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-Ga
O
(001)Tsai, Y. H.*; 小畠 雅明; 福田 竜生; 谷田 肇; 小林 徹; 山下 良之*
Applied Physics Letters, 124(11), p.112105_1 - 112105_5, 2024/03
被引用回数：1 パーセンタイル：0.00(Physics, Applied)Recently, gallium oxide (GaO) has attracted much attention as an ultra-wide bandgap semiconductor with a bandgap of about 5 eV. In order to control device properties, it is important to clarify the chemical state of dopants and doping sites. X-ray absorption near edge structure (XANES) and hard X-ray photoemission spectroscopy were used to investigate the dopant sites and chemical states of Sn in Sn-doped -GaO(001) samples. The results show that the chemical state of the Sn dopant is the Sn
oxidation state and that the bond lengths around the Sn dopant atoms are longer due to the relaxation effect after Sn dopant insertion. Comparison of experimental and simulated XANES spectra indicates that the octahedral Ga substitution site in -GaO(001) is the active site of the Sn dopant.
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。
山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 加治 芳行
Proceedings of Annual Topical Meeting on LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance (TopFuel 2016) (USB Flash Drive), p.21 - 30, 2016/09
我が国では、軽水炉の事故耐性を向上させるために、新しい材料及び概念で設計された燃料棒、チャンネルボックス、制御棒を開発してきている。事故耐性燃料や燃料以外の要素部材を効率的かつ適切に導入するためには、基盤となる実用的データを蓄積するだけでなく、技術成熟度を考慮するとともに、知見が不足している部分を認識し、設計・製造のための戦略を構築する必要がある。日本原子力研究開発機構(JAEA)は、経済産業省(METI)の平成27年度委託事業において、前述の技術基盤を整備し、事故耐性燃料やそれ以外の要素部材の既存軽水炉への導入に向けた研究計画案を策定した。技術基盤の整備には、軽水炉におけるジルコニウム合金の商用利用の経験を活かすことが有効である。そのため、JAEAは、本METI事業を、これまでの事故耐性燃料開発に携わってきた国内プラントメーカー,燃料製造メーカー,研究機関,大学等と協力して実施した。本論文では、事故耐性燃料やそれ以外の要素部材の技術基盤整備のために実施した本プロジェクトに関して、主だった結果を報告する。
C and 
O nuclei by low-energy proton beams赤城 卓*; 八木 雅史*; 山下 智弘*; 村上 昌雄*; 山川 善之*; 北村 圭司*; 小倉 浩一; 近藤 公伯; 河西 俊一*
Radiation Measurements, 59, p.262 - 269, 2013/12
被引用回数：20 パーセンタイル：81.20(Nuclear Science & Technology)陽子線癌治療では体内のCあるいはOと陽子線の相互作用によって陽電子放出核が生成される。この陽電子放出核に起因する陽電子の消滅放射線をPET装置でモニタリングすることによって陽子線の到達深さと照射線量を確かめる方法の研究が行われている。我々は、通常の陽子線治療施設で使われている装置を使って、照射線量を評価するために必要な陽電子放出核生成断面積を測定する方法を研究している。高感度PETスキャナー装置を使用し陽電子放出核に起因する消滅放射線の強度の時間変化を測定することによって4つの反応反応(O(p,pn)
O, O(p,3p3n)
C, O(p,2p2n)
N, C(p,pn)C)の断面積を評価した。その結果、O(p,pn)O反応の結果は以前の測定結果とよく一致した。一方、C(p,pn)C反応の結果は以前の測定より低い値であった。
小林 正起*; 丹羽 秀治*; 原田 慈久*; 堀場 弘司*; 尾嶋 正治*; 大渕 博宣*; 寺倉 清之*; 池田 隆司; 腰越 悠香*; 尾崎 純一*; et al.
Journal of Power Sources, 196(20), p.8346 - 8351, 2011/10
被引用回数：32 パーセンタイル：66.17(Chemistry, Physical)コバルトフタロシアニンとフェノール樹脂の混合物の熱分解によって合成したコバルトフタロシアニン由来の炭素触媒中の炭素原子の電子構造をX線吸収微細構造分析と硬X線光電子分光を用いて調べた。Co K端XAFSスペクトルからほとんどのコバルト原子は金属状態であるが酸洗い後でも少量の酸化コバルト成分があることがわかった。また、XAFSとHXPESのプローブ長の違いから酸洗い後においてCoクラスタ凝集体の表面領域はおもに金属Coから構成されていることがわかった。酸洗い前後で電気化学的性質がほとんど変化しなかったことから、残存金属Co又は酸化Co自体は炭素カソード触媒の酸素還元反応活性にほとんど寄与しておらず、炭素や窒素等の軽元素がコバルトフタロシアニン由来炭素触媒の活性点を構成していると考えられる。
studied by photoemission and soft X-ray absorption spectroscopies内海 有希*; 佐藤 仁*; 栗原 秀直*; 間曽 寛之*; 平岡 耕一*; 小島 健一*; 飛松 浩明*; 大河内 拓雄*; 藤森 伸一; 竹田 幸治; et al.
Physical Review B, 84(11), p.115143_1 - 115143_7, 2011/09
被引用回数：13 パーセンタイル：45.83(Materials Science, Multidisciplinary)典型的な価数揺動系であるYbInCuの価電子状態を、硬X線内殻光電子分光,軟X線吸収実験、及び軟X線光電子分光の温度依存性の実験から研究した。YbInCuの価数転移について、価電子帯からYb 4
状態への電荷移動で記述した。
丹羽 秀治*; 小林 正起*; 堀場 弘司*; 原田 慈久*; 尾嶋 正治*; 寺倉 清之*; 池田 隆司; 腰越 悠香*; 尾崎 純一*; 宮田 清蔵*; et al.
Journal of Power Sources, 196(3), p.1006 - 1011, 2011/02
被引用回数：92 パーセンタイル：91.12(Chemistry, Physical)固体高分子形燃料電池用窒素含有炭素ベース正極触媒3種類の電子構造を硬X線光電子分光で調べた結果を報告する。炭素1sスペクトルから酸素還元活性には
炭素ネットワークが重要であること、窒素1sスペクトルから高活性なサンプルはグラファイト様窒素をより多く含むことがわかった。
上野 文義*; 永江 勇二; 根本 義之*; 三輪 幸夫*; 高屋 茂; 星屋 泰二; 塚田 隆*; 青砥 紀身; 石井 敏満*; 近江 正男*; et al.
JNC TY9400 2005-013, 150 Pages, 2005/09
JNC-TY9400-2005-013.pdf:37.33MB
原研とサイクル機構との融合研究として進めてきた、照射環境によって生じる構造材料の照射劣化現象を対象とした機構解明、早期検出及び評価方法の開発に関する最終報告書である。
上野 文義; 永江 勇二*; 根本 義之; 三輪 幸夫; 高屋 茂*; 星屋 泰二*; 塚田 隆; 青砥 紀身*; 石井 敏満; 近江 正男; et al.
JAERI-Research 2005-023, 132 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-023.pdf:33.03MB
原研とサイクル機構は、平成15年度から研究開発の効率的推進と研究の相乗的発展を目指す「融合研究」を開始した。本研究は、「融合研究」の一つとして、高速炉や軽水炉環境などの照射環境において生じる構造材料の照射劣化現象を対象に、劣化機構の解明,早期検出及び評価方法の開発を目的とした。平成16
17年度は、本研究に用いる照射材対応の遠隔操作型の微少腐食量計測装置,腐食試験装置及び漏えい磁束密度測定装置を整備し、SUS304の照射後及び非照射クリープ試験片や照射後高純度モデル材を共通試料とし、両手法を用いた劣化検出を試みるとともに、比較のための非照射劣化模擬試料を用い、基礎的なデータを取得した。これらの結果に基づき、本研究において提案した劣化評価法の適用性を検討した。
加藤 崇; 辻 博史; 安藤 俊就; 高橋 良和; 中嶋 秀夫; 杉本 誠; 礒野 高明; 小泉 徳潔; 河野 勝己; 押切 雅幸*; et al.
Fusion Engineering and Design, 56-57, p.59 - 70, 2001/10
被引用回数：18 パーセンタイル：75.99(Nuclear Science & Technology)ITER中心ソレノイド・モデル・コイルは、1992年より設計・製作を開始し、1999年に完成した。2000年2月末に原研に建設されたコイル試験装置への据え付けが終了し、3月より第1回のコイル実験が開始され、8月末に終了した。本実験により、コイルの定格性能である磁場13Tを達成したとともに、コイルに課せられた設計性能が十分に満足されていることを実証することができた。本論文は、上記実験結果につき、直流通電、急速励磁通電、1万回サイクル試験結果としてまとめる。また、性能評価として、分流開始温度特性、安定性特性、クエンチ特性についても言及する。
辻 博史; 奥野 清*; Thome, R.*; Salpietro, E.*; Egorov, S. A.*; Martovetsky, N.*; Ricci, M.*; Zanino, R.*; Zahn, G.*; Martinez, A.*; et al.
Nuclear Fusion, 41(5), p.645 - 651, 2001/05
被引用回数：58 パーセンタイル：83.32(Physics, Fluids & Plasmas)ITERを構成する3群の超伝導コイルでは、中心ソレノイド・コイルが最も高い磁場13Tを0.4T/s以上の速度で急速励起するパルス動作が要求される点で、最も技術的難度の高いコイルである。そこで中心ソレノイド・コイル工学設計の妥当性を確認し、併せてコイルの製作技術を開発する目的で、中心ソレノイド・モデル・コイルの開発が進められてきた。約8年をかけて完成したモデル・コイルの実験がこの程、国際共同作業として原研で実施され、技術開発目標をすべて満足する実験成果と貴重な技術データが得られた。
永瀬 文久; 吉田 啓之; 根本 義之; 天谷 政樹; 山下 真一郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所での廃止措置を適切にかつ安全に進めるためには、事故の進展や炉内状況に関する推定精度を向上させる必要がある。また、既存の軽水炉についてもシビアアクシデント進展評価手法の改良を進めることが必要である。このため、シビアアクシデント条件下での炉内熱流動、燃料損傷及び崩落過程、構造材料及び圧力容器挙動、核分裂生成物の放出及び移行等に関し、原子力機構は基礎研究を実施している。本報告においては、それらの基礎研究の概要と最近の成果を報告する。
坂本 寛*; 平井 睦*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 井岡 郁夫; 山下 真一郎; 加治 芳行
no journal, ,
事故耐性を有するBWR燃料被覆管材料としてFeCrAl-ODS鋼を開発している。平成27年度は各種解析に必要な材料物性データを取得すると共に、現行性(Zry材)をFeCrAl-ODS鋼等に置換した各種解析により炉心の成立性、設計成立性の確保、事故及び過酷事故時における自己進展緩和効果を確認した。本発表では、平成28年度に実施した照射試験を含むより総合的な取り組みにより得られた成果の概要を紹介する。
垣内 一雄*; 佐藤 寿樹*; 石橋 良*; 近藤 貴夫*; 井岡 郁夫; 山下 真一郎; 加治 芳行
no journal, ,
事故耐性を高めた新型燃料の既存軽水炉への導入に向けてBWR燃料材料用SiC複合材料の開発を進めている。本発表では平成28年度に得られた成果の概要を紹介する。
手島 英行*; 渡部 清一*; 古本 健一郎*; 桐村 一生*; 山越 義規*; 井岡 郁夫; 山下 真一郎; 加治 芳行
no journal, ,
事故耐性燃料の被覆管材料として有力な材料の一つであるSiC複合材の主な課題として、(1)材料・照射特性の把握、(2)燃料特性の成立性評価、(3)事故時安全性への影響評価、が挙げられる。本研究では、上述した13の課題解決を目的として、SiC複合材被覆管を用いた炉外試験及び照射試験、燃料ふるまい・炉心特性及び事故時安全性の評価手法の開発並びに解析評価を計画・実施している。
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 白数 訓子; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; et al.
no journal, ,
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が開始された。我が国においても、2011年以降に様々な関連のプロジェクトが立ち上がる中、本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの支援を受けたプロジェクトの一つとして、国内の軽水炉燃料設計、安全性評価、材料開発を実施してきた人材、解析ツール、ノウハウ、及び経験を十分に活かしつつ、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に2015年10月より開始された。本プロジェクトの成果は、全16件を4つのシリーズ発表に分けて行う。本発表では、最初のシリーズ発表において、プロジェクトの全体概要を説明する。
近藤 啓悦; 青木 聡; 山下 真一郎; 加治 芳行; 山本 正弘
no journal, ,
低炭素オーステナイト系ステンレス鋼のSCC発生感受性に及ぼすBWR炉内運転温度での長時間熱時効影響を評価した。冷間加工したSUS316L材に対して288
C、14000時間の長時間熱時効を施し、すきま付き定ひずみ曲げ試験(CBB試験)によるSCC発生感受性試験を実施した結果、熱時効により発生感受性が高まる結果が得られた。CBB試験後の試験片表面観察の結果、未熱時効試料と熱時効試料では形成される表面すべり線に違いが確認され、長時間熱時効によって塑性変形が局所化する可能性が示唆された。
山下 清信; 村上 博幸; 仲川 憲生; 新井 信義; 松浦 賢一; 大関 好之
no journal, ,
原子力人材育成センターは、その設立以後半世紀にわたり原子力分野において教育研修を幅広く途切れることなく実施してきた。最近の主な活動は、(1)国内の原子炉技術者を対象とした教育研修、(2)国外の原子炉技術者を対象とした教育研修、(3)国内大学との原子力教育に関する協力、(4)国際機関との原子力人材育成に関する協力、及び(5)原子力人材育成ネットワーク事務局としての中核的役割である。会議において、これらの最近の活動を報告する。
根本 義之; 藤村 由希; 坂本 寛*; 山下 真一郎
no journal, ,
事故耐性燃料(ATF)被覆管候補材料として開発が進められているFeCrAl-ODS鋼の酸化挙動について、熱天秤を用いて水蒸気中での高温酸化挙動を評価した。表面に生成した酸化層についてレーザーラマン分光やEDSによる組成分析を行い、温度による酸化挙動の違いの原因について検討した。その結果、酸化層が高温ではアルミナ層であるのに対し、750C以下では鉄の酸化物であることが示された。講演ではその詳細について報告する。
Mohamad, A. B.; 宇田川 豊; 根本 義之; 山下 真一郎
no journal, ,
This work investigated the impact of fuel burnup on the fuel performance behavior by comparing the analytical results. The fuel performance behaviors were studied by using a fuel performance tool FEMAXI-8, which was established by JAEA. The simulation had been calculated under steady state as well as transient conditions: base and ramp irradiations. The melted radius was estimated from the interpolation of pellet center temperature and melting temperature of UO. The estimated melted radius of the HBC4 sample (burnup: 48 GWd/tU) was corresponded to the PIE data. However, for the XM3 sample (burnup: 27 GWd/tU), the estimated melted radius was underestimated than PIE values. It is expected that the fuel start to melt when the fuel center temperature was exceeded the melting temperature of UO. Even though further improvement seems to be required, our works revealed that FEMAXI-8 can reproduce well the experimental data of transient. The authors will discuss necessary improvement of the code, and influence of burnup level in the workshop.
