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佃 諭志*; 関 修平*; 田川 精一*; 杉本 雅樹; 出崎 亮; 田中 茂; 大島 明博*
Journal of Physical Chemistry B, 108(11), p.3407 - 3409, 2004/03
被引用回数：51 パーセンタイル：70.88(Biophysics)高エネルギーイオンビームによるケイ素系高分子薄膜へのナノワイヤー合成について議論した。種々のイオン種及びエネルギーにより、イオントラックに与えるエネルギー付与密度を変化させると、ケイ素系高分子中に生成するナノワイヤーの直径が変化することが確認できた。また、分子量の異なるポリメチルフェニルシラン,ポリカルボシラン,ポリビニルシランに照射した場合、放射線に対する架橋のしやすさに対応して、ナノワイヤーの直径が大きくなることが明らかになった。これらの結果から、イオンビームのエネルギー及びターゲットとなるケイ素高分子の構造により、ナノワイヤーの直径が制御可能であることが明らかになった。
NCT trialZhang, T.*; 松村 明*; 山本 哲哉*; 吉田 文代*; 桜井 良憲*; 熊田 博明; 山本 和喜; 能勢 忠男*
Research and Development in Neutron Capture Therapy, p.819 - 824, 2002/09
本研究はホウ素とガドリニウムを組み合わせた中性子捕捉療法を前提に照射実験を行い、ガドリニウム濃度に依存して、ホウ素の照射効果がさまざま変化することを見いだした。この相乗効果の特徴は、ガドリニウムが低濃度の場合、ホウ素の殺細胞効果とガドリニウムの殺細胞効果とに相乗的な効果が現れ、ガドリニウムの濃度を高めていくとホウ素濃度に対する相乗効果が弱くなり、最終的にホウ素濃度に依存しないようになる。臨床照射に置き換えると、腫瘍中内のガドリニウムとボロンの適した濃度比が治療効果を高め、過剰なガドリニウム濃度は負の治療的効果を引き起こす可能性がある。
M.A.Lucatero*; 神永 雅紀
JAERI-M 94-006, 38 Pages, 1994/02
MEX-15は、メキシコ国立原子力研究所(ININ)が建設を計画している熱出力15MWの軽水減速・冷却、黒鉛反射体付きのプール型研究炉である。燃料としては、ウラン濃縮度19.75%のU
O
-Alを燃料芯材としたMTR型の板状燃料が使用される予定である。本報告書は、多目的研究炉MEX-15の熱水力概念設計について述べたものであり、強制循環冷却及び自然循環冷却の2つのモードについて検討した。熱水力解析結果から、定格出力15MW、炉心入口圧力1.43kg/cm
、炉心入口温度35
Cの強制循環冷却時において、標準型燃料要素に対する最適冷却材流速は約5.6m/sであり、その時の沸騰開始(ONB)温度に対する余裕は約17C、最小DNBRは2.58であることが明らかとなった。また、自然循環冷却時には、熱出力約300kWまで炉心のいかなる場所でも沸騰をおこさないで運転可能なことが明らかとなった。本解析結果は、MEX-15の暫定的な技術的仕様の作成に用いられる。
石塚 悦男; 佐藤 猛; 桜井 文雄; 斎藤 実; 二村 嘉明
JAERI-M 92-043, 54 Pages, 1992/03
JMTRでは、核不拡散の観点から燃料の濃縮度を現行の約45%から約20%に低減化する作業を進めている。この作業の一環として、研究用原子炉の熱水力解析を行うために開発されたCOOLODコードを用いて低濃縮化に伴って変更する炉心の定常熱水力計算及び炉心流路閉塞事故時の熱水力計算を行った。その結果、定常熱水力計算では、沸騰開始条件及びDNB条件に対して十分な余裕があること、また、燃料フォロワは、標準燃料要素より熱的な余裕があることが明らかになった。炉心流路閉塞事故時の熱水力計算では、閉塞率に対するDNBRを求めた。
神永 雅紀
JAERI-M 90-021, 61 Pages, 1990/02
COOLOD-Nコードは、板状燃料を使用する研究炉の定常熱水力計算が行える。本コードは、COOLODコードの改良版であり、強制対流冷却のみならず、自然循環冷却にも適用できる。主要な改良点は、自然循環冷却時の熱水力解析が可能なように、自然循環時の流量計算機能を追加したこと、JRR-3改造炉用に作成した、ONB温度、DNB熱流束等の計算機能を持つ「熱伝導パッケージ」を組込んだことである。研究炉は、一般に炉心内で沸騰が起こらないように設計されている。しかし、炉心内で沸騰を許すような研究炉においては、安全余裕を確認する方法として、流動不安定(Flow instability)が発生する条件に対してどの程度余裕を持っているかを調べる方法がある。COOLOD-Nコードの最新版には、このため流動不安定が発生する時の熱流束計算機能を追加した。
西堂 雅博; 山田 礼司
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 33, p.669 - 673, 1988/00
酸素雰囲気下で4keV Ar
イオン衝撃したTiC及び、Mo試料の表面化学組成をオージェ電子分光法により調べた。同時照射により、気相系からの酸素の取り込みは増加し、試料表面層への酸素の取り込み量は、照射量の1/2乗に比例して、2
10
Arイオン/cmまで、増加すること、また、酸素の取り込まれる深さは、入射イオンによって作られる衝突カスケードに相当した深さにまで及んでいることが明らかになった。さらに、表面層には、いろいろな原子価を有する酸化物が形成されることが明らかになった。得られた結果は、表面第一層における最大平衡酸素濃度が表面に形成される原子価の高い酸化物によって決められることを示唆している。
神永 雅紀; 井川 博雅*; 渡辺 終吉; 安藤 弘栄; 数土 幸夫
JAERI-M 87-055, 87 Pages, 1987/03
本報告書は、COOOD-Nコ-ドを用いて行なったJRR-3改造炉の自然循環運転時の炉心熱水力特性の解析結果、及びCOOLOD-Nコ-ドの概要について述べたものである。本計算コ-ドには、研究用原子炉の自然循環運転時の熱推力解析が出来るよう自然循環時の流量計算機能、熱水力設計限界の判定に重要な沸騰開始条件、DNBR等の計算機能を組み込んだ。本報では、得られた自然循環運転時の熱水力設計値が許容設計限界項目である沸騰開始条件およびDNB開始条件に対して十分な余裕があること、燃料芯材ブリスタ発生条件に対して十分な余裕があることを示した。併せて、COOLOD-Nコ-ドの自然循環運転時の計算の妥当性も示した。
峰原 英介
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 244, p.13 - 19, 1986/00
被引用回数：1 パーセンタイル：40.90(Instruments & Instrumentation)現在の原研タンデム加速器の概要を説明し、現在得られている加速器の発生電圧性能,イオンビームの性能等について報告する。又、1982年以前の設置作業と検収作業及び1982年から約3年間の運転経験についても報告する。特に、現在まで開発が続けられている原研型長寿命カーボンストリッパーフォイル、負イオン源及び負イオン入射器の改良と拡張、制御系の拡張と加速器系の自動運転について議論する。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 大河原 正美; 神永 雅紀
JAERI-M 85-126, 95 Pages, 1985/09
本報告書は、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計において重要な位置を占める強制対流下での沸騰開始(ONB)条件とDNB熟流束について実験を行い、設計に用いるべき相関式の妥当性と適用性の検討を行った結果とについて報告するものである。JRR-3改造炉は、定格出力20MWのいわゆる低圧低温の研究用原子炉であって炉心は200KWまでの上昇流による自然循環冷却と20MWまでの下向流による強制循環冷却による2モードの冷却方式を採用する。従って本実験では、上昇流と下向流の熱水力特性の相異に注目した。同時に、熱伝達特性が流路の形状に強く依存する可能性のあることに留意し、JRR-3改造炉の燃料要素の1流路を模擬した加熱流路で実験を行ったものである。
篠津 和夫; 井川 博雅; 安藤 弘栄; 数土 幸夫; 大西 信秋
JAERI-M 84-238, 69 Pages, 1985/01
本報告は、研究用原子炉の熱水力解析をするために開発されたCOOLODコードを用いて行ったJRR-3改造炉の炉心定常熱水力計算、およびその熱水力特性の評価結果について述べたものである。本稿では、定常熱水力計算について沸騰開始温度およびDNBRを検討し、これらの熱水力設計値が沸騰開始条件に対し十分な余裕があること、およびDNB開始条件に対して十分な余裕があることを示した。さらに、フォロワ型燃料要素においても同様な検討を行い、標準型燃料要素に比べてさらに安全余裕があることを示した。また、流路閉塞時の熱水力についても考察し、DNB条件に対してパラメータ計算を行いDNBRが1.5を下回る条件を明確にした。
数土 幸夫; 安藤 弘栄; 井川 博雅; 大西 信秋
Journal of Nuclear Science and Technology, 22(7), p.551 - 564, 1985/00
被引用回数：22 パーセンタイル：89.91(Nuclear Science & Technology)本報は、20%低濃縮ウラン板状燃料を用いて、プール型軽水冷却の熱出力20MWの原子炉に改造予定の研究炉,JRR-3の熱水力設計と解析結果の概要を述べたものである。通常運転条件として、強制対流と自然対流の2つの冷却形式を採用する予定である。設計条件として、通常運転条件では炉心内で沸騰を許さないよう沸騰開始温度に対する余裕と、DNBに対する余裕を充分有するよう設計し、その余裕を評価した。その結果、熱出力20MW時の炉心流速設計値は6.2m/sが得られた。この時の沸騰開始温度に対する余裕は最大となっており、最小DNBRも2.1でありDNBに対して充分余裕のあるものである。更に、自然対流冷却時の炉心熱水力特性も明かにした。
数土 幸夫; 宮田 佳一*; 井川 博雅; 神永 雅紀
Journal of Nuclear Science and Technology, 23(1), p.73 - 82, 1985/00
被引用回数：38 パーセンタイル：94.40(Nuclear Science & Technology)JRR-3改造炉の燃料要素内の1サブチャンネルを模擬した垂直短形流路を用いて実験を行い、JRR-3改造炉の炉心熱水力設計に用いた沸騰開始時の加熱度を予測する相関式の妥当性と誤差を調べた。その結果、(i)従来のBergles-Rohsenowの式は、実測値と比較し下限値に対し約1Kの誤差で沸騰開始時の熱流束と加熱度の関係を良く予測しうること、(ii)上昇流と下向流とで、沸騰開始時の熱流束と加熱度との関係に顕著な差が無いこと、さらに(iii)上昇流、下向流いずれにおいても、沸騰開始点の加熱度にオーバシュートがほとんど見受けられず、強制対流からサブクール沸騰にいたる熱流束と加熱度の関係にも熱流束の昇時と降下時とで、顕著なヒステリシスが見受けられないことがわかった。
田中 茂; 秋場 真人; 堀池 寛; 奥村 義和; 小原 祥裕
Review of Scientific Instruments, 54(9), p.1104 - 1112, 1983/00
被引用回数：15 パーセンタイル：82.86(Instruments & Instrumentation)ホローカソード付イオン源の性能に与える磁場の効果について実験的に調べた。磁場の強度と分布を少しずつ変化させて、各段階毎のイオン源諸量を記録した。ホローカソードの軸に沿っての磁場分布とガス圧分布を検討した結果、次のことがわかった。即ち、イオン源の主プラズマ領域からホローカソードのオリフィス部にあるシースに向かって、イオンが逆流してくることが、安定なシースの生成に必要不可欠であり、このことは安定なイオン源の動作につながる。シースに向かって流れ込んでくるイオンの量は磁場強度と分布を変えることで制御できる。ホローカソード付の小型短型多極ラインカスプ磁場イオン源からビームを引き出し、磁場のアーク効率と動作ガス圧に与える影響について調べた。更に、同一イオン源から、50keV,3A,10secの水素イオンビームを繰返し引出した。
石黒 美佐子; 原田 裕夫; 難波 克光*; 藤井 実; 藤村 統一郎; 中村 康弘
JAERI-M 9703, 39 Pages, 1981/09
近年、大型プログラムの高速計算の必要性などから、科学技術計算に対する並列計算の適用が盛んになってきた。原研計算センターにおいても、アレイ・プロセッサF230-75APUが並列計算の原子力コードへの適用を研究するために設置された。APUを使用して、科学計算でよく問題となる線形三重対角システムの解法について並列計算手法の最近の論文を参考にして、数値実験を行った。解法は、ガウス消去法、パラレル・ガウス法、加速パラレル・ガウス法、ヤコビ法、リカーシブ・ダブリング法、サイクリック・リダクション法、チェビシェフ反復法、共役傾斜法の8種について調査された。数値実験の結果にもとづいて、各解法の計算時間、精度の比較がなされた。結果として、計算速度、精度の面でサイクリック・リダクション法と逐次解法ではあるがガウスの消去法が勝れていることがわかった。
桜井 文雄
JAERI-M 9449, 30 Pages, 1981/04
JMTR及びJRR-2の炉心を低濃縮燃料に転換するための検討の一環として、これら低濃縮燃料炉心の熱水力的検討を行なった。使用した熱水力計算コードは、ANLが研究炉濃縮度低滅化のために開発したCOBRA-3C/RERTRである。検討した各種低濃縮燃料炉心のONB(onset of nucleate boiling)及びDNB(departure from nucleate boiling)に対する余裕度は、冷却水流速を現行炉心より大きくしたため、高濃縮燃料炉心である現行炉心より大きくなった。但し、各炉心の冷却水全流量は現ポンプシステムの容量内である。以上より、高U密度燃料が開発できれば、JMTR及びJRR-2の低濃縮燃料炉心は、現ポンプシステムを交換しなくても、現行炉心と同程度の熱的余裕をもって運転し得るとの結果を得た。なお本研究は、研究炉用燃料の濃縮度低減化に関するJAERI-ANL共同研究の一環として、著者がANLにおいて行ったものである。
新居 昌至; 津村 貴史
no journal, ,
研究炉技術課で検討している次期試験研究炉は、熱出力30MWのプール型研究炉で、JRR-3の後継炉として大強度のビームと利便性の高い中性子束を安定かつ定常的に利用者に提供でき、かつ、RI製造や材料照射など他分野にも利用可能な汎用性の高い多目的研究炉を目指している。本発表は、次期試験研究炉の強制循環冷却における熱水力概念設計について述べるものである。設計では、炉心のいかなる場所においても沸騰しない、DNBに対して十分な余裕を持つこと、を基本方針に設定した。熱水力解析の結果、最適な冷却材流速および炉心入口圧力を導き出した。
