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田村 格良
波紋, 28(4), p.204 - 207, 2018/11
中性子導管は中性子ビームを輸送するデバイスの一つである。中性子導管の使用することで、中性子源より遠方へ中性子ビームを輸送可能となったため、実験用の広いスペースが得られ、数多くの実験装置に中性子を供給することができるようになった。曲導管を使用することで
線及び高速中性子を除去することができ、必要なエネルギー領域の中性子だけを取り出すことができるので、実験のS/Nが向上した。さらに、曲導管を応用して中性子ビームの分岐をおこなっている。また、実験装置に供給する中性子ビームの発散角度及び強度の制御のために中性子導管は使用されている。
-wave superconducting state of Sr
RuO
; A Microscopic determination of the gap structure野村 拓司
Journal of the Physical Society of Japan, 74(6), p.1818 - 1829, 2005/06
被引用回数：26 パーセンタイル：73.56(Physics, Multidisciplinary)SrRuOの波超伝導状態における輸送的性質の定量的な解析を行った。具体的には、平均場近似の範囲で、超音波減衰係数と熱伝導度を計算した。現実的な多バンドの電子構造を持つ模型に対して微視的な計算に基づき超伝導ギャップを求め、輸送量を計算し実験と比較した。結果として、実験結果を定量的に再現することに成功した。
助川 武則; 畠山 睦夫; 柳原 敏
JAERI-Tech 2001-058, 81 Pages, 2001/09
JAERI-Tech-2001-058.pdf:5.98MB
原子炉に残存する放射化放射能は、基本的には中性子輸送コード及び放射化計算コードにより求めることが可能であるが、原子炉の複雑な構造等、諸々の問題を考慮した場合、測定値で確認する必要がある。そこで、放射化放射能の評価方法について、JPDRを対象とした評価で採用した計算と測定の方法やその結果を分析することで検討した。その結果、炉内構造物等では比較的精度良く計算でき(約2倍)、生体遮蔽体では2~10倍程度の誤差があったが、水分量や背筋割合が計算値に強く影響することがわかった。原子炉圧力容器母材や生体遮蔽体表面部の詳細な測定結果は、放射化計算の手法を検討する有効なデータとなった。また、試料採取法による放射能測定や線量当量率の測定が計算値の検討に有効であり、複雑形状の構造物、生体遮蔽体の深部等では計算値の補正に役立った。全体として、計算値と測定値を組み合わせることによって施設全体の放射能濃度分布を精度良く決定できることが判明した。
石島 達夫
JAERI-Research 2000-015, p.94 - 0, 2000/03
JAERI-Research-2000-015.pdf:3.4MB
核融合炉においては、非接触ダイバータが標準シナリオと考えられている。しかしながら、非接触ダイバータの運転領域は不純物が炉心プラズマに混入してしまう局所的に放射損失が高くなる現象(MARFE)に近接しており、MARFEの回避法が課題となっていた。本論文は、分光学的な解析から境界プラズマ層のプラズマ流がダイバータ領域に不純物を留めMARFEを回避するために重要であることを初めて明らかにした。通常のトカマク放電では異常拡散が支配的であり、新古典拡散理論で予測される不純物の選択的な中心への蓄積は観測されない。閉じ込めのよい負磁気シア放電においては、電子密度、電子温度、イオン温度が中心領域で増大し、この時、炭素密度及び放射パワーも中心領域で増大していることに着目し、分光学的な計測及び解析を行った。その結果、炭素不純物の増加量は、新古典拡散理論でほぼ説明できることを明らかにした。閉じ込め改善度が高い負磁気シア放電の場合、~1秒程度の定常維持が続くと中心において不純物が蓄積することにより閉じ込め性能に影響を与える可能性がある。また本研究では炉心のパワーバランスの理解のために重要である放射パワーの解析を行い、不純物と重水素イオンによる制動放射で説明が可能であることを明らかにした。
幾島 毅
JAERI-Data/Code 98-009, 136 Pages, 1998/03
JAERI-Data-Code-98-009.pdf:5.04MB
本報告書は放射性物質輸送容器の通常時及び火災時の温度分布解析に必要な材料の熱特性データ、及びその図形処理プログラムTHERMLIBについてまとめたものである。データライブラリーはローレンスリバモア国立研究所において作成されたものである。原研において、データ処理プログラムと図形表示プログラムを作成した。約1000種類の材料データがライブラリーに含まれている。材料データの種類は比重量、熱伝導率、比熱及び溶融・凝固温度とその潜熱である。本報告書はデータライブラリーの説明、THERMLIBプログラム及び入力データ等のユーザガイドについて記述したものである。
discharges in JT-60U小出 芳彦; 森 雅博; 藤田 隆明; 白井 浩; 波多江 仰紀; 滝塚 知典; 木村 晴行; 及川 聡洋; 伊世井 宣明; 諫山 明彦; et al.
Plasma Physics and Controlled Fusion, 40(5), p.641 - 645, 1998/00
被引用回数：25 パーセンタイル：61.77(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60Uの負磁気シア放電では顕著な電子系熱輸送の低減現象が観測された。一方、高ポロイダル放電では、電子系熱輸送の低減は明確ではないが、イオン系熱輸送の低減等は負磁気シア放電の特性と類似している。本研究の目的は、負磁気シア放電と高ポロイダル放電の特性を整理・比較することにより、前者で観測される電子系熱輸送の低減現象の起源を解明することである。これまで得られた知見は以下のとおりである: 両者とも中心加熱がその発生に必要である。負磁気シア放電では、(1)電子系熱輸送、イオン系熱輸送、粒子輸送の低減(内部輸送障壁)が小半径の20%程度の領域に局在する。(2)その位置は半径方向に移動し安全係数が極小となる位置で停流する。高ポロイダル放電では、(1)内部輸送障壁は半径方向に移動するが安全係数が極小となる位置が存在しなくても発生・停留する。(2)加熱閾値は電子密度とともに上昇する。
E.Choi*; 秋野 詔夫
Proc. of 11th Int. Heat Transfer Conf. (Heat Transfer 1998), 7, p.121 - 126, 1998/00
溶融-凝固相変化に伴われる大きな潜熱を対流伝熱の促進や熱輸送の高密度化に応用することを目指して、マイクロカプセル化した相変化物質の熱的特性の解明を進めてきた。本報告では、相変化物質として脂肪酸の一種であるラウリン酸を取り上げ、200~25
mの範囲で粒径を変えてマイクロカプセル化し、熱的特性を示差走査熱量計(DSC)を用いて測定した。ラウリン酸自体は過冷却を示さなかったが、マイクロカプセル化した粒子は二つの凝固点を有することを明らかにした。凝固時の挙動は温度変化速度に依存するので、種々の速度でのデータから速度ゼロの凝固点と潜熱量を外挿によって求め、熱的特性を評価した。その結果、低い方の凝固点及び対応する潜熱量は、粒径が小さくなると共に消失する傾向を示すことを見出した。すなわち、マイクロカプセルの粒径を小さくしゆっくりと冷却することによって、有害な過冷却がなくすることを見出した。
幾島 毅
JAERI-M 91-061, 119 Pages, 1991/04
本文は放射性物質輸送容器の安全解析の一部である熱解析に関して、熱解析法、伝熱計算式、輻射形態係数、解析条件、計算コード、伝熱計算データについて記述したものである。
平山 俊雄; 菊池 満; 白井 浩; 清水 勝宏; 矢木 雅敏; 小出 芳彦; 石田 真一; 安積 正史
JAERI-M 91-026, 28 Pages, 1991/03
Lモードプラズマの閉じ込めの劣化の原因を調べる目的で、JT-60の追加熱プラズマについて、局所輸送解析を行った。CXR測定によるイオン温度分布、及び輸送解析に必要な分布計測を、ダイバータ/リミター放電に関して系統的に行い、JT-60の広範なパラメータ領域の輸送特性を明らかにした。パワー則と呼ばれる、加熱パワーの増加に伴う閉じ込め特性の劣化は、主にイオンのエネルギー輸送の増大による。一方、プラズマ電流の増加に比例して改善する閉じ込め時間は、イオン及び電子、両者の輸送特性の改善に帰因する。イオンの熱拡散係数は密度依存性を有する。高ポロイダル・ベータ(≦3.5)プラズマで得られた。高イオン温度モードは、イオンの輸送特性の改善による。
小手川 洋; 笹本 宣雄; 田中 俊一
JAERI-M 87-010, 28 Pages, 1987/02
連続エネルギ-モデル・モンテカルロコ-ドMCNPを用いて、JPDR遮蔽コンクリ-トにおける放射化放射能の実験値の解析、黒鉛球中・低エネルギ-中性子透過実験の解析を行ない、本コ-ドの熱中性子および熱外中性子輸送計算の精度を評価した。その結果、熱中性子スペクトルは精度良く計算できるものの、ほぼ1/Eスペクトルに近い熱外中性子スペクトルに対して過大評価する事が明らかになった。
土橋 敬一郎; 高野 秀機; 堀上 邦彦; 石黒 幸雄; 金子 邦男*; 原 俊治*
JAERI 1285, 242 Pages, 1983/01
SRACハ熱中性子炉の核設計と解析のためのコードシステムである。このシステムは中性子断面積ラオブラリーとそのための処置コード、中性子スペクトルの計算ルーチン及び種々の輸送コード、1、2、3次元拡散ルーチンや動特性パラメータ、格子燃焼ルーチンから成っている。SRACの個々のコー^ドの最適な利用によって、その目的に従って炉特性を精度良く予測する正確な方法、或いは計算時間の短い経済的な方法を選ぶことができる。オプションにより非斉次問題又は固有値問題、衝突確率法やSN法のような輸送理論又は拡散理論を選ぶことができる。二重非均質性への配慮から断面積の空間平均と縮約は別々に行うこともできる。データの収納や内部データの引渡しにも種々のテクニックが用いられてる。SRACを用いたベンチマーク計算がいろいろの臨界集合体で行われ、計算結果は実験値のKeffと良い一致を示している。
畑山 明聖*; 杉原 正芳; 平山 俊雄
JAERI-M 82-147, 25 Pages, 1982/11
トカマク型核融合炉における熱的不安定性に関して、密度摂動、粒子リサイクリング等、密度のダイナミックスの効果を考慮に入れることのできる解析手法を開発した。不安定性の成長率は、イオン密度及び電子・イオン温度に対する1次元輸送方程式を摂動について線形化して得られる固有値方程式を解くことによって計算される。この手法を、イントールスケーリング則の場合に適用し、密度-温度平面上における熱的不安定領域を明らかにした。また、捕捉イオン不安定則の場合、密度主体の熱的不安定性が励起されることが知られているが、ここではこの種の不安定性モードが粒子リサイクリングを考慮するとき完全に安定化されることを示した。さらに、以上の結果を1次元トカマクコードにより摂動の時間変化を直接追跡する方法を用いて確かめた。
仁平 猛*; 岩田 忠夫
Journal of the Physical Society of Japan, 49(5), p.1916 - 1919, 1980/00
被引用回数：6 パーセンタイル：51.98(Physics, Multidisciplinary)(JAERI-memo 8480を推敲したもの) 電子照射した黒鉛の熱伝導度を5-80Kの範囲で測定して、格子間原子によるフォノン散乱を調べた。照射は2MeV VdGを用いて80K附近で行った。格子間原子によるフォノン散乱の緩和時間はフォノンの振動数の1乗に逆比例することがわかった。即ち、T
=B・W、ここでBは1ppmの格子間原子に対して1.14
10
である。また、弾性定数C
の照射による変化も熱伝導度の解析よりきめることができた。
新藤 雅美; 鈴木 富男; 近藤 達男
Proc.of 2nd Japan-US HTGR Safety Technology Seminar,Material Properties and Design Method Session, 11 Pages, 1978/00
HTR近似ヘリウム中で熱サイクル腐食試験を行い、はく離被膜の組織変化とはく離が生じている時の酸化速度を求めた。試験に用いた材料は通常のハステロイ-Xと微量元素を調整した2種のハステロイ-XRの合計3種である。Mn,Siを適量含み、Al,Coを極力すくなくすることによりはく離を少なくし(安定な被膜が形成される)一次冷却系の放射能汚染を減少させることができる。また今回の実験では表面酸化膜のはく離そのものは酸化速度に影響を与えないことがわかった。
筒井 恒夫; 伊勢 武治
JAERI-M 5991, 148 Pages, 1975/02
GGC-4コードのUNIVAC版からFACOM版への変換が済んたので、その内容の検討と使用法についてまとめた。GGC-4はGAで開発した熱中性子炉用の群定数作成コードである。B
近似によって解かれた高速中性子(GAM)領域と熱中性子(GATHER)領域とを連結して、原子炉設計計算の為の群定数をカード出力させる(COMBO)、プログラム・パッケイジである。この群定数は標準的な拡散計算および輸送計算コードの入力形式と同じである。一般の原子炉計算に必要な核種をとりそろえた断面積ライブラリーが一緒に用意されている。代表的な使用例を、各々のコードに対して付けておいた。ここに紹介されている全ペてのプログラムは、R・B DISK(永久)に登録されている。
