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出井 俊太郎; 柴田 真仁*; 根岸 久美*; 杉浦 佑樹; 天野 由記; Bateman, K.*; Wilson, J.*; 横山 立憲; 鏡味 沙耶; 武田 匡樹; et al.
Results in Earth Sciences (Internet), 3, p.100097_1 - 100097_16, 2025/12
高レベル放射性廃棄物の地層処分において、セメントと泥岩の相互作用による化学的擾乱領域が形成され、岩盤中の核種移行特性に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、11年前に幌延深地層研究センターの140m調査坑道に施工されたセメント(普通ポルトランドセメント(OPC)および低アルカリ性セメント(LAC))と泥岩の界面における変質状態について調査した。複数の分析手法を組み合わせることで、セメントの溶解、方解石やC-(A-)S-H相などの二次鉱物の析出、モンモリロナイトの陽イオン交換、泥岩の空隙率の低下など、セメントと岩石の界面における主要な反応が特定された。また、空隙率の低下による拡散の低下や、変質した泥岩中の二次鉱物への取り込みによる収着の促進など、セメントと泥岩の相互作用が放射性核種の移行に及ぼす影響についても明らかになった。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2025-005, 106 Pages, 2025/06
JAEA-Data-Code-2025-005.pdf:2.93MB
JAEAでは、加圧水型軽水炉(PWR)解析のためのRELAP5/MOD3.3コードの入力データを、主に大型非定常実験装置(LSTF)の参照4ループPWRである敦賀発電所2号機の設計情報を基に作成してきた。PWR解析に関する代表的なOECD/NEAの活動として、BEMUSEプログラムの枠組みにおける低温側配管大破断冷却材喪失事故(LBLOCA)の計算が挙げられる。また、わが国の新規制基準に係るPWRの炉心損傷防止対策の有効性評価事象には、低温側配管LBLOCA時の非常用炉心冷却系(ECCS)の再循環機能喪失事象が含まれる。本検討において、PWRの安全設計上想定すべき設計基準事故の一つであるLBLOCAを解析するための入力データを整備した。本報告書では、PWRLBLOCA解析の入力データの主な特徴を示す。PWRの原子炉容器、加圧器(PZR)、高温側配管、蒸気発生器(SG)、SG二次系、クロスオーバーレグ、低温側配管、ECCSなどをモデル化し、参照4ループPWRを2ループで模擬した。その際、PZRは3ループ分を模擬するループAに接続し、破断口は1ループ分を模擬するループBに設置した。PWRのコンポーネントのノード分割は、LSTFのコンポーネントのノード分割を参照した。また、PWRLBLOCA解析の主な入力データに対して、解釈を加えるとともに、設定根拠などの付加情報を提供した。さらに、整備した入力データを用いて、ECCS再循環機能喪失事象を対象とした過渡解析を実施した。RELAP5/MOD3.3コードによる既往研究の計算と比較することにより、過渡解析は概ね妥当であることを確認した。加えて、RELAP5/MOD3.3コードを用いて感度解析を実施し、破断口の流出係数や代替再循環注水流量が燃料棒被覆管表面温度に及ぼす影響を明らかにした。本報告書では、設定した条件の範囲内での感度解析結果について示し、ECCS再循環機能喪失事象に対する既往研究の計算内容の一部を補完する。
Coガンマ線照射試験結果と計算結果との比較武田 遼真; 柴田 裕司; 武内 伴照; 中野 寛子; 関 美沙紀; 井手 広史
JAEA-Testing 2024-007, 33 Pages, 2025/03
JAEA-Testing-2024-007.pdf:1.63MB
日本原子力研究開発機構及び日本原子力研究所では過去30年以上、自己出力型の中性子検出器(Self-Powered Neutron Detector: SPND)やガンマ線検出器(Self-Powered Gamma Detector: SPGD)の開発・照射試験が行われており、複数の研究成果が報告されている。本稿では、これらの試験結果に対して、JAEA報告書『自己出力型放射線検出器の出力電流値計算コードの作成(JAEA-Data/Code 2021-018)』において作成した計算コードによる理論的な出力結果との比較・検証を行った。比較対象はコバルト60ガンマ線照射施設SPGDの照射試験結果とした。その結果、ガンマ線によるコンプトン散乱電子の飛程に対して比較的にエミッタ径が細い場合には計算結果は試験結果を良く再現することが分かった。一方、比較的にエミッタ径が太い場合には計算結果と比較して試験結果における出力電流値は半分程度にとどまった。エミッタ径の違いによる差異が生じた要因としてエミッタによる自己遮蔽効果が考えられ、エミッタ径が太い場合や
線場が等方的でない条件に由来する自己遮蔽による影響を、計算コードにおける電子の平均飛程や平均最小エネルギーの変化として採り入れる等の新たな定式化が必要であると思われる。
川崎 卓郎; 福田 竜生; 山中 暁*; 村山 一郎*; 加藤 孝典*; 馬場 将亮*; 橋本 英樹*; Harjo, S.; 相澤 一也; 田中 裕久*; et al.
Journal of Applied Physics, 137(9), p.094101_1 - 094101_7, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Physics, Applied)Energy harvesting from waste heat can improve energy efficiency in society. This research investigated the structural behaviors of lead zirconate titanate-based ferroelectric ceramics using operando neutron diffraction measurements under the conditions of two energy-harvesting cycles that involve consideration of the temperature changes of automobile exhaust gas for achieving good harvesting efficiencies. Input and output electrical energies and neutron diffraction data were simultaneously collected. The obtained time-resolved neutron-diffraction intensity data indicate that the applied electric fields and temperature changes induced 90
domain rotation and lattice strain. These structural changes and their variations depending on cycle conditions, such as temperature changes, applied electric fields, and circuit switching, provide insight into the origins of the differences in the behaviors of electrical input/output energies in the cycles.
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2024-014, 76 Pages, 2024/12
JAEA-Data-Code-2024-014.pdf:4.0MB
ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号:SB-PV-03)が2002年11月19日に行われた。ROSA/LSTFSB-PV-03実験では、加圧水型原子炉(PWR)の0.2%圧力容器底部小破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障とともに、蓄圧注入(ACC)タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。また、アクシデントマネジメント(AM)策として両蒸気発生器(SG)二次側減圧を安全注入設備信号発信後10分に一次系減圧率55K/hを目標として開始し、その後継続した。さらに、AM策から少し遅れて両SG二次側への30分間の補助給水を開始した。ACCタンクから一次系への窒素ガスの流入開始まで、AM策は一次系減圧に対して有効であった。ACC系から両低温側配管への間欠的な冷却材注入により、炉心水位は振動しながら回復した。このため、炉心水位は小さな低下にとどまった。窒素ガスの流入後、一次系とSG二次側の圧力差が大きくなった。窒素ガス流入下におけるSG伝熱管でのリフラックス凝縮時に、ボイルオフによる炉心露出が生じた。模擬燃料棒の被覆管表面最高温度がLSTFの炉心保護のために予め決定した値(908K)を超えたとき、炉心出力は自動的に低下した。炉心出力の自動低下後、ECCSである低圧注入(LPI)系から両低温側配管への冷却材注入により、全炉心はクエンチした。LPI系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTFSB-PV-03実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
大野 宏和; 石井 英一; 武田 匡樹
Geoenergy (Internet), 2(1), p.geoenergy2023-047_1 - geoenergy2023-047_10, 2024/12
Faults in some deep mudstones have poor hydraulic connectivity owing to high normal stress on the fault planes. Designing a method for modeling solute transport pathways in such faults/fractures using available data is a critical issue vis-a-vis the safety assessment of radioactive waste disposal. In this study, faults in deep siliceous mudstones with low swelling capacity are investigated using cross-hole hydraulic and tracer tests between two boreholes. These results indicate that transport pathways in faults with low hydraulic connectivity can be modeled using a highly tortuous 1D pipe flow path.
Cs/
Cs isotope ratio島田 亜佐子; 塚原 剛彦*; 野村 雅夫*; 武田 聖司
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 333(12), p.6297 - 6310, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Chemistry, Analytical)Since the Cs and Cs concentration level of environmental soil in prefectures adjacent to Fukushima is low at about 5.5
10
610
g g
, a large amount of soil is required to obtain sufficient amount to measure them precisely. Two Cs separation methods which allow to treat large amounts of leached soil solution was developed: 1) a continuous butch extraction method using calix[4]arene-bis(t-octylbenzo-crown-6) and 2) a combination method of selective Cs adsorption using ammonium phosphotangstate and anion-cation exchange resins. These methods were applied to low Cs concentration samples, and good precision of 0.82.1% in the measurement of Cs/Cs isotope ratio was obtained.
小手川 恒*; 中村 彰良*; Huyen, V. T. N.*; 新井 祐樹*; 藤 秀樹*; 菅原 仁*; 林 純一*; 武田 圭生*; 田端 千紘; 金子 耕士; et al.
Physical Review B, 110(21), p.214417_1 - 214417_8, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)In this study, we show that the orthorhombic system TaMnP exhibits a large anomalous Hall conductivity (AHC) in spite of the small net magnetization. Neutron scattering experiment and the observation of the AH effect comprehensively suggest a dominant AF structure in TaMnP is represented by 
. The AHC is one of the largest among those observed in AF materials at zero fields. First-principles calculations suggest that the spin-orbit interaction originating in nonmagnetic Ta-5
electrons significantly contributes to the enhancement of Berry curvatures in the momentum space. We found that the AF domain switching is triggered by the magnetic fields along all the crystal axes. This indicates that the AF domain determining the sign of the Hall response can be controlled even through the small net magnetization symmetrically different.
広田 憲亮; 中野 寛子; 武田 遼真; 井手 広史; 土谷 邦彦; 小林 能直*
材料の科学と工学, 61(6), p.248 - 252, 2024/12
SUS304Lステンレス鋼の0.2%耐力に関する比較分析により、ひずみ速度が低下するほど、温度が上昇するほど、0.2%耐力は著しく低下することが明らかとなった。一方で結晶粒径を68.6
mから0.59mに微細化した場合における低ひずみ速度下での0.2%耐力への強度低下率の影響は小さかった。しかし、結晶粒微細化は、室温に比べて原子炉運転温度下での0.2%耐力低下には影響を及ぼした。粒内応力腐食割れ(SCC)を促進する条件下での低ひずみ速度引張試験では、28.4m以下の結晶粒径を持つSUS304Lに対しては、原子炉運転温度下での破断ひずみと同等の値を示したが、粗粒のSUS304Lでは破断ひずみが低下した。微細構造解析では、より結晶粒が微細な材料で87%以上の延性破面が観察され、特に0.59mの結晶粒径を持つSUS304Lでは{111}/
3粒界が数多く存在する一方で、結晶粒径が大きくなるにつれてその割合が減少していた。これらの結果は、結晶粒微細化により、{111}/3粒界の増加を通じて、腐食の進行が遅延し、粒内SCCが抑制されたことを示唆している。
島田 太郎; 椛田 和彦*; 高井 静霞; 武田 聖司
Proceedings of Probabilistic Safety Assessment and Management & Asian Symposium on Risk Assessment and Management (PSAM17 & ASRAM2024) (Internet), 10 Pages, 2024/10
原子力発電所の廃止措置段階における原子力規制検査は、リスク情報に基づいて実施される必要があるが、このリスクを定量的に評価する手法は開発されていない。そこで本研究では、廃止措置段階で発生する可能性のある事故事象のイベントツリーを作成し、解体対象機器ごとに事故シーケンスに応じた被ばく線量と発生確率の積で表される被ばくリスクを評価するコードDecAssess-Rを開発した。特に、事故時にHEPAフィルターに蓄積し、一気に放出される可能性のある移動放射能量は、解体作業の進捗に伴い時間的・空間的に変化することを考慮した。イベントツリーは、廃止措置段階及び類似の解体・交換作業における国内外のトラブル情報の調査結果をもとに構築した。事象頻度は一般産業界の情報に基づいており、事象進展確率は運転段階における機器故障確率に基づいている。また、廃止措置の進捗に伴い低減する安全機能については、解体作業のスケジュールに基づき考慮した。我が国におけるBWR及びPWRの解体作業の被ばくリスク評価の結果、火災事象の被ばくリスクが最も大きかった。特に、原子炉建屋内機器の気中切断による解体作業では、水中解体作業で最も放射能が大きい炉内構造物の解体作業よりも被ばくリスクが大きかった。
竹田 武司; 柴田 大受
JAEA-Review 2024-040, 29 Pages, 2024/09
JAEA-Review-2024-040.pdf:1.33MB
日本の第6次エネルギー基本計画では、2050年までのカーボンニュートラルを目指したエネルギー政策の道筋を示すことが重要なテーマとなっている。2030年に向けた日本の原子力研究開発(R&D)への政策対応には、国際連携による2030年までの小型モジュール炉(SMR)技術の実証が盛り込まれている。これを踏まえ、脱炭素化と経済成長を同時に達成するGreen Transformation (GX)の実現に向けて、今後10年を見据えた取組の基本方針が取りまとめられた。海外に目を向けると、米国、カナダ、欧州、中国、ロシアを中心に、重工メーカーやR&D機関のみならずベンチャー企業も含めて、国際的にSMRのR&D活動が活発である。このような状況下で、原子力機関(NEA)の原子力施設安全委員会(CSNI)は、SMRの安全性への影響評価を支援するために、SMRに関する専門家グループ(EGSMR)を招集した。EGSMRの取組として、SMRの導入や研究活動に関する最新情報の収集を主目的とした数回にわたるアンケートへの回答の提出が求められた。これに対して、筆頭著者から、JAEAに加えて日立GEニュークリア・エナジー株式会社、三菱重工業株式会社からの情報に基づき回答した。アンケートに対する日本の回答の多くは、CSNI Technical Opinion Paper No.21 (TOP-21)のベースとなる情報である。本報告書では、整理した公開可能な日本のアンケート回答と付加情報を示し、TOP-21の記載内容の一部を補完した。これにより、EGSMRの活動(2022-2023年)を中心とした日本におけるSMRに関するR&Dの調査結果をまとめた。本報告書は、SMRに関する今後の国際協力の議論や国内外の原子力分野の人材育成に役立てることを目的としている。この中で、日本の革新炉のR&Dの主なトピックスとして、高温ガス炉(HTGR)とナトリウム冷却高速炉(SFR)に関して、実用化に必要な技術と現状のギャップを同定している。また、HTGRと水素製造施設の相互接続に関連して、水素製造施設からの可燃性ガスの漏洩と異常発生が安全性に与える影響等について整理している。
荒井 陽一; 渡部 創; 渡部 雅之; 新井 剛*; 勝木 健太*; 吾郷 友宏*; 藤川 寿治*; 武田 啓佑*; 福元 博基*; 保科 宏行*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 554, p.165448_1 - 165448_10, 2024/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)Radioactive aqueous and organic liquid wastes contaminated by U and radioactive materials have been generated through solvent extraction experiments on nuclear fuel materials. Although incineration and denitrification / conversion processes are promising for treatment of such liquid wastes, installation of large equipment is essential. Treatment of liquid wastes generated from the reprocessing experiments is one of important tasks of Systematic Treatments of RAdioactive liquid wastes for Decommissioning (STRAD) project, and the recovery technologies of nuclear materials from the spent solvent has been developed. However, recovery of trace amounts of nuclear fuel material from aqueous solutions with wide pH range is still a challenging task. In our previous study, the porous silica particles with a high specific surface area bearing the iminodiacetic acid (IDA) functional group were revealed to be applicable to recover cations. Although the IDA group introduced adsorbents showed an excellent adsorption reaction from the aqueous solution, further improvement related to the adsorption amount is indispensable for application to the radioactive liquid treatment. In this study, fluorous ligands with IDA group were newly synthesized, and its complexation behavior with cations was investigated in order to understand the adsorption mechanism.
島田 太郎; 島田 亜佐子; 三輪 一爾*; 鍋倉 修英*; 佐々木 利久*; 高井 静霞; 武田 聖司
JAEA-Research 2024-004, 115 Pages, 2024/06
JAEA-Research-2024-004.pdf:6.02MB
原子力施設の廃止措置の終了確認について、平成29年に原子力規制委員会の検討チーム会合で提示された「サイト解放の流れ」をベースに、敷地土壌を対象に確認方法を検討し、手順として整理した。はじめに福島第一原子力発電所事故によって放出されフォールアウトとして地表に沈着した放射性核種をバックグラウンド放射能として除外し、敷地内の施設起源の放射能濃度分布を地球統計学的手法クリギングを用いて評価する。そのうえで、地表の浸透能を超えた降雨によって発生する地表流によって土砂が下流へ移動する現象を考慮して、評価した初期の放射能濃度分布が将来変化することを反映した被ばく線量評価方法について、一連の評価手順を示し、線量基準と想定した0.01mSv/yとの比較方法を提案した。さらに、地下の放射能濃度分布評価についても、地下水の影響を受けた場合の評価手順の一例を示した。
武田 匡樹; 石井 英一
原子力バックエンド研究(CD-ROM), 31(1), p.3 - 10, 2024/06
高レベル放射性廃棄物の地層処分における安全評価では、処分坑道やアクセス坑道における掘削損傷領域内の核種移行特性の把握が重要な課題となる。岩盤中の核種移行特性を評価する上でトレーサー試験が有効であるものの、堆積岩中の掘削損傷領域を対象としたトレーサー試験の事例は著者らの知る限りではない。著者らは幌延深地層研究センターの地下施設において珪質泥岩中の掘削損傷領域の割れ目を対象とした孔間トレーサー試験を実施し、縦方向分散長の評価を行った。トレーサー試験データに基づき、一次元移流分散解析を行った結果、破過曲線を概ね再現でき、4.2mの試験スケールに対し縦方向分散長として0.12mが導出された。これは、試験スケールの100分の110分の1に相当し、天然の割れ目や岩盤基質部で経験的に知られる試験スケールと縦方向分散長との関係と同様であった。今回の試験により、天然の割れ目や岩盤基質部と同様な移流分散効果を堆積岩中の掘削損傷領域内でも想定できると考えられた。また、従来の原位置トレーサー試験手法により堆積岩中の掘削損傷領域内の移流分散効果を評価できることが確認できた。
Baccou, J.*; Glantz, T.*; Ghione, A.*; Sargentini, L.*; Fillion, P.*; Damblin, G.*; Sueur, R.*; Iooss, B.*; Fang, J.*; Liu, J.*; et al.
Nuclear Engineering and Design, 421, p.113035_1 - 113035_16, 2024/05
被引用回数：6 パーセンタイル：96.49(Nuclear Science & Technology)In the Best-Estimate Plus Uncertainty (BEPU) framework, the use of best-estimate code requires to go through a Verification, Validation and Uncertainty Quantification process (VVUQ). The relevance of the experimental data in relation to the physical phenomena of interest in the VVUQ process is crucial. Adequacy analysis of selected experimental databases addresses this problem. The outcomes of the analysis can be used to select a subset of relevant experimental data, to encourage designing new experiments or to drop some experiments from a database because of their substantial lack of adequacy. The development of a specific transparent and reproducible approach to analyze the relevance of experimental data for VVUQ still remains open and is the topic of this contribution. In this paper, the concept of adequacy initially introduced in the OECD/NEA SAPIUM (Systematic APproach for model Input Uncertainty quantification Methodology) activity is formalized. It is defined through two key properties, called representativeness and completeness, that allows considering the multifactorial dimension of the adequacy problem. A new systematic approach is then proposed to analyze the adequacy of a set of experimental databases. It relies on the introduction of two sets of criteria to characterize representativeness and completeness and on the use of multi-criteria decision analysis method to perform the analysis. Finally, the approach is applied in the framework of the new OECD/NEA ATRIUM activity which includes a set of practical IUQ exercises in thermal-hydraulics to test the SAPIUM guideline in determining input uncertainties and forward propagating them on an application case. It allows evaluating the adequacy of eight experimental databases coming from the Super Moby-dick, Sozzi-Sutherland and Marviken experiments and identifying the most adequate ones.
高井 静霞; 島田 太郎; 武田 聖司; 小池 克明*
Mathematical Geosciences, 56(2), p.333 - 360, 2024/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Geosciences, Multidisciplinary)事故に伴って生じた地下汚染を適切に除染するためには、汚染分布を精度良く推定することが必要である。汚染分布の推定には、汚染源と水理地質構造の両者の不確かさが伴い、特に汚染の放出時刻歴と透水量係数の不確かさの考慮が重要である。汚染の放出時刻歴は地球統計学的な手法によって推定できるが、従来の評価は水理地質構造を既知とするものであった。また地球統計学的手法では、異なるデータを組み合わせることで(地下水位およびトレーサー試験など)、不均質な透水量係数分布を推定することも可能である。しかし、汚染が生じている地盤での広範囲でのトレーサー試験の実施は、場を擾乱させてしまう。一方汚染濃度の経時データであれば、場を乱さずに広範囲に測定することが可能である。そこで本研究では、地下水位と汚染濃度の両者を用いた、地球統計学的な汚染分布と透水量係数分布の同時推定手法を開発した。本手法の適用可能性を、不均質な帯水層中の汚染(2次元)を想定した、2つの数値実験により確かめた。その結果、透水量係数分布の正確な推定には、汚染濃度を組み合わせることが重要であることが示された。汚染分布の将来予測の精度(真値と推定値の相関係数)は、地下水位のみから推定した場合には0.67程度だったが、汚染濃度を組み合わせた場合には両ケースとも0.97と高い再現性を示した。さらに、初期汚染分布と透水量係数分布の両者の不確かさを考慮することで(条件付き実現値)、汚染分布の将来予測の不確かさを定量的に評価できることを示した。
大槻 太毅*; Ishida, Tatsuhiro*; Tsutsumi, Naoya*; 小林 正起*; Inagaki, Kodai*; 吉田 鉄平*; 竹田 幸治; 藤森 伸一; 保井 晃*; 北川 彩貴*; et al.
Physical Review Materials (Internet), 7(12), p.124601_1 - 124601_6, 2023/12
被引用回数：2 パーセンタイル：20.33(Materials Science, Multidisciplinary)In
Mn
Sn
O
is a diluted magnetic semiconductor combining transparent, ferromagnetism, and semiconducting properties. We report the electronic structure of InMnSnO (x = 0.0, 0.2, and 0.3) by means of hard X-ray photoemission spectroscopy (HAXPES), soft X-ray resonant photoemission spectroscopy (RPES), and X-ray absorption spectroscopy (XAS). The spectral shape of the Mn 
-
XAS spectra indicates that the valence of the substitutional Mn ions is divalent. The In 3 and O 
core-level shifts with Mn substitution suggest the hole doping due to the Mn
ions. The valence-band spectra exhibit the well-defined features associated with the donor states across the Fermi level (EF) and the valence-band edge. The valence-band maximum (VBM) shifts to higher binding energy and the spectral weight near EF decreases with increasing Mn concentration, which is consistent with the hole doping nature observed in the core-level shift. The Mn 
-3 RPES reveals that the hump structure around 1.9 eV above the VBM is originating from the Mn 3 impurity band and the valence-band state consists of the O 2
band strongly hybridized with the Mn 3 orbital. Furthermore, there is no contribution of the Mn 3 orbital to the spectral weight close to 
. Based on our results, we argue the possible mechanism of the ferromagnetism for InMnSnO.
states in the electronic structure of the intermediate-valence superconductor CeIr藤森 伸一; 川崎 郁斗; 竹田 幸治; 山上 浩志; 雀部 矩正*; 佐藤 芳樹*; 清水 悠晴*; 仲村 愛*; Maruya, A.*; 本間 佳哉*; et al.
Electronic Structure (Internet), 5(4), p.045009_1 - 045009_7, 2023/11
The electronic structure of the 
-based superconductor 
was studied by photoelectron spectroscopy. The energy distribution of the 
state was revealed by the 
resonant photoelectron spectroscopy. The state was mostly distributed in the vicinity of the Fermi energy, suggesting the itinerant character of the state. The contribution of the state to the density of states (DOS) at the Fermi energy was estimated to be nearly half of that of the
states, implying that the state has aconsiderable contribution to the DOS at the Fermi energy. The 
core-level and X-ray absorption spectra were analyzed based on a single-impurity Anderson model. The number of the state in the ground state was estimated to be 0.8-0.9, which is much larger than the values obtained in the previous studies (i.e., 0-0.4).
仲野谷 孝充; 吉本 政弘; Saha, P. K.; 竹田 修*; 佐伯 理生二*; 武藤 正義*
Proceedings of 20th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.937 - 941, 2023/11
J-PARC 3GeVシンクロトロン(RCS: Rapid Cycling Synchrotron)では、前段加速器であるリニアックから入射した400MeVのH
ビームを荷電変換フォイルによりH
ビームに変換して、3GeVまで加速している。これまでRCSでは、HBCフォイル(Hybrid Boron mixed Carbon stripper foil)とカネカ社製のグラフェン薄膜(GTF: Graphene Thin Film)の2種類を荷電変換フォイルとして使用してきた。HBCフォイルとは100g/cm
以上の厚い炭素フォイルを安定的に作製するために高エネルギー加速器研究機構(KEK)で開発された手法である。当初はKEKで作製されたフォイルを使用してきたが、2017年からは原子力機構でHBCフォイルの作製を開始し、以来これを使用している。近年、アーク蒸着法では作製が困難と言われてきた厚い純炭素フォイルの成膜に成功した。新たな試みとして、この純炭素フォイルを2023年3月からの利用運転で使用した。結果、HBCフォイルとGTFでは使用時間の経過とともに、荷電変換されずにビームダンプに廃棄されるビーム量の増加傾向が観察されたが、純炭素フォイルではこの傾向がなく、安定的に荷電変換が可能であった。本発表ではこれら3種類の荷電変換フォイルの使用状況について報告する。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2023-012, 75 Pages, 2023/10
JAEA-Data-Code-2023-012.pdf:4.45MB
ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号: TR-LF-15)が2014年6月11日に行われた。ROSA/LSTFTR-LF-15実験では、加圧水型原子炉(PWR)のポンプシール冷却材喪失事故(LOCA)を伴う、補助給水機能喪失を特徴とするTMLB'のシナリオでの全交流電源喪失時のアクシデントマネジメント(AM)策を模擬した。ポンプシールLOCAは、0.1%低温側配管破断により模擬した。このとき、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系及び低圧注入系の全故障とともに、ECCSの蓄圧注入タンクから一次系への非凝縮性ガス(窒素ガス)の流入を仮定した。蒸気発生器(SG)二次側水位が特定の低水位まで低下すると、一次系圧力は上昇に転じた。SG二次側水位喪失後、加圧器の安全弁が周期的に開いたため、一次冷却材の喪失につながった。故に、高圧条件でボイルオフによる炉心露出が生じた。模擬燃料棒被覆管表面温度の10Kの上昇を確認した時点で、SG二次側減圧を一番目のAM策として開始した。このAM策では、両SGの安全弁を開放した。また、一番目のAM策開始後少し遅れた時点で、加圧器の安全弁の開放による一次系減圧を二番目のAM策として開始した。さらに、一番目のAM策に従いSG二次側圧力が1.0MPaに低下した時点で、低水頭ポンプによる給水ラインから両SG二次側への注水を三番目のAM策として開始した。三番目のAM策の開始直後、SG二次系からの除熱が再開したため、一次系圧力の低下が促進された。蓄圧注入系から両低温側配管への冷却材注入による炉心水位の回復により、全炉心はクエンチした。窒素ガスがSGU字管内に蓄積したため、一次系の減圧率は低下した。本報告書は、ROSA/LSTFTR-LF-15実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
