulation method is applied to decontamination system, it has the potential to thermally stabilize and reduce waste.

論文

Development of the water cooled ceramic breeder test blanket module in Japan

榎枝 幹男; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鈴木 哲; 落合 謙太郎; 今野 力; 河村 繕範; 山西 敏彦; 星野 毅; 中道 勝; et al.

Fusion Engineering and Design, 87(7-8), p.1363 - 1369, 2012/08

 被引用回数:35 パーセンタイル:92.09(Nuclear Science & Technology)

核融合ブランケットの開発においては、ITERの核融合環境を用いて、モジュール規模で増殖ブランケットの試験を行う、ITERテストブランケット・モジュール(TBM)試験は、原型炉へ向けた重要なマイルストンである。我が国は、水冷却固体増殖TBMを主案として試験を実施するためにその製作技術開発を進めている。我が国は、これまでに開発した接合技術を用いて、実規模のモジュールの第一壁,側壁,増殖材充填容器、の製作に成功するとともに、第一壁と側壁の組合せ試験にも成功した。さらに、厚さ90mmの後壁の製作技術についても、模擬材料を用いたモックアップの製作を終了した。モジュール製作技術をほぼ見通した。また、トリチウム生産のために必要な技術として、先進増殖・増倍材ペブル製作技術の開発や、核融合中性子を用いたトリチウム生成回収試験による、トリチウム生産技術開発についても進展した。本報告ではこれらのTBM開発の最新の成果を報告する。

論文

Recent status of fabrication technology development of water cooled ceramic breeder test blanket module in Japan

廣瀬 貴規; 谷川 尚; 吉河 朗; 関 洋治; 鶴 大悟; 横山 堅二; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 榎枝 幹男; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2265 - 2268, 2011/10

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.65(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、日本のITERテストブランケット(TBM)の第一候補として、水冷却固体増殖方式のテストブランケットの開発を、中心となって進めている。TBM試験を実現するためには、ITER運転スケジュールに遅れることなく、TBMのプロトタイプの製作と構造健全性の確証を行う必要がある。本報告では、日本における水冷却固体増殖(WCCB)テストブランケットモジュール(TBMの製作技術開発の最新の成果を報告する。これまでに、製作技術の最も重要な技術として、熱間等方圧加圧(HIP)接合法を開発し、実規模冷却チャンネル内蔵第一壁適用して実規模のTBMの第一壁の製作と高熱負荷による評価試験に成功した。また、TBM内部にトリチウム増殖材を格納する充填容器についても実機大のモックアップの製作に成功し気密試験に成功した。さらに、モジュール構造を形成する側壁についても実機大のモックアップ製作に成功するとともに、第一壁との組合せ施工による箱構造政策に成功した。以上のことから、日本においては、TBM製作技術開発と評価試験が順調に進展しているものと評価することができる。

論文

Numerical simulation of turbulent flow of coolant in a test blanket module of nuclear fusion reactor

関 洋治; 大西 陽一*; 吉河 朗; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 大図 章; 江里 幸一郎; 鶴 大悟; 鈴木 哲; 横山 堅二; et al.

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 2, p.139 - 142, 2011/10

日本原子力研究開発機構は、ITERでの核融合環境下で総合的機能試験が実施される予定のテストブランケットモジュール($$TBM$$)として、水冷却方式固体増殖ブランケットの研究開発を進めてきた。$$TBM$$は、おもに第一壁,2つの側壁,後壁と増殖材充填に必要な隔壁であるメンブレンパネルによって構成される。また、冷却材である高温高圧水(入口温度553K,出口温度598K, 15MPa)は、TBM内部の並行多流路管群を流動する。本研究では、数値流体計算の結果を実規模大並列多流路の実験値と比較することにより、実現象との整合性を実証し、機器設計に際する流体挙動及び侵食腐食の予測手法の確立を目的とする。TBM側壁内部に存在する並列多流路管内を流れる冷却材を対象に、乱流モデル及びLES(標準スマゴリンスキーモデル)を用いて、数値流体計算を実施した。流体計算による室温条件での各流量分配は、複雑流路である実規模大並列多流路の実験値とほぼ一致することを確認した。数値流体計算の予測手法の妥当性を示したことにより、高温高圧水条件の設計に際しても有効な予測手段の一つとして実証した。

論文

ITER project; Status of procurement activities in domestic agency of Japan and application of HIP technology

高津 英幸; 榎枝 幹男; 鈴木 哲; 廣瀬 貴規; 小泉 徳潔; 高橋 幸司

Proceedings of International Conference on Hot Isostatic Pressing (HIP '11), p.35 - 40, 2011/04

ITER計画は核融合に関する巨大科学プロジェクトであり、7極の国際協力によって、南仏カダラッシュ・サイトにトカマク型核融合実験炉を建設し、その運転と利用を行い、最終的に廃止措置まで行うプロジェクトである。ITERの計画目標は、核融合エネルギーの科学的・技術的な実用性を実証することであり、2007年に技術活動を開始した。現在、ITER計画は本格的な機器の製作・建設活動の段階にあり、調達に責任を有する7極の国内機関が、製作に長い期間を要する機器から製作を開始している。多くのITER機器のうち、幾つかの機器に関しては、その製作手法に、拡散接合の一種である等方熱間接合の技術を適用している。これは本手法が、溶接接合等に比較して、多くの利点を有するからである。本論文では、日本国内機関が行っている調達活動の中で、等方熱間接合技術の適用例を紹介する。

論文

Thermo-hydraulic testing and integrity of ITER test blanket module (TBM) first wall mock-up in JAEA

江里 幸一郎; 関 洋治; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 鶴 大悟; 西 宏; 大楽 正幸; 横山 堅二; 鈴木 哲; 榎枝 幹男

Fusion Engineering and Design, 85(7-9), p.1255 - 1260, 2010/12

 被引用回数:12 パーセンタイル:62.3(Nuclear Science & Technology)

ITER機構が建設を進めている国際熱核融合実験炉ITERにおいて、核融合発電炉に向けたブランケットモジュールの工学試験を実施する予定である。本報告では原子力機構で実施している試験用ブランケットモジュール(TBM)に関する熱・流動に関する研究開発、特に低放射化フェライトF82H製実機長第一壁の製作や流動試験,加熱試験に関する成果を報告する。TBM第一壁はF82H製矩形冷却管(15本)と平板を熱間等方加圧(HIP)法により製作した。流動試験により第一壁内並列流路冷却管内の平均流速がほぼ一定になることを示すとともに、数値解析結果と良い一致を示した。加熱試験では15MPa$$cdot$$280$$^{circ}$$C以上の高温高圧水を第一壁内部の矩形冷却管に流動させ、実機熱負荷に近い0.5MW/m$$^{2}$$以上の熱負荷を繰り返し与えることにより、その接合部の健全性や除熱性能を確認した。平行して熱機械解析を実施し、実機運転時において第一壁冷却管に発生する応力がF82Hの許容応力内であることを示した。

論文

Numerical simulation of turbulent flow of coolant in a test blanket module of nuclear fusion reactor

関 洋治; 大西 陽一*; 吉河 朗; 谷川 尚; 廣瀬 貴規; 大図 章; 江里 幸一郎; 鶴 大悟; 鈴木 哲; 横山 堅二; et al.

Proceedings of Joint International Conference of 7th Supercomputing in Nuclear Application and 3rd Monte Carlo (SNA + MC 2010) (USB Flash Drive), 4 Pages, 2010/10

日本原子力研究開発機構は、ITERでの核融合環境下で総合的機能試験が実施される予定のテストブランケットモジュール(TBM)として、水冷却方式固体増殖ブランケットの研究開発を進めてきた。TBMは、おもに第一壁,2つの側壁,後壁と増殖材充填に必要な隔壁であるメンブレンパネルによって構成される。また、冷却材である高温高圧水(入口温度553K,出口温度598K,15MPa)は、TBM内部の並行多流路管群を流動する。本研究では、数値流体計算の結果を実規模大並列多流路の実験値と比較することにより、実現象との整合性を実証し、機器設計に際する流体挙動及び侵食腐食の予測手法の確立を目的とする。TBM側壁内部に存在する並列多流路管内を流れる冷却材を対象に、乱流モデル及びLES(標準スマゴリンスキーモデル)を用いて、数値流体計算を実施した。流体計算による室温条件での各流量分配は、複雑流路である実規模大並列多流路の実験値とほぼ一致することを確認した。数値流体計算の予測手法の妥当性を示したことにより、高温高圧水条件の設計に際しても有効な予測手段の一つとして実証した。

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

Overview of the R&D activities of water cooled ceramic breeder blanket

榎枝 幹男; 廣瀬 貴規; 谷川 尚; 鶴 大悟; 吉河 朗; 関 洋治; 西 宏; 横山 堅二; 江里 幸一郎; 鈴木 哲

Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), p.645 - 649, 2010/05

本報告は、日本における水冷却固体増殖(WCCB)ブランケットの開発の現状を報告するものである。日本は、WCCBブランケットを核融合原型炉の主案として、その開発を進めている。特に、ブランケットモジュール製作技術開発に関しては、実規模の第一壁モックアップを、実機構造材料である低放射化フェライト鋼(RAFMS)のF82Hを実際に使用して製作することに成功した。さらに製作した第一壁モックアップを用いて、実機の冷却水条件の15MPa, 300度の水で冷却しつつ、実機熱負荷条件0.5MW/m$$^{2}$$での熱負荷試験に80回試験を行い、変形やホットスポットなどがないことを確認した。また、ブランケットのモジュールを構成する側壁部の実規模モックアップの製作にも成功し、さらに、第一壁モックアップと側壁モックアップの組合せ接合に成功して、初めてテストブランケット実規模筐体モックアップの試作に成功した。これらの開発により、筐体製作技術の主要課題の解決の見通しが得られた。

報告書

テストブランケット側壁の冷却水流量配分特性

吉河 朗; 谷川 尚; 関 洋治; 廣瀬 貴規; 鶴 大悟; 江里 幸一郎; 横山 堅二; 西 宏; 鈴木 哲; 丹澤 貞光; et al.

JAEA-Technology 2009-077, 23 Pages, 2010/03

JAEA-Technology-2009-077.pdf:2.62MB

固体増殖水冷却方式のテストブランケットモジュール(TBM)における側壁内の冷却流路は、2本の母管の間を複数の枝管で平行に接続する管路網(平行多流路)としているため、各枝管を流れる冷却水には流量の分布が生じると予想される。本研究では、平行多流路における流量分布を予測し、TBMの使用条件において構造材料を使用制限温度以下に保持するために必要となる管路網を設計することを目的とした。1次元熱計算により、必要となる冷却流量を評価した。また、圧力損失計算に基づく簡易評価により、必要な流量が得られるような管路網を設計した。塩化ビニル管を用いた試験体を用いて流量分布を測定し、設計の妥当性を確認した。この設計に基づき、F82H製の実規模試験体を製作し、流量分布と圧力損失とを計測したところ、枝管における流量の低下は最大でも平均流量の12%であり、除熱の観点からは十分に余裕があることを確認した。また、圧力損失についても計算値と実測値でよく一致した。以上の結果から、TBMの側壁における冷却管路網について、除熱の観点から必要となる流量を確保するための設計を確立することができた。

論文

Designing PLANET; Neutron beamline for high-pressure material science at J-PARC

有馬 寛; 服部 高典; 小松 一生*; 阿部 淳; 内海 渉; 鍵 裕之*; 鈴木 昭夫*; 鈴谷 賢太郎; 神山 崇; 新井 正敏; et al.

Journal of Physics; Conference Series, 215(1), p.012025_1 - 012025_6, 2010/03

J-PARC物質生命科学実験施設における高圧研究の専用ビームライン建設について、科学研究費補助金新学術領域研究(高温高圧中性子実験で拓く地球の物質科学:領域代表八木健彦)が採択され、平成21年度からBL11において超高圧中性子回折装置(PLANET)の建設が開始された。30GPa及び2500Kまでの温度圧力領域での中性子回折測定を研究対象とし、分光器室内には大型マルチアンビルプレスを設置する。本装置の概要並びに開発の現状について報告する。PLANETは水を含む地球深部物質の高温高圧下での結晶構造,マグマの局所構造,液体の圧力誘起構造変化を主要な研究テーマとして設計を行った。10mm$$^3$$以下の試料体積を対象として主検出器である90$$^{circ}$$バンクにおいて0.5%の装置分解能を持つ。4.3${AA}$のd値範囲を1フレームで測定することが可能である。中性子の輸送には11.5mの集光型中性子ガイド管を用い、結晶,液体それぞれの構造解析に適した波長領域での測定効率の向上を目指している。

論文

Designing PLANET; Neutron beamline for high-pressure material science at J-PARC

有馬 寛*; 服部 高典; 小松 一生*; 阿部 淳; 内海 渉; 鍵 裕之*; 鈴木 昭夫*; 鈴谷 賢太郎; 神山 崇*; 新井 正敏; et al.

Journal of Physics; Conference Series, 215(1), p.012025_1 - 012025_6, 2010/03

 被引用回数:14 パーセンタイル:96.3(Instruments & Instrumentation)

高圧実験に特化したPLANETはパルス中性子施設J-PARCのBL11に建設されている。PLANETは、地球深部の高密度な含水鉱物,マグマ,軽元素液体を含む水素を含む物質の構造を研究することを目的としている。装置は、20GPa, 2000Kの温度圧力における粉末結晶,液体,非晶質の回折実験、イメージング実験を実現するものである。回折実験において、90$$^{circ}$$バンクを使用することで、第一フレームで0.2-4.1${AA}$$$d$$値をカバーしている。この研究では、PLANETの設計と仕様をモンテカルロシミュレーションを用いて評価した。

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