Non-aqueous selective synthesis of orthosilicic acid and its oligomers

五十嵐 正安*; 松本 朋浩*; 八木橋 不二夫*; 山下 浩*; 大原 高志; 花島 隆泰*; 中尾 朗子*; 茂吉 武人*; 佐藤 一彦*; 島田 茂*

Nature Communications (Internet), 8, p.140_1 - 140_8, 2017/07

https://doi.org/10.1038/s41467-017-00168-5

Orthosilicic acid (Si(OH)) and its small condensation compounds are among the most important silicon compounds but have never been isolated, despite the long history of intense research due to their instability. These compounds would be highly useful building blocks for advanced materials if they become available at high purity. We developed a simple procedure to selectively synthesize orthosilicic acid, its dimer, cyclic trimer, and tetramer, as well as appropriate conditions to stabilize these species, in organic solvents. Isolation of orthosilicic acid, the dimer and the cyclic tetramer as hydrogen-bonded crystals with tetrabutylammonium halides and of the cyclic trimer as solvent-containing crystals was achieved. The solid-state structures of these compounds were unambiguously clarified by single crystal X-ray diffraction analysis and also by neutron diffraction study for orthosilicic acid. Based on these results, we also succeeded in developing a more practical synthetic procedure for high concentrations of stable orthosilicic acid stably in organic solvents via a simple hydrolysis of tetraalkoxysilanes.

研究開発段階発電用原子炉施設の保守管理

高屋 茂; 近澤 佳隆; 林田 貴一; 田川 明広; 久保 重信; 山下 厚

JAEA-Research 2016-006, 66 Pages, 2016/07

JAEA-Research-2016-006.pdf:3.4MB

本報告書は、研究開発段階発電用原子炉施設(以下、「研開炉」という。)の特徴を考慮して、原子炉施設の安全性確保を最優先としつつ、炉型に適した保守管理技術体系を構築するために実施すべき保守管理に関する検討結果をまとめたものである。まず、研開炉の保守管理の目的を明確にし、次に、その目的に基づいて、研開炉の保守管理に対する具体的な要求事項と考慮事項について検討を行った。検討に際しては、日本電気協会から発刊されている「原子力発電所の保守管理規程」及び「原子力発電所の保守管理指針」を参考にした。検討結果は、新しく研開炉版の保守管理規程案としてまとめた。最後に、ナトリウム冷却高速炉の特徴的な機器であるナトリウムを内包する機器を例にして、研開炉の保守管理規程案を適用した場合の保全内容の設定案を示した。

Role of residual transition-metal atoms in oxygen reduction reaction in cobalt phthalocyanine-based carbon cathode catalysts for polymer electrolyte fuel cell

小林 正起*; 丹羽 秀治*; 原田 慈久*; 堀場 弘司*; 尾嶋 正治*; 大渕 博宣*; 寺倉 清之*; 池田 隆司; 腰越 悠香*; 尾崎 純一*; et al.

Journal of Power Sources, 196(20), p.8346 - 8351, 2011/10

https://doi.org/10.1016/j.jpowsour.2011.06.062

コバルトフタロシアニンとフェノール樹脂の混合物の熱分解によって合成したコバルトフタロシアニン由来の炭素触媒中の炭素原子の電子構造をX線吸収微細構造分析と硬X線光電子分光を用いて調べた。Co K端XAFSスペクトルからほとんどのコバルト原子は金属状態であるが酸洗い後でも少量の酸化コバルト成分があることがわかった。また、XAFSとHXPESのプローブ長の違いから酸洗い後においてCoクラスタ凝集体の表面領域はおもに金属Coから構成されていることがわかった。酸洗い前後で電気化学的性質がほとんど変化しなかったことから、残存金属Co又は酸化Co自体は炭素カソード触媒の酸素還元反応活性にほとんど寄与しておらず、炭素や窒素等の軽元素がコバルトフタロシアニン由来炭素触媒の活性点を構成していると考えられる。

X-ray photoemission spectroscopy analysis of N-containing carbon-based cathode catalysts for polymer electrolyte fuel cells

丹羽 秀治*; 小林 正起*; 堀場 弘司*; 原田 慈久*; 尾嶋 正治*; 寺倉 清之*; 池田 隆司; 腰越 悠香*; 尾崎 純一*; 宮田 清蔵*; et al.

Journal of Power Sources, 196(3), p.1006 - 1011, 2011/02

https://doi.org/10.1016/j.jpowsour.2010.08.054

固体高分子形燃料電池用窒素含有炭素ベース正極触媒3種類の電子構造を硬X線光電子分光で調べた結果を報告する。炭素1sスペクトルから酸素還元活性には炭素ネットワークが重要であること、窒素1sスペクトルから高活性なサンプルはグラファイト様窒素をより多く含むことがわかった。

原研-サイクル機構融合研究成果報告書; 照射環境における原子炉構造材料の劣化現象に関する研究

上野 文義; 永江 勇二*; 根本 義之; 三輪 幸夫; 高屋 茂*; 星屋 泰二*; 塚田 隆; 青砥 紀身*; 石井 敏満; 近江 正男; et al.

JAERI-Research 2005-023, 132 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-023.pdf:33.03MB

原研とサイクル機構は、平成15年度から研究開発の効率的推進と研究の相乗的発展を目指す「融合研究」を開始した。本研究は、「融合研究」の一つとして、高速炉や軽水炉環境などの照射環境において生じる構造材料の照射劣化現象を対象に、劣化機構の解明,早期検出及び評価方法の開発を目的とした。平成1617年度は、本研究に用いる照射材対応の遠隔操作型の微少腐食量計測装置,腐食試験装置及び漏えい磁束密度測定装置を整備し、SUS304の照射後及び非照射クリープ試験片や照射後高純度モデル材を共通試料とし、両手法を用いた劣化検出を試みるとともに、比較のための非照射劣化模擬試料を用い、基礎的なデータを取得した。これらの結果に基づき、本研究において提案した劣化評価法の適用性を検討した。

Radiation effects on yttria-stabilized ZrO single crystals with helium and Xenon ions at RT and 923K

北條 喜一; 北條 智博; 笹島 尚彦*; 白数 訓子; 山下 利之; 湊 和生; 古野 茂実*

AIP Conference Proceedings 680, p.647 - 652, 2003/00

https://doi.org/10.1063/1.1619799

岩石型燃料の母材として注目されている安定化ZrOの照射特性を調べた。核分裂片による照射損傷は、高エネルギー領域で生じる電子励起による損傷と低エネルギー領域で生じる核的衝突による損傷の二種類に大きく分けることができる。この中で、材料の損傷は、核的衝突によるはじき出しが主と考えられている。そこで、原研が開発して、低エネルギーイオン加速器付設高分解能電子顕微鏡を用いて、加速電圧35keVのHeイオンと60keV Xeイオンを室温から650Cに加熱した上記材料に照射し、各温度による損傷形態の違いを明らかにした。その結果、HeイオンとXeイオン照射どちらの照射においても、材料の非晶質化を観察することができず、対照射性が非常に高いことを明らかにした。また、各照射温度での重照射で、1~2nmのHe及びXeのバブルが生じることを明らかにした。また、1200Cの高温焼鈍において、Xeバルブは、大きく成長し数10nmに成長するがHeバブルはシュリンクし、数密度も減少することを電顕その場観察法を用いて明らかにすることができた。この結果安定化ZrOは、岩石型燃料の母材として照射特性上、非常に優れた材料であることがわかった。

HTTR臨界試験の結果

藤本 望; 竹内 光男; 藤崎 伸吾; 中野 正明*; 山下 清信; 茂木 春義

UTNL-R-0378, p.5.1 - 5.10, 1999/00

HTTRは1998年7月に燃料装荷を開始し、同年11月に初臨界を達成した。臨界近接では炉心外周部から燃料を装荷し、環状炉心で臨界とした。従来行われてきた1/Mの直線外挿では臨界予測が難しかったため、臨界量も調整した計算により評価した1/Mで測定値をはさみ込むことにより臨界量を予測することができた。臨界試験では、過剰反応度、炉停止余裕、中性子束分布、制御棒反応度価値、熱出力及び動特性パラメータ等の測定を行った。過剰反応度の測定では、制御棒の干渉効果により測定値は実際の値より小さくなる。そのため、解析により補正係数を求め、これを測定値にかけることにより補正を行った。炉停止余裕や中性子束分布測定では、解析値は測定値もよく模擬できていることがわかった。今後、試験結果の検討を進め、解析の高度化を図ることとしたい。

ITER neutral beam injection system; Japanese design proposal

小原 祥裕; 田中 茂; 秋場 真人; 荒木 政則; 藤沢 登; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 真木 紘一*; 水野 誠; 奥村 義和; et al.

JAERI-M 91-052, 176 Pages, 1991/03

JAERI-M-91-052.pdf:4.07MB

ITER共通設計基準に基づいた中性粒子ビーム入射システム(NBS)の日本概念設計案について述べる。本システムは、1.3MeVで75MWの重水素中性粒子ビームを入射するものであり、プラズマ加熱の他電流駆動や電流分布制御にも用いられる。本システムは9ユニットより成り、各ユニット当り最大1.3MeV、10MWのビームを入射する設計としている。本設計で最も重要な点は、原研での実験結果に基づいて、低運転ガス圧で高い負イオン電流密度を得ることができるセシウム導入型体積生成負イオン源を採用していることである。本イオン源の採用により、NBIシステムの効率を改善すると共に、ITER共通設計基準を満足するコンパクトなNBIを設計することができた。

Maintenance of neutral beam injectors for ITER; Japanese proposal

田中 茂; 小原 祥裕; 秋場 真人; 荒木 政則; 花田 磨砂也; 井上 多加志; 水野 誠; 奥村 義和; 関 昌弘; 渡邊 和弘; et al.

Fusion Engineering and Design, 18, p.507 - 515, 1991/00

https://doi.org/10.1016/0920-3796(91)90170-U

ITER用粒子入射装置の保守、修理に関する概念およびシナリオを提案した。本提案の主な特徴は、以下の通りである。1)1台当り数百トンになる粒子入射装置の重量を支持するため、コンクリート製支持構造を採用。2)天井クレーンの負荷を下げ、保守分解を容易にするために、各粒子入射装置をイオン源ユニットとビームラインユニットに分割可能とした。3)イオン源ユニットは、頻繁な保守を必要とするので、レールシステムにより個別移動が可能。4)放射化物の飛散による汚染を防止するため、二重ドアシステムを採用。5)レーザ溶接/切断や形状記憶合金を接合/分離に利用。6)故障発生時は、当該ユニットを別室のホットセルに移動し、遠隔操作で修理する。以上のような基本概念に基づき、イオン源ユニットの分解/組立、ビームラインユニットの分解/組立の4通りの場合について、シナリオを決定した。

Evaluation of contamination on concrete of JPDR building

安中 秀雄; 畠山 睦夫; 助川 武則; 小崎 完; 山下 茂; 星 蔦雄

Proc. of the 1989 Joint Int. Waste Management Conf., Vol. 1, p.183 - 187, 1989/10

原子炉施設の解体に際して、建屋の放射性汚染コンクリートの除染は、放射性廃棄物として生ずるコンクリート量の低減あるいは、建屋の無拘束解放を行う上で重要である。このため、解体前に建屋の床、壁等のコンクリートの汚染分布、汚染浸透深さ等の状況を正確に評価しておく必要がある。そこで、JPDRでは建屋の汚染状況を把握するためにコンクリート試料のサンプリング・測定法を用いて汚染状態を特定した。得られた汚染箇所から、運転記録に基づく汚染履歴との相関性が確認された。汚染分布の大半は表面汚染のみで、厚さ4mm程度を能率よく削れるプレーニングカッタあるいはスキャブラーを用いる除染工法が適する。また、汚染が浸透している所では、その殆どが2cm以内の深さにあり、一度に2~3cmの厚さのコンクリートが除去できればよく、マイクロ波照射法などの除去工法が適していることなどが判った。