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Al
小泉 尭嗣*; 本多 史憲*; 佐藤 芳樹*; Li, D.*; 青木 大*; 芳賀 芳範; 郷地 順*; 長崎 尚子*; 上床 美也*; 金子 良夫*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 91(4), p.043704_1 - 043704_5, 2022/04
被引用回数：2 パーセンタイル：46.35(Physics, Multidisciplinary)A new ternary europium compound EuPtAl is reported. It orders antiferromagnetically at 12.4 K. Application of hydrostatic pressure varies the transition temperature and the compound becomes non-magnetic above the critical pressure 9 GPa. The pressure-temperature phase diagram is indicative of a possible valence crossover at the critical pressure.
Pospisil, J.; 郷地 順*; 芳賀 芳範; 本多 史憲*; 上床 美也*; 立岩 尚之; 神戸 振作; 長崎 尚子*; 本間 佳哉*; 山本 悦嗣
Journal of the Physical Society of Japan, 86(4), p.044709_1 - 044709_6, 2017/04
被引用回数：9 パーセンタイル：56.98(Physics, Multidisciplinary)The effect of hydrostatic pressure on the electronic state of the antiferromagnet UIrGe is reported. A series of resistivity measurements up to 15 GPa demonstrated the Neel temperature decreases with increasing pressure and vanishes around 12 GPa. The transition from antiferromagnetic to paramagnetic phase appears to be of first order. A moderate increase in the effective mass was detected in the vicinity of the critical pressure.
飛田 徹; 西山 裕孝; 大津 拓与; 宇田川 誠; 勝山 仁哉; 鬼沢 邦雄
Journal of Pressure Vessel Technology, 137(5), p.051405_1 - 051405_8, 2015/10
被引用回数：14 パーセンタイル：54.45(Engineering, Mechanical)ミニチュアコンパクトテンション(0.16T-CT)試験片のマスターカーブ法による破壊靭性評価への適用性を明らかにするため、0.16インチから1インチまでの板厚・形状の異なる数種類の試験片(0.16T-CT, PCCv, 0.4T-CT, 1T-CT)を用いて破壊靱性試験を行った。不純物含有量、靱性レベルが異なる5種類の原子炉圧力容器鋼に対して、0.16T-CTを用いて評価した破壊靱性参照温度(
)は、1T-CTその他板厚の試験片と良い一致を示した。また、1インチ相当に補正した0.16T-CT試験片の破壊靭性値のばらつきの大きさ及び負荷速度依存性も同等であった。さらに、0.16T-CT試験片を用いてを評価する場合の最適な試験温度に関し、シャルピー遷移温度を元にした設定法について提案を行った。
工藤 保; 日高 昭秀*; 更田 豊志
Proceedings of 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting (CD-ROM), p.883 - 889, 2005/10
VEGA計画を、日本原子力研究所において実施している。本計画では、シビアアクシデント条件下における燃料からの放射性物質放出に関する実験及び数値計算による実験後解析を行っている。雰囲気圧力,燃料温度,不活性または水蒸気雰囲気及びMOXに関して放出に対する影響を研究した。これらの影響は、高温及び高圧を含む実験実施の困難さからこれまでほとんど研究されてこなかった。加圧下におけるCsの放出は、大気圧下に比べて低下した。UO
の融点より低く、燃料が泡状化するような温度領域においてCsの放出が促進された。水蒸気雰囲気においては、He不活性雰囲気に比べてCs及びRuの放出が増加した。2800K以上においてPuの放出量が、それまでの温度に比べて約3桁増加した。
日高 昭秀; 工藤 保; 石川 淳; 更田 豊志
Journal of Nuclear Science and Technology, 42(5), p.451 - 461, 2005/05
被引用回数：6 パーセンタイル：40.47(Nuclear Science & Technology)VEGA計画では、プルサーマルのPSAや安全評価のための技術的基盤を提供することを目的とし、これまでデータがほとんど得られていないシビアアクシデント条件下のMOX燃料からの放射性物質放出挙動を調べた。実験では、ATRふげんで照射されたMOX燃料を0.1及び1.0MPaのHe中で3123Kまで昇温した。その結果、Cs放出が2200K以下でUO燃料よりも増加すること,昇圧下の揮発性FPの放出はUOの場合と同様に減少すること,最終的なCsの放出割合は100%に達したが、低揮発性核種の放出は燃料溶融を経てもほとんど増加しないことを観測した。また、絶対量は小さいもののPu放出が2800K以上で増加することを観測したが、従来モデルではこれを予測できないため、測定データに基づいて実験式を作成した。VEGA実験の結果から、UOとMOX燃料では、PSAの観点から重要な放射性物質のインベントリ及び放出割合にほとんど差が無いことから、プルサーマル化により原子炉リスクは増加しないとの見通しを得た。
日高 昭秀; 工藤 保; 石神 努; 石川 淳; 更田 豊志
Journal of Nuclear Science and Technology, 41(12), p.1192 - 1203, 2004/12
被引用回数：6 パーセンタイル：40.72(Nuclear Science & Technology)原研では、放射性物質の放出機構解明とソースターム高精度予測を目的として、シビアアクシデント条件下における燃料からの放射性物質放出を調べるVEGA実験を行っている。そのうち、圧力影響を調べた実験において、1.0MPaでは0.1MPaに比べCs放出が約30%減少することを観測した。この現象は、結晶粒内拡散に加え開気孔中ガス拡散を考慮した2段階拡散モデルにより説明できることを明らかにした。しかしながら、このモデルは計算時間がかかり、確率論的安全評価等で使用する際は現実的でない。このため、2段階拡散モデルに基づき、燃料表面における開気孔中のガス拡散流束の圧力依存性1/
を、放出率速度係数を与える従来のCORSOR-Mに乗じる簡易モデルを導出した。さらに、この簡易モデルを原研のソースタームコードTHALES-2に組み込んで、BWRのTQUXシーケンスにおけるCsI放出を調べた所、格納容器が早期に破損する場合は、環境中放出割合がかえって増加する場合があることを明らかにした。今後、ソースターム計算において1/ CORSOR-Mモデルの使用を提案する。
鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀
JSME International Journal, Series A, 47(3), p.479 - 485, 2004/07
原子炉圧力容器の構造健全性評価では、シャルピー衝撃試験から得られる延性脆性遷移温度の中性子照射によるシフトが、破壊靭性のシフトと等しいと仮定している。このため、破壊靭性とシャルピー遷移温度との相関を確立する必要がある。本研究では、6種類の原子炉圧力容器用のASTM A533B-1鋼及び溶接金属について、ASTM規格に導入されたマスターカーブ法を適用して破壊靭性を評価した。中性子照射試験は、JMTRにおいて、予き裂シャルピー破壊靱性試験片及び標準シャルピー衝撃試験片に対して実施した。マスターカーブ法に基づく破壊靭性参照温度とシャルピー遷移温度に対する中性子照射効果を評価した。試験片寸法効果に関して、シャルピー型試験片と大型試験片との比較も行った。破壊靭性参照温度の中性子照射によるシフトとシャルピー衝撃試験の遷移温度シフトとの相関を確立するとともに、照射後の最適な破壊靭性試験温度及び下限破壊靭性の評価に関する検討を行った。
竹内 末広; 仲野谷 孝充; 株本 裕史; 吉田 忠
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 513(3), p.429 - 438, 2003/11
被引用回数：3 パーセンタイル：27.69(Instruments & Instrumentation)原研(東海)タンデム加速器では加速電圧を18-20MVに改善するため加速管をコンプレスドジオメトリー型の新加速管に更新する計画をすすめている。新加速管に交換することで加速ギャッブ数が増え加速電圧を改善できる可能性がある。しかし、大型加速器では一般に交換後のコンディショニングには1-2か月の長い期間を要する。そこで、加速管内面をあらかじめ高圧純水洗浄により洗浄し、放電の源となる、あるいは放電を助長する絶縁体表面の汚れや微粒子を除去することにより、放電活動を抑制し短期間で期待する電圧にすることを考えた。高圧純粋洗浄した従来の加速管1MV分6本をタンデム加速器で高電圧試験を行い、また新加速管3MV分6本を高圧純粋洗浄し加速管メーカーのNEC社の3MV試験装置で高電圧試験を行った。結果は、どちらも定格電圧を短時間で越え、かつ放電は従来の加速管と比べ極めて少なかった。新加速管3MVの試験ではコンディショニングは加速管が安定に近い状態で進み24時間内に高度に安定な状態に達した。これで加速電圧の改善計画に明るい展望が開けた。本文では洗浄効果,セラミックスの表面などについての研究成果を述べており、放電活動は絶縁体表面の汚れや微粒子が主な原因であったことを明らかにしている。
石井 敏満; 大岡 紀一; 星屋 泰二; 小林 英男*; 齋藤 順市; 新見 素二; 辻 宏和
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.240 - 244, 2002/12
被引用回数：3 パーセンタイル：23.41(Materials Science, Multidisciplinary)軽水炉や核融合炉などの構造材料の照射脆化を超音波法で非破壊的に評価する試験技術の開発を進めている。本研究では、原子炉圧力容器用A533B-1鋼材,不純物Pの含有量を低く調整したA533B-1鋼材及びサブマージマーク溶接部から製作した衝撃試験片をJMTRにおいて523K又は563Kで中性子照射した後、遠隔操作による超音波測定を行い、試験片中を伝わる超音波の音速及び減衰率を求めた。その結果、照射材では、未照射材に比べて横波,縦波ともに音速が低下し、縦波の減衰率は上昇する傾向があることがわかった。音速の低下は、中性子照射による鋼材の剛性率及びヤング率の低下に起因することが推測される。また、シャルピー吸収エネルギーの41Jレベル遷移温度シフト量の照射に伴う増加に対して、超音波の音速は低下し、減衰率は上昇する特性があることを見いだした。
熊丸 博滋; 大津 巌; 村田 秀男; 久木田 豊; 秋山 守*; 大橋 弘忠*; 後藤 正治*; 田中 伸和*; 大川 富雄*; 小野 勇司*; et al.
Proc. of ASME
JSME 4th Int. Conf. on Nuclear Engineering 1996 (ICONE-4), 1(PART B), p.669 - 674, 1996/00
シャフト高さ約1000m、内径約3m、水-空気系のCAESシステムを模擬した、シャフト高さ約25m、内径0.2m、水-炭酸ガス系の実験装置を製作した。本装置を用いて合計15実験を実施した。高炭酸ガス濃度(~0.4MPa)、中水注入流速(~0.5m/s)の実験においては、下部リザーバへのガス貯気中(すなわちシャフトへの水注入中)のシャフト内ボイド率が全実験中最大となった。この実験はCAESシステムにおける最も厳しい状況に対応していると考えられるが、ブローアウトは発生しなかった。また、高濃度(~0.4MPa)、極高注入流速(~2.5m/s)の実験では、ガス貯気停止後、シャフト内に残存した過飽和炭酸ガス溶存水より急激に発泡が生じ、ブローアウトが発生した。しかし、実験装置での~2.5m/sは、CAESシステムでの~100m/sに相当し、非現実的流速である。
中村 秀夫; 久木田 豊; 田坂 完二*
Journal of Nuclear Science and Technology, 31(2), p.113 - 121, 1994/02
被引用回数：1 パーセンタイル：17.88(Nuclear Science & Technology)水平の閉流路内気液二相流では、波状流からスラグ流への遷移がKelvin-Helmholtzの不安定性を主要因として生じると考えられているが、実際はKelvin-Helmholtz理論が示す気相流速の半分程度で遷移が生じる。これまで提案されてきた多くの遷移機構予測モデルは、この違いが、波頭上部での気相流路面積の減少に伴う圧力降下が波の成長を促進する結果生じると仮定した。これをBernoulli効果と呼ぶが、これまでこの圧力降下を動的に計測した例は大変少ない。今回、PWRの水平配管と同等の流路高(0.7m)を持つ水平の矩形ダクト装置を用いてスラグ流遷移時の気相部圧力等を計測し、Bernoulli効果の評価を行った。その結果、スラグ流遷移過程の波の波頭部近傍で、水頭に匹敵する気相部圧力降下が確認された。その際、気相部運動エネルギー損失による波頭前後での不可逆な圧力損失や、高速の空気流による波頭での液滴の発生等が観察された。
and N
with electrons in atmospheric pressure nitrogen池添 康正; 松岡 伸吾*; 中村 洋根*
Chemical Physics Letters, 177(4-5), p.366 - 370, 1991/03
被引用回数：11 パーセンタイル：43.53(Chemistry, Physical)大気圧窒素中でのイオンの中和反応(1),(2)を、大気圧(1)N+e
中和、(2)N+e中和、イオン化時間分解質量分析計を用いて観測した。反応(1),(2)の速度定数が、k
=4.6
0.9
10
、k=3.710cm
s
とそれぞれ求められた。これらの速度定数の圧力依存性をしらべ、1気圧~1.7気圧の範囲では、圧力とともに減少することを見出した。中和反応のメカニズムについて、実験結果をもとに議論した。
秋本 肇; 井口 正; 村尾 良夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 24(4), p.276 - 288, 1987/04
被引用回数：3 パーセンタイル：38.12(Nuclear Science & Technology)系圧力はPWRの冷却材喪失事故再冠水時の熱水力挙動を支配する重要な因子である。円筒炉心試験装置(CCTF)を用いて実炉と同様なECC注水方法の下で再冠水システム試験を行い系圧力の影響について調べた。FLECHT SET試験結果と比較検討したところ、ダウンカマ水頭・炉心入口サブクール度・健全ループ差圧の糸圧力依存性に差違が見出された。CCTFとFLECHT SETの系圧力効果の差違は、 両装置の破断コールドレグ流路面積模擬方法とECC注水方法の差違により生じたことがわかった。CCTF試験では系圧力が高くなるほど炉心冷却は促進された。炉心冷却が系圧力上昇により促進されたのは主に蒸気密度の増加によることを定量的に確かめた。CCTF試験結果は、低めの系圧力がPWRの冷却材喪失事故時の炉心冷却にとり保守的であるとする仮定を支持した。
秋本 肇; 井口 正; 岡部 一治*; 杉本 純*; 大久保 努; 村尾 良夫
JAERI-M 87-001, 83 Pages, 1987/01
加圧水型原子炉の冷却材喪失事故再冠水期における炉心冷却と一次系内の流動に対する系圧力の影響を調べる為に、円筒第2次炉心試験装置を用いて系圧力0.15MPaでの試験を行なった。本試験は、既に実施された試験C2-1(系圧力0.42MPa)とC2-4(系圧力0.20MPa)と対をなす円筒第2次炉心試験装置による系圧力パラメ-タ試験の一つである。上述の試験結果を比較検討した結果、以下の事柄が明らかとなった。(1)系圧力が高くなると、炉心冷却は促進された。村尾・杉本による熱伝達率相関式で検討した結果、再冠水初期(再冠水開始から60秒まで)では蒸気密度が大きくなることの為に高系圧下での熱伝導率が高くなる事がわかった。また、後期(60秒以降)では、蒸気密度の効果に加えて、局所ボイド率とクエンチ点からの距離が影響して熱伝導率を高めている事がわかった。(2)一次系内の流動に対いし、円筒第1次炉心試験での観察された系圧力効果と同様の結果が得られた。
椎名 保顕
日本機械学会論文集,B, 52(473), p.436 - 440, 1986/00
本報告は第一報に引き続いて、平行流中の置かれた鈍い物体のまわりのポテンシャル流理論を円柱の場合に適用し、実験との比較を行ったものである。その結果、亜臨界域では圧力分布はよく一致すること、超臨界域でも比較的よく一致することが確かめられ、本モデルの有効性が確認された。
椎名 保顕
日本機械学会論文集,B, 52(473), p.431 - 435, 1986/00
流れの中に置かれた鈍い物体まわりの圧力分布や抵抗を求める場合に自由流線理論は有効である。しかし、伝熱促進板が挿入された場合の熱交換器の配管やガス炉炉心内のレストレイントリングのように、狭い流路内に置かれた物体の抵抗を求める場合には、流路壁の影響が与慮されなければならない。本報告は写像平面に湧き出しを付加する事により、ポテンシャル流理論を用いて物体まわりの流れに及ぼす壁の影響を考察し、垂直平板の場合にそれを適用したものである。
渡部 和男
Journal of Nuclear Materials, 136, p.1 - 5, 1985/00
被引用回数：31 パーセンタイル：94.05(Materials Science, Multidisciplinary)Sievertsの装置を用いて、チタン、ジルコニウムおよびハフニウム中の水素および重水素の平衡圧を0.013~133Paの範囲で測定した。これらの金属への水素および重水素の溶解はSievertsの法則に従った。各温度で得られたSieverts定数から水素および重水素についての溶解度式(Arrhenius式)を導出した。いずれの金属も水素濃度(原子分率)が一定の場合には、重水素の平衡圧が軽水素のそれより1.1~1.4倍高いことを見出した。
SnS and Cu
GeS
小沢 国夫; 安西 修一郎*
Solid State Physics Under Pressure, p.269 - 274, 1985/00
CuSnS 及び CuGeS は昇温過程で232°K及び328°Kで前者は高抵抗相へ各々1次の変位型構造転移を行い、且つ,dp/dT
0の電気特性を示す半導体的物質である事を常圧下で明にした。更に比等物質の転移点の圧力効果を8Kbar迄電気抵抗及び示差熱法で測定し、各々dT/dPの値として-9.4°K/Kbar及び+2.9°K/Kbarの異符号の効果を示す値を得て、その機構を推論した。転移機構として、格子歪とCu
キャリヤイオンの解離をパラメータとして,ギプス自由エネルギーを考慮して説明出来た。即ち CuSnS では格子歪がCuキャリヤイオンの熱解離をさまたげ、一方 CuGeS では解離を促進していると結論した。
下司 和男; 小沢 国夫
Journal of the Physical Society of Japan, 53(3), p.907 - 909, 1984/00
被引用回数：6 パーセンタイル：61.93(Physics, Multidisciplinary)CsCuClのCuCl八面体のヤーン・テラー変形によって誘起される相転移(146
C)に対する静水圧の効果を
0.8GPaの圧力範囲で測定した。相転移温度は、圧力の印加と共に-6.6K GPa
の割合で低下する。この値は、ソフト・フォノンの凍結によってKMnF、CsPbCl、CsPbBr等に生ずる相転移の場合に比べて、大きさが約1桁小さく符号が反対である。この結果から相転移に伴う体積変化を見積り、-0.025%という小さい値であることを明らかにした。
秋本 肇; 村尾 良夫
JAERI-M 83-091, 108 Pages, 1983/06
加圧水型原子炉の冷却材喪失事故再冠水期における炉心冷却挙動とシステム挙動に及ぼすコンテインメント圧力の影響を調べるために、円筒炉心試験装置を用いて3回の試験を行なった。試験結果の比較検討から以下のことが明らかとなった。(1)コンテインメント圧力が高くなる程、炉心内での熱伝達が良くなった。(2)コンテインメント圧力が高い時程、炉心入口流量が大きくなった。この傾向はFLECHT-SET試験と同様であったが、圧力上昇に伴なう入口流量の増加割合は、FLECHT-SET試験に比べて小さかった。これは主に円筒炉心試験ではFLECHT-SET試験ではみられなかった大きな破断コールドレグ圧力損失が存在したためと考えらえる。(3)コンテインメント圧力によるシステム効果を式(4)及び(5)により定量的に説明することができた。
