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新井 太貴*; 吉越 章隆; 本橋 光也*
材料の科学と工学, 60(5), p.153 - 158, 2023/10
現在、Si酸化膜は絶縁材料として電子デバイスや生体材料に広く利用されている。この膜の原子結合状態は、各デバイスの特性に影響を与えるため、特に膜のSiとOの化学結合状態の理解と制御が必要となる。本研究では、極低濃度のHF水溶液を用いた陽極酸化によってSi基板表面に形成されるSi酸化膜をX線光電子分光によって分析した。Si2pおよびF1sスペクトルを中心に調べた。HF濃度がppmオーダであるにもかかわらず、膜表面にパーセントオーダのFを含んでいることがわかった。膜中にSi-FやSi-O-F結合が形成されたことを示唆する結果である。また、FとOの深さ分布が異なることから、FとOで表面反応プロセスが異なることが推論された。
水田 直紀; 角田 淳弥; 柴田 大受; 大崎 貴士*; 加藤 秀樹*; 井澤 祥一*; 武藤 剛範*; Gizatulin, S.*; 坂場 成昭
炭素材料科学の進展; 日本学術振興会第117委員会七十周年記念誌, p.161 - 166, 2018/10
原子力機構及び日本の黒鉛メーカ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)は、高温ガス炉の炉内構造材料に用いる黒鉛の耐酸化性を向上させることを目的に、CVD法によりSiCコーティングを施した耐酸化黒鉛の研究を進めている。本報では、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実施した、カザフスタン共和国の核物理研究所(INP)のWWR-K炉による耐酸化黒鉛の中性子照射試験について紹介する。照射試験に先立ち、各試験片に対して未照射条件での酸化試験を行った結果、耐酸化試験片全てにおいて、CVD法により施されたSiCコーティングが十分な耐酸化性を示すことがわかった。中性子照射試験は終了しており、今後はWWR-Kホットラボでの炉外酸化試験を行う計画である。
社本 真一
材料の科学と工学, 48(2), p.69 - 73, 2011/04
鉄系超伝導材料について、これまで中性子散乱により行われてきた研究を、施設の紹介と合わせて解説した。
佐藤 治夫; 村岡 保*
米国材料学会(MRS2002)(第26回放射性廃棄物管理の科学的基礎に関する国際シンポジウム), 757, 0 Pages, 2003/00
本研究では、代表的な堆積岩の1つである砂岩中のcs及び1の見掛けの拡散係数Daと収着容量
を、間隙水のイオン強度IS([NaCl]=0.01,0.51m)及びトレーサ濃度([Cs1]=1.5e-2, 1.5e-4m)をパラメータに取得し、インタクトな岩石中での遅延特性を検討した。実験はIn-Diffusion法で行い、細粒砂岩を使用した。Csのdaはトレーサ濃度1.5e-4mに対しては約1.0e-11m2/sであり、ISの影響は見られなかった。一方、Daはトレーサ濃度の増加に伴い増加した。この傾向はの傾向とも一致しており、Csの収着がISに依存しない事を示唆している。1の濃度分布は、同じ拡散期間では破過状態に達していた。これは、1の拡散がCsよりも早いことを示すと共に、砂岩に対する両イオンの収着の違いが反映されたものと考えられる。
三輪 幸夫
「革新的水冷却炉における放射線場の水化学と材料技術開発」シンポジウム報告書, p.10_1 - 10_8, 2002/00
軽水炉のIASCC研究の現状について概観し、以下の原研で行っている特徴ある研究成果を紹介した。添加元素であるC又はMoが、照射欠陥発達を促進又は抑制することを明らかにした。これら元素が、その寸法因子に基づく拡散機構により照射点欠陥の相互再結合を促進し、拡散を抑制する結果、IASCC感受性を抑制させる可能性について述べた。さらにこの機能が、データベースに見られる傾向と一致することを紹介した。次に、IASCCの発生には、しきい温度がある可能性と発生機構がアレニウス型の温度依存性を示す結果を紹介した。最後に、マルテンサイト系Fe-Cr合金の耐IASCC特性が、オーステナイト系ステンレス鋼よりも優れているという結果を紹介した。これらの研究成果に基づき、耐IASCC性を補償する材料特性に関して検討を行った。
佐藤 治夫
米国材料学会(MRS2002)第26回放射性廃棄物管理の科学的基礎に関する国際シンポジウム, 0 Pages, 2002/00
本研究では、代表的な堆積岩の1つである砂岩中のcs及び1の見掛けの拡散係数daと収着容量を間隙水のイオン強度is(「nacl「=0.01,0.51m)及びレーサ濃度(「cs1「=105e-2,105e-4m)をパラメータに取得し、遅延特性を検討した。実験では細粒砂岩を使用した。csのdaはトレーサ濃度1.5e-4mに対しては約2e-11m2/sであり、isの影響は見られなかった。一方、トレーサ濃度の増加に伴い増加した。この傾向はの傾向とも一致しており、csの収着がisに依存しないことを示唆している。1の濃度分布は、同じ拡散期間では破過状態に達していた。これは、1の拡散がcsよりも速いことを示すと共に、砂岩に対する両イオンの収着の違いが反映されたものと考えられる。発表では、岩石の基本特性データに基づいて、分配係数とインタクトな岩石中の遅延との関係及び分配係数の適用性について
牧野 仁史; 内藤 守正; 梅木 博之; 加藤 智子; 若杉 圭一郎; 澤田 淳
米国材料学会主催国際シンポジウム「放射性廃棄物管理に関する科学的基礎」, 0 Pages, 2002/00
第2次取りまとめの性能評価の方法論について整理し、わが国の幅広い地質環境を考慮しても、人工バリアを中心とする処分システムの性能が、いかに頑健なものであったかに焦点をあてて発表する。
阿部 弘亨
炭素素原料科学と材料設計,3, p.5 - 14, 2001/00
イオン注入/照射下においては物質中に格子欠陥を注入イオンが蓄積する。その結果、非晶質化などの相変態や新規注入が形成される。本稿では炭素系において観測される非晶質化ならびに同心球状黒鉛ナノ粒子(カーボンオニオン)について、最近のわれわれの研究成果を総説した。まず、非晶質化線量の温度依存性からイオン注入条件を確立した。すなわち700K以上の高温では非晶質化せず、黒鉛の結晶構造が保持され、イオン注入で形成されるオニオンの結晶構造が安定であるとの指針を得た。またイオン注入後ならびにその場観察実験によって、オニオンの核形成・成長・集積過程を明らかにした。さらに多量生産に関する技術的基盤を整えた。
佐藤 治夫
米国材料学会(第24回放射性廃棄物管理の科学的基礎に関する国際シンポジウム), 0 Pages, 2000/00
本研究では、拡散に及ぼす圧縮ベントナイトの間隙構造因子の影響を評価するため、HTOを用いて以下の4種類の拡散実験を行った。(1)実効拡散係数(De)の圧縮方向依存性、(2)見掛けの拡散係数(Da)珪砂混合率依存性、(3)Daのベントナイト初期粒径依存性、(4)ベントナイトに発生した亀裂の修復特性。(1)は、クニゲルV1とクニピアFについて圧縮方向と同軸あるいは鉛直方向から測定した。(2)は、クニゲルV1に対するDaを珪砂混合率をパラメータとした。(3)は、粒状ベントナイト(OT-9607)に対するDaを測定した。(4)は、含水ベントナイトに亀裂を入れ、再度含水させ再含水期間をパラメータにDaを測定した。クニゲルV1では圧縮方向依存性はなかったが、クニピアFでは圧縮方向に対して鉛直方向の方が大きいDeとなった。Daに与える珪砂混合率の影響は見られなかった。また、Daに及ぼす初期粒径の違いは
水木 純一郎
材料科学, 35(3), p.155 - 163, 1998/05
放射光X線を利用した物質の表面及び界面構造研究について、いくつかの実験例を示しながら説明する。放射光が一般に使われるようになって飛躍的に進歩した分野に表面・界面構造研究があげられる。これは、放射光X線が大強度であるために原子一層でも構造を解析できるようになったからである。ここでは、微小角入射回折法、CTR法、異常分散法などを基礎から説明し、それぞれの方法で研究された実験例を示しながら放射光X線の魅力を説明する。
有金 賢次
応用放射線化学シンポジウム; 放射線環境と高分子材料講演要旨集, p.25 - 28, 1991/01
放射化分析やRI製造などのため、原子炉内で試料を照射する場合のキャプセルとして、主にアルミニウムキャプセルとポリエチレンキャプセルが使われているが、このほど、高分子材料PEN(Poly Ethylene 2,6 Naphthalale)を用い、新たな原子炉照射用キャプセルを開発した。このキャプセルの特徴は、(1)JRR-4で6時間程度の原子炉照射に耐え、(2)誘導放射能が少なく、(3)射出成型により大量生産できることである。本キャプセルは今後、数時間程度の照射を必要とし、照射後直ちに試料の開封・測定が必要な放射化分析などの研究に貢献するものと考えられる。講演では、現在使われている原子炉照射用キャプセルの概要と、新たに開発したPENキャプセルの性能等について報告する。
奥 達雄; 衛藤 基邦
材料科学, 19(6), p.329 - 334, 1982/00
黒鉛材料の破壊が,組織内のいかなる通路を通じて行われるのか,あるいはき裂は組織内のどこを電播しやすいのかということがもし明らかになれば,その破壊またはき裂の進展に係わっている組織を強化することによって,強度および破壊靭性を上げることが可能になると考えられる。このような意味において,黒鉛材料の破壊とその破面の詳細な観察結果との関連を研究することは,黒鉛材料として使用する上で非常に重要であるばかりでなく,高強度,高靱性材料の開発の上でも重要なことである。
原山 泰雄; 古田 照夫
材料科学, 16(4,5), p.173 - 179, 1979/00
大型電算機を使用して、使用目的に適した合金を設計する法が開発されつつある。本論文は合金設計そのものを論じたものではない。軽水炉被覆管(ジルカロイ)を使用する者から見てジルカロイにどのような性質の改善が望ましいかを考えてみた。通常運転時では、焼きしまりと出力急昇時に影響を与えているクリープ強度と被覆寿命を左右する腐食の問題を取り上げ、今後の被覆材質改良の方向を示唆した。事故時として冷却材喪失事故時の被覆のふるまいを解説し、高温強度と酸化による脆化について被覆材質の改良ではかなりむずかしいことを示した。
大野 英雄; 古川 和男
材料科学, 14(6), p.310 - 316, 1977/06
液体金属および溶融塩等の高温融体が、原子力関係あるいは太陽熱エネルギー利用等にその重要度を高めつつある。特に重要な溶融塩の物性値はそのイオン性液体構造と密接な関係があり、その構造を知ることはこれらの物性値を系統的に理解する上でぜひとも必要である。本稿では、主として複雑なアルカリ酸素酸塩(Li
SO
,LiNO
,LiCO等)、アルカリフルオロベリリウム酸塩(LiF-BeF系)、溶融珪酸塩(SiO,LiO-SiO等)の構造研究の総説を行った。
(Flibe)系溶融塩とその応用; 溶融スラグ、溶融塩増殖炉、核融合炉など古川 和男; 大野 英雄
材料科学, 14(6), p.302 - 309, 1977/06
溶融塩技術は近年着実な発展をとげつつあるが、中でもLiF-BeF形を中心とするFlibe技術は、特に興味ある位置を占めている。したがって、この系の基本的な構造および物性値について紹介しつつ、またその広い応用面の解説をも行ったものである。その構造、物性の理解には、それが融体でMgO-SiOと定量的に相応状態を形成することを利用すると有効である。これは、今後より深い溶融スラグの研究に、Flibeが大いに役立つことを意味する。また、溶融塩増殖炉の燃料媒体としての応用は、その優れた実用性から一層注目されてきている。されにそれは、トリチウム生産炉、アクチノイド溶融塩高速炉、およびDT核融合炉ブランケット工学へと広く関連しており、基礎研究と応用研究の多角的相関を示す良い例といえよう。これらを契機として、一層溶融塩技術が成熟してゆくことが期待される。
川崎 了
材料化学, 13(3-4), p.90 - 95, 1976/04
原子炉材料中の不活性ガス拡散について総説した。不活性ガスは固体中への溶解度が非常に小さいので、固体中では析出してガス気泡を作るが、この気泡は指数の小さな結晶面で囲まれた多面体になる。したがって拡散機構は気泡表面の或る結晶面の素地原子が表面拡散で他の結晶面に移ることになる。気泡として観察されない状態での拡散は実験結果はまちまちで、且つ不明な点が多い。不活性ガス移動の駆動力についても考察した。
菊池 武雄
材料科学, 9(3), p.126 - 134, 1972/06
発電用動力炉の核燃料の評価を行なうにあたって,取上げるべき問題は種々あるが,要約すると,出力の高いこと,および燃焼度の高い(寿命が永い)ことの両者が期待されるかどうかということにつきる.本稿で対象とするセラミックス燃料の中で代表的な二酸化ウランU0
はすでに10年を越える技術的経験を経て,なお今も研究開発が進められている.また炭化物,窒化物などは,とくに近い将来の高速増殖炉燃料としてその可能性が期待されている.
白石 健介
材料科学, 9(3), p.135 - 140, 1972/06
金属材料の放射線損傷に関する研究のうち実用の原子炉材料に関係ある分野では,高速増殖炉や核融合炉の炉心材料の受ける損傷の程度を評価するために,照射量が非常に大きい場合(高速中性子で10
n/cmまたはそれ以上の照射量)の金属材料の照射損傷に関心が向けられてきた.この研究のために放射線として原子炉による高速中性子のほかに超高圧電子顕微鏡に.よる電子線,加速器による重い荷電粒子(イオン)が利用されている.ここでは,これらの放射線による金属材料の受ける損傷の程度の大きさとその特徴について述べる.
古川 和男
材料科学, 9(3), p.141 - 149, 1972/06
純金属液体は,一般単軍原子液体であるから熱分解や放射線損傷を考える必要がなく,また液体温度範囲が広く(Naは融点98°,沸点883
)熱伝導がすぐれているために,原子力技術開発の大きな担い手となりつつある.その中でも最もすぐれたものが液体ナトリウムであろうが,その理由は700以下でステンレス鋼を容器材料として使用できることに恥大きく依存している.これ以外の構造材料をも考慮に入れうるので,たとえば開発中の高速中性子増殖炉のみでなく,各種の高温炉の一次または二次冷却系,直接発電装置,核融合炉その他へとその応用範囲を拡げてゆける可能性があり,その技術的基礎固めが強く望まれている.
長崎 隆吉; 森 茂
材料科学, 9(2), p.85 - 89, 1972/04
最近核融合の研究では,核融合炉の炉心となる高温プラズマの研究が進み,炉心プラズマ実現のための道筋が明らかとなり,それが実現される時期は今後5年,おそくとも10年と考えられるようになった.それに応じてこの炉心を使って核融合炉をまとめ上げるための検討が始まり,原子力の広い関連分野に.わたる総合的な検討が行なわれ,炉にまとめる際の問題点が一応明らかとなってきた.総括的にいえば,在来の原子力技術の延長により核融合炉を造り上げることについて,実現不可能なものはないようである.しかしながら,炉の規模,材料,熱除去などについては,従来の技術を大幅に発展させる必要かおり,それには強力な開発努力を必要とする.今後の予想としては,核融合実験炉の試験が1980年代,実用化の時期が1990年より来世紀初めと考えるのが一般となってきた.
