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論文

Analytical study of SPERT-CDC test 859 using fuel performance codes FEMAXI-8 and RANNS

谷口 良徳; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107188_1 - 107188_7, 2020/05

 被引用回数:0

The fuel-failure-limit data obtained in the simulated reactivity-initiated-accident experiment SPERT-CDC 859 (SPERT859) has entailed a lot of discussions if it represents fuel-failure behavior of typical commercial LWRs for its specific pre-irradiation condition and fuel state. The fuel-rod conditions before and during SPERT859 were thus assessed by the fuel-performance codes FEMAXI-8 and RANNS with focusing on cladding corrosion and its effect on the failure limit of the test rod. The analysis showed that the fuel cladding was probably excessively corroded even when the influential calculation conditions such as fuel swelling and creep models were determined so that the lowest limit of the cladding oxide layer thickness was captured. Such assumption of excessive cladding corrosion during pre-irradiation well explains not only the test-rod state before pulse irradiation but also the fuel-failure limit observed. Such understanding undermines anew the representativeness of the test data as a direct basis of safety evaluation for LWR fuels.

論文

The Effect of base irradiation on failure behaviors of UO$$_{2}$$ and chromia-alumina additive fuels under simulated reactivity-initiated accidents; A Comparative analysis with FEMAXI-8

宇田川 豊; 三原 武; 谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

Annals of Nuclear Energy, 139, p.107268_1 - 107268_9, 2020/05

 被引用回数:0

This paper reports a computer-code analysis on the base-irradiation behavior of the chromia-and-alumina-doped BWR rod irradiated to 64 GWd/t in Oskarshamn-3, Sweden, and subjected to the reactivity-initiated-accident (RIA) test OS-1, which resulted in a fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) at the lowest fuel-enthalpy increase in all the BWR tests ever performed. The inverse calculation which utilized post-irradiation examination data as its constraint conditions revealed that the OS-1 rod had very likely experienced more intense PCMI loading due to higher swelling rate during base irradiation than other BWR rods subjected to previous RIA tests and thus had been prone to experience enhanced radial-hydride formation. The significant difference in the cladding hoop-stress more than 50 MPa discriminates the OS-1 rod from other BWR rods and supports the interpretation that enhanced radial-hydrides formation differentiated the PCMI-failure behavior observed in the test OS-1 from the previous BWR-fuel tests.

報告書

幌延深地層研究計画における地下施設での調査研究段階; (第3段階: 必須の課題2015-2019年度)研究成果報告書

中山 雅; 雑賀 敦; 木村 駿; 望月 陽人; 青柳 和平; 大野 宏和; 宮川 和也; 武田 匡樹; 早野 明; 松岡 稔幸; et al.

JAEA-Research 2019-013, 276 Pages, 2020/03

JAEA-Research-2019-013.pdf:18.72MB

幌延深地層研究計画は、日本原子力研究開発機構(原子力機構)が堆積岩を対象に北海道幌延町で実施している地層処分技術に関する研究開発の計画である。幌延深地層研究計画は、「地上からの調査研究段階(第1段階)」、「坑道掘削(地下施設建設)時の調査研究段階(第2段階)」、「地下施設での調査研究段階(第3段階)」の3つの調査研究段階に分けて進めている。原子力機構の第3期中長期計画では、本計画について、「実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、処分概念オプションの実証、地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証に重点的に取り組む。また、平成31年度末までに研究終了までの工程やその後の埋戻しについて決定する。」としている。本稿では、第3期中長期計画期間のうち、平成27年度から令和1年度までの地下施設での調査研究段階(第3段階)における調査研究のうち、原子力機構改革の中で必須の課題として抽出した(1)実際の地質環境における人工バリアの適用性確認、(2)処分概念オプションの実証、(3)地殻変動に対する堆積岩の緩衝能力の検証、の3つの研究開発課題について実施した調査研究の成果を取りまとめた。

論文

Behavior of LWR fuels with additives under reactivity-initiated accident conditions

三原 武; 宇田川 豊; 天谷 政樹; 谷口 良徳; 垣内 一雄

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.544 - 550, 2019/09

In order to assess effects of additives for fuel pellet on the fuel behavior during a reactivity-initiated accident (RIA), fuels with additives irradiated in commercial light water reactors (LWRs) in Europe up to high burnup were subjected to pulse-irradiation experiments in Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Two tests were performed: test LS-4 with chromia-doped UO$$_{2}$$ and Zry-2 cladding with liner and test OS-1 with ADOPT$$^{rm TM}$$ (chromia-and-alumina-doped UO$$_{2}$$) pellet and Zry-2 cladding with liner. The test fuel rod of LS-4 did not fail. The test fuel rod of OS-1 was considered to be failed by hydride-assisted pellet-cladding mechanical interaction (PCMI). The fuel failure limit in OS-1 was the lowest among the test results ever obtained at the NSRR in similar burnup range. The morphology of the hydrides precipitated in the fuel cladding of OS-1 was investigated by metallography and compared with previous results obtained in JAEA in connection focusing fuel failure limit. It was suggested that the observed lower limit of fuel failure was related to the amount and length of the hydride precipitated along the radial direction of cladding.

論文

Behavior of high-burnup LWR-MOX fuel under a reactivity-initiated accident condition

谷口 良徳; 宇田川 豊; 三原 武; 天谷 政樹; 垣内 一雄

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.551 - 558, 2019/09

A pulse-irradiation test CN-1 on a high-burnup MOX fuel with M5$$^{TM}$$ cladding was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) of Japan Atomic Energy Agency (JAEA). Although the transient signals obtained during the pulse-irradiation test did not show any signs of the occurrence of PCMI failure, the failure of the test fuel rod was confirmed from the visual inspection carried out after test CN-1. Analyses using fuel performance codes FEMAXI-8 and RANNS were also performed in order to investigate the fuel behavior during normal operation and pulse-irradiation regarding the test fuel rod of CN-1, and the results were consistent with this observation result. These experimental and calculation results suggested that the failure of test fuel rod of CN-1 was not caused by hydride-assisted PCMI but high-temperature rupture following the increase in rod internal pressure. The occurrence of this failure mode might be related to the ductility remained in the M5$$^{TM}$$ cladding owing to its low content of the hydrogen absorbed during normal operation.

論文

燃料安全研究国際会議(Fuel Safety Research Meeting)2018

谷口 良徳; 垣内 一雄; 天谷 政樹

核燃料, (54-1), p.16 - 19, 2019/03

日本原子力研究開発機構(JAEA)は、国内外の専門家との間で軽水炉燃料の安全性に係る情報交換や議論を目的とした国際会議「燃料安全研究国際会議(Fuel Safety Research Meeting: FSRM)」を開催している。本報は、2018年10月30-31日に茨城県水戸市で開催した、FSRM2018の概要について述べたものである。

論文

Behaviors of high-burnup LWR fuels with improved materials under design-basis accident conditions

天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳

Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 10 Pages, 2018/10

Fuels for light water reactors (LWRs) which consist of improved cladding materials and pellets have been developed by utilities and fuel vendors to acquire better fuel performance even in the high burnup region and also raise the safety level of current nuclear power plants to a higher one. In order to evaluate adequacy of the present regulatory criteria in Japan and safety margins regarding the fuel with improved materials, Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has conducted ALPS-II program sponsored by Nuclear Regulation Authority (NRA), Japan. In this program, the tests simulating a reactivity-initiated accident (RIA) and a loss-of-coolant accident (LOCA) have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in commercial PWR or BWR in Europe. This paper presents recent results obtained in this program with respect to RIA, and main results of LOCA experiments, which have been obtained in the ALPS-II program, are summarized.

論文

Behavior of high-burnup advanced LWR fuels under design-basis accident conditions

天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09

JAEA has conducted a research program called ALPS-II program for advanced fuels of LWRs. In this program, the tests simulating a RIA and a LOCA have been performed on the high burnup advanced fuels irradiated in European commercial reactors. The failure limits of the high-burnup advanced fuels under RIA conditions have been obtained by the pulse irradiation tests at the NSRR in JAEA. The information about pellet fragmentation etc. during the pulse irradiations was also obtained from post-test examinations on the test rods after the pulse irradiation tests. As for the simulated LOCA test, integral thermal shock tests and high-temperature oxidation tests have been performed at the RFEF in JAEA. The fracture limits under LOCA and post-LOCA conditions etc. of the high-burnup advanced fuel cladding have been investigated, and it was found that in terms of these materials the fracture boundaries do not decrease and the oxidation does not significantly accelerate in the burnup level examined.

論文

Behavior of high-burnup advanced LWR fuels under accident conditions

天谷 政樹; 宇田川 豊; 成川 隆文; 三原 武; 谷口 良徳

Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.53 - 62, 2016/09

軽水炉用改良型燃料について、現行の安全基準の妥当性及び安全余裕を評価するため、また今後の規制のためのデータベースを提供するため、原子力機構ではALPS-IIと呼ばれる原子力規制庁からの委託事業を開始した。この事業は、商用PWR及びBWRで照射された高燃焼度改良型燃料を対象として、主として反応度投入事故及び冷却材喪失事故を模擬した試験から構成されている。最近、高燃焼度改良型燃料のRIA時破損限界がNSRRにて調べられ、パルス照射試験後の燃料を対象とした照射後試験が行われている。LCOA模擬試験に関しては、インテグラル熱衝撃試験及び高温酸化試験が燃料試験施設で行われ、高燃焼度改良型燃料被覆管の破断限界、高温酸化速度等が調べられた。本論文では、この事業で取得された最近のRIA及びLOCA模擬試験結果について主に述べる。

論文

Analyses of SPERT-CDC test 859 by FEMAXI-7 and RANNS codes

谷口 良徳; 宇田川 豊; 天谷 政樹

Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.229 - 238, 2016/09

In the current Japanese regulation concerning fuel safety, the criterion of fuel failure due to pellet-cladding mechanical interaction (PCMI) in a burnup range of 25-40 GWd/t is determined substantially based on the result of SPERT-CDC test 859 (SPERT859). In this study, the oxide thickness of the cladding formed on the cladding outer surface of SPERT859 test rod and its fuel enthalpy at failure due to PCMI under this corrosion condition were analyzed by using fuel performance codes FEMAXI-7 and RANNS. These results of FEMAXI-7 and RANNS showed that the cladding of the test rod had excessive corrosion and suggested that the fuel enthalpy at failure of SPERT859 was affected by the excessive corrosion on the cladding of the test rod and was likely lower than that of the typical fuel for light water reactors.

論文

Spectroscopic evidence of band Jahn-Teller distortion upon martensitic phase transition in Heusler-type Ni-Fe(Co)-Ga ferromagnetic shape-memory alloy films

角田 一樹*; 白井 開渡*; Zhu, S.-Y.*; 谷口 雅樹*; Ye, M.*; 上田 茂典*; 竹田 幸治; 斎藤 祐児; Aseguinolaza, I. R.*; Barandiar$'a$n, J. M.*; et al.

Physical Review B, 91(13), p.134417_1 - 134417_6, 2015/04

 被引用回数:4 パーセンタイル:70.79(Materials Science, Multidisciplinary)

The temperature evolution of the electronic structure of a Ni-Fe(Co)-Ga/MgO(100), Heusler-type, ferromagnetic shape-memory alloy thin film has been followed by a bulk-sensitive hard X-ray photoelectron spectroscopy, element-selective soft X-ray magnetic circular dichroism, and first-principles calculation. The reversible changes of the electronic states near the Fermi energy show a hysteresis associated with the martensitic phase transition (MPT), where the pseudogap opens on cooling and closes again on warming. In addition, the Ni 3d spin magnetic moment increases by approximately two times across the MPT, whereas the change of Fe 3d moment is moderate. By comparing the experimental results with the calculated spin-resolved density of states, we conclude that the band Jahn-Teller effect of Ni 3d and Fe 3d orbitals is responsible for MPT.

論文

Long-pulse beam acceleration of MeV-class H$$^{-}$$ ion beams for ITER NB accelerator

梅田 尚孝; 柏木 美恵子; 谷口 正樹; 戸張 博之; 渡邊 和弘; 大楽 正幸; 山中 晴彦; 井上 多加志; 小島 有志; 花田 磨砂也

Review of Scientific Instruments, 85(2), p.02B304_1 - 02B304_3, 2014/02

 被引用回数:9 パーセンタイル:46.72(Instruments & Instrumentation)

原子力機構では、ITER中性粒子入射装置用加速器を実現するため、静電5段加速の負イオン加速器の開発を行なっている。これまで目標値のビームエネルギー1MeV、電流密度200A/m$$^{2}$$の負イオンビーム加速に対して、850keV, 185A/m$$^{2}$$の加速に成功しているが、高い電極熱負荷によりビームパルス幅は0.4秒に制限されていた。今回、フィルター磁場によるビーム偏向を補正するため、0.5mmの孔軸変位を採用した新たな引出部を開発した。これにより、フィルター磁場によるビーム偏向を6mradから1mradに低減し、負イオンの衝突による電極熱負荷を23%から15%に低減した。この結果、高パワーでの長時間加速が可能となり、ビームエネルギー881keV, 電流密度130A/m$$^{2}$$の負イオンビームを8.7秒間加速することができ、100MW/m$$^{2}$$を越えるパワー密度でパルス幅を1桁上げることに成功した。

論文

Development of negative ion extractor in the high-power and long-pulse negative ion source for fusion application

柏木 美恵子; 梅田 尚孝; 戸張 博之; 小島 有志; 吉田 雅史; 谷口 正樹; 大楽 正幸; 前島 哲也; 山中 晴彦; 渡邊 和弘; et al.

Review of Scientific Instruments, 85(2), p.02B320_1 - 02B320_3, 2014/02

 被引用回数:22 パーセンタイル:24.62(Instruments & Instrumentation)

ITER, JT-60SA及びDEMO用の核融合炉の加熱・電流駆動に必要なNBIに向けて、高パワー・長パルス用負イオン引出し部の電極を今回新たに開発した。まず、長パルスの間、十分除熱できる電極を熱解析で設計した。次に、負イオン加速試験で、新しい電極の負イオン生成と電子抑制能力について実験的に検証した。その結果、負イオン電流は1.3倍増加し、懸念していた電子電流の増加は抑えることができ、さらにビーム発散角も4mradまで十分低減できることを明らかにした。

論文

Structural analyses of HV bushing for ITER heating NB system

戸張 博之; 井上 多加志; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 梅田 尚孝; 大楽 正幸; 山中 晴彦; 渡邊 和弘; 坂本 慶司; 栗山 正明*; et al.

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.975 - 979, 2013/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:85.87(Nuclear Science & Technology)

日本が調達するITER NB機器の1つであるHVブッシングは、コバールをロウ付け接合したセラミックリングとFRPリングからなる2重絶縁管を、5段積み重ねた多芯絶縁フィードスルーである。0.6MPaの絶縁ガス領域と真空の隔壁となるHVブッシングでは、差圧によって生じる圧力荷重や地震荷重並びに自重をFRPリングで支持することが求められる。また、セラミックロウ付け接合部が真空境界となり、ここでは外部に充填する0.6MPaの空気圧に耐える機械強度が求められる。これらの荷重に耐え、安全係数$$geq$$3.5となる設計案を構築するために、機械構造解析を実施した。FRPについては、発生するせん断力に対する機械強度を増すために繊維を直交させたガラスクロスを周方向に巻いた2次元等方性FRPリングを用いるべきことを明らかにし、またロウ付け接合部については、コバールの形状、固定方法を工夫して応力を低減した。その結果、ITERの要求を満たす構造案を構築できた。

論文

Long-pulse production of the negative ion beams for JT-60SA

小島 有志; 花田 磨砂也; 吉田 雅史; 井上 多加志; 渡邊 和弘; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 梅田 尚孝; 戸張 博之; Grisham, L. R.*; et al.

Fusion Engineering and Design, 88(6-8), p.918 - 921, 2013/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:57.49(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAに向けて、500keV, 22A負イオンビームを100秒間生成するために、JT-60負イオン源は電極熱負荷を低減するとともに、負イオンを長時間生成する研究開発を行っている。電極の熱負荷に関しては、1.2m$$times$$0.6mの面積を有するプラズマの不均一に起因した負イオン電流分布の非一様性による周辺ビームの発散角の増大が問題となっている。そこで、従来小型負イオン源で開発されたテント型磁気フィルターを有する軸対象磁場を、JT-60の大型負イオン源に適用する検討を行った。今回、フィラメントから生成される一次電子の軌道計算から磁場配位の最適化を行い、磁石の入れ替えのみで長手方向の一様性が従来の偏差30%から10%にまで改善できる可能性があることがわかった。また、負イオンを長時間生成するため、負イオン生成量がプラズマ電極の温度に依存することを利用した、高温冷媒による温度制御型プラズマ電極の検討を行った。開発した初期型プラズマ電極では、高温冷媒の物性値から見積もると10秒程度の時定数を持ち、プラズマ電極の最適温度である270$$^{circ}$$Cに維持できることがわかった。

論文

Perpendicular magnetic anisotropy with enhanced orbital moments of Fe adatoms on a topological surface of Bi$$_2$$Se$$_3$$

Ye, M.*; 黒田 健太*; 竹田 幸治; 斎藤 祐児; 岡本 和晃*; Zhu, S.-Y.*; 白井 開渡*; 宮本 幸治*; 有田 将司*; 仲武 昌史*; et al.

Journal of Physics; Condensed Matter, 25(23), p.232201_1 - 232201_5, 2013/06

 被引用回数:9 パーセンタイル:50.09(Physics, Condensed Matter)

トポロジカル絶縁体に磁性元素を入れると絶縁体表面に対して垂直方向に強磁性が発現するという理論研究があり、その実現は新しいスピントロにクス技術への足がかりになるものと期待されている。本研究では、トポロジカル絶縁体Bi$$_2$$Se$$_3$$の表面にFeを蒸着し、その磁性をFe L$$_{2,3}$$吸収端における軟X線磁気円二色性で、電子状態を角度分解光電子分光を用いて調べた。磁気円二色性実験ではFeの膜厚依存性、試料表面に対する角度依存性測定も行った。その結果、いずれのFe膜厚(0.013-0.9ML)においても強磁性発現は確認できなかったものの、試料表面に垂直方向に磁気モーメントが向く強い磁気異方性を持った常磁性状態が確認された。また軌道磁気モーメントがFe膜厚の小さい試料において増大し、スピン磁気モーメントと軌道磁気モーメントの比率が強い膜厚依存性を示すこともわかった。この結果はトポロジカル絶縁体に対する磁性元素の量を調節することにより、磁性及び量子輸送現象を制御できる可能性を示すものである。

論文

Compensations of beamlet deflections for 1 MeV accelerator of ITER NBI

柏木 美恵子; 谷口 正樹; 梅田 尚孝; 大楽 正幸; 戸張 博之; 山中 晴彦; 渡邊 和弘; 井上 多加志; DeEsch, H. P. L.*; Grisham, L. R.*; et al.

AIP Conference Proceedings 1515, p.227 - 236, 2013/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:3.93

ITER中性粒子入射装置(NBI)用の5段多孔多段(MAMuG)加速器では、1MeV, 40Aの重水素(D$$^-$$)負イオンビームを1時間に渡り生成する。しかし、電子抑制用の磁場やビーム間に働く反発力でビームが大きく偏向して電極に衝突し、高い熱負荷を生じて運転を妨げることが問題となっていた。そこで3次元のビーム軌道解析を用いて、孔軸をずらしたり金属突起を付けることで、ビーム偏向と逆方向にビームを曲げる電界の歪みを形成してビーム偏向を補正する方法を検討した。磁場によるビーム偏向については、引出し部の直径17mmの孔をわずか0.6mm変位させて電界の歪みを形成することでビーム発散角を維持したまま補正できることを明らかにした。またビーム間の反発による偏向に対しては、引出部裏の多孔領域周辺に取り付けた金属板の厚みを3mmまで増やし、孔位置から徐々に遠ざけて30mmの位置に設置したとき、弱い電界の歪みで緩やかにビーム軌道を曲げて、発散角を維持したままビーム偏向を補正できることを示し、これらの結果をITERの設計に反映させた。

論文

Analysis of electron temperature distribution by kinetic modeling of electron energy distribution function in JAEA 10 ampere negative ion source

柴田 崇統; 寺崎 良*; 柏木 美恵子; 井上 多加志; 大楽 正幸; 谷口 正樹; 戸張 博之; 梅田 尚孝; 渡邊 和弘; 坂本 慶司; et al.

AIP Conference Proceedings 1515, p.177 - 186, 2013/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:3.93

JT-60SA用中性粒子入射装置では、大面積(0.9$$times$$0.45m$$^{2}$$)引出し面上の負イオン生成が偏っており、引き出された負イオンが電極に衝突して失われることが問題となっている。これまでの研究で、フィラメント陰極から放出される高速電子が$$mathbf{B} times textrm{grad} mathbf{B}$$ドリフトによって長手方向一方向へ移動すること、その電子温度の空間分布に負イオン一様性が強く関連することがわかっている。本研究では、電子温度の空間分布を一様にする負イオン源の磁場配位の改良を目的として、負イオン源内の電子温度分布を再現・予測するため、衝突素過程を考慮した3次元電子輸送解析コードを開発し、原子力機構の10アンペア負イオン源モデルで電子温度空間分布に偏りが発現する機構を調べた。その結果、解析結果はプローブ測定結果を良く再現できること、さらに高速電子が高いエネルギー($$E$$=25-60eV)を保持したまま長手方向端部の壁付近まで到達してプラズマ粒子と頻繁に衝突し、電子温度の空間分布に偏りを生じる過程を明らかにした。

論文

Vacuum insulation and achievement of 980 keV, 185 A/m$$^{2}$$ H$$^{-}$$ ion beam acceleration at JAEA for the ITER neutral beam injector

戸張 博之; 谷口 正樹; 柏木 美恵子; 大楽 正幸; 梅田 尚孝; 山中 晴彦; 土田 一輝; 武本 純平; 渡邊 和弘; 井上 多加志; et al.

Plasma Science and Technology, 15(2), p.179 - 183, 2013/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:93.81(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER NBI用負イオン加速器及びHVブッシング開発において1MV真空絶縁が共通課題である。HVブッシングでは、外径1.56mのセラミックリングとその外周にFRPリングを二重配置し、これを5段積み重ねて1MVを絶縁する。二重構造ゆえ絶縁体周辺に三重点が複数存在する。これら三重点の電界を同時に低減するために、電界解析により形状を選定した3つの電界緩和部品の組合せる電界緩和構造を考案した。これを1段分の実規模モックアップに適用し耐電圧試験を実施したところ、定格の120%の-240kVを安定に保持し、ITERで要求される絶縁性能を実証した。MeV級加速器では、加速器内に存在する段差や端部における局所的な電界集中により十分な耐電圧性能が得られていなかった。そこで、電極間距離の延伸,端部曲率の増大を図り、電界を低減させ、真空中で1MVの安定保持を達成した。また、加速器内の磁場及び空間電荷反発によりビーム偏向を補正する電極を用いることで、ビームの電極への衝突を抑制し、ITER要求値をほぼ満足する980keV, 185A/m$$^{2}$$の負イオンビーム加速に成功した。

論文

Quasiparticle interference on the surface of Bi$$_{2}$$Se$$_{3}$$ induced by cobalt adatom in the absence of ferromagnetic ordering

Ye. M.*; Eremeev, S. V.*; 黒田 健太*; Krasovskii, E. E.*; Chulkov, E. V.*; 竹田 幸治; 斎藤 祐児; 岡本 和晃*; Zhu, S. Y.*; 宮本 幸治*; et al.

Physical Review B, 85(20), p.205317_1 - 205317_5, 2012/05

 被引用回数:49 パーセンタイル:8.85(Materials Science, Multidisciplinary)

トポロジカル絶縁体Bi$$_2$$Se$$_3$$の表面にコバルトを蒸着した系に対して、コバルトの物性に注目して、トンネル分光,角度分解光電子分光,磁気円二色性及び理論計算を組合せて得られた研究成果である。原子力機構としての貢献は、磁気円二色性を用いてコバルトの磁性を調べた部分である。トポロジカル絶縁体表面では磁性元素が強磁性を示すという理論的予想があるが、今回の実験では、Bi$$_2$$Se$$_3$$とコバルトとの組合せでは強磁性を示さないという実験的証拠を示すことができた。

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