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論文

Thermo-responsive extraction of cadmium(II) ion with TPEN-NIPA gel; Effect of the number of polymerizable double bond toward gel formation and the extracting behavior

福岡 幸男*; 喜田 達也*; 中島 康孝*; 津曲 孝之*; 渡部 渉*; 稲葉 優介*; 森 敦紀*; 松村 達郎; 中野 義夫*; 竹下 健二*

Tetrahedron, 66(9), p.1721 - 1727, 2010/02

 被引用回数:18 パーセンタイル:48.53(Chemistry, Organic)

ピリジン環に結合させた重合性二重結合を持つアルコキシ基の数を1-4に変化させたTPEN誘導体を合成し、それぞれN-イソプロピルアクリルアミド(NIPA)とAIBN存在下において共重合させた。得られたポリTPEN-NIPAゲルについて、膨潤/収縮特性の温度応答性と、水相中からのカドミウム(II)の抽出に温度変化を観察した。特に重合性二重結合を3個以上持つTPEN誘導体から構成されるポリマーゲルは、水中において温度に依存して明確な膨潤収縮性を示した。これらのゲルは、Cd(II)イオンを5$$^{circ}$$Cにおける膨潤状態で効率的に水相中から抽出したが、収縮状態である45$$^{circ}$$Cでは抽出はわずかに観察されたのみであった。

口頭

JAEAにおけるATF基礎基盤研究

Mohamad, A. B.; 根本 義之; 相馬 康孝; 石島 暖大; 佐藤 智徳; 井岡 郁夫; Pham, V. H.; 三輪 周平; 中島 邦久; 加治 芳行; et al.

no journal, , 

ATF等の新型燃料実用化においては、関連技術開発やそれらの基となる科学的知見の取得及び拡充が不可欠である。原子力機構は、照射試験実施による燃料ふるまい解析技術基盤の構築のための研究開発を行い、長期を要する開発において、開発内容やスケジュールの予見性向上に貢献していくべきと認識している。このため、実装化が最も早いCrコーティング被覆管に関して、燃料ふるまいのメカニズムに立ち返り、「長期照射時の影響」「事故時影響」に関する科学的知見を拡充することを目的とした基礎基盤研究計画を立案し、研究をすすめている。本発表では各研究項目の内容や期待される成果、これまでに得られた結果等を紹介する。

口頭

事故耐性向上を目指した燃料被覆管のコーティング技術に関する研究,1; JAEAにおける事故耐性コーティング技術研究と装置開発

山下 真一郎; Mohamad, A. B.; 根本 義之; 相馬 康孝; 石島 暖大; 佐藤 智徳; 井岡 郁夫; Pham, V. H.; 三輪 周平; 中島 邦久; et al.

no journal, , 

原子力機構(JAEA)では事故耐性の向上を目指した燃料被覆管の各種コーティング技術の研究を行っている。講演では全体概要の他、それらの研究に用いることを目的としたJAEAでの新規の装置開発について紹介する。

口頭

Fundamental research program on zircalloy with accident tolerance

Mohamad, A. B.; 相馬 康孝; 根本 義之; 阿部 陽介; 井岡 郁夫; 佐藤 智徳; 石島 暖大; 三輪 周平; 中島 邦久; 加治 芳行; et al.

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(以下、JAEA)では、2019年に事故耐性を兼ね備えたジルカロイに関する基礎研究を立ち上げ取り組んできている。基礎研究を実施する主目的は、長期の通常運転時、冷却水喪失事故(以下、LOCA)時、設計基準外事象(以下、B-DBA)時、過酷事故(以下、SA)時におけるジルカロイ挙動の理解を深化させること、そして国内メーカで開発されているクロムコーティングジルカロイの実装を支援すること、である。JAEAはまた、通常運転時、LOCA時、B-DBA時、SA時における事故耐性コーティングジルカロイの挙動理解に必要な基礎技術開発も行っている。例えば、通常運転条件を模擬するために軽水炉の冷却条件を組合わせたイオン照射試験技術を開発している。また、被覆管の破断やバル―ニングを詳細に理解するために、LOCA試験で得られた結果を機械学習に取り込んだ解析等もしている。さらには、高温酸化試験のような分離効果試験なども実施している。加えて、B-DBAやSA時の核分裂生成ガスの放出についても研究プログラムに含まれている。将来的には、これらの基礎技術を用いて得られた研究結果は、統合されて燃料ふるまい解析コードに導入されることによって原子炉の運転条件下での燃料ふるまいの予測に用いられる。

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