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論文

分子動力学法によるモンモリロナイト層間中の水とイオンの物性評価; 拡散モデルへの反映

四辻 健治*; 舘 幸男; 河村 雄行*; 有馬 立身*; 佐久間 博*

粘土科学, 58(1), p.8 - 25, 2019/00

分子動力学シミュレーションによってモンモリロナイト層間間隙中の水分子やイオンの物性を調査した。膨潤挙動や安定な水和状態に対する層間陽イオンや層電荷による影響が最初に評価された。層間間隙中の水分子や陽イオンの拡散係数はバルク水と比較して小さく、層間間隙が広がるにつれてバルク水に近づくことが確認された。推定された層間間隙水の電粘性効果による粘性係数の変化は、1層あるいは2層水和状態において、また層電荷が高い条件において顕著であった。これらのMD計算によって得られた傾向は、既存の実測データや先行するMD計算事例とも整合することが確認できた。さらに、現状の拡散モデルに用いている電粘性効果を表現するモデルとパラメータは、MD計算結果と実測データの比較を通じて改善できることが示された。これらのMD計算によって得られる分子レベルでの現象理解は、圧縮モンモリロナイト中の拡散モデルの開発と改良に有益な情報を与えるものである。

論文

Applicability of $$K_{d}$$ for modelling dissolved $$^{137}$$Cs concentrations in Fukushima river water; Case study of the upstream Ota River

佐久間 一幸; 辻 英樹*; 林 誠二*; 舟木 泰智; Malins, A.; 吉村 和也; 操上 広志; 北村 哲浩; 飯島 和毅; 細見 正明*

Journal of Environmental Radioactivity, 184-185, p.53 - 62, 2018/04

 被引用回数:5 パーセンタイル:49.35(Environmental Sciences)

福島河川水中の溶存態$$^{137}$$Cs濃度を数値計算するにあたって、分配係数($$K_{d}$$)を用いた吸脱着モデルの適用可能性を評価した。数値計算結果は平水時および出水時の水と浮遊砂の流出フラックス、懸濁態$$^{137}$$Cs濃度を再現した。一方、河川水中の溶存態$$^{137}$$Cs濃度の実測値の再現性は低かった。粗い粒径区分の$$K_{d}$$をチューニングした結果、平水時の溶存態$$^{137}$$Cs平均濃度を再現することが可能であった(実測値:0.32Bq/L, 計算値: 0.36Bq/L)。しかし、平水時の溶存態$$^{137}$$Cs濃度の季節変動(0.14-0.53Bq/L)や出水時の濃度上昇(0.18-0.88Bq/L, mean: 0.55Bq/L)は現実的な数値計算パラメータでは再現することはできなかった。

論文

Stability of montmorillonite edge faces studied using first-principles calculations

佐久間 博*; 舘 幸男; 四辻 健治; 末原 茂*; 有馬 立身*; 藤井 直樹*; 河村 雄行*; 本田 明

Clays and Clay Minerals, 65(4), p.252 - 272, 2017/08

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.31(Chemistry, Physical)

層電荷0.33及び0.5を有する4種類のモンモリロナイト・エッジ表面(110), (010), (100)及び(130)の構造と安定性を評価するため、密度汎関数理論に基づく第一原理計算手法を用いて調べた。特にモンモリロナイト層状体が積層した場合の影響を調べるため、単層モデルと積層モデルを設定して、エッジ表面の安定性を比較した。ほとんどのケースで、層状体間の水素結合により、表面エネルギーは単層モデルよりも積層モデルの方が低くなり安定化する。このことは、エッジ面の表面エネルギーは膨潤状態に依存することを示唆している。エッジ面(010)及び(130)の最も低い表面エネルギーは、エッジ面近傍にMgイオンが露出することにより実現される。これらのエッジ面は、エッジにおける局所的な負電荷によって、カチオンに対する強い吸着サイトを有する。

報告書

照射後試験施設から発生する廃棄物の放射能評価方法の検討,2

辻 智之; 星野 譲; 坂井 章浩; 坂本 義昭; 鈴木 康夫*; 町田 博*

JAEA-Technology 2017-010, 75 Pages, 2017/06

JAEA-Technology-2017-010.pdf:2.31MB

研究施設等廃棄物の埋設処分に向けた合理的な廃棄物確認手法確立のために、照射後試験施設から発生した放射性廃棄物に対する放射能濃度評価手法を検討する必要がある。このため、ニュークリア・デベロップメントの照射後試験施設をモデルに理論計算を主体とする新たな放射能濃度評価手法の検討を行った。この結果、埋設処分の安全評価上重要と考えられる17核種(H-3, C-14, Co-60, Ni-63, Sr-90, Tc-99, Cs-137, Eu-154, U-234, U-235, U-238, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Am-241, Cm-244)のうち、Sr-90, Tc-99, Eu-154等の14核種に対し、理論計算手法を適用できる可能性を得た。

論文

IFMIF/EVEDA事業におけるリチウムターゲット施設開発の現状

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 平川 康; 古川 智弘; 帆足 英二*; 深田 智*; 鈴木 晶大*; 八木 重郎*; 辻 義之*; et al.

Proceedings of Plasma Conference 2014 (PLASMA 2014) (CD-ROM), 2 Pages, 2014/11

IFMF/EVEDA(国際核融合材料照射施設の工学実証・工学設計活動)において、世界最大流量率(3000リットル/分)を持つリチウム試験ループを用い、幅100mmで厚さ25mmの自由表面を持つ高速(15m/s)リチウム流を、IFMIFの運転条件(250$$^{circ}$$C、約10$$^{-3}$$Pa)で安定なリチウム流の形成を示す実証試験に成功した。また、リチウム施設開発におけるリチウム純化、リチウム安全や遠隔操作技術を含む最近の工学実証においても、いくつかの優れた結果が得られるとともに、リチウム施設に関する工学設計を併せて評価した。これらの研究開発で得られた成果は、核融合炉材料の開発に重要なキーテクノロジーとなる核融合炉の照射環境を模擬する加速器駆動型中性子源の開発を大きく進展させるものである。

論文

Engineering validation and engineering design of lithium target facility in IFMIF/EVEDA project

若井 栄一; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; 井田 瑞穂*; 伊藤 譲; 新妻 重人; 枝尾 祐希; et al.

Fusion Science and Technology, 66(1), p.46 - 56, 2014/07

 被引用回数:4 パーセンタイル:58.59(Nuclear Science & Technology)

EVEDA Lithium Test Loop (ELTL) has been designed and constructed, has operated a liquid lithium flow test facility with the world's highest flow rate and has succeeded in generating a 100-mm-wide and 25-mm-thick free-surface lithium flow along a concave back plate steadily at a high speed of 20 m/s at 300$$^{circ}$$C for the first time in the world. This result will greatly advance the development of an accelerator-based neutron source to high energy and high density, one of the key objectives of the fusion reactor materials development under the BA (Broader Approach) Activities. Recent related engineering validation and engineering design of the lithium facility has been evaluated.

論文

IFMIF/EVEDAリチウムターゲットシステムの開発

若井 栄一; 近藤 浩夫; 杉本 昌義; 深田 智*; 八木 重郎*; 井田 瑞穂; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; 渡辺 一慶; et al.

プラズマ・核融合学会誌, 88(12), p.691 - 705, 2012/12

核融合エネルギーの早期実現を目指す幅広いアプローチ活動のもと、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証・工学設計活動(EVEDA)を2007年より実施している。この活動の中で実機のリチウムターゲットを実証する目的で世界最大流量率(3000リットル/分)を有し、幅100mmで厚さ25mmの形状で最速20メートル/秒までの範囲で安定したリチウム流を実証試験を行うために液体リチウム流動試験装置を原子力機構大洗研究開発センターに建設し、その実証試験を開始したところである。本試験装置の各種機器の機能性試験及びそれに続く、ターゲット部でリチウム自由表面を持つ15m/sの流動試験までに関する第一段階確証試験を成功させた所である。また、これ関係する工学実証試験及び工学設計の活動状況を示すとともに、その成果内容について併せて解説したものである。

論文

Spin-orbital short-range order on a honeycomb-based lattice

中辻 知*; 久我 健太郎*; 木村 健太*; 佐竹 隆太*; 片山 尚幸*; 西堀 英治*; 澤 博*; 石井 梨恵子*; 萩原 政幸*; Bridges, F.*; et al.

Science, 336(6081), p.559 - 563, 2012/05

 被引用回数:96 パーセンタイル:3.99(Multidisciplinary Sciences)

フラストレートした磁性体においても最低温度まで乱れが残る場合がある。その一例がBa$$_3$$CuSb$$_2$$O$$_9$$であり、微視的に見ると磁気的に非対称である一方、長さ,時間スケールともに平均的に見ると対称な状態にある。われわれは、この物質において静的なヤーンテラー歪を示すことなくCu$$^{2+}$$イオンのハニカム格子が、フラストレートした状態にあることを見いだした。このハニカム格子においては、スピン1/2同士が2次元的にランダムに結合しており、スピンダイマー的なブロードな励起があり、また低エネルギーのスピン自由度が残ることが見られた。

論文

Present status of Japanese tasks for lithium target facility under IFMIF/EVEDA

中村 和幸; 古川 智弘; 平川 康; 金村 卓治; 近藤 浩夫; 井田 瑞穂; 新妻 重人; 大高 雅彦; 渡辺 一慶; 堀池 寛*; et al.

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2491 - 2494, 2011/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:34.54(Nuclear Science & Technology)

IFMIF/EVEDAリチウムターゲット系は、5つの実証タスク(LF1-5)と1つの設計タスク(LF6)から構成されている。LF1の目的は、EVEDA液体リチウム試験ループを建設し運転することであり、日本が主たる責任を負っている。LF2は、EVEDA液体リチウム試験ループとIFMIF実機の設計に対する計測系の開発を行うものであり、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF4は、リチウム中に含まれる窒素及び水素の除去技術を開発するものであり、LF2同様、現在、基礎研究が終了し、試験ループ用装置の設計を実施している。LF5は、ターゲットアッセンブリーの遠隔操作技術を開発するものであり、原子力機構は、フランジのリップ部分をレーザーによって切断,溶接を行うアイデアの実証を目指している。切断,溶接実験は2011年の実施予定である。LF6は、LF1-5の実証試験結果をもとにIFMIF実機の設計を行うものである。

論文

Target system of IFMIF-EVEDA in Japanese activities

井田 瑞穂; 深田 智*; 古川 智弘; 平川 康; 堀池 寛*; 金村 卓治*; 近藤 浩夫; 宮下 誠; 中村 博雄; 杉浦 寛和*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1294 - 1298, 2011/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.1(Materials Science, Multidisciplinary)

本報告は、現在、幅広い取組協定に基づき国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)で実施中のターゲット系に関する日本の活動についてまとめたものである。IFMIFの流動条件及び不純物条件を模擬するEVEDAリチウム試験ループの設計及び製作準備を実施中である。この試験ループでは、F82H(低放射化フェライト鋼)及び316L(ステンレス鋼)製の2種類のターゲットアセンブリ及び交換型背面壁の熱構造の実証試験が行われる。EVEDAループでの最終的な実証に向け、高速自由表面リチウム流に適用できる計測系及びリチウム中の窒素と水素を抑制するホットトラップを試験中である。ターゲットアセンブリの遠隔操作に関しては、レーザーによる316L-316L間のリップ溶接及びF82H-316L間の異材溶接を検討中である。IFMIFターゲット系の工学設計としては、水実験,流動解析,背面壁熱構造解析,遠隔操作の検討等を実施中である。

論文

Microscopic magnetization process in Tb$$_{43}$$Co$$_{57}$$ film by magnetic Compton scattering

安居院 あかね; 松本 紗也加*; 櫻井 浩*; 辻 成希*; 本間 慧*; 桜井 吉晴*; 伊藤 真義*

Applied Physics Express, 4(8), p.083002_1 - 083002_3, 2011/08

 被引用回数:13 パーセンタイル:44.63(Physics, Applied)

これまでわれわれは希土類-遷移金属合金膜についてX線磁気円二色性(XMCD)による元素・軌道別の磁化曲線(ESMH)を測定し、膜全体のマクロな磁化曲線よりも急激に変化することを報告した。また、TbCo垂直磁化膜において磁気コンプトン散乱強度の印可磁場依存性からスピン選択磁化(SSHM)曲線の測定の試みに成功し、ミクロスコピックなSSMH曲線はマクロな曲線と定性的に似た形状になることを報告している。さらに、SQUIDでのマクロスコピックな測定の結果と合わせ、スピン成分のみならず、軌道成分の磁化曲線を算出することに成功したので報告する。

報告書

炉プール・ダイヤフラムシールの健全性調査

井手 広史; 作田 善幸; 塙 善雄; 辻 智之; 坪井 一明; 長尾 美春; 宮澤 正孝

JAEA-Technology 2009-019, 28 Pages, 2009/06

JAEA-Technology-2009-019.pdf:41.1MB

JMTR原子炉本体は、原子炉圧力容器,炉心及び炉プールから構成され、JMTR原子炉プール最下部には原子炉プール水の漏えいを防止するとともに、原子炉圧力容器内の圧力及び温度変化による圧力容器自体の伸縮を吸収するためのステンレス鋼製ダイヤフラムシール(外径2.6m,内径2m,厚さ1.5mm)が設置されている。JMTRの改修に先立ち、ダイヤフラムシールの健全性を確認するため、水中カメラ付き堆積物回収装置を開発し、外観検査を行った。外観検査の結果、有害な傷,錆びは確認されず、ダイヤフラムシールの健全性が確認できた。今後も本装置によって定期的に点検を行うことで、その健全性の維持に努める。

論文

Settlement of materials and life science experimental facility at J-PARC

原田 正英; 明午 伸一郎; 伊藤 学; 壇辻 永治; 高際 勝徳; 高田 弘; 前川 藤夫; 二川 正敏; 中村 充孝; 三宅 康博*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 600(1), p.87 - 90, 2009/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:69.64(Instruments & Instrumentation)

J-PARCのMLFでは、建屋(13万トン)や遮蔽体(8万トン)が非常に重いため、MLF建屋が大きく沈下することが予測される。長さ300mある3GeVシンクロトロンから中性子源までの陽子ビームライン(3NBT)でも、同様に沈下することが予測される。MLFの中に建設中の中性子ビームラインや3NBTでは、精度1mm以下の精密アライメントが要求される。そこで、建設中でも中性子ビームラインで高精度アライメントできるように、また、陽子ビームラインでのビーム損失を小さくするために、MLF建屋と3NBTの沈下を定期的に測量することを計画した。そこで、水準マーカーを多数設置し、2004年6月から沈下測量を始めた。MLF建屋が完成した2005年12月には、沈下量は、40mmであった。これまでの沈下量と荷重との関係から、将来設置される全中性子ビームライン遮蔽体の重量が加わった場合、MLFの沈下は、68mmになると予測した。また、MLF建屋の沈下が生じてもミュオンターゲットと中性子ターゲットが同じ高さになるように、ミュオンターゲットを5mm高く設置した。2007年末では、この実測値は、この予測値に近づいている。

論文

Atomic stereophotograph of intercalation compound Fe$$_{1/3}$$NbS$$_{2}$$

Guo, F. Z.*; 松下 智裕*; 小林 啓介*; 松井 文彦*; 加藤 有香子*; 大門 寛*; 小矢野 幹夫*; 山村 泰久*; 辻 利秀*; 斎藤 祐児

Journal of Applied Physics, 99(2), p.024907_1 - 024907_3, 2006/01

 被引用回数:7 パーセンタイル:69.62(Physics, Applied)

立体原子顕微鏡を用いて、インターカレーション化合物Fe$$_{1/3}$$NbS$$_{2}$$の原子配列を調べた。円偏光放射光を用いて、光電子放出角度分布を測定することにより、Nb及びFeの周囲の3次元配列を視覚化した。光電子放出における前方収束ピークの回転角度を測定することにより、光電子放出原子と散乱原子の距離を求めた。

論文

「核融合炉」はなぜ「地上の太陽」と呼ばれるのでしょうか?

辻 博史

超電導Web21(インターネット), (2004年8月), p.18 - 19, 2004/08

核融合研究開発の紹介の中で、しばしば使われる説明に、「核融合炉は地上の太陽」という表現がある。本解説は、この表現が使われる理由について、中学三年生及び高校生への説明を想定した解説である。なお、本原稿はインターネット配信型技術情報誌「超電導Web21」の編集を行っている国際超電導産業技術研究センターからの依頼により執筆された。

報告書

世界の照射試験炉の現状と今後の利用

伊藤 治彦; 井手 広史; 山浦 高幸; 辻 智之

JAERI-Review 2004-001, 39 Pages, 2004/02

JAERI-Review-2004-001.pdf:2.02MB

世界の研究用原子炉は、1975年以降、開発途上国に関しては増えているものの、全体としては減少しており、多くの研究炉は、初臨界から35年を経過し、高経年化対策が課題となっている現状である。この傾向は、高中性子照射量を要求される照射試験炉においても同様である。照射試験炉の最近の主要な利用目的は、(1)軽水炉の寿命延長のための圧力容器材の照射脆化に関する研究、及び炉内構造材の照射誘起応力腐食割れの研究,(2)軽水炉用燃料の高燃焼度化研究、及び軽水炉用混合酸化物(MOX)燃料の照射試験,(3)核融合炉用のブランケット及び構造材料の研究開発,(4)その他、放射性同位元素製造,シリコンドーピング,基礎研究などである。以上の利用目的を達成するため、照射試験炉は、高中性子束,高稼働率、さらに多目的利用炉として冷却材温度が低いことが要求される。今後の照射試験においては、中性子照射の影響に加えて、温度因子,軽水炉の水質のような化学的因子,種々の応力などの機械的因子から成る複合環境での影響評価が重要になる。このことから、環境制御技術、及び「その場」測定技術の開発が重要となる。このような高度な照射試験を実現するためには、原子炉としてフレキシビリティーを持つことが今後の照射試験炉にとって欠かせない要素である。

論文

Acoustic emission and disturbances in central solenoid model coil for international thermonuclear experimental reactor

新井 和邦*; 二ノ宮 晃*; 石郷岡 猛*; 高野 克敏*; 中嶋 秀夫; Michael, P.*; Vieira, R.*; Martovetsky, N.*; Sborchia, C.*; Alekseev, A.*; et al.

Cryogenics, 44(1), p.15 - 27, 2004/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:83.41(Thermodynamics)

ITER計画のもとで中心ソレノイド・モデル・コイルの試験を行い、コイルで発生するAE信号を直流運転時に測定した。その結果、コイルで発生するAE信号は、超伝導導体で発生する交流損失と関係があることが明らかになった。このことは、コイルの繰り返し通電時の撚線の動き及び素線間接触の剥がれにより交流損失が発生し、それらの動きをAE信号として測定したことを示している。また、AE信号はコイルのバランス電圧で見られる電圧スパイクとも関係があり、機械的攪乱が存在していることが明らかとなった。このことから、CSモデル・コイルにおいては、機械的攪乱の発生場所はAE信号及び電圧スパイクの情報を用いることで求めることが可能である。

論文

核融合炉応用を目指したNb$$_{3}$$Al導体の開発と大型超電導コイルへの適用

小泉 徳潔; 奥野 清; 中嶋 秀夫; 安藤 俊就*; 辻 博史

低温工学, 38(8), p.391 - 398, 2003/08

原研は、1980年代にNb$$_{3}$$Al導体の開発を開始し、1990年代終りには約1トンのNb$$_{3}$$Al線を製造し、150m長の大電流Nb$$_{3}$$Al導体を開発した。本導体を用いてNb$$_{3}$$Alインサート・コイルを開発し、試験した。本コイルの開発では、コイル端子の電気的接続部の開発や、従来の知見では予想されていなかった熱応力への対処法の考案等を行った。さらに、Nb$$_{3}$$Alインサート・コイルの製作では、Nb$$_{3}$$Al線の歪による臨界電流値の低下が小さいことを利用して、Nb$$_{3}$$Al生成熱処理後に巻線加工を行うことで、コイル製作方法を簡易にする手法を採用した。この手法の適用性検証のため、熱処理後の導体に人為的に曲げ歪を印加した。このようにして、2001年1月にNb$$_{3}$$Alインサート・コイルの製作を完了し、2002年4月に通電試験を行った。その成果として、46kA-13Tの定格励磁に成功した。また、60kA-12.5Tの拡張試験も行い、大きな電磁力の下でも、コイルを安定に運転できることを実証した。さらに、熱処理後の導体の曲げの臨界電流性能への影響も十分小さく、コイル製作方法の簡易化が可能であることを示した。

論文

Program of in-pile IASCC testing under the simulated actual plant condition; Thermohydraulic design study of saturated temperature capsule for IASCC irradiation test

井手 広史; 松井 義典; 長尾 美春; 小森 芳廣; 板橋 行夫; 辻 宏和; 塚田 隆; 永田 暢秋*; 堂崎 浩二*; 瀧口 英樹*

Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-11) (CD-ROM), 7 Pages, 2003/04

日本原子力研究所では、軽水炉の高経年化にかかわる照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)研究のための照射試験ニーズに応えるため、BWRの水質、温度を模擬した条件下で照射試験が行える高度材料環境照射装置の開発を行った。高度材料環境照射装置は、照射試験片を収納し炉内に装荷される飽和温度キャプセルと炉外に設置されキャプセルへ高温高圧水を供給する水環境制御装置から構成される。このうち、飽和温度キャプセルについて、試験片温度を精度よく制御すること及び給水の水化学の制御性を改善するために試験片表面での給水流速をより高めることを目的とした熱水力的検討を行った。種々のキャプセルの構造を検討し、導水管及び矩形孔を設けた熱媒体を採用した飽和温度キャプセルを用いた照射試験の結果、各試験片温度と給水の水化学を制御できることがわかった。

報告書

Nb$$_3$$Al insert experiment log book; 3rd Experiment of CS model coil

杉本 誠; 小泉 徳潔; 礒野 高明; 松井 邦浩; 布谷 嘉彦; 堤 史明*; 押切 雅幸*; 若林 宏*; 奥野 清; 辻 博史

JAERI-Tech 2002-080, 100 Pages, 2002/11

JAERI-Tech-2002-080.pdf:7.89MB

CSモデル・コイルの第3回実験が2002年3月より開始した。第3回目の実験では、CSモデル・コイルの内側にNb$$_3$$Alインサート・コイルを設置し、実験を行った。CSモデル・コイルとNb$$_3$$Alインサート・コイルの予冷は同年3月4日から開始して、約1ヶ月を費やした。その後直ちに4月3日より通電試験を行った。同年5月2日に通電試験を完了した。その後コイルの昇温を行い、全ての実験を同年5月30日に終了した。この間、実験番号は102を数え、収集したデータはバイナリ形式で5.2GBに達した。本報告書は5週間にわたる実験のログ(日誌)とそのリストを集めたデータベースである。

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