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論文

Design for detecting recycling muon after muon-catalyzed fusion reaction in solid hydrogen isotope target

奥津 賢一*; 山下 琢磨*; 木野 康志*; 中島 良太*; 宮下 湖南*; 安田 和弘*; 岡田 信二*; 佐藤 元泰*; 岡 壽崇; 河村 成肇*; et al.

Fusion Engineering and Design, 170, p.112712_1 - 112712_4, 2021/09

水素同位体を利用したミュオン触媒核融合($$mu$$CF)では、核融合によって2.2$$mu$$sの寿命を持つミュオンが再放出され、それが次の標的と新たな核融合を引き起こす。我々は、水素・重水素混合固体から放出されたミュオンを収集して輸送する同軸輸送管を新たに開発し、輸送のための加速電圧などについて検討したので報告する。

論文

Time evolution calculation of muon catalysed fusion; Emission of recycling muons from a two-layer hydrogen film

山下 琢磨*; 奥津 賢一*; 木野 康志*; 中島 良太*; 宮下 湖南*; 安田 和弘*; 岡田 信二*; 佐藤 元泰*; 岡 壽崇; 河村 成肇*; et al.

Fusion Engineering and Design, 169, p.112580_1 - 112580_5, 2021/08

重水素・三重水素混合固体標的に負ミュオン($$mu$$)を入射し、ミュオン触媒核融合反応($$mu$$CF)の時間発展をルンゲクッタ法によって計算した。核融合によって生成する中性子の強度や、固体標的から真空中に放出されるミュオン量を最大化する三重水素含有率を明らかにした。

論文

Influence of temperature histories during reactor startup periods on microstructural evolution and mechanical properties of austenitic stainless steel irradiated with neutrons

笠原 茂樹; 橘内 裕寿*; 知見 康弘; 茶谷 一宏*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Journal of Nuclear Materials, 480, p.386 - 392, 2016/11

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

BWR炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射温度は、炉の起動時に室温近傍から約290$$^{circ}$$Cに遷移するのに対し、近年のJMTRを用いたBWR模擬照射では、150$$^{circ}$$C程度まで昇温した後に照射を開始する制御方法が採用されている。このような温度履歴の違いがステンレス鋼のミクロ組織変化と機械的特性に及ぼす影響を検討するため、BWR起動時の温度履歴を模擬したJMTR照射材と昇温後に照射を開始した材料に対して、290$$^{circ}$$Cでの引張試験、室温でのビッカース硬さ試験、及びFEG-TEMを用いたミクロ組織観察を行った。その結果、温度履歴の相違は格子間原子クラスターの形成に影響し、特にBWR温度履歴模擬材のフランクループ径は昇温後に照射した場合に比べて大きいことが判った。また温度履歴の相違の影響は、0.2%耐力と硬さの上昇よりもひずみ硬化能と延性低下において明確に観察された。以上の結果から、原子炉起動時の温度履歴の相違は損傷量1 dpa以上のステンレス鋼においても認められ、特にフランクループとマクロな変形挙動の関係を考慮する必要性が示唆された。

論文

Correlation between locally deformed structure and oxide film properties in austenitic stainless steel irradiated with neutrons

知見 康弘; 橘内 裕寿*; 笠原 茂樹; 茶谷 一宏*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Journal of Nuclear Materials, 475, p.71 - 80, 2016/07

 被引用回数:7 パーセンタイル:66.89(Materials Science, Multidisciplinary)

中性子照射したオーステナイト系ステンレス鋼の高温水中での照射誘起応力腐食割れ(IASCC)機構を理解するため、局所変形組織とその上に生成された酸化皮膜、及びそれらの相関について調べた。照射した316Lステンレス鋼から製作した引張試験片に室温または563Kで0.1%$$sim$$2%のひずみを与え、表面組織と結晶粒の局所方位差を評価した。ひずみ付与試験片を高温水中に浸漬し、局所変形領域上に生成された酸化皮膜のミクロ組織を観察した。表面ステップ組織は、中性子照射量及び付与ひずみ量に依存して変化した。粒界近傍での表面酸化皮膜は、中性子照射量及び粒界での局所的なひずみの増加に伴って厚くなる傾向が見られた。粒界や表面ステップに沿って優先的に酸化が進む様子は見られなかった。

論文

Recent progress in the chopper spectrometer 4SEASONS at J-PARC

梶本 亮一; 中村 充孝; 稲村 泰弘; 蒲沢 和也*; 池内 和彦*; 飯田 一樹*; 石角 元志*; 中島 健次; 河村 聖子; 中谷 健; et al.

JAEA-Conf 2015-002, p.319 - 329, 2016/02

4SEASONS ($textit{SIKI}$) is one of the three chopper spectrometers operating in MLF at J-PARC, and covers thermal neutron region ($$10^0$$ - $$10^2$$ meV) with relaxed resolution and high flux. The repetition rate multiplication by the Fermi chopper on this short length (18 m between the source and the sample) spectrometer enables wide-band multiple-incident-energy (multi-$$E_mathrm{i}$$) measurements, which proved to be useful in observing hierarchical structures in excitations over a large energy scale. On the other hand, the upgrading work of the spectrometer has been continued since the first inelastic scattering experiment in 2009. For examples, we took several measures to suppress background, installed new detectors recently, and are developing a new Fermi chopper now. In the presentation, we show examples of scientific outputs from the spectrometer which benefit from the multi-$$E_mathrm{i}$$ measurements, and recent or planned upgrades of the instrument.

論文

Thermal engineering of non-local resistance in lateral spin valves

葛西 伸哉*; 平山 悠介*; 高橋 有紀子*; 三谷 誠司*; 宝野 和博*; 安立 裕人; 家田 淳一; 前川 禎通

Applied Physics Letters, 104(16), p.162410_1 - 162410_4, 2014/04

 被引用回数:9 パーセンタイル:43.85(Physics, Applied)

We study the non-local spin transport in Permalloy/Cu lateral spin valves (LSVs) fabricated on thermally oxidized Si and MgO substrates. While these LSVs show the same magnitude of spin signals, significant substrate dependence of the baseline resistance was observed. The baseline resistance shows much weaker dependence on the inter-electrode distance than that of the spin transport observed in the Cu wires. A simple analysis of voltage-current characteristics in the baseline resistance indicates the observed result can be explained by a combination of the Peltier and Seebeck effects at the injector and detector junctions, suggesting the usage of high thermal conductivity substrate (or under-layer) is effective to reduce the baseline resistance.

論文

Investigation on iodine release behavior during the operation of high temperature engineering test reactor (HTTR)

植田 祥平; 猪井 宏幸; 水谷 義隆; 大橋 弘史; 岩月 仁; 坂場 成昭; 沢 和弘

Proceedings of 21st International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-21) (DVD-ROM), 4 Pages, 2013/07

核分裂生成物のヨウ素は甲状腺被ばく評価上極めて重要な核種であるが、その複雑な放出・沈着挙動に伴う測定・評価の困難さから、ヨウ素の事故時ソースタームが保守的に評価されていると考えられる。本研究では、実炉のHTTRを用いた原子炉出力急停止並びに一次冷却材喪失試験を通じて、ヨウ素の娘核種である一次冷却材中のキセノン核種を測定する方法でヨウ素の放出挙動を評価することを目的とした試験計画並びに予備解析の結果について述べる。

論文

材料評価技術

笠原 茂樹; 茶谷 一宏*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 54(3), p.205 - 209, 2012/03

日本原子力学会誌の連載講座「材料が支える原子力システム; より高い信頼性のために」では、これまで8回にわたって、原子力システムにおける使用条件を考慮した材料評価研究と改良材開発に関する話題を中心に紹介してきた。今回は切り口を変え、供用開始後の原子力システムの材料評価の観点から、発電用軽水炉の機器・構造物において供用期間中検査で欠陥が発見された場合を例に、これらの健全性評価に関する技術について解説する。併せて、中性子照射下で用いられる構造材料の破壊靭性評価を支える技術開発の現状を紹介する。

論文

IASCC evaluation method for irradiated core internal structures in BWR power plants

高倉 賢一*; 田中 重彰*; 中村 友美*; 茶谷 一宏*; 加治 芳行

Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 10 Pages, 2010/07

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、高経年化軽水炉の炉内構造物の劣化現象のうち、最重要課題の一つである。原子力安全基盤機構(JNES)は、高経年化軽水炉の管理,保全の観点から安全研究開発の一環として、IASCCに関連するプロジェクトを実施しており、本プロジェクトの結果に基づいて、JNESは「BWRの炉内構造物におけるIASCC評価ガイド」を提案した。本論文は、IASCC評価ガイドの背景、特に照射済みステンレス鋼を用いたき裂進展速度試験の結果についてまとめたものである。

論文

Measurement and analysis of reactivity worth of $$^{237}$$Np sample in cores of TCA and FCA

桜井 健; 森 貴正; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*; 須崎 武則*; 齊藤 正樹*

Journal of Nuclear Science and Technology, 46(6), p.624 - 640, 2009/06

 被引用回数:5 パーセンタイル:38.58(Nuclear Science & Technology)

Measurements and analyses were performed for the reactivity worth of $$^{237}$$Np oxide sample of 22.87 g in seven uranium cores at Tank Type Critical Assembly(TCA) and two uranium cores at Fast Critical Assembly(FCA) in Japan Atomic Energy Agency. The cores at TCA provided neutron spectra from thermal to resonance energy regions. Two cores of FCA, XXI and XXV, provided a hard spectrum of fast reactor and a soft spectrum in the resonance energy region, respectively. The analyses were made with the JENDL-3.3 nuclear data by a Monte Carlo method for the TCA cores and by a deterministic method for the FCA cores. A sensitivity analysis was also made to estimate the error of reactivity worth due to those of JENDL-3.3 nuclear data. The error of calculation to experiment ratio(C/E) of reactivity worth was estimated from the error of measurement, the statistical error in the Monte Carlo calculation and the error due to those of the nuclear data, among which the contribution from the error of $$^{237}$$Np capture cross section was dominant in the cores except FCA XXV. The calculation underestimates the measurement by 3 to 9 %. This underestimation, however, is within the error of C/E at three $$sigma$$ level.

論文

Development of optical fiber detector for measurement of fast neutron

八木 貴宏*; 三澤 毅*; Pyeon, C. H.*; 宇根崎 博信*; 代谷 誠治*; 川口 真一*; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*

Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09

燃料板のギャップのような狭い空隙に中性子検出器を挿入して、リアル・タイムで高速中性子を測定するために、光ファイバーを用いた中性子検出器が開発されてきた。この検知器は、先端が中性子を検出する物質とZnS(Ag)のようなシンチレーターの混合体で覆われた光ファイバーから成る。高速中性子用の光ファイバー検出器には、中性子を検出する物質として、これまで$$^{232}$$Thが利用されてきた。これは、$$^{232}$$Thが高速中性子と核分裂反応を起こすことを利用している。しかし、$$^{232}$$Thが核燃料物質であることから、その使用場所が限定されてしまう。そこで、本研究では、$$^{232}$$Thを利用しないで高速中性子を測定することができる新たな光ファイバー検出器を開発し、その検知器特性を調べた。検出器特性を調べるために、D-T中性子発生装置のターゲット近傍の高速中性子束分布及び高速炉臨界実験装置における高速中性子束分布測定を行い、放射化法による結果と比較した。その結果、ZnS(Ag)を用いた新たな光ファイバー検知器による高速中性子束分布測定結果は放射化法で測定した結果と一致し、ZnS(Ag)を用いた光ファイバー検知器が高速中性子測定に有効であることがわかった。

論文

Numerical analysis of the hydrogen atom density in a negative ion source

高戸 直之; 花谷 純次*; 水野 貴敏*; 畑山 明聖*; 戸張 博之; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 谷口 正樹; 大楽 正幸; 柏木 美恵子; et al.

AIP Conference Proceedings 925, p.38 - 45, 2007/09

水素負イオン源内における原子密度を得るため、水素原子生成・輸送過程の数値解析を行った。モンテカルロ法を用いた3次元輸送コードを、セシウム添加状態のJAEA10アンペア負イオン源に適用した。本研究においては、水素原子生成レートをラングミュアプローブのプローブ特性から推定した。加えて、水素原子のエネルギー緩和過程も考慮した原子の輸送計算を行った。その結果、高速電子及びエネルギー緩和過程は水素原子密度に強い影響を与えることが明らかとなった。

論文

IASCC crack growth rate of neutron irradiated low carbon austenitic stainless steels in simulated BWR condition

茶谷 一宏*; 高倉 賢一*; 安藤 昌美*; 仲田 清智*; 田中 重彰*; 石山 嘉英*; 菱田 護*; 加治 芳行

Proceedings of 13th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems (CD-ROM), 9 Pages, 2007/00

中性子照射したコンパクトテンション試験片を用いたき裂進展速度試験を実施した。0.516から1.07$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)まで照射した316L及び304L母材と0.523から0.541$$times$$10$$^{25}$$n/m$$^{2}$$(E$$>$$1MeV)まで照射した316L及び308L溶接金属のき裂進展速度試験を288$$^{circ}$$C,定荷重,低応力拡大係数及び電気化学腐食電位条件で直流電位差法を用いて実施した。母材のき裂進展速度は、中性子照射量が増加するにしたがって増加した。母材及び溶接金属のき裂進展速度は、電気化学腐食電位レベルが減少するにしたがって明らかに減少した。

論文

Ripple reduction with ferritic insert in JFT-2M

篠原 孝司; 佐藤 正泰; 川島 寿人; 都筑 和泰; 鈴木 貞明; 浦田 一宏*; 伊世井 宣明; 谷 孝志; 菊池 一夫; 柴田 孝俊; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.187 - 196, 2006/02

 被引用回数:7 パーセンタイル:48.03(Nuclear Science & Technology)

JFT-2Mではフェライト鋼の挿入によりトロイダル磁場のリップルを低減した。二種の低減法が試された。最初の場合では、フェライト鋼はトロイダルコイルと真空容器に挟まれる空間に設置された。二つ目の場合ではフェライトは真空容器の内面をほぼ全面覆うように設置された。いずれの場合もリップルの低減に成功し、高速イオンの熱負荷の低減を確認した。また、フェライト鋼によって発生する複雑磁場に対応したOFMCコードも作成した。ここではJFT-2Mのフェライト鋼挿入によるリップル低減についてレビューする。

報告書

ナトリウム冷却FBR用熱電発電システムに関する研究; 熱電素子およびシステム化技術の開発に関する研究

鈴木 亮輔*; 田邊 健太郎*; 近藤 恒幾*; 小野 勝敏*; 戸田 信一; 笠川 勇介; 玉山 清志; 桶谷 和浩*

JNC TY4400 2003-004, 214 Pages, 2003/08

JNC-TY4400-2003-004.pdf:19.93MB

既存の原子力発電所から排出される未利用の熱エネルギーを再利用することは、近年の環境負荷低減やプラント高効率化の観点から重要になってきている。特に、高温システムの代表例であるナトリウム冷却FBRでは避けて通れない課題であることは間違いない。熱電発電システムは、これまで宇宙、軍事等の特殊用途において実用化され、その信頼性、保守性等に実績を持ち、最近では一般産業においても省エネの観点から見直されてきている。本研究では、熱電発電システムをナトリウム冷却FBRに適用して排熱回収する場合の技術的可能性について見直すことを目的としている。すなわち、基礎となる熱電変換素子の開発、モジュール化技術の開発並びに基礎実験装置と小型試験装置による確認実験を行い、モジュール熱電変換効率の評価さらにはシステム熱電変換効率評価のための基礎資料とする。

報告書

ナトリウム冷却FBR用熱電発電システムに関する研究; ナトリウムFBR用Bi-Te/Zn-Sb系熱電発電マルチモジュール技術の開発とその確証

相澤 龍彦*; 山本 重男*; Kim, S.*; Yang, J.*; 祝迫 恭*; 戸田 信一; 笠川 勇介; 坂田 英明; 桶谷 和浩*

JNC TY4400 2003-003, 100 Pages, 2003/08

JNC-TY4400-2003-003.pdf:14.97MB

原子力工学において、多量の排熱の処理は、環境負荷低減あるいは効率的なエネルギー利用に欠かせない課題である。さらに、CO2排出のきわめて少ない原子力の長所を最大限に活用するためにも、必須な技術である。従来の熱電変換素子の研究では、物質的に高効率の材料開発に重点をおいてきた。他方、排熱利用技術に関しては、排熱源の性格を考慮した取り組みが待たれるなど、排熱利用技術としての熱電発電への要望と研究開発現状とは大きくかけ離れている。本研究では、熱電発電を排熱利用手法として高効率に活用する上での課題を指摘し、それを解決する手法を開発提案し、敦賀本部国際技術センターFBRサイクル総合研修施設におけるNaループ上で確認実験することで、新しい排熱回収システムの可能性を主張する。本研究の特徴ならびに成果は以下にまとめられる。

報告書

もんじゅ蒸発器内部熱流動解析用MSGコードの改良; 水・蒸気側逆流解析機能の追加およびポスト処理機能の強化

戸田 信一; 吉川 信治; 渡辺 収*; 岸田 雅子*; 桶谷 和浩*

JNC TN4400 2003-005, 106 Pages, 2003/05

JNC-TN4400-2003-005.pdf:3.82MB

もんじゅ蒸発器内部熱流動解析用MSGコードMSGに対して、水・蒸気側モデルの逆流解析機能、および、ポスト処理にアニメーション機能をそれぞれ追加改良・整備した。具体的には、ヘリカルコイル型伝熱管内の水・蒸気側モデルにおける各分割ノードに圧力点を持たせることにより、局所的な逆流についても解析可能なように改良した。また、圧力計算点の増加に伴い実用的な計算時間で処理可能なようにマトリクスソルバーについても合わせて改良した。これは、圧力、エンタルピーを同時に解く必要があるが、ブロック・ヤコビ法を適用することにより、マトリクスに優対角性をもたせ緩和法を用いて効率よく処理することを可能としたものである。試計算として、定常取得計算を手動トリップ時のSGブローダウン解析を行い、改良したMSGコードの計算機能を確認するとともに、解析結果をまとめた。 また、ポスト処理としてSG胴側ナトリウム温度分布の時系列変化をアニメーション化する機能を追加した。これは、特に過渡変化時における全体的な熱流動挙動の把握に効果的であり、今後の解析処理能力・効率の向上に役立てることができる。

論文

Fast ion loss measurement by IRTV in a reduced ripple experiment with ferritic inserts on JFT-2M

川島 寿人; 都筑 和泰; 谷 孝志; 佐藤 正泰; 鈴木 貞明; 木村 晴行

プラズマ・核融合学会誌, 78(9), p.935 - 940, 2002/09

JFT-2Mにおいて高空間時間分解能を持つ2次元赤外線カメラ(IRTV)システムを開発した。目的は、フェライト鋼板(FP)による高速イオンのリップル損失低減効果を評価することにある。IRTV本体は、時間分解能1/60秒,測定可能温度範囲0-500$$^{circ}C$$を有す。検出部分には、3~5$$mu$$mの赤外線に感度を持つPtSi素子が256$$times$$256個並べられている。第一壁を見込むための光学系構成を簡素化(レンズ,反射鏡,サファイア真空窓各1枚)し、カメラ位置から壁までの距離を3.5mまで短くして高空間分解能約3mmを得た。これを用いて、NBIが熱中,リップル補足損失イオンによる局所的温度上昇を観測することができ、FP装着前には、温度の最高上昇分$$Delta$$Tsが約75$$^{circ}C$$に達した。FP装着後、$$Delta$$Tsは明らかに減少し、リップル低減の最適条件では温度上昇がほぼ零になってFPの高速イオン損失低減効果を明らかにできた。

論文

Safety design concepts for ITER-tritium facility; Toward construction in Japan

大平 茂; 多田 栄介; 羽田 一彦; 閨谷 譲; 丸尾 毅; 橋本 正義*; 荒木 隆夫*; 野元 一宏*; 鶴 大悟; 石田 敏勝*; et al.

Fusion Science and Technology, 41(3), p.642 - 646, 2002/05

ITER日本建設のため準備されている安全規制の枠組みに関し、科学技術庁の技術顧問会は「ITER施設の安全確保の基本的な考え方の確立について」に、その技術的見地からの考え方を示した。この報告書では、ITERにおける安全確保の目標を、一般公衆と作業従事者を放射性物質による放射線障害から守ることとしている。そのために、核融合反応の受動的終息性や、低い崩壊熱密度等の、ITER施設の安全上の特徴を考慮して、安全設計と安全評価における技術的要件としての基本的な安全性の原則及びアプローチを定めた。すなわち、上記の目標を達成するため、平常運転時におけるALARAの原則の履行,放射性物質を内蔵する機器の構造健全性の確保による事故の防止を行い、コンファインメント施設を設けることで万が一の事故時でも環境中への放射性物質放出を抑制し公衆の過度の放射線被ばくを防止する。ここでは日本における安全性の原則,考え方,技術基準に基づくトリチウムの安全設計概念等について述べる。

論文

ITER工学設計活動報告

森 雅博; 荘司 昭朗; 荒木 政則; 斎藤 啓自*; 仙田 郁夫; 大森 順次*; 佐藤 真一*; 井上 多加志; 大野 勇*; 片岡 敬博*; et al.

日本原子力学会誌, 44(1), p.16 - 89, 2002/01

ITER(国際熱核融合実験炉)計画は、日本・米国・欧州・ロシアの政府間協定の下に核融合エネルギーの科学的・工学的実証を目指す実験炉を国際共同で実現しようというプロジェクトである。1992年7月以来9年間に亘り建設のために必要なすべての技術的データの作成を目的とする工学設計活動(EDA)を進めてきたが、2001年7月に当初の目標を達成して完了した。次の段階に進むこの時期に、EDAの概要と主要な成果をまとめておくことは、我が国の研究者が広くEDAの成果を評価し活用するうえでも、また、今後期待されるITERの建設・運転に向けた活動に多くの研究者が参画するための共通の基盤を築くうえでも必要と考えられる。本報告ではこのような趣旨に基づき、ITER工学設計活動の概要,工学設計及び工学RandDの成果,安全性に関する検討について、外部の研究者が全体像を掴むことを意図して記述されている。

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