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1
Effect of twin boundary on crack propagation behavior in magnesium binary alloys; Experimental and calculation studies
染川 英俊*; 都留 智仁
Scripta Materialia, 130, p.114 - 118, 2017/03
マグネシウムのき裂進展挙動に対する合金元素の影響と{10$$bar{1}$$2}型の双晶境界における原子レベルの挙動について、実験と計算によって検討した。その結果、実験から合金元素が明確にき裂進展挙動に影響することがわかった。計算によって、閉殻な軌道を銀や亜鉛などの合金ではマグネシウムの双晶境界を強化する傾向があることがわかった。
2
Systematic measurement of double-differential neutron production cross sections for deuteron-induced reactions at an incident energy of 102 MeV
荒木 祥平*; 渡辺 幸信*; 北島 瑞希*; 定松 大樹*; 中野 敬太*; 金 政浩*; 岩元 洋介; 佐藤 大樹; 萩原 雅之*; 八島 浩*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 842, p.62 - 70, 2017/01
近年、核融合材料の損傷の研究、ホウ素中性子捕捉療法、医療用放射性核種生成等の中性子源として、重陽子入射反応の利用が考えられている。しかし、入射重陽子エネルギー60MeVを超える領域では、重陽子入射反応の理論モデルの検証に必要な実験値はほとんどない。そこで本研究では、大阪大学核物理研究センター(RCNP)において、102MeVの重陽子入射によるリチウム,ベリリウム,炭素,アルミニウム,銅及びニオブの中性子生成二重微分断面積(DDX)の測定を行った。測定角度は、ビーム軸に対して0$$^{circ}$$から25$$^{circ}$$の間の6角度とした。全ての実験値を評価済み核データファイルTENDL-2015の値及びPHITSコードによる計算値と比較した結果、TENDL-2015の値は全てのケースにおいて実験値を約1桁程過小評価するが、PHITSは重陽子ブレークアップ過程に起因する中性子生成断面積のピーク構造を除いて、実験値をよく再現することがわかった。
3
原子の手の長さを測る
金子 政志
現代化学, (549), P. 11, 2016/12
本稿は、原子サイズを計算化学的手法を用いて測量した論文(R. Hoffmannほか、Chem. Eur. J., 22, doi: 10.1002/chem.201602949)を学部生向けに解説したものである。原子サイズの見積もりは、相対論密度汎関数法によって行われており、希ガス元素やdブロック元素の原子半径に対する議論を扱った。
4
The Effect of oxidation-and-quenching process during a LOCA on the behavior of the oxidation and embrittlement of Zircaloy-4 cladding under reheating transients
三輪 英紀; 天谷 政樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 53(12), p.2090 - 2097, 2016/12
冷却材喪失事故時の高温酸化や急冷却が、長期炉心冷却機能喪失時の酸化・脆化挙動に与える影響を確認するために、急冷後再昇温を模擬した温度推移条件で両面酸化試験、リング圧縮試験およびクエンチ試験を実施した。未照射ジルカロイ-4被覆管の試料を水蒸気流中で1173Kから1473Kの温度で酸化し、その後に室温の冷却水にて急冷した。再昇温試験はこの試料を用いて水蒸気流中で1173Kから1473Kの温度で実施した。特定の急冷後再昇温の条件では酸化膜成長や重量増加の低減が見られた。しかしながら、急冷後再昇温を含む温度推移が被覆管脆化に与える影響は顕著でなかった。急冷後再昇温を含む温度推移条件下での被覆管の脆化挙動はBaker-Justの式を用いて算出したECRで評価できることが分かった。
5
高速実験炉「常陽」の原子炉容器内観察・補修技術開発; 変形した実験装置の回収
芦田 貴志; 伊東 秀明; 宮本 一幸*; 中村 俊之; 古賀 和浩*; 大原 紀和*; 猪 博一*
日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.210 - 222, 2016/12
高速実験炉「常陽では、照射試験を終えた温度制御型材料照射装置(MARICO-2)の試料部を原子炉容器内から取り出すための作業が行われた。しかし、保持機構と試料部が完全に分離できていない状態で回転プラグを操作したことにより、試料部が炉内燃料貯蔵ラック上から突き出た状態で変形していることが炉内観察等の調査の結果確認された。また、突き出た試料部は、回転プラグに設置された炉心上部機構(UCS)の下面と干渉する高さにあり、UCSの下面を部分的に損傷させたことも確認された。UCSと試料部の干渉を避けるため、可動範囲を制限した結果、燃料交換機能が一部阻害された状態となった。復旧措置として、損傷したUCSの交換と変形した試料部の回収が決定され、試料部については、2007年12月に回収方法の検討に着手し、治具の設計・製作、モックアップ試験等の準備を経て、2014年6月11月に回収作業を実施した。回収した試料部は「常陽」に隣接する照射後試験施設において、各種試験に向けた照射試料の取り出し等が行われている。本件は、試料部の回収を通して得られたSFR炉内の遠隔補修技術の開発成果について、装置の設計・製作及び作業の実績を踏まえて報告するものである。
6
内管加熱二重管における海水の非沸騰熱伝達への影響
上澤 伸一郎; Liu, W.; Jiao, L.; 永武 拓; 高瀬 和之; 柴田 光彦; 吉田 啓之
日本原子力学会和文論文誌, 15(4), p.183 - 191, 2016/12
東京電力福島第一原子力発電所事故において、炉心の冷却のために海水が注入された。炉心が海水に晒されたことはこれまで経験がなく、海水注入による冷却材の物性値の変化や海水塩の析出が炉心の冷却能力へ与えた影響についての理解が求められる。また、現在の炉内状況把握のため、海水の伝熱流動評価モデルの作成が必要不可欠である。本論文では、非沸騰条件における二重管流路内の温度計測と流速分布計測を実施し、人工海水の伝熱流動特性について、純水やNaCl溶液との比較検証を行い、海水の伝熱流動評価モデルの作成を試みた。その結果、本実験においては、レイノルズ数2300[-]以上の強制対流域では、純水のみならず、人工海水やNaCl溶液においてもその伝熱流動特性はDittus-Boelterの式で示せることが確認されたとともに、加熱二重管内の流速分布においても作動流体に対する違いは見られなかった。自然対流が混じる共存対流の乱流域においても、人工海水やNaCl溶液のヌッセルト数は、純水と同様にグラスホフ数やプラントル数、レイノルズ数の無次元数で整理できた。このように、海水の物性値を考慮すれば、海水単相流の伝熱流動特性は、純水と同様の既存の伝熱流動評価モデルで評価できることが明らかにされた。
7
Creep-fatigue evaluation method for weld joint of Mod.9Cr-1Mo steel, 2; Plate bending test and proposal of a simplified evaluation method
安藤 勝訓; 高屋 茂
Nuclear Engineering and Design, 310, p.217 - 230, 2016/12
本研究では有限要素法解析と溶接継手を有する板曲げ試験に基づき改良9Cr-1Mo鋼溶接継手のクリープ疲労評価法を提案する。溶接継手における冶金的構造不連続を考慮した有限要素法解析を実施しひずみ集中および再配分について評価した。非弾性解析では、母材、溶接金属および母材の熱影響部を考慮した解析を実施して、冶金的構造不連続による弾性追従について評価を実施した。このようにして得られた弾性追従係数に基づいて簡易評価法を提案した。
8
Superconductivity in repulsively interacting fermions on a diamond chain; Flat-band-induced pairing
小林 恵太*; 奥村 雅彦; 山田 進; 町田 昌彦; 青木 秀夫*
Physical Review B, 94(21), p.214501_1 - 214501_7, 2016/12
平坦バンドが超伝導性を示す可能性を探るために、平坦バンドを形成する最も単純な準一次元系の一つであるダイアモンド鎖上の斥力相互作用するフェルミオン系について調べた。厳密対角化法と密度行列繰り込み群法を用いて調べた結果、フェルミエネルギーに近い空の平坦バンドと相互作用する分散バンドが満たされる1/3フィリングよりも少しだけ小さなフィリングで、長い相関距離を持つクーパー対が有意な束縛エネルギーを持つことがわかった。さらに、この対相関関数は、ダイアモンド鎖の外側のサイトに存在するフェルミオン対によるものであることを明らかにした。また、厳密に1/3フィリングの時、系は絶縁体になり、ダイアモンド鎖の外側のサイトに存在するフェルミオンがトポロジカルに区別可能なエンタングル状態を形成していることがわかった。
9
Characterization of the insoluble sludge from the dissolution of irradiated fast breeder reactor fuel
粟飯原 はるか; 荒井 陽一; 柴田 淳広; 野村 和則; 竹内 正行
Procedia Chemistry, 21, p.279 - 284, 2016/12
Insoluble sludge is generated in reprocessing process. Actual sludge data, which had been obtained from the dissolution experiments of irradiated fuel of fast reactor "Joyo" were reevaluated especially from the view point of the characterization of sludge. The yields of sludge were calculated from the weight and there were less than 1%. Element concentrations of sludge were analyzed after decomposing by alkaline fusion. As the results, molybdenum, technetium, ruthenium, rhodium and palladium accounted for mostly of the sludge. From their chemical compositions and structure analyzed by XRD show good agree that main component of sludge is Mo$$_{4}$$Ru$$_{4}$$RhPdTc regardless of the experimental condition. At the condition of reprocessing fast breeder fuel, it is indicated that molybdenum and zirconium in dissolved solution is low, therefore zirconium molybdate hydrate may not produce abundant amount in the process.
10
Effect of sludge behavior on performance of centrifugal contactor
坂本 淳志; 佐野 雄一; 竹内 正行
Procedia Chemistry, 21, p.495 - 502, 2016/12
The effects of sludge behavior on performance of centrifugal contactor were investigated. The sludge accumulation in the centrifugal contactor was observed only in the rotor during the operation. Based on the sludge accumulation behavior, the effects of sludge accumulation in the rotor on performance of phase separation and of extraction were investigated using several types of rotors which simulated the different sludge accumulation levels in the separation area. It was confirmed that sludge accumulation in the rotor would affect the phase separation performance, but not affect the extraction performance. This tendency can be explained by the structure of the centrifugal contactor, in which extraction reaction and phase separation proceed mainly in the housing and rotor, respectively.
11
Uranium and plutonium extraction by ${it N,N}$-dialkylamides using multistage mixer-settler extractors
伴 康俊; 宝徳 忍; 筒井 菜緒; 鈴木 明日香; 津幡 靖宏; 松村 達郎
Procedia Chemistry, 21, p.156 - 161, 2016/12
${it N,N}$-ジアルキルアミドを用いたU及びPu回収プロセスの妥当性を示すための連続抽出試験を実施した。このプロセスは${it N,N}$-(2-エチルヘキシル)-2,2-ジメチルプロパンアミドを抽出剤に用いた第1サイクル及び${it N,N}$-ジ(2-エチルヘキシル)ブタンアミドを抽出剤に用いた第2サイクルから構成されている。第1サイクルへの供給液は0.92M(mol/dm$$^{3}$$)のU、1.6mMのPu及び0.6mMのNpを含んだ5.1M硝酸であり、第1サイクルの抽残液を第2サイクルの供給液として使用した。UのUフラクション及びU-Puフラクションへの移行率はそれぞれ99.1%及び0.8%であり、PuのU-Puフラクションへの移行率は99.7%であった。U-PuフラクションにおけるUのPuに対する濃度比は9であり、Puは単離されていない。また、UフラクションにおけるUのPuに対する除染係数として4.5$$times$$10$$^{5}$$を得た。これらの結果は本プロセスの妥当性を支持するものである。
12
Forest type effects on the retention of radiocesium in organic layers of forest ecosystems affected by the Fukushima nuclear accident
小嵐 淳; 安藤 麻里子; 松永 武; 眞田 幸尚
Scientific Reports (Internet), 6, p.38591_1 - 38591_11, 2016/12
森林表面の有機層による放射性セシウムの保持が森林生態系内の放射性セシウムの動態において重要な役割を果たすが、日本の森林生態系において森林タイプが有機層による放射性セシウムの保持能力やそのプロセスに及ぼす影響はよくわかっていない。本研究では、福島原子力発電所事故の影響を受けた福島市内のタイプの異なる森林において、有機層が放射性セシウムをどれだけ、どのように保持しているかを調査した。その結果、落葉広葉樹林と比較して、針葉樹林の有機層によるセシウム保持能力が高く、その保持能力は樹木フェノロジーとリター分解プロセスの違いによって説明できることが示された。
13
加速器質量分析による日本刀の$$^{14}$$C年代と暦年代
永田 和宏*; 松原 章浩*; 國分 陽子; 中村 俊夫*
鉄と鋼, 102(12), p.736 - 741, 2016/12
本研究では、鋼で作られた4種類の日本刀に含まれる炭素の同位体である放射性同位体$$^{14}$$Cと安定同位体の$$^{12}$$Cと$$^{13}$$Cを加速器質量分析計により定量した。そして、$$^{14}$$Cの放射性壊変による濃度減少を利用した放射性炭素年代法により$$^{14}$$C年代を求め、さらに暦年較正により暦年代を決定した。また、この暦年代と茎に刻印された作者の活動時期とを比較し、刀の製作年代を検証した。放射性炭素年代より求めた暦年代と、作者名や作者が活動した年代に木炭の樹齢を考慮すると、最も古くかつ確率密度の高い年代が刀の制作年代に対応することが分かった。
14
「ふげん」の取り組み; 運転終了までの歴史と廃止措置の取り組み
森下 喜嗣
電気評論, 101(11), p.24 - 29, 2016/11
電気技術雑誌「電気評論」(月刊)2016年11月発行の特集「原子炉廃止措置技術の動向」に、「ふげん」の廃炉までの歴史と廃止措置計画ならびにこれまでの技術的課題への取り組み状況等を紹介する。
15
福島県沖海域を対象とした海洋拡散予測システムの開発と検証
上平 雄基; 川村 英之; 小林 卓也; 内山 雄介*
土木学会論文集,B2(海岸工学)(インターネット), 72(2), p.I_451 - I_456, 2016/11
福島第一原子力発電所事故を教訓として、緊急時に放射性核種の海洋拡散を予測するシステムの必要性が高まっている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では海洋拡散予測システムの開発を行ってきたが、本研究ではダウンスケーリングによる沿岸域の高解像度モデルを導入することで、システムを高度化することを目的とした。さらに、本システムを福島第一原子力発電所事故に適用することで、これまで再現することが困難であった水平スケールが数キロメートルのサブメソスケールの海象に伴う$$^{137}$$Csの海洋中移行過程を解析し、システムの検証を行った。その結果、シミュレーションによる流速場は人工衛星で観測された時空間変動をよく捉えつつ、高解像度化に伴うフロントや渦の強化を表現できていること、及び、沿岸域、中深層での$$^{137}$$Cs濃度分布の再現性の向上が確認された。また、事故から約3か月間、福島県沖海域では海面冷却や前線不安定に伴うサブメソスケールの渦が卓越し、それらの渦により強化された下降流により、$$^{137}$$Csが中深層に活発に輸送されていた可能性が示唆された。
16
黒潮暖水波及に伴う沖縄本島周辺海域における非対称海洋構造の形成機構
内山 雄介*; 小谷 瑳千花*; 山西 琢文*; 上平 雄基; 御手洗 哲司*
土木学会論文集,B2(海岸工学)(インターネット), 72(2), p.I_481 - I_486, 2016/11
琉球諸島周辺海域に生息するサンゴ礁が地球温暖化などの影響によって白化や衰退が進展しており、サンゴ礁保護のために周辺の流動構造、特に黒潮波及効果を評価することは重要である。そこで、米国で開発された領域海洋モデルROMSを用いて沖縄本島周辺の海洋構造の東西の非対称性の実態把握を行い、黒潮反流の発生特性に関する解析を実施した。その結果、渡嘉敷海域での南下流の発達は黒潮-本島間に発生する負のメソスケール渦である黒潮反流の発達によって惹起されており、反流は春季に強化され、冬季に弱化していたことがわかった。この反流の消長は同海域におけるサブメソスケール渦の季節的な発達特性と相関があることが示された。
17
福島第一原子力発電所現状視察
須藤 俊幸
技術士, 28(11), p.8 - 11, 2016/11
福島第一原子力発電所の事故から5年が経過し、原子力・放射線部会では発電所の現状を自ら確認し,技術士として情報発信すべく見学会を主催した。集合地点から発電所間の移動の際の風景,発電所での各原子炉、汚染水処理、構内、労働環境の改善等の状況について報告する。廃止措置に向けて現場は変化し続け、必ずしも順調とはいえないが粘り強く地道に進展している。関係者の真摯な努力と使命感に感銘を受けた。
18
全反射高速陽電子回折による金属表面上のグラフェン・シリセンの構造決定
深谷 有喜
表面科学, 37(11), p.547 - 552, 2016/11
本稿では、全反射高速陽電子回折(TRHEPD)法による金属基板上のグラフェンとシリセン(グラフェンのシリコン版)の構造決定について紹介する。グラフェン(シリセン)におけるバックリング(座屈構造)の有無や基板との間隔は、基板上に吸着したグラフェン(シリセン)の物性の起源を調べるうえで重要な因子である。本研究では、TRHEPDの表面敏感性を利用して、CoとCu基板上のグラフェンとAg基板上のシリセンにおけるこれらの構造パラメータを決定した。
19
Evaluation of DNA damage induced by Auger electrons from $$^{137}$$Cs
渡辺 立子; 服部 佑哉; 甲斐 健師
International Journal of Radiation Biology, 92(11), p.660 - 664, 2016/11
本研究では、$$^{137}$$Csによる内部照射の担い手となるオージェ電子や内部転換電子等の低エネルギー電子のエネルギースペクトルや電子の放出位置の違いが、DNAレベルの微小な標的における線量分布とDNA損傷に与える影響を明らかにするために、電子線のトラックの微視的なシミュレーションに基づいた、線量分布とDNA損傷スペクトル(量や質)の推定を行った。方法としては、細胞集団モデルを標的系として、微視的なトラックシミュレーションを行い、次に、DNA損傷生成モデルに基づいた損傷スペクトルを計算した。計算結果を解析したところ、オージェ電子線等によるDNA損傷のスペクトルには、外部照射($$gamma$$線照射)の場合と比べて大きな差が生じないことが示され、内部照射は外部照射と比べてDNA損傷が起きやすいということはないという結果が得られた。
20
Deceleration processes of secondary electrons produced by a high-energy Auger electron in a biological context
甲斐 健師; 横谷 明徳; 鵜飼 正敏; 藤井 健太郎; 渡辺 立子
International Journal of Radiation Biology, 92(11), p.654 - 659, 2016/11
We performed a fundamental study of deceleration of low-energy electron ejected from water to predict clustered DNA damage formation involved in the decelerating electrons in water using a dynamic Monte Carlo code included Coulombic force between ejected electron and its parent cation. The decelerating electron in water was recaptured by the Coulombic force within hundreds of femtosecond. We suggested that the return electron contribute to modification of DNA damage because the electron will recombine to electric excited states of the parent cation, or will be prehydrated in water layer near the parent cation in DNA. Thus effect of the Coulombic force plays a significant role in evaluation of DNA damage involved in the electron deceleration in water.
21
Evaluation of neutron response of criticality accident alarm system detector to quasi-monoenergetic 24 keV neutrons
辻村 憲雄; 吉田 忠義; 八島 浩*
JPS Conference Proceedings (Internet), 11, p.050005_1 - 050005_6, 2016/11
The criticality accident alarm system (CAAS), recently developed and installed at the Tokai Reprocessing Plant of the Japan Atomic Energy Agency, consists of a plastic scintillator combined with a cadmium-lined polyethylene moderator and thereby responds both to neutrons and $$gamma$$ rays. To evaluate the neutron absorbed dose rate response of the CAAS detector, a 24 keV quasi-monoenergetic neutron irradiation experiment was performed at the B-1 facility of Kyoto University Research Reactor. The evaluated neutron response of the detector was confirmed to be in reasonably good agreement with the prior computer-predicted response.
22
Performance of Panasonic ZP-1460 electronic personal dosemeter under exposure conditions likely to be found at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant
辻村 憲雄; 吉田 忠義; 星 勝也; 百瀬 琢麿
JPS Conference Proceedings (Internet), 11, p.070008_1 - 070008_6, 2016/11
A study on the performance of the Panasonic ZP-1460 electronic personal dosemeter, the model used in the aftermath of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident in March 2011, was conducted under actual exposure situations likely encountered in the plant. The tests pertained to (1) the dose rate response over dose rates $$>$$100 mSv/h and (2) the angular response on an anthropomorphic phantom exposed to the rotational and isotropic irradiation geometries. The test results confirmed that the dosemeter provides H$$_{p}$$(10) as a reasonably close estimate of the effective dose for any exposure geometries. The dosemeter response data evaluated in this study can be utilized for converting dosemeter readings to the absorbed dose to any organs and tissues for epidemiologic purposes.
23
Development of micro-structured fluorescent plates for high-resolution imaging
酒井 卓郎; 安田 良; 飯倉 寛; 松林 政仁
JPS Conference Proceedings (Internet), 11, p.020005_1 - 020005_6, 2016/11
We have developed novel fluorescent plates for high-resolution imaging. The devices consist of capillary plates and fine phosphor grains, namely each capillary is filled with the grains. We used the capillary plates (HAMAMATSU, J5112-25D25U1TB) as substrates. The thickness of the plate is 1 mm and the diameter of each hole is 25 $$mu$$m. The phosphor grains are sifted silver-activated zinc sulfide (ZnS:Ag). The mean particle size is approximately 7 $$mu$$m. The fabricated fluorescent plates are observed using an optical microscope and a scanning electron microscope. The observation results show that all capillaries are filled with grains very well. The imaging experiment is performed using a small X-ray source. The results show that the fluorescent plates are expected to be compatible with both spatial resolution and detection efficiency.
24
The Evaluation of the 0.07 mm and 3 mm dose equivalent with a portable beta spectrometer
星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 岡田 和彦
JPS Conference Proceedings (Internet), 11, p.070009_1 - 070009_6, 2016/11
市販のスペクトロメータを使用して、いくつかのベータ核種についてスペクトルを測定した。得られたスペクトルの形状は理論値とよく一致した。パルス波高分布にエネルギーごとのICRP74の換算係数を乗じて、任意の深さの線量当量を評価した。スペクトルから評価した線量当量は線量率基準とよく一致した。
25
Measurement of radioactive contamination on work clothing of workers engaged in decontamination operations
辻村 憲雄; 吉田 忠義; 星 勝也
JPS Conference Proceedings (Internet), 11, p.070003_1 - 070003_7, 2016/11
To rationally judge the necessity of the contamination screening measurements required in the decontamination work regulations, a field study of the surface contamination density on the clothing of the workers engaged in decontamination operations was performed. The clothing and footwear of 20 workers was analyzed by high-purity germanium (HPGe) $$gamma$$-ray spectroscopy. The maximum radiocesium activities ($$^{134}$$Cs + $$^{137}$$Cs) observed were 3600, 1300, and 2100 Bq for the work clothing, gloves, and boots, respectively, and the derived surface contamination densities were below the regulatory limit of 40 Bq/cm$$^{2}$$. The results of this field study suggest that the upper bounds of the surface contamination density on the work clothing, gloves, and boots are predictable from the maximum soil loading density on the surface of clothing and footwear and the radioactivity concentration in soil at the site.
26
中性子回折によるA1050アルミニウムの集合組織測定
徐 平光; Harjo, S.; 小貫 祐介*
加工と熱処理による優先方位制御, p.1 - 6, 2016/11
金属材料の加工性などの材料特性を考察するためには、材料全体の平均的な集合組織を明らかにする必要がある。高い透過能を有する中性子線を用いた集合組織測定では、材料全体の平均情報を一度に測定できる利点があり、研究用原子炉JRR-3の残留応力解析装置RESA-1や、大強度陽子加速器施設J-PARCにおける工学中性子回折装置TAKUMIとiMATERIAで実施可能である。本研究では、軽金属学会軽金属部会の共通アルミニウム合金試料を用いて、TAKUMIとiMATERIA装置による検出器パネルを分割した高精度集合組織測定技術の妥当性を検討した。両装置から得られた集合組織結果がX線回折結果とほぼ一致していることなどを示した。
27
原子力発電所事故後の汚染地域における住民の被ばく線量評価と管理に関する研究
高原 省五
環境衛生工学研究, 30(4), p.12 - 30, 2016/11
本稿は著者の学位論文の一部を要約した紹介記事である。著者の学位論文は、福島第一原子力発電所事故後の住民の被ばく線量評価と管理について以下の3点に取り組んでいる。(1)環境モニタリングに結果に基づいて複数経路からの被ばく線量を評価するモデルの開発、(2)汚染の空間的変動及び生活習慣の個人差を考慮した確率論的な線量評価手法の開発、そして、(3)原子力事故後の汚染地域の管理における社会的・倫理的な課題とその解決方法の検討である。本稿はこれらのうち、(1)及び(2)について、沈着物からの外部被ばくと土壌の直接摂取からの内部被ばくによる被ばく線量評価モデルの開発と、汚染濃度の空間的変動と生活習慣の個人差を考慮するために確率論的な線量評価手法を開発した成果について記載した。
28
Nitrogen hot trap design and manufactures for lithium test loop in IFMIF/EVEDA project
若井 栄一; 渡辺 一慶*; 伊藤 譲*; 鈴木 晶大*; 寺井 隆幸*; 八木 重郎*; 近藤 浩夫; 金村 卓治; 古川 智弘; 平川 康; et al.
Plasma and Fusion Research (Internet), 11, p.2405112_1 - 2405112_4, 2016/11
The lithium target facility of IFMIF (International Fusion Materials Irradiation Facility) consists of target assembly, lithium main loop, lithium purification loops, the diagnostic systems, and remote handling system. Major impurities in the lithium loop are proton, deuterium, tritium, 7-Be, activated corrosion products and the other species (C, N, O). It is very important to remove nitrogen content in lithium loop during operation, in order to avoid the corrosion/erosion of the nozzle of lithium target for the stable lithium flow on the target assembly. Nitrogen in the lithium can be removed by N hot trap using Fe-5at%Ti alloy at temperatures from 400 to 600$$^{circ}$$C. In this study, the specification and the detailed design were evaluated, and the component of N hot trap system was fabricated.
29
Water experiments on thermal striping in reactor vessel of advanced sodium-cooled fast reactor; Influence of flow collector of backup CR guide tube
小林 順; 江連 俊樹; 田中 正暁; 上出 英樹
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2016/11
原子力機構は先進的なナトリウム冷却大型高速炉(SFR)の設計研究を実施してきた。燃料集合体からの高温のナトリウムは、制御棒チャンネルからの低温のナトリウムとUIS下部において混合する。炉心出口における流体の混合による温度変動はUIS下部における高サイクル熱疲労の原因となる。原子力機構はSFRのUIS下部における有意な温度変動に対する対策について水流動試験を実施してきた。一方、確実な炉停止のために自己作動型炉停止機構(SASS)が後備炉停止系制御棒に設置されている。後備系制御棒案内管にはSASSの信頼性向上のためにフローコレクタと呼ばれる流れの案内構造を有している。フローコレクタはUIS下部における温度変動に影響を与える可能性がある。本研究は、後備系チャンネル周辺の温度変動にフローコクレタが与える影響について調査したものである。
30
Event sequence analyses of a forest fire heat effect on a sodium-cooled fast reactor for an external hazard PRA methodology development
岡野 靖; 山野 秀将
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 9 Pages, 2016/11
森林火災に関するPRA手法開発の一環として、高速炉への熱影響に関する事象シーケンス評価を行った。潜在的な脆弱性に関連する事象シナリオを開発し、その際、森林火災により外部電源が喪失していること等を保守的に仮定した。イベントツリーの開発においては、外部電源喪失を起因事象とし、ヘディングとしては、外部燃料タンク、非常用ディーゼル発電機、補助冷却系、崩壊熱除去のための空気冷却器に関するものを設定した。故障確率は、森林火災の熱強度に応じた破損曲線や、保守的な仮定に基づく値を用いた。外部電源喪失の条件のもと、炉心損傷頻度はおおよそ10$$^{-7}$$/年となった。重要なヘディングは、外部燃料タンクの健全性に関するものであった。
31
Development of extreme rainfall PRA methodology for sodium-cooled fast reactor
西野 裕之; 栗坂 健一; 山野 秀将
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11
The objective of this study is to develop a probabilistic risk assessment (PRA) methodology for extreme rainfall with focusing on decay heat removal system of a sodium-cooled fast reactor. For the extreme rainfall, annual excess probability depending on the hazard intensity was statistically estimated based on meteorological data. To identify core damage sequence, event trees were developed by assuming scenarios that structures, systems and components (SSCs) important to safety are flooded with rainwater coming into the buildings through gaps in the doors and the SSCs fail when the level of rainwater on the ground or on the roof of the building becomes higher than thresholds of doors on first floor or on the roof during the rainfall. To estimate the failure probability of the SSCs, the level of water rise was estimated by comparing the difference between precipitation and drainage capacity. By combining annual excess probability and the failure probability of SSCs, the event trees led to quantification of core damage frequency, and therefore the PRA methodology for rainfall was developed.
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Event sequence analysis of core disruptive accident in a metal-fueled sodium-cooled fast reactor
山野 秀将; 飛田 吉春; 久保 重信; 植田 伸幸*
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11
本研究では、金属燃料ナトリウム冷却高速炉における反応度推移と溶融燃料再配置を調べるため、大型炉を対象として炉心損傷事故の事象推移解析を実施した。流量減少時スクラム失敗事故で開始される起因過程解析はCANISコードで実施され、それは出力ピークが小さいことを示した。その解析結果を初期条件として、SIMMER-IIIコードを全炉心規模解析に適用し、反応度推移と溶融燃料再配置を含む事象推移を明らかにすることとした。その結果、全炉心解析での再臨界は非常にマイルドなエネルギー放出となる結果を得た。金属燃料炉心でマイルドなエネルギー放出となるのは金属燃料の比熱が小さいことと即発的な負のフィードバック反応度メカニズムが大きく作用するためである。
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In-vessel retention of unprotected accident in a fast reactor; Assessment of material-relocation and heat-removal behavior in ULOF
曽我部 丞司; 鈴木 徹; 和田 雄作; 飛田 吉春
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
The achievement of in-vessel retention (IVR) of accident consequences in an unprotected loss of flow (ULOF), which is one of the technically inconceivable events postulated beyond design basis, is an effective and rational approach to enhancing the safety characteristics of the sodium-cooled fast reactor. The objective of the present study is to show that the decay heat generated from the relocated fuels would be stably removed in post-accident-material-relocation/post-accident-heat-removal (PAMR/PAHR) phase, where the relocated fuels mean fuel discharged from the core into low-pressure plenum through control-rod guide tubes, and fuel remnant in the disrupted core region (non-discharged fuel). As a result of the assessment, it can be concluded that the stable cooling of the relocated fuels was confirmed and the prospect of IVR was obtained.
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Experimental database for bed formation behaviors of solid particles
Sheikh, M. A. R.*; Son, E.*; 神山 基紀*; 森岡 徹*; 松元 達也*; 守田 幸路*; 松場 賢一; 神山 健司; 鈴木 徹
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/11
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における再配置過程では、微粒化デブリによる堆積ベッド形成挙動がデブリベッド冷却による炉容器内事故終息の観点で重要である。本研究では、粒子堆積ベッド形成挙動に関する実験データベースを構築するため、微粒化デブリを模擬した固体粒子を円筒型の水プール中へ重力落下によって放出させ、粒子堆積ベッドの形状及び高さを測定する実験を行った。本実験では、材質及びサイズの異なる3種類(アルミナ,ジルコニア,スティール)の球形・非球形粒子を用い、これらのパラメータが粒子ベッドの堆積形状に及ぼす影響を調べるとともに、その結果に基づき粒子ベッドの堆積高さを予測する整理式を実験データベースとして開発した。開発した整理式は、本実験で把握された重要パラメータに対する堆積ベッド高さの変化傾向をよく再現しており、広範な適用性を有していることが示された。
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A Recent experimental program to evidence in-vessel retention by controlled material relocation during core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors
松場 賢一; 神山 健司; 豊岡 淳一; Zuev, V. A.*; Ganovichev, D. A.*; Kolodeshnikov, A. A.*
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2016/11
ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故では、炉心領域の溶融燃料が炉心外へ流出することで損傷炉心がより深い未臨界状態に至るとともに、分散燃料が冷却の容易なデブリになると考えられる。このため、制御棒案内管を通じた燃料流出は炉心損傷事故の終息に影響を及ぼす重要な過程である。日本原子力研究開発機構とカザフスタン共和国国立原子力センターとの共同研究EAGLE計画では、制御棒案内管を通じた燃料流出挙動の解明を目的とした炉外試験をはじめとする新たな試験研究を開始した。本報告では、新たに開始した試験研究の進捗について、これまでに得られた試験結果を含めて述べる。
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Development of evaluation method for hydraulic behavior in venturi scrubber for filtered venting
堀口 直樹; 吉田 啓之; 中尾 泰大*; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Proceedings of 10th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-10) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2016/11
The filtered venting system is used to realize the venting of the high pressure contaminated gas from the PCV to the outside of the nuclear power plant with suppressing the release of the radioactive materials. To operate the filtered venting system effectively, it is important to evaluate the decontamination performance of this system. The Venturi scrubber is the main component of the systems, and decontamination performance is affected by the hydrodynamic behavior in the Venturi scrubber. In this study, to develop the decontamination performance evaluation method of the filtered venting system, numerical simulation method to predict hydrodynamic behavior in the Venturi scrubber has been developed. In this paper, experimental observation under adiabatic (air-water) condition was conducted, and a numerical simulation code with one-dimensional two-fluid model was developed based on experimental results. In addition, numerical results were validated by comparing with experimental results. As the results, it was confirmed that it has the capability to evaluate the parameters with following accuracy, superficial gas velocity with +30%, the static pressure in throat part with $$pm$$10%, superficial liquid velocity with $$pm$$80%, droplet diameter with $$pm$$30% and the droplet ratio with -50%.
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J-PARCクライストロン電源の高圧整流器の改修
千代 悦司; 佐川 隆*; 鳥山 稔*
Proceedings of 13th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.400 - 402, 2016/11
J-PARCリニアックのクライストロン電源は、12相の600Vの交流電圧を位相制御されたサイリスタにてチョップし、変圧器にて110kVまで昇圧し、整流器にて直流化し、直流高電圧を発生している。本電源では、昇圧変圧器、整流器および平滑用リアクトルが一体化し、変圧整流器を構成しているが、この変圧整流器の整流器が、稼働時間が30,000時間以上経過すると故障が発生し、しばしば加速器を長期間停止させてきた。整流器は、ダイオードと分圧用のコンデンサーを並列に接続し、多段にスタックすることで耐電圧を得ている。故障した整流器を調査したところ、セラミックコンデンサーのモールド内のセラミック沿面で絶縁破壊しており、耐圧以上の電圧がコンデンサーに印加されていた。高電圧がコンデンサーに印加される原因を調査し、その対策を整流器に施した。現在、改修された整流器を装着した変圧整流器を長時間運転し、対策の妥当性を評価している。
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Nuclear thermal design of high temperature gas-cooled reactor with SiC/C mixed matrix fuel compacts
相原 純; 後藤 実; 稲葉 良知; 植田 祥平; 角田 淳弥; 橘 幸男
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (USB Flash Drive), p.814 - 822, 2016/11
原子力機構(JAEA)は、耐酸化性向上のため高温ガス炉(HTGR)の燃料要素へのSiC/C混合母材の適用に関するR&Dを開始している。このR&Dの一部として、SiC/C混合母材燃料コンパクトを使ったHTGRの核熱設計を行った。核熱設計は、途上国用の小型HTGRであるHTR50Sをベースに行った。日本における製造実績を考慮し、ウランの濃縮度の上限は10wt%とし、濃縮度と可燃性毒物(BP)の種類はベースとしたHTR50Sと等しい(各々3及び2種類)とした。以上の制限内で、我々は本来のHTR50Sと同等の性能を持つ炉心の核熱設計に成功した。この核熱設計に基づき、通常運転時の被覆燃料粒子の内圧に対する健全性は保たれると評価された。
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HTTR-GT/H$$_{2}$$ test plant; System performance evaluation for HTTR gas turbine cogeneration plant
佐藤 博之; 野本 恭信; 堀井 翔一; 角田 淳弥; Yan, X.; 大橋 弘史
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (USB Flash Drive), p.759 - 766, 2016/11
本研究では、HTTRにガスタービンと水素製造施設を接続したHTTR-GT/H$$_{2}$$プラントの性能評価を行った。起動停止運転及び負荷追従運転について検討するとともに、発電機負荷喪失時や水素製造施設異常時におけるプラント動特性評価を行い、HTTR-GT/H$$_{2}$$プラントにより、実用高温ガス炉の運転制御技術の確証試験が実施できることを明らかにした。
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Development of safety requirements for HTGRs design
大橋 弘史; 佐藤 博之; 中川 繁昭; 徳原 一実; 西原 哲夫; 國富 一彦
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (USB Flash Drive), p.330 - 340, 2016/11
日本原子力学会「高温ガス炉の安全設計方針」研究専門委員会では、高温工学試験研究炉(HTTR)で得られた知見、福島第一原子力発電所事故の教訓、将来の水素製造施設の接続における安全上の機能要求などを考慮した、実用高温ガス炉の安全要件を検討している。本報告では、安全要件の検討プロセス、作成した安全要件案の概要などについて報告する。
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The IAEA coordinated research project on modular HTGR safety design; Status and outlook
Reitsma, F.*; 國富 一彦; 大橋 弘史
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (USB Flash Drive), p.341 - 352, 2016/11
国際原子力機関(IAEA)では、2014年に開始した高温ガス炉の安全設計に関する協力研究計画(CRP)において、日本を始めとする各国がこれまでに蓄積した高温ガス炉に関する知見に基づき、軽水炉とは異なる高温ガス炉の安全上の特徴を考慮し、高温ガス炉の安全要件の検討を進めている。本講演では、本CRPの概要、高温ガス炉の安全上の特徴、既存の軽水炉安全要件の高温ガス炉への適用性、CRPで検討中の高温ガス炉安全要件案などについて報告する。
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Development of a core coolant flow distribution calculation code for HTGRs
稲葉 良知; 本多 友貴; 西原 哲夫
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (USB Flash Drive), p.985 - 990, 2016/11
高温ガス炉の熱的健全性を確保するために、定格運転時における燃料最高温度は、設計目標値以下である必要がある。ブロック型高温ガス炉の炉心熱流動設計において、燃料最高温度は、熱出力、炉心形状、出力・照射量分布及び炉心冷却材流量分布に基づいて評価される。高温工学試験研究炉(HTTR)の設計段階で使用された炉心冷却材流量配分計算コードは、UNIXシステム上での動作を前提としており、その操作及び実行手順は複雑で、使い勝手の良いものではなかった。それゆえに、簡単で易しい操作と実行手順を持つ、使い勝手の良い新しい炉心冷却材流量配分計算コードを開発してきた。本論文では、新コードの概要を述べ、その検証計算の第1段階として、1燃料カラムを持つ炉外試験のシミュレーション結果を示した。その結果は、試験結果と良い一致を見た。
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Irradiation test about oxidation-resistant graphite in WWR-K research reactor
柴田 大受; 角田 淳弥; 坂場 成昭; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; et al.
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (USB Flash Drive), p.567 - 571, 2016/11
高温ガス炉(HTGR)に用いられている黒鉛について、さらなる安全裕度を確保するため、耐酸化性を向上させることが望ましい。黒鉛表面へのSiC被覆は、そのための候補技術である。原子力機構と日本の黒鉛メーカ4社:東洋炭素,イビデン,東海カーボン,新日本テクノカーボンとで、耐酸化黒鉛を炉内黒鉛構造物に適用する研究を進めている。国際科学技術センター(ISTC)のパートナープロジェクトとして、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉により、照射キャプセル2体により耐酸化黒鉛に対する中性子照射試験を実施した。WWR-K炉で、照射温度1473Kにおける10サイクル200日間の照射試験を完了した。最大の高速中性子(E$$>$$0.18MeV)照射量は、中央の照射孔に装荷したキャプセルで1.2$$times$$10$$^{25}$$/m$$^{-2}$$、炉側部の照射孔に装荷したキャプセルで4.2$$times$$10$$^{24}$$/m$$^{-2}$$であった。照射後の試験片について、寸法、重量測定、光学顕微鏡による外観観察を実施した。今後、炉外での酸化試験を行う計画である。
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Irradiation test and post irradiation examination of the high burnup HTGR fuel
植田 祥平; 相原 純; Shaimerdenov, A.*; Dyussambayev, D.*; Gizatulin, S.*; Chakrov, P.*; 坂場 成昭
Proceedings of 8th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2016) (USB Flash Drive), p.246 - 252, 2016/11
燃焼度100GWd/t付近で使用する高温ガス炉の新型TRISO燃料の照射性能を調べるため、カザフスタン共和国核物理研究所(INP)のWWR-K照射炉においてキャプセル照射試験が実施された。照射されたTRISO燃料試料は、原子力機構が新たに設計し、HTTR燃料製造技術に基づいて製造されたものである。燃焼度100GWd/tまでの照射により当初予想量を超える核分裂生成物ガスの放出は起こらなかったものと考えられる。加えて、照射済みTRISO燃料の健全性評価と将来のさらなる高燃焼度化に向けた温ガス炉燃料設計の高度化を目的とした照射後試験を計画している。
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Single spin asymmetries of forward neutron production in polarized $$p+p$$ and $$p$$+A collisions at $$sqrt{s_{NN}}=200$$ GeV
谷田 聖; PHENIX Collaboration*
Proceedings of Science (Internet), 5 Pages, 2016/11
In high-energy hadron collisions, most energy goes to the forward region. However, particle production mechanisms in the forward region are not well understood as perturbative QCD is not applicable at small momentum transfers. We study single spin asymmetries ($$A_N$$) of forward neutron production in the PHENIX experiment using a transversely polarized proton beam. In 2015, we took data for $$p$$ + A collisions for the first time with Au and Al beams at $$sqrt{s_{NN}}=200$$ GeV and observed a surprising A dependence. The results are presented together with discussions on possible mechanisms that could explain them.
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Investigation of snow cover effects and attenuation correction of $$gamma$$ ray in aerial radiation monitoring
石崎 梓; 眞田 幸尚; 森 愛理; 伊村 光生; 石田 睦司; 宗像 雅広
Remote Sensing, 8(11), p.892_1 - 892_12, 2016/11
積雪がある場合に航空機モニタリングを実施する場合、積雪層による$$gamma$$線の減弱により、空間線量率が適切に換算できない。この問題を解決するため、積雪深情報を用いた補正方法を検討し、実際の測定結果に適用した。本研究では3種類の補正方法を検討し、補正効果を比較した。補正精度のさらなる向上にためには、積雪水量をより正確に推定する必要がある。
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Validation study in SAS4A code in simulated mild TOP condition
川田 賢一; 鈴木 徹
Transactions of the American Nuclear Society, 115(1), p.1597 - 1598, 2016/11
Model improvements and validation efforts for SAS4A code, which is the most advanced computer code for simulating the primary phase of the Core Disruptive Accident (CDA) of MOX-fueled Sodium-cooled Fast Reactors, have been performed utilizing the experimental data from the CABRI programs by JAEA, IRSN, CEA and KIT. In order to confirm validity of improved models of SAS4A, a systematic and comprehensive validation plan was defined. It was based on the PIRT (Phenomena Identification and Ranking Table) result for CDA of MOX-fueled fast reactors. This paper describes the preliminary result of validation study for SAS4A code in simulated Transient Over-Power (TOP) condition. The capability of the SAS4A code on the burst failure mode have been examined and validated under various TOP conditions for fuel pins with different irradiated conditions. This study enhanced the credibility of SAS4A code under a wider range of evaluation conditions than ever before.
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Automatic Prompt Gamma-ray Analysis system; Automation of an existing large-scale analytical device
大澤 崇人
Automation and Control Trends, p.149 - 166, 2016/10
JRR-3ガイドホールに設置されている即発$$gamma$$線分析装置(PGA)は2012年から2013年にかけて自動化された。これは原子力施設にある、大規模だが古い測定装置の自動化の良い例であり、本稿ではこの開発内容を解説する。
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高速炉の炉心安全性試験EAGLEプロジェクト; カザフスタンとの研究協力
神山 健司; 佐藤 一憲; 久保 重信
エネルギーレビュー, 36(11), p.46 - 49, 2016/10
日本原子力研究開発機構がカザフスタン共和国国立原子力センターとの研究協力として実施してきたナトリウム冷却高速炉の炉心安全を対象とした試験研究EAGLEプロジェクトについて、研究の経緯、概要、これまでの実施状況と成果について紹介する。
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Effect of remediation parameters on in-air ambient dose equivalent rates when remediating open sites with radiocesium-contaminated soil
Malins, A.; 操上 広志; 北村 哲浩; 町田 昌彦
Health Physics, 111(4), p.357 - 366, 2016/10
Calculations are reported for ambient dose equivalent rates [$$H^{*}$$(10)] at1 m height above the ground surface before and after remediating radiocesium-contaminated soil at wide and open sites. The results establish how the change in $$H^{*}$$(10) upon remediation depends on the initial depth distribution of radiocesium within the ground, on the size of the remediated area, and on the mass per unit area of remediated soil. The remediation strategies considered were topsoil removal (with and without recovering with a clean soil layer), interchanging a topsoil layer with a subsoil layer, and in situ mixing of the topsoil. The results show the ratio of the radiocesium components of $$H^{*}$$(10) post-remediation relative to their initial values (residual dose factors). It is possible to use the residual dose factors to gauge absolute changes in $$H^{*}$$(10) upon remediation. The dependency of the residual dose factors on the number of years elapsed after fallout deposition is analyzed when remediation parameters remain fixed and radiocesium undergoes typical downward migration within the soil column.
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Local structure analysis of NaNbO$$_3$$ and AgNbO$$_{3}$$ modified by Li substitution
米田 安宏; 青柳 倫太郎*; Fu, D.*
Japanese Journal of Applied Physics, 55(10S), p.10TC04_1 - 10TC04_5, 2016/10
X線吸収微細構造(XAFS)と2体相関分布関数(PDF)を併用して、NaNbO$$_3$$及びLi置換したNa$$_{0.94}$$Li$$_{0.06}$$NbO$$_3$$の局所構造解析を行った。NaNbO$$_3$$は室温で反強誘電体として知られ、室温以下では反強誘電体の斜方晶と強誘電体の菱面体晶相が混在する温度領域が広く存在するため、相転移の全容は未だ明らかにはなっていない。我々は局所構造解析によって最低温相が菱面体晶構造であることを明らかにし、さらに秩序-無秩序型の相転移を仮定することでLi置換効果が理解できることがわかった。また、同様の現象がAgNbO$$_3$$においても観測されたため、これについても述べる。
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Impacts of C-uptake by plants on the spatial distribution of $$^{14}$$C accumulated in vegetation around a nuclear facility; Application of a sophisticated land surface $$^{14}$$C model to the Rokkasho reprocessing plant, Japan
太田 雅和; 堅田 元喜; 永井 晴康; 寺田 宏明
Journal of Environmental Radioactivity, 162-163, p.189 - 204, 2016/10
陸面$$^{14}$$Cモデル(SOLVEG-II)を用いて、植生の炭素取り込みが原子力施設周辺の植生への炭素14($$^{14}$$C)の蓄積に及ぼす影響を評価した。SOLVEG-II、気象モデルおよび大気拡散モデルを結合したモデル計算を、2007年の六ヶ所再処理工場(RRP)の試験運転中の$$^{14}$$CO$$_{2}$$移行に適用した。RRP周辺の水田における白米中$$^{14}$$C比放射能の計算値は観測値と一致した。RRPからの$$^{14}$$CO$$_{2}$$連続放出を仮定した数値実験の結果から、収穫時の稲の$$^{14}$$C比放射能と大気中$$^{14}$$C比放射能の年平均値が異なることが示され、これは大気中$$^{14}$$CO$$_{2}$$濃度の季節変動と稲の成長に起因したものであった。$$^{14}$$CO$$_{2}$$放出を日中に限定したところ、日中の光合成による高い$$^{14}$$CO$$_{2}$$取り込みの効果によって、夜間に放出を限定した場合に比べて稲の$$^{14}$$C蓄積が顕著に増加した。以上より、長期連続あるいは日内の短期$$^{14}$$CO$$_{2}$$放出時の$$^{14}$$Cの経口摂取による被ばく評価では、各々、植物の成長段階と光合成を考慮する必要があることがわかった。
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NEAデータバンク運営委員の再編成; 新たな運営委員会MBDAVの設置
須山 賢也
核データニュース(インターネット), (115), p.61 - 69, 2016/10
近年、経済協力開発機構原子力機関データバンクの運営組織の改革の議論が進められている。本稿はその背景と経緯について解説を行う。
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Re-structuring of the scientific program of the NEA (No.41, p.37 (1992))
須山 賢也
核データニュース(インターネット), (115), p.70 - 79, 2016/10
1992年に当時の日本原子力研究所核データセンター長菊池康之氏が「NEA科学プログラムの再編成」という記事を核データニュース第41号に投稿した。本稿はその英訳版である。
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環境モニタリングデータの詳細度制御
宮村 浩子; 武宮 博; Wu, H.-Y.*; 高橋 成雄*
可視化情報学会誌, 36(143), p.152 - 156, 2016/10
福島第一原子力発電所の事故を受け、空間線量率に関する継続的な調査が実施されている。調査によって得られたモニタリングデータは、データベースに蓄えられて、広く公開されている。近年、空間線量率を空間・時間方向に詳細に計測することが可能になり、計測によって得られるデータは大規模化している。大規模データを可視化し解析するためには、表示するデータの数を削減し簡略化する必要が生じる。しかし、不用意にデータを削減すると、分布に関する重要な情報を見逃してしまうおそれがある。そこで我々は重要な特徴を保持しつつデータ数を削減し、可視化対象を簡略化する詳細度制御法を考案した。本手法では、微分トポロジー特徴解析によって分布の局所的特徴と大局的特徴を同時に抽出する。そして抽出した特徴を考慮した稜線縮退操作によって簡略化モデルを生成する。
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市販CPU等半導体素子を使用したロボットおよび無人建設重機の耐放射線性評価と放射線環境下での管理方法
川妻 伸二; 淺間 一*
日本ロボット学会誌, 34(8), p.552 - 557, 2016/10
2011年3月11日に発生した福島第一原子力発電所事故が発生するまで、市販CPU等半導体素子を使用したロボットおよび無人建設重機の耐放射線性評価や放射線環境下での管理方法について、ロボットや建設銃器の研究者、開発者またはユーザを対象としたガイドラインは無かった。大都市災害用に開発されたロボット「クインス」や土砂災害用の無人重機のようなロボットを投入するにあたり、それらの耐放射線性評価や放射線環境下での管理方法が必要となった。1980年代から1990年代にかけて日本原子力機構(JAEA)が構築した部品や材料の耐放射線性データベースをもとに、市販CPU等半導体素子を使用したロボットおよび無人建設重機の耐放射線性評価や放射線環境下での管理方法のガイドラインを作成した。
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Measurement of void fraction distribution in air-water two-phase flow in a 4$$times$$4 rod bundle
Liu, W.; Jiao, L.; 永武 拓; 柴田 光彦; 小松 正夫*; 高瀬 和之*; 吉田 啓之
Proceedings of 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-11) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10
原子力機構では、福島事故時炉心露出過程を明らかにするため、また、事故時を対象とした炉心内二相流解析の予測精度の向上を目的として、ワイヤーメッシュセンサーを用い、高温高圧条件(2.8MPa, 232$$^{circ}$$C)下でのバンドル内ボイド率データの取得を行っている。試験装置は、9$$times$$9ワイヤーメッシュセンサーを4$$times$$4の模擬バンドル内に、軸方向2カ所に配置したものである。本研究では、製作したワイヤーメッシュセンサーの計測性能を確認するため、空気-水二相流を用いて大気圧室温条件で試験を実施した。製作したワイヤーメッシュセンサー及び計測システムが正しくボイド率を計測できることを確認すると共に、炉心スクラム後を想定した低流量条件でのバンドル内ボイド率分布及び気泡速度・長さに関する知見を得た。
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PRA on mixed foreign substances into core of Japanese prototype FBR
西村 正弘; 深野 義隆; 栗坂 健一; 鳴戸 健一*
Proceedings of 13th Probabilistic Safety Assessment and Management Conference (PSAM-13) (USB Flash Drive), 12 Pages, 2016/10
FBRの燃料集合体は、稠密に配置され出力も高いことから、シビアアクシデントの起因事象の一つとして局所事故(LF)が考慮されている。もんじゅでは、設計基準事故(DBA)として1サブチャンネル完全閉塞が想定した評価が実施され、被覆管破損は限定された領域にとどまり、著しい炉心損傷にいたらないことが示されている。それに加えてひとつの設計基準事故を超える事象として、燃料集合体の中心66%が平板によって局所的に閉塞した事象の評価が実施されている。しかしながら、このような決定論的評価は現実的な想定に基づいていないことが実験の結果から明らかになってきている。それゆえ、この研究では最新知見を反映し、流路閉塞を起因とした局所事故のPRAを実施した。その結果、局所閉塞を起因とした局所事故による炉心損傷の伝播は、確率およびコンシケンスの両面から、ATWSやPLOHSのCDFに包含されうることが示された。
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Estimation of rock mass stress state based on convergence measurement during gallery excavation
青柳 和平; 名合 牧人*; 亀村 勝美*; 菅原 健太郎*
Proceedings of 9th Asian Rock Mechanics Symposium (ARMS-9) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2016/10
Estimates of rock mass stress state and the mechanical characteristics of rock mass are important in the design of deep underground structures such as high-level radioactive waste disposal repositories. Stress measurements are conducted in boreholes to provide estimates of stress state. However, measurement results can vary highly as a result of rock mass heterogeneity, which causes difficulty in stress state evaluation. This study establishes a practical and effective method for estimating in situ stress based on the convergence measurement results obtained during gallery construction of the Horonobe Underground Research Laboratory (URL) project. The convergence was measured in various directions of the URL loop gallery to allow determination of the stress state over a large area. A back-analysis method was developed using the convergence measured during gallery excavation at 350 m depth. This method was applied to estimate the stress state corresponding to the rock mass behavior around the URL. The analysis results show good agreement with the in situ stress state reported in previous studies and confirm the applicability of the proposed method.
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XAFSとPDFを併用した強誘電体の局所構造解析
米田 安宏
セラミックス, 51(10), p.689 - 693, 2016/10
放射光偏向電磁石ビームラインを利用した局所構造解析として、XAFSとPDFを併用したBaTiO$$_3$$とNaNbO$$_3$$の研究例を紹介する。これらのサンプルは室温以下で正方晶構造から菱面体晶構造へと相転移を引き起こす。しかし局所構造解析では、強誘電相においてはいずれも菱面体晶構造に帰結する。BaTiO$$_3$$においてはPDFで得られたナノスケールの中距離レンジ構造を、NaNbO$$_3$$においてはXAFSとPDFを併用して得られた結果について概説する。
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Redistribution and export of contaminated sediment within eastern Fukushima Prefecture due to typhoon flooding
北村 哲浩; 操上 広志; 佐久間 一幸; Malins, A.; 奥村 雅彦; 町田 昌彦; 森 康二*; 多田 和広*; 田原 康博*; 小林 嵩丸*; et al.
Earth Surface Processes and Landforms, 41(12), p.1708 - 1726, 2016/09
福島第一原子力発電所の事故に起因して福島の地表に降下した放射性物質の将来分布予測に関連し、まず土砂の移行を物理型集水域解析モデルGETFLOWSを用いて詳細解析した。対象領域は汚染度合いを考慮し浜通り側の5流域、小高川, 請戸川, 前田川, 熊川, 富岡川とした。これらの流域の水・土砂輸送プロセスを、地表水流動、地下水流動、地表水・地下水相互作用、浸食(堆積)によって生じる浮遊砂移動現象として解析した。特に河川に流入した砂量、河川底に堆積した砂量、海へ流出した砂量などを試算した。
62
Detection of molecular oxygen adsorbate during room-temperature oxidation of Si(100)2$$times$$1 surface; In situ synchrotron radiation photoemission study
吉越 章隆; 山田 洋一*; 多賀 稜*; 小川 修一*; 高桑 雄二*
Japanese Journal of Applied Physics, 55(10), p.100307_1 - 100307_4, 2016/09
Si(100)2$$times$$1表面の室温酸化中の分子状吸着酸素を放射光光電子分光によって初めて検出することに成功した。O1sスペクトルはSi(111)7$$times$$7の場合と類似であった。分子状酸素は初期酸化物が生じた後に観測されたので、清浄表面上の解離酸素吸着に対する前駆状態でないことがわかった。この事実から我々は、2つのバックボンドにそれぞれ酸素原子をひとつずつ有する酸化Si原子上に分子状酸素が存在するとするモデルを提示する。
63
Study of excited $$Xi_c$$ states decaying into $$Xi_c^0$$ and $$Xi_c^+$$ baryons
Yelton, J.*; 谷田 聖; Belle Collaboration*; 他155名*
Physical Review D, 94(5), p.052011_1 - 052011_14, 2016/09
Using a data sample of 980 fb$$^{-1}$$ of $$e^+e^-$$ annihilation data taken with the Belle detector operating at the KEKB asymmetric-energy $$e^+e^-$$ collider, we report the results of a study of excited $$Xi_c$$ states that decay, via the emission of photons and/or charged pions, into $$Xi_c^0$$ or $$Xi_c^+$$ ground state charmed-strange baryons. We present new measurements of the masses of all members of the $$Xi_c'$$, $$Xi_c(2645)$$, $$Xi_c(2790)$$, $$Xi_c(2815)$$, $$Xi_c(2980)$$ isodoublets, measurements of the intrinsic widths of those that decay strongly, and evidence of previously unknown transitions.
64
Energy scan of the $$e^+e^- to h_b(nP) pi^+pi^-$$ $$(n=1,2)$$ cross sections and evidence for $$Upsilon(11020)$$ decays into charged bottomoniumlike states
Mizuk, R.*; 谷田 聖; Belle Collaboration*; 他166名*
Physical Review Letters, 117(14), p.142001_1 - 142001_7, 2016/09
Using data collected with the Belle detector at the KEKB asymmetric-energy $$e^+e^-$$ collider, we measure the energy dependence of the $$e^+e^- to h_b(nP) pi^+pi^-$$ $$(n=1,2)$$ cross sections from thresholds up to 11.02 GeV. We find clear $$Upsilon(10860)$$ and $$Upsilon(11020)$$ peaks with little or no continuum contribution. We study the resonant substructure of the $$Upsilon(11020) to h_b(nP) pi^+pi^-$$ transitions and find evidence that they proceed entirely via the intermediate isovector states $$Z_b(10610)$$ and $$Z_b(10650)$$. The relative fraction of these states is loosely constrained by the current data: The hypothesis that only $$Z_b(10610)$$ is produced is excluded at the level of 3.3 standard deviations, while the hypothesis that only $$Z_b(10650)$$ is produced is not excluded at a significant level.
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Post-grouting with colloidal silica at great depth of the Mizunami Underground Research Laboratory, Japan
辻 正邦*; 小林 伸司*; 佐藤 稔紀; 見掛 信一郎; 松井 裕哉
Proceedings of 8th Nordic Grouting Symposium, p.171 - 185, 2016/09
本論文は、瑞浪超深地層研究所(MIU)の大深度地下において実施したコロイダルシリカを用いたグラウト(CSG)の適用性を示している。瑞浪超深地層研究所では、深度300mにおけるポストグラウト試験で3年以上にわたりその耐久性と適用性が確認された。さらに、スウェーデンのプロジェクトとこの試験に関して、CSGの適用性を比較した結果、MIUにおいてスウェーデン式の理論的設計の適用性が示された。これを受け、MIUの深度500mの坑道においてさらなる湧水抑制とグラウチング手法の開発のためにスウェーデン式のグラウチング設計法を用いたCSGを実施し、このポストグラウチングによって湧水の低減が図られ、グラウチングした岩盤の透水係数は10$$^{-9}$$m/sより小さいと評価された。
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Studies of charmed strange baryons in the $$Lambda D$$ final state at Belle
加藤 悠司*; 谷田 聖; Belle Collaboration*; 他175名*
Physical Review D, 94(3), p.032002_1 - 032002_10, 2016/08
We report the discovery of $$Xi_c(3055)^0$$, observed by its decay into the final-state $$Lambda D^0$$, and present the first observation and evidence of the decays of $$Xi_c(3055)^+$$ and $$Xi_c(3080)^+$$ into $$Lambda D^+$$. We also perform a combined analysis of the $$Lambda D^+$$ with the $$Sigma_c^{++}K^-$$ and $$Sigma_c^{*++}K^-$$ decay modes to measure the ratios of branching fractions, masses and widths with improved accuracy. We measure the ratios of branching fractions $${cal B}(Xi_c(3055)^+ to Lambda D^+)/{cal B}(Xi_c(3055)^+ to Sigma_c^{++}K^- = 5.09 pm 1.01 pm 0.76$$, $${cal B}(Xi_c(3080)^+ to Lambda D^+)/{cal B}(Xi_c(3080)^+ to Sigma_c^{++}K^- = 1.29 pm 0.30 pm 0.15$$, and $${cal B}(Xi_c(3080)^+ to Sigma_c^{*++}K^-)/{cal B}(Xi_c(3080)^+ to Sigma_c^{++}K^- = 1.07 pm 0.27 pm 0.04$$, where the uncertainties are statistical and systematic. The analysis is performed using a 980 fb$$^{-1}$$ data sample collected with the Belle detector at the KEKB asymmetric-energy $$e^+e^-$$ collider.
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Experimental and numerical study on density stratification erosion phenomena with a vertical buoyant jet in a small vessel
安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Nuclear Engineering and Design, 303, p.203 - 213, 2016/07
The Japan Atomic Energy Agency has started the ROSA-SA project to investigate thermal hydraulic phenomena in a reactor containment vessel during a severe accident. The hydrogen distribution in the vessel is one of significant safety issues in discussing a potential of hydrogen combustion in the containment. This paper focuses on a density stratification erosion and break-up mechanism with a vertical buoyant jet promoting the turbulent helium transport. Small scale experiment and computational fluid dynamics (CFD) analyses were carried out for investigating this phenomena. In the experiment, a rectangular vessel made with acrylic plates with a width of 1.5m, a length of 1.5 m and a height of 1.8 m was used for visualizing flow field with particle image velocimetry system. The quadrupole mass spectrometer system with a multiport rotating valve was applied for measuring gaseous concentration at 20 elevation points. In CFD analysis with OpenFOAM, two typical well-used turbulence models were used: low-Reynolds number type k-$$varepsilon$$ model and SST k-$$omega$$ model, with a turbulence model modification to consider the buoyant effect in the stratification. As a result, the stratification erosion in the CFD analyses with the modified turbulence model agreed well with the experimental data, indicating importance of the turbulence damping by the buoyant effect.
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Belle II SVD ladder assembly procedure and electrical qualification
Adamczyk, K.*; 谷田 聖; 他94名*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 824, p.381 - 383, 2016/07
The Belle II experiment at the SuperKEKB asymmetric $$e^+e^-$$ collider in Japan will operate at a luminosity approximately 50 times larger than its predecessor (Belle). At its heart lies a six-layer vertex detector comprising two layers of pixelated silicon detectors (PXD) and four layers of double-sided silicon microstrip detectors (SVD). One of the key measurements for Belle II is time-dependent CP violation asymmetry, which hinges on a precise charged-track vertex determination. Towards this goal, a proper assembly of the SVD components with precise alignment ought to be performed and the geometrical tolerances should be checked to fall within the design limits. We present an overview of the assembly procedure that is being followed, which includes the precision gluing of the SVD module components, wire-bonding of the various electrical components, and precision three dimensional coordinate measurements of the jigs used in assembly as well as of the final SVD modules.
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First observation of doubly Cabibbo-suppressed decay of a charmed baryon; $$Lambda_c^{+} rightarrow pK^+pi^-$$
Yang, S. B.*; 谷田 聖; Belle Collaboration*; 他191名*
Physical Review Letters, 117(1), p.011801_1 - 011801_6, 2016/07
We report the first observation of the decay $$Lambda_c^{+} rightarrow pK^+pi^-$$ using a 980 fb$$^{-1}$$ data sample collected by the Belle detector at the KEKB asymmetric-energy $$e^+e^-$$ collider. This is the first observation of a doubly Cabibbo-suppressed decay of a charmed baryon. We measure the branching ratio of this decay with respect to its Cabibbo-favored counterpart to be $${cal B}(Lambda_c^{+} rightarrow pK^+pi^-)/{cal B}(Lambda_c^{+} rightarrow pK^+pi^+)=(2.35 pm 0.27 pm 0.21)times 10^{-3}$$, where the uncertainties are statistical and systematic, respectively.
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Presence of $$varepsilon$$-martensite as an intermediate phase during the strain-induced transformation of SUS304 stainless steel
秦野 正治*; 久保田 佳基*; 菖蒲 敬久; 森 茂生*
Philosophical Magazine Letters, 96(6), p.220 - 227, 2016/06
さびにくい鉄鋼材料として原子炉シュラウドをはじめ最も実用材料として使用されているステンレス鋼SUS304の加工誘起マルテンサイト変態における中間相として六方晶$$varepsilon$$相が出現することを明らかにした。SUS304に応力を加えると結晶構造が変わり、強度や延性が向上することが知られているが、機械的性質のさらなる向上のためには、この相変態のプロセスを解明することが大変重要である。本研究ではSPring-8の高輝度放射光を用いることにより、「室温において」今までないとされてきた中間相とその応力依存性を観測、さらに、ローレンツ透過電子顕微鏡観察により、結晶粒界面に生成した中間相を介して新しい相に変態する全く別のプロセスの存在を明らかにした。
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Search for $$XYZ$$ states in $$Upsilon(1S)$$ inclusive decays
Shen, C. P.*; 谷田 聖; Belle Collaboration*; 他153名*
Physical Review D, 93(11), p.112013_1 - 112013_11, 2016/06
The branching fractions of the $$Upsilon(1S)$$ inclusive decays into final states with a $$J/psi$$ or a $$psi(2S)$$ are measured with improved precision to be $${cal B}(Upsilon(1S) to J/psi+ {rm anything})= (5.25 pm 0.13 ({rm stat}) pm 0.25({rm syst}))times10^{-4}$$ and $${cal B}(Upsilon(1S) to psi(2S)+ {rm anything})= (1.23 pm 0.17 ({rm stat}) pm 0.11({rm syst}))times10^{-4}$$. The first search for $$Upsilon(1S)$$ into $$XYZ$$ states that decay into a $$J/psi$$ or a $$psi(2S)$$ plus one or two charged tracks yields no significant signals for $$XYZ$$ states in any of the examined decay modes, and upper limits on their production rates in $$Upsilon(1S)$$ inclusive decays are determined.
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First observation of $$gammagamma to pbar{p} K^+K^-$$ and search for exotic baryons in $$pK$$ systems
Shen, C. P.*; 谷田 聖; Belle Collaboration*; 他177名*
Physical Review D, 93(11), p.112017_1 - 112017_9, 2016/06
The process $$gammagamma to pbar{p} K^+K^-$$ and its intermediate processes are measured for the first time using a 980 fb$$^{-1}$$ data sample collected with the Belle detector at the KEKB asymmetric-energy $$e^+e^-$$ collider. The production of $$pbar{p} K^+K^-$$ and a $$Lambda(1520)^0$$ ($$bar{Lambda}(1520)^0$$) signal in the $$pK^-$$ ($$bar{p}K^+$$) invariant mass spectrum are clearly observed. However, no evidence for an exotic baryon near 1540 MeV/$$c^2$$, denoted as $$Theta(1540)^0$$ ($$bar{Theta}(1540)^0$$) or$$Theta(1540)^{++}$$ ($$bar{Theta}(1540)^{--}$$), is seen in the $$pK^-$$ ($$bar{p}K^+$$) or $$pK^+$$ ($$bar{p}K^-$$) invariant mass spectra. Cross sections for $$gammagamma to pbar{p} K^+K^-$$, $$Lambda(1520)^0bar{p}K^+ + c.c.$$ and the products $$sigma(gammagamma to Theta(1540)^0 bar{p} K^+ + c.c.){cal B}(Theta(1540)^0 to pK^-)$$ and $$sigma(gammagamma to Theta(1540)^{++} bar{p} K^- + c.c.){cal B}(Theta(1540)^{++} to pK^+)$$ are measured. We also determine upper limits on the products of the $$chi_{c0}$$ and $$chi_{c2}$$ two-photon decay widths and their branching fractions to $$pbar{p} K^+K^-$$ at the 90% credibility level.
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Local structure analysis of Bi$$_{0.5}$$Na$$_{0.5}$$TiO$$_3$$, Bi$$_{0.5}$$Na$$_{0.4}$$Li$$_{0.1}$$TiO$$_3$$, and 0.95Bi$$_{0.5}$$Na$$_{0.5}$$TiO$$_3$$ $$cdot$$ 0.05BaMn$$_{1/3}$$V$$_{2/3}$$O$$_3$$
米田 安宏; 永本 健留*; 中井 友晃*; 小舟 正文*
Transactions of the Materials Research Society of Japan, 41(2), p.197 - 200, 2016/06
ペロブスカイト型ビスマス化合物のBi$$_{0.5}$$Na$$_{0.5}$$TiO$$_3$$ (BNT)は非鉛圧電体として研究されてきた。詳細な構造解析を行ったところ、低温焼成では菱面体晶構造であるが、焼成温度を上げていくと次第に単射晶構造が安定化する。我々は、焼成温度によって格子が収縮しイオン半径の異なるビスマスとナトリウムの相対的な位置が変化する仮説を提案した。この仮設の検証のためにイオンサイズの異なる元素で置換し、局所構造解析を行った。その結果、我々の仮説で矛盾なく説明できることがわかった。
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Study of the elementary $$(K^-,n)$$ reactions to search for the $$bar{K}NN$$ bound state via the $$^3$$He$$(K^-,n)$$ reaction at J-PARC
山我 拓巳*; 谷田 聖; 他74名*
AIP Conference Proceedings 1375, p.040007_1 - 040007_6, 2016/05
We have searched for the simplest kaonic nuclear state, $$bar{K}NN$$, using the in-flight $$^3$$He$$(K^-,n)$$ reaction at the J-PARC hadron experimental facility. In the semi-inclusive neutron missing-mass spectrum at $$theta_{n}^{rm lab}=0^{circ}$$, an excess of yield was observed just below the $$K^-pp$$ mass-threshold, which cannot be explained by any elementary reactions [PTEP 2015, 061D01]. To understand the missing-mass spectrum of $$^3$$He$$(K^-,n)X$$, we investigated the elementary $$(K^-,n)$$ reactions using hydrogen and deuterium targets. The $$p(K^-,n)X$$ missing-mass spectrum was well described by the charge-exchange reaction. However, in the $$d(K^-,n)X$$ spectrum, we observed an excess of yield just below the $$K^-p$$ mass-threshold, which was similar to that in the $$^3$$He$$(K^-,n)X$$ spectrum.
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Effects of OH$$^{-}$$ activity and temperature on the dissolution rate of compacted montmorillonite under highly alkaline conditions
澤口 拓磨; 塚田 学; 山口 徹治; 向井 雅之
Clay Minerals, 51(2), p.267 - 278, 2016/05
モンモリロナイト圧縮体中のモンモリロナイトの溶解速度($$R_{rm A}$$)のOH$$^{-}$$活量(a$$_{rm OH}$$-)および温度(T)依存性を調べた。その結果、当該溶解速度は、$$R_{rm A}$$=10$$^{4.5}$$ (a$$_{rm OH}$$-)$$^{1.3}$$ e$$^{-55000/RT}$$と定式化され、ケイ砂-ベントナイト混合圧縮体中のモンモリロナイト溶解速度: $$R_{rm A}$$=3500 (a$$_{rm OH}$$-)$$^{1.4}$$ e$$^{-51000/RT}$$よりも速くなった。これは、随伴鉱物の溶解に伴い混合圧縮体内のOH$$^{-}$$活量が低下し、モンモリロナイトの溶解が抑制されたためだと考えられる。また、このa$$_{rm OH}$$-)の低下が定量化されれば、モンモリロナイト圧縮体の溶解速度が混合圧縮体にも適用できる可能性を示した。
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Measurement of the higher-order anisotropic flow coefficients for identified hadrons in Au + Au collisions at $$sqrt{s_{NN}} =$$ 200 GeV
Adare, A.*; 今井 憲一; 永宮 正治; 谷田 聖; PHENIX Collaboration*; 他385名*
Physical Review C, 93(5), p.051902_1 - 051902_8, 2016/05
Measurements of the anisotropic flow coefficients $$v_2{Psi_2 }$$, $$v_3{Psi_3 }$$, $$v_4{Psi_4 }$$, and $$v_4{Psi_2 }$$, for identified particles ($$pi^{pm}$$, $$K^{pm}$$, and $$p+bar{p}$$) at midrapidity, obtained relative to the event planes $$Psi_m$$ at forward rapidities in Au + Au collisions at $$sqrt{s_{NN}} =$$ 200 GeV, are presented as a function of collision centrality and particle transverse momenta $$p_T$$. The $$vn$$ coefficients show characteristic patterns consistent with hydrodynamical expansion of the matter produced in the collisions. For each harmonic $$n$$, a modified valence quark-number $$N_q$$ scaling [plotting $$v_n{Psi_m}/(N_q)^{n/2}$$ versus transverse kinetic energies $$(KE_{T})/N_q$$] is observed to yield a single curve for all the measured particle species for a broad range of $$KE_{T}$$. A simultaneous blast-wave model fit to the observed $$v_n{Psi_m}/(p_T)$$ coefficients and published particle spectra identifies radial flow anisotropies $$rho_n{Psi_m}$$ and spatial eccentricities $$s_n{Psi_m}$$ at freeze-out. These are generally smaller than the initial-state participant-plane geometric eccentricities $$epsilon_n{Psi_m^{PP}}$$ as also observed in the final eccentricity from quantum interferometry measurements with respect to the event plane.
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Structure near the $$K^- + p + p$$ threshold in the in-flight $$^3$$He$$(K^-,Lambda p)n$$ reaction
佐田 優太*; 谷田 聖; J-PARC E15 Collaboration*; 他69名*
Progress of Theoretical and Experimental Physics (Internet), 2016(5), p.051D01_1 - 051D01_11, 2016/05
To search for an $$S = -1$$ di-baryonic state which decays to $$Lambda p$$, the $$^3$$He$$(K^-,Lambda p)n_{rm missing}$$ reaction was studied at 1.0 GeV/$$c$$. Unobserved neutrons were kinematically identified from the missing mass $$M_X$$ of the $$^3$$He$$(K^-, Lambda p)X$$ reaction in order to have a large acceptance for the $$Lambda pn$$ final state. The observed $$Lambda pn$$ events, distributed widely over the kinematically allowed region of the Dalitz plot, establish that the major component comes from a three-nucleon absorption process. A concentration of events at a specific neutron kinetic energy was observed in a region of low momentum transfer to the $$Lambda p$$. To account for the observed peak structure, the simplest $$S$$-wave pole was assumed to exist in the reaction channel, having a Breit-Wigner form in energy and with a Gaussian form factor. A minimum $$chi^2$$ method was applied to deduce its mass, $$M_X = 2355^{+6}_{-8}({rm stat.}) pm 12({rm syst.})$$ MeV/$$c^2$$, and decay width, $$Gamma_X = 110^{+19}_{-17}({rm stat.}) pm 27({rm syst.})$$ MeV/$$c^2$$, respectively. The form factor parameter $$Q_X sim 400$$ MeV/$$c$$ implies that the range of the interaction is about 0.5 fm.
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Radiation-damage resistance in phyllosilicate minerals from first principles and implications for radiocesium and strontium retention in soils
Sassi, M.*; Rosso, K. M.*; 奥村 雅彦; 町田 昌彦
Clays and Clay Minerals, 64(2), p.108 - 114, 2016/04
東京電力福島第一原子力発電所事故によって環境中に放出された放射性セシウムと放射性ストロンチウムは表層土壌中粘土鉱物に強く吸着していることがわかっている。住民に対する追加被曝線量低減のため、大規模な除染が行われ、表層土壌が取り除かれ、中間貯蔵施設に長期保存される予定である。しかし、長期保管中の放射性セシウムと放射性ストロンチウムの安定性についてはこれまで議論されてこなかった。そこで、本論文では、粘土鉱物中で放射性セシウムと放射性ストロンチウムが崩壊した場合の粘土鉱物の構造安定性を第一原理分子動力学を用いて評価した。その結果、それらの放射性核種の崩壊によって粘土鉱物の構造が変化してしまう可能性があることがわかった。
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Inclusive and exclusive measurements of $$B$$ decays to $$chi_{c1}$$ and $$chi_{c2}$$ at Belle
Bhardwaj, V.*; 谷田 聖; Belle Collaboration*; 他197名*
Physical Review D, 93(5), p.052016_1 - 052016_13, 2016/03
We report inclusive and exclusive measurements for $$chi_{c1}$$ and $$chi_{c2}$$ production in $$B$$ decays. We measure $${cal B}(Bto chi_{c1}X)= (3.03pm0.05({rm stat})pm 0.24({rm syst}))times 10^{-3}$$ and $${cal B}(Bto chi_{c2}X)= (0.70 pm 0.06({rm stat}) pm 0.10({rm syst}))times 10^{-3}$$. For the first time, $$chi_{c2}$$ production in exclusive $$B$$ decays in the modes $$B^0 to chi_{c2}pi^-K^+$$ and $$B^+ to chi_{c2}pi^+pi^-K^+$$ has been observed, along with first evidence for the $$B^+ to chi_{c2}pi^+ K_S^0$$ decay mode. For $$chi_{c1}$$ production, we report the first observation in the $$B^+ to chi_{c1}pi^+pi^-K^+$$, $$B^0 to chi_{c1}pi^+pi^-K^0_S$$ and $$B^0 to chi_{c1}pi^0pi^-K^+$$ decay modes. Using these decay modes, we observe a difference in the production mechanism of $$chi_{c2}$$ in comparison to $$chi_{c1}$$ in $$B$$ decays. In addition, we report searches for $$X(3872)$$ and $$chi_{c1}(2P)$$ in the $$B^+ to (chi_{c1}pi^+pi^-)K^+$$ decay mode. The reported results use $$772 times 10^6$$ $$Bbar{B}$$ events collected at the $$Upsilon(4S)$$ resonance with the Belle detector at the KEKB asymmetric-energy $$e^+e^-$$ collider.
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Construction and test of the first Belle II SVD ladder implementing the origami chip-on-sensor design
Irmler, C.*; 谷田 聖; 他98名*
Journal of Instrumentation, 11(1), p.C01087_1 - C01087_9, 2016/01
The Belle II Silicon Vertex Detector comprises four layers of double-sided silicon strip detectors (DSSDs), consisting of ladders with two to five sensors each. All sensors are individually read out by APV25 chips with the Origami chip-on-sensor concept for the central DSSDs of the ladders. The chips sit on flexible circuits that are glued on the top of the sensors. This concept allows a low material budget and an efficient cooling of the chips by a single pipe per ladder. We present the construction of the first SVD ladders and results from precision measurements and electrical tests.
81
EMC studies for the vertex detector of the Belle II experiment
Thalmeier, R.*; 谷田 聖; 他102名*
Journal of Instrumentation, 11(1), p.C01044_1 - C01044_10, 2016/01
The upgrade of the Belle II experiment plans to use a vertex detector based on two different technologies, DEPFET pixel (PXD) technology and double side silicon microstrip (SVD) technology. The vertex electronics are characterized by the topology of SVD bias that forces to design a sophisticated grounding because of the floating power scheme. The complex topology of the PXD power cable bundle may introduce some noise inside the vertex area. This paper presents a general overview of the EMC issues present in the vertex system, based on EMC tests on an SVD prototype and a study of noise propagation in the PXD cable bundle based on Multi-conductor transmission line theory.
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MLF試料環境
麻生 智一; 山内 康弘; 河村 聖子
波紋, 25(4), p.283 - 287, 2015/11
In the neutron scattering facility, sample environment is one of the important factor. In Materials and Life Science Experimental Facility (MLF) of J-PARC, sample environment team has been officially organized with succeeding the previous ad hoc sample environment team, aiming to measure safety on sample environment in MLF comprehensively and to perform efficient user support in sample environment. In MLF, each beamline (BL) has its own sample environment equipment that is dedicated for the instrument, while some pieces of BL-common sample environment equipment are prepared by the sample environment team. MLF users can also carry in their own equipment or devices for their experiment. All the equipment and devices are allowed to be introduced after passing the safety examination in MLF.
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Searching for the H-Dibaryon in J-PARC with a large acceptance hyperon spectrometer
Han, Y.*; 長谷川 勝一; 市川 裕大; 今井 憲一; 佐甲 博之; 佐藤 進; 杉村 仁志; 谷田 聖; J-PARC E42 Collaboration*; 他23名*
JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.021002_1 - 021002_5, 2015/09
The famed yet elusive H-dibaryon, an exotic quark state ($$uuddss$$), was predicted several decades ago and also supported by recent Lattice QCD calculations. The E42 experiment has been approved at J-PARC to search for the H-dibaryon with high statistics. A large acceptance hyperon spectrometer with a time projection chamber (TPC) will be used for searching the H-dibaryon from $$(K^-, K^+)$$ reaction off nuclei via its possible following decays such as $$lambdalambda$$. The E42 experiment has high sensitivity both above and below $$lambdalambda$$ threshold and will be the definitive experiment on the existence of the H-dibaryon, once and for all. Recent progress and achievements of the E42 collaboration will be presented, which include simulations on estimation of TPC performance in the electric field and the magnetic field, testing and optimization of a prototype TPC, and preparation of various detectors.
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Development of single-sided silicon detectors in the emulsion-hybrid system at J-PARC
Lee, J. Y.*; 江川 弘行; 長谷川 勝一; 早川 修平; 細見 健二; 今井 憲一; 佐甲 博之; 佐藤 進; 杉村 仁志; 谷田 聖; et al.
JPS Conference Proceedings (Internet), 8, p.021008_1 - 021008_6, 2015/09
A new single-sided silicon micro-strip detector (SSD) is being developed at the J-PARC K1.8 beam line for an emulsion-counter hybrid experiment (J-PARC E07). The SSD will be mainly used for vertex measurements in emulsion plates. Two prototypes of SSD have been fabricated to check the performance of the circuit board and silicon sensors. The first prototype consists of only one layer of a silicon sensor whereas the second prototype consists of two layers of silicon sensors. The final product will be a stack of 4 layers of silicon sensors in the order of $$X$$-$$Y$$-$$X$$-$$Y$$. The first and second prototypes of SSD have been tested and the final product will be fabricated based on the test result.
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RANS analyses on erosion behavior of density stratification consisted of helium-air mixture gas by a low momentum vertical buoyant jet in the PANDA test facility, the third international benchmark exercise (IBE-3)
安部 諭; 石垣 将宏; 柴本 泰照; 与能本 泰介
Nuclear Engineering and Design, 289, p.231 - 239, 2015/08
Density stratification in the reactor containment vessel is an important phenomenon on an issue of hydrogen safety. The Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has started the ROSA-SA project on containment thermal hydraulics. As a part of the activity, we participated in the third international CFD benchmark exercise (IBE-3) focused on density stratification erosion by a vertical buoyant jet in containment vessel. This paper shows our approach for the IBE-3, focusing on the turbulence transport phenomena in eroding the density stratification and introducing modified turbulence models for improvement of the CFD analyses. For this analysis, we modified the CFD code OpenFOAM by using two turbulence models; the Kato and Launder modification to estimate turbulent kinetic energy production around a stagnation point, and the Katsuki model to consider turbulence damping in density stratification. As a result, the modified code predicted well the experimental data. The importance of turbulence transport modeling is also discussed using the calculation results.
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J-PARCクライストロン高圧電源の改修
千代 悦司; 川村 真人*; 佐川 隆*; 小川 真一*
Proceedings of 11th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), p.1091 - 1093, 2014/10
J-PARCリニアックのクライストロン直流高圧電源は、2006年より324MHz高周波源用の電源6台が運転を開始し、現在までに35,000時間以上稼働している。また、2013年より972MHz用電源が稼働し、合計12台の高圧電源か稼働している。これまでの運転により本電源には、種々のトラブルが発生した。変調器では、絶縁離隔距離の不足で絶縁体が劣化し、油中放電が発生した。変圧整流器では、高圧ダイオードの破損や直流高電圧が安定しない事象が生じていた。電圧調整盤では、サイリスタの誤点弧により変圧器の鉄心が飽和する偏磁事象が生じた。本報告では、これら変調器や電圧調整盤、変圧整流器で発生したトラブルやその改修について報告する。
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Commissioning results on the cryogenic hydrogen system for moderators in JSNS
麻生 智一; 達本 衡輝; 大都 起一; 上原 聡明; 川上 善彦; 櫻山 久志; 二川 正敏
Proceedings of 19th Meeting of the International Collaboration on Advanced Neutron Sources (ICANS-19) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/07
J-PARCにおける1MW級JSNS中性子源の低温水素システムは、水銀ターゲットで発生した核破砕中性子を冷中性子に減速するためのモデレータに18K, 1.5MPaの超臨界水素を使用する。2008年4月のオフビームコミッショニングを通して、超臨界水素循環用低温水素システムの要求仕様を確認し、最大約190g/sの循環に成功した。2008年5月には、初めて中性子発生に成功し、モデレータにより減速した中性子を問題なく供給することを確認した。その後、オンビームコミッショニングにおいても本低温水素システムの特性を確認した。
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Development of cold source moderator structure
麻生 智一; 石倉 修一*; 寺田 敦彦*; 勅使河原 誠; 渡辺 昇; 日野 竜太郎
Proceedings of 7th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-7) (CD-ROM), 10 Pages, 1999/04
中性子科学研究計画では、5MW陽子ビームとターゲットとの核破砕反応で発生した大強度中性子を実験に応じたエネルギーレベルに減速する高効率の減速材の開発が極めて重要である。特に、超臨界水素を用いる冷減速材容器は、扁平、薄肉構造とし、1.5MPa,20Kの条件に耐え、かつ、水素温度の上昇を3K以内に抑制する必要がある。構造強度解析から容器には112MPaの応力が発生し、流動実験及び解析から水素温度を局所的に上昇させる再循環流の発生が顕著なことを確認した。これらの結果を踏まえて、微小フレーム構造等で強度を確保し、旋回流や吹出し流で再循環流の発生を抑制する冷減速材容器構造を提案した。