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角田 直文*; 大塚 孝治; 高柳 和雄*; 清水 則孝*; 鈴木 俊夫*; 宇都野 穣; 吉田 聡太*; 上野 秀樹*
Nature, 587, p.66 - 71, 2020/11
被引用回数：40 パーセンタイル：92.47(Multidisciplinary Sciences)与えられた陽子数に対し、どれだけの中性子数の原子核が存在可能であるかという問いは、原子核物理における最も基本的な問題の一つである。原子核は独立粒子描像がよく成り立つため、従来は陽子数で決まるポテンシャルが作る束縛状態の個数で決まると考えられてきた。この研究では、最近実験で確定した、フッ素からナトリウムに対する中性子ドリップ線(最も中性子数の多い同位体)を、核力から出発した第一原理的な大規模殻模型計算によって再現し、そのメカニズムを理論的に解析した。ハミルトニアンを単極相互作用と多重極相互作用に分解し、さらに多重極相互作用を対相互作用と残りの部分に分け、基底状態におけるそれぞれの項の寄与を調べた。その結果、多重極相互作用の変形エネルギーに相当する部分が中性子ドリップ線を決めるのに非常に重要な役割を果たしていることがわかった。すなわち、中性子数が増えていくと徐々に変形エネルギーが増大するものの、ある中性子数でそれが飽和し、その後は減少していくが、その減少過程で中性子ドリップ線が決まるというシナリオである。本研究は、ドリップ線に対する新しい見方を与え、天体中の元素合成過程の理解に重要な貢献をすることが期待される。
浅野 史朗*; 奥山 利久*; 大縄 登史男*; 柳 寛*; 江尻 満*; 金原 利雄*; 市橋 公嗣*; 菊池 淳史*; 水牧 祥一*; 正木 圭; et al.
Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.1816 - 1820, 2011/10
被引用回数：12 パーセンタイル：66.82(Nuclear Science & Technology)JT-60SA真空容器の実機製作が2009年11月より東芝にて開始されている。製作に先立ち、溶接要素のR&Dを三段階で実施している。第一段階として溶接法のスクリーニングを行った。第二段階として、直線及び曲線部について1m規模の試作を経て、溶接電圧及び電流、施工時の被溶接体設置精度、溶接手順、開先形状等の条件に起因する溶接変形と品質の依存性を精査した。さらに、低入熱での溶接条件を精査した。最終段階として、製作手順の確立として20度セクター上半分のモックアップを試作し、既に確認している。本発表では、特に第一段階と第二段階でのR&Dの結果を中心に説明する。
伊勢 英夫; 扇柳 仁; 中村 仁一; 笹島 栄夫; 高佐 明; 塙 悟史; 川口 佳彦; 知見 康弘; 西山 裕孝; 中村 武彦
FAPIG, (180), p.22 - 25, 2010/02
日本原子力研究開発機構では、軽水炉の開発や安全確保などに資するため、Japan Materials Testing Reactor (JMTR)を改修して2011年度に再稼働する計画を進めており、軽水炉燃料及び材料の照射にかかわる健全性を調べるための試験装置の整備を改修と並行して行っている。本稿では、この燃料及び材料照射試験計画の概要について述べる。
中村 武彦; 西山 裕孝; 知見 康弘; 笹島 栄夫; 扇柳 仁; 中村 仁一; 鈴木 雅秀; 河村 弘
Proceedings of 16th Pacific Basin Nuclear Conference (PBNC-16) (CD-ROM), 6 Pages, 2008/10
軽水炉の長期利用や高度利用における安全性を維持向上するためには、燃料や材料の照射挙動を適切に把握することが非常に重要である。日本政府と日本原子力研究開発機構は、現行軽水炉の高経年化や高度利用並びに次世代軽水炉の開発における照射にかかわる課題の解決に貢献するため、材料試験炉(JMTR)を改修し新たな試験装置を整備することとした。この中で異常過渡時や高負荷運転時の燃料の健全性を調べる試験を計画している。2011年に終了するJMTRの改修後、まず新型燃料の出力急昇試験を行う計画である。JMTRの新たな燃料照射試験は、NSRRでの反応度事故模擬試験やホットラボを用いたLOCA試験と組合せることで、高燃焼度燃料の通常運転時から異常過渡,事故までを広くカバーする総合的な研究を成す。材料照射試験では、原子炉圧力容器鋼の破壊靭性試験,ステンレス鋼の応力腐食割れ試験,ハフニウムなど原子力材料の照射試験を計画している。これらの照射研究は現状の課題に応えるばかりでなく、顕在化してないトラブルにプロアクティブに対応するための課題の同定に貢献することが期待される。
山崎 千里*; 村上 勝彦*; 藤井 康之*; 佐藤 慶治*; 原田 えりみ*; 武田 淳一*; 谷家 貴之*; 坂手 龍一*; 喜久川 真吾*; 嶋田 誠*; et al.
Nucleic Acids Research, 36(Database), p.D793 - D799, 2008/01
被引用回数：51 パーセンタイル：71.25(Biochemistry & Molecular Biology)ヒトゲノム解析のために、転写産物データベースを構築した。34057個のタンパク質コード領域と、642個のタンパク質をコードしていないRNAを見いだすことができた。
高柳 智弘; 神谷 潤一郎; 渡辺 真朗; 植野 智晶*; 山崎 良成; 入江 吉郎; 木代 純逸; 酒井 泉*; 川久保 忠通*; 唐司 茂樹*; et al.
IEEE Transactions on Applied Superconductivity, 16(2), p.1366 - 1369, 2006/06
被引用回数：8 パーセンタイル：43.78(Engineering, Electrical & Electronic)J-PARC 3-GeV RCSにおける入射システムは、4台の水平シフトバンプ電磁石を用いて、周回ビームと入射ビームを合流する。その水平シフトバンプ電磁石の設計を3次元磁場解析により行った。本論文では、その結果について報告する。
武田 淳一*; 鈴木 豊*; 中尾 光輝*; Barrero, R. A.*; 小柳 香奈子*; Jin, L.*; 本野 千恵*; 秦 裕子*; 磯貝 隆夫*; 永井 啓一*; et al.
Nucleic Acids Research, 34(14), p.3917 - 3928, 2006/00
被引用回数：35 パーセンタイル：54.39(Biochemistry & Molecular Biology)56 419本のヒト完全長cDNAにもとづく選択的スプライシング解析の結果をここに報告する。6877遺伝子から少なくとも、18 297個の選択的スプライシングの産物があらわれることがわかった。このうちタンパク質のアミノ酸配列まで影響が及ぶ場合は6005個存在する。6005個のうち3015個の場合はタンパク質アミノ酸配列モチーフに変化が見られ、2982個の場合は細胞内局在部位決定モチーフに、1348個の場合は膜貫通部位決定モチーフに影響が及ぶ。今まで知られていない選択的スプライシングのパターンとして、2つの遺伝子が1つになってしまう例などがあった。これらのデータは選択的スプライシング解析の基礎となっていくであろう。
川合 將義*; 古坂 道弘*; 菊地 賢司; 栗下 裕明*; 渡辺 龍三*; Li, J.*; 杉本 克久*; 山村 力*; 平岡 裕*; 阿部 勝憲*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 318, p.35 - 55, 2003/05
将来の核破砕施設で使用可能な、MW級の中性子源固体タングステンターゲットの開発を行った。Wを腐食から守るため、3つのコーテング技術を研究した。HIP,ろう付け,メッキである。HIP法は前報で最適化した条件が接合力の観点からも言えるかどうかを微小押し込み試験法で調べた。その結果、接合部からの亀裂発生荷重が最も高いことが証明され、確かに最適化条件であることを再確認した。たの2つの方法は、基礎的な技術としてターゲット製作に応用可能であることを示した。コーテングが無い場合のWのエロジョンを流水下で調べた。高速度ではエロージョンが発生しやすい。固体ターゲットの設計では、スラブ型と棒型を設計した。1MWターゲットの中性子特性に関する限り、固体ターゲットのほうが、水銀より優る。
中平 昌隆; 柴沼 清; 梶浦 宗次*; 渋井 正直*; 小泉 興一; 武田 信和; 角舘 聡; 田口 浩*; 岡 潔; 小原 建治郎; et al.
JAERI-Tech 2002-029, 27 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-029.pdf:2.04MB
ITER工学設計活動(EDA)において、日本,ロシア,アメリカによる国際協力の下、真空容器製作技術の開発を進めた。開発では、実規模の真空容器セクタモデル及びポート延長部の製作・試験により、真空容器製作・組立技術に関する重要な情報として、製作時及び現地組立時の溶接変形量,寸法精度と許容公差を得た。特に、真空容器セクタの製作時及びセクタ間の現地溶接時における寸法公差
3mmと10mmを達成し、要求値である5mmと20mmをそれぞれ満足した。また、遠隔溶接ロボットによる作業性の確認を行った。本報告では、厚板で変形を抑えるための溶接方法や、セクター間現地溶接部の溶接技術及び遠隔溶接技術など真空容器製作技術開発のプロジェクトを通じて得られた製作,組立技術の開発成果について報告する。
奥 隆之*; 森田 晋也*; 守安 精*; 山形 豊*; 大森 整*; 安達 智弘*; 清水 裕彦*; 佐々木 圭太*; 広田 智章*; 岩佐 浩克*; et al.
JAERI-Conf 2001-002, p.537 - 541, 2001/03
中性子利用効率を高めるために中性子レンズの開発を進めている。今回、われわれは冷中性子に対して透過率の高いフレネル型の物質レンズを開発し、集光特性を評価した。
神原 豊三; 宇野 英郎; 荘田 勝彦; 平田 穣; 庄司 務; 小早川 透; 高柳 弘; 藤村 勤; 森田 守人; 市原 正弘; et al.
JAERI 1045, 11 Pages, 1963/03
この報告書はJRR-2の第1次出力上昇試験後、設計出力10MWの出力上昇までの1つのステップとしての3MW,第2次出力上昇試験について記したものである。試験は昭和36年11月15日から開始され、11月29日に3MWに到達し、3MWでの連続運転を行って12月16日終了した。
知見 康弘; 扇柳 仁; 島田 祥雄*; 西山 裕孝; 中村 武彦; 安部 勝洋*
no journal, ,
沸騰水型軽水炉(BWR)の制御棒材料として用いられているハフニウム(Hf)に関する基本的な照射挙動を把握するために、材料試験炉(JMTR)を用いたHfの照射試験を予定している。今回、照射試験に先立ち、未照射Hfの材料特性を調べるために金相観察,SEM観察、及び結晶方位測定を実施した。本試験では、国内BWRプラントで実際に制御棒材料として使用されているHf材(板材6種,棒材2種)を供試材とした。金相写真より、いずれの供試材も再結晶焼鈍材であると考えられ、平均結晶粒径は約10
20
mであった。SEM観察では、直径10m以下の析出物らしき領域が多く見られ、EDS分析からHf
Feと推定される。また、後方散乱電子回折像(EBSP)法により結晶方位分布を測定し、同族金属のジルコニウム(Zr)やZr合金と同様に大きな異方性を持つことがわかった。
島田 祥雄*; 扇柳 仁; 知見 康弘; 西山 裕孝; 中村 武彦; 安部 勝洋*
no journal, ,
現行制御棒用Hf材料(棒材及び板材)を対象に、室温600
Cの温度範囲で引張り試験により0.2%耐力,引張り強さ及び破断伸び等を、また室温で微小ビッカース硬さを評価した。棒材の0.2%耐力及び引張り強さは温度の上昇とともに低下した。圧延(L)方向での板材の0.2%耐力と引張り強さは棒材と同程度であったが、板幅(T)方向での0.2%耐力はL方向より大きく、異方性が認められた。引張り強さに関しては異方性は認められなかった。棒材及び板材の破断伸びは、温度上昇とともに増加する傾向を示した。板材の場合、500C600CではL方向とT方向で温度依存性に若干の差が生じた。これらの強度及び破断伸びの傾向は、結晶方位と関係していると推測される。棒材と板材の微小硬さは縦断面と圧延面において約180190であったが、横断面では約160前後であり、この差も結晶方位と関係していると考えられる。すべての材料で肉厚又は半径方向の微小硬さ分布に有意な差は認められず、10m20mの結晶粒径範囲では微小硬さに顕著な粒径依存性は見られなかった。
中村 武彦; 西山 裕孝; 笹島 栄夫; 知見 康弘; 扇柳 仁; 中村 仁一
no journal, ,
原子力機構は軽水炉の開発や安全確保などに資するため、Japan Materials Testing Reactor(JMTR)を改修して2011年度に再稼働する計画である。このため、軽水炉燃料及び材料の照射にかかわる健全性を調べるための試験装置の整備を改修と並行して進めている。3件のシリーズ報告の最初に、この燃料及び材料照射試験計画の概要を述べる。
扇柳 仁; 知見 康弘; 島田 祥雄*; 西山 裕孝; 中村 武彦; 安部 勝洋*
no journal, ,
BWRの制御棒材料として用いられているハフニウム(Hf)の基本的特性を調べるため、未照射Hf材料(板材及び棒材)及び比較材としてジルカロイ-2(Zry-2)板材の水素固溶限を測定した。本測定では、水素ガス中加熱等により種々の水素含有量のHf及びZry-2試料を調製し、示差走査型熱量測定によりこれらの試料中での水素化物の固溶及び析出温度等を測定した。Hfの水素固溶限は、Zry-2の1/7程度であり、制御棒の使用温度(約300C)において1015ppm程度であった。本研究で得られたZry-2の水素固溶限は文献値とよく一致し、試験データの信頼性が確認された。また、Hf中での水素化物の固溶及び析出における活性化エネルギーはそれぞれ42.0kJ/mol及び41.0kJ/molであり、Zry-2での報告値{固溶時:36.5kJ/mol,析出時:28.1kJ/mol(
533K)及び21.0kJ/mol(
533K)}よりも大きいことがわかった。
塙 悟史; 扇柳 仁; 知見 康弘; 笹島 栄夫; 中村 仁一; 西山 裕孝; 中村 武彦
no journal, ,
軽水炉の安全性を確保しつつその長期利用・高度利用を達成するためには、燃料や材料に生じるさまざまな問題を引き続き解決してゆく必要がある。このような状況に応えるため、材料試験炉(JMTR)を改修し新しい照射試験装置を整備する。高燃焼度化に対応した新型燃料の国内導入に先立ち異常過渡試験装置を整備し、新型BWR燃料の出力急昇試験を実施する計画である。また、ステンレス鋼の照射環境でのSCC試験を実施するために軽水炉の水環境を精度よく模擬できる照射ループを整備するととともに、圧力容器の照射脆化の評価手法の高度化のために1インチ厚さのCT試験片を取り扱える照射キャプセルを準備する。これら燃料・材料の照射試験は、2011年に予定されるJMTR改修後に開始する計画である。
中村 武彦; 西山 裕孝; 知見 康弘; 塙 悟史; 扇柳 仁; 中村 仁一; 笹島 栄夫; 鈴木 雅秀
no journal, ,
原子力機構ではJMTRの改修と並行して、燃料及び材料照射試験施設の整備を進めている。軽水炉の長期及び高度利用を進めるためには、燃材料の照射挙動の把握は極めて重要であり、この計画により既存炉の高経年化や高度化運転,次世代軽水炉開発に貢献する。この中では、異常過渡時の燃料健全性を試験する装置を整備し、2011年から開始する照射試験では新たに開発されている燃料の出力急昇試験を実施する。材料研究では、原子炉圧力容器鋼の破壊靭性、原子炉構造材の照射誘起応力腐食割れ、制御棒に使われるハフニウムの照射挙動に関する照射試験を実施する。これらの研究により、現状の課題の解決に加えて将来のトラブルの要因を把握し適切な対応をはかる。
浅野 史朗*; 江尻 満*; 柳 寛*; 市橋 公嗣*; 菊池 淳史*; 水牧 祥一*; 奥山 利久*; 正木 圭; 芝間 祐介; 片山 雅弘*; et al.
no journal, ,
現在東芝では、JT-60SA真空容器の試作に引き続き実機製作を進めている。この実機の製造手順と溶接条件を実証するために実施した真空容器20セクター上半分に相当する部分を試作した。真空容器は、高さ6.6m,外径9.95m,胴部重量約150tonで材質は低コバルト仕様のSUS316Lである。二重壁構造を有しており、内外壁間には補強部材としてポロイダルリブは設置される。試作範囲は20セクター上半分であり、これらの溶接には、(1)内壁間及び外壁間,(2)リブ-内壁間,(3)リブ-外壁間、の三種類の溶接部位に対してそれぞれ異なる溶接方法を適用する。試作では、溶接変形量などの基礎データを取得し、製造手順と治工具設計の最適化を進めた結果、実機の製造方法を確立することができた。
浅野 史朗*; 江尻 満*; 奥山 利久*; 柳 寛*; 菊地 淳史*; 水牧 祥一*; 芝間 祐介; 正木 圭; 逆井 章
no journal, ,
JT-60SAは、国際熱核融合実験炉(ITER)のサテライトトカマク装置で、欧州との国際協力の下に現在建設中にある。JT-60SAの機器のうち真空容器の製作の現状と、その溶接部の機械特性について報告する。20度上半分モックアップの試作を含む数々のR&Dをもとに、JT-60SAの真空容器実機製作を2009年より東芝において開始している。真空容器の断面はD型で、低コバルトSUS316Lで製作する。容器高さ9.95m、容器大半径6.6mで、重量150トンである。2009年より実機20度セグメントのインボード(IB)部及びアウトボード(OB)部の製作を開始し、10分割で構成されるセクターのうち、40度セクターを構成する20度IBセグメント同士及び20度OBセグメント同士を接続する大規模な溶接工程にこの12月から入る。また、2011年から1体目の40度IB部と40度OB部を接続する溶接施工を原子力機構の那珂核融合研究所の真空容器組立棟で行う予定である。ポスター発表では、R&Dで得られた試験結果から、溶接部の機械特性について紹介しつつ、これらの製作の現状を中心に報告する。
柳 寛*; 澁井 正直*; 金原 利雄*; 持田 務*; 江尻 満*; 浅野 史朗*; 芝間 祐介; 正木 圭; 逆井 章
no journal, ,
JT-60SA真空容器構造は、D型断面を有する二重壁構造である。この構造は、内壁及び外壁と補強にポロイダルリブにより構成され、SUS316L(Co0.05wt%)で製作される。補強リブへの外壁の溶接(これを連続プラグ溶接と呼ぶ)は、二重壁構造の外からなされる。したがって、二重壁の内部から溶接裏波ビードを確認することは困難であり、溶接接続部では不完全溶込みを仮定する。本検討では、この連続プラグ溶接に積極的に不完全溶込みを導入した継手に対して、これら不完全溶込みの疲労強度及びその挙動への影響を調査するために疲労試験を行った。
