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論文

Valence control of charge and orbital frustrated system YbFe$$_{2}$$O$$_{4}$$ with electrochemical Li$$^{+}$$ intercalation

村瀬 知志*; 吉川 裕未*; 藤原 孝将*; 深田 幸正*; 寺西 貴志*; 狩野 旬*; 藤井 達生*; 稲田 康宏*; 片山 真祥*; 吉井 賢資; et al.

Journal of Physics and Chemistry of Solids, 162, p.110468_1 - 110468_6, 2022/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Chemistry, Multidisciplinary)

混合原子価系YbFe$$_{2}$$O$$_{4}$$における原子価制御の可能性を検討するため、電荷化学的手法によりLi$$^{+}$$イオンの挿入を試みた。対象物質をLiイオンバッテリー類似のセル状にして実験を行い、Li$$^{+}$$の挿入による格子定数および原子間距離の系統的変化を観測した。イオンの挿入は、電荷量に換算し300mAh/g以上であった。放射光吸収分光による局所構造観測を行ったところ、Li$$^{+}$$はYb層とFe層の間に挿入されることが分かった。本測定からは、金属鉄の微粒子が析出することも示唆された。このため、Li$$^{+}$$の挿入による鉄イオンの原子価の系統的な変化は明瞭に観測されなかった。メスバウア分光法などからは、Li$$^{+}$$は空間的に不均一に挿入されることが示唆されたものの、本研究の結果は、YbFe$$_{2}$$O$$_{4}$$の原子価や物性が電気化学的手法によって制御できる可能性を示すものである。

論文

Study on chemical form of tritium in coolant helium of high temperature gas-cooled reactor with tritium production device

濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 後藤 実; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 飛田 健次*

Proceedings of 2021 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2021) (USB Flash Drive), 5 Pages, 2021/10

日本が所有するブロック型高温ガス炉であるHTTRの冷却材中の水素と水素化物の濃度を詳細に調べた。その結果、CH$$_{4}$$はH$$_{2}$$濃度の1/10であり、従来の検出限界以下であることが明らかになった。冷却材中のH$$_{2}$$とCH$$_{4}$$の比がHTとCH$$_{3}$$Tの比と同じならば、CH$$_{3}$$TはよりH$$_{2}$$より大きな線量変換係数を持つため、この組成比はトリチウムの線量を最適に評価するための重要な知見である。更に、CH$$_{4}$$の起源の調査した結果、CH$$_{4}$$は炉心から不純物として放出されるよりもむしろ、熱平衡反応の結果として生成されることが示唆された。

論文

${it In situ}$ identification of the metastable phase during solidification from the undercooled YFeO$$_{3}$$ melt by fast X-ray diffractometry at 250 Hz

長汐 晃輔*; 栗林 一彦*; Vijaya Kumar, M. S.*; 庭田 健司*; 日比谷 孟俊*; 水野 章敏*; 渡辺 匡人*; 片山 芳則

Applied Physics Letters, 89(24), p.241923_1 - 241923_3, 2006/12

 被引用回数:22 パーセンタイル:61.1(Physics, Applied)

ReFeO$$_{3}$$(Re=YとLu)が無容器で凝固する途中での準安定相をその場で同定するため、放射光源を用いた250Hzでの時分割X線回折(XRD)実験を行った。準安定相は、最初に過冷却状態のYFeO$$_{3}$$の融体から凝固し、最終的には短いリカレッセンスの間($$sim$$0.035s)に安定な斜方晶YFeO$$_{3}$$相へと相変態する。凝固後の試料の粉末X線回折では準安定相を検出できないが、今回測定に成功したYFeO$$_{3}$$の準安定相の回折パターンは、準安定六方晶LuFeO$$_{3}$$相と一致した。

口頭

福島環境回復を目指して; 廃棄物減容化のためのCs脱離機構解明と脱離法の開発

塩飽 秀啓; 矢板 毅; 鈴木 伸一; 小林 徹; 宮崎 有史; Awual, M. R.; 元川 竜平; 岡本 芳浩; 松村 大樹; 吉井 賢資; et al.

no journal, , 

東京電力福島第一原子力発電所の事故に伴い、放射性セシウムが環境中に放出され深刻な環境汚染を引き起こしている。そこで、我々は福島の土壌成分の中で特にセシウム吸着性の高いバーミキュライトに着目し、放射光を利用してCs脱離機構解明と脱離法の開発研究を行った。セシウムと直接結合している酸素には2種類存在することが分かった。その一つがやや共有結合性を帯びており、セシウムが脱離しにくい要因となっていると考えられる。また、DXAFS測定からほぐれた粘土端面からセシウムが拡散進入し粘土層間が閉じることによって安定化することが分かった。さらに粘土鉱物をシュウ酸で高温処理してセシウムの脱離過程を調べたところ、一部の粘土骨格が壊れるものの共有結合性の高い結合性分が最後まで残留することも分かった。粘土鉱物へのセシウムの吸着状態が極めて安定であることが明らかとなった。これまでの成果をSTXM結果やDFT計算結果と合わせて紹介する。

口頭

ITERトロイダル磁場コイルの調達進捗

松井 邦浩; 辺見 努; 梶谷 秀樹; 高野 克敏; 安藤 真次; 山根 実; 水谷 拓海; 中野 俊英; 片山 賢治; 井口 将秀; et al.

no journal, , 

原子力機構は、ITER計画における日本国内機関として、9個のトロイダル磁場(TF)コイルと、予備1機を含む19個のTFコイル構造物の調達を担当している。これまでに実施してきた実規模試作の結果を踏まえて、実機TFコイル及びTFコイル用構造物の製作に着手した。これまでに、TFコイル第1号機用の5体の巻線を製作し、全ての巻線について導体長さが目標の$$pm$$0.01%以内であることを確認した。さらに、そのうち1体について超伝導生成熱処理を実施して熱処理による導体の伸縮量を評価し、短尺導体の伸縮量を元に想定した0.06$$pm$$0.02%の範囲であることを確認した。また、TFコイル第1号機用構造物のうちA1セグメントの組み立て作業に着手し、本作業を継続して実施しているところである。

口頭

高温ガス炉用LiロッドにおけるZrの重水素吸蔵特性

菅沼 拓郎*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 飛田 健次*

no journal, , 

高温ガス炉を用いて製造する核融合炉用燃料であるトリチウムを、Zrを用いて高温条件下で照射キャプセル内に閉じ込めるための研究を行っている。その中で、トリチウム閉じ込め性能を評価するにあたり、トリチウムの流出量の計算に必要なZr中のH/Zr原子比とトリチウムの見かけの拡散係数の関係を、重水素を用いた実験を行って調べた。その結果、H/Zr原子比の増加に伴い重水素のみかけの拡散係数Dが低下する結果を得た。(これは、水素化物の生成に起因すると考えられる。)今後、取得したデータを用いてトリチウムの流出量を計算し、照射キャプセルの閉じ込め性能の評価を行う予定である。

口頭

粒状Zrを用いた高温ガス炉用T製造Liロッド構造の検討; Zrの非定常水素吸蔵特性

岡本 亮*; 松浦 秀明*; 古賀 友稀*; 菅沼 拓郎*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 飛田 健次*

no journal, , 

高温ガス炉を用いたトリチウム(T)生産の検討において高温条件下におけるLi装荷体(Liロッド)へのT閉じ込め法としてZrを用いた方法を提案している。本研究ではLiロッドへのZr装荷方法を検討するため、大きさの異なるZr粒試料の水素吸蔵特性を調べた。

口頭

HTTRを用いたLi装荷用ロッド照射試験及び粒状Zr性能評価方法の検討

古賀 友稀*; 松浦 秀明*; 岡本 亮*; 菅沼 拓朗*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 中川 繁昭; 石塚 悦男; 飛田 健次*

no journal, , 

核融合原型炉の起動や炉工学試験に用いるトリチウム(T)を調達するために、高温ガス炉の減速材領域にLiを装荷しTを製造する方法を提案している。高温ガス炉の運転状態では減速材温度が1100$$sim$$1200Kとなり、LiロッドのT封じ込め性能が低下する。このため、T吸収体としてZrを使用することを検討しており、Zrは酸化等によりT吸収性能低下を防止するため、Ni被覆の粒状で使用する。本発表において、高温工学試験研究炉(HTTR)での照射試験を検討中であるNi被覆粒状Zrを用いた照射用ロッドの概念と照射試験法を示す。

口頭

T製造用高温ガス炉におけるLi核発熱及びそのT閉じ込め性能への影響

古賀 友稀*; 松浦 秀明*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 飛田 健次*

no journal, , 

GTHTR300にLi化合物を装荷してトリチウムを製造する場合について、設計した照射キャプセルのトリチウム閉じ込め性能の評価を行った。照射キャプセルからのトリチウムの流出量の計算は、炉心温度の他に新たに$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)T反応の核発熱を考慮して行った。その結果、核発熱を考慮することで、Tの流出量は従来の計算結果より15%低下し、閉じ込め性能が向上した。

口頭

高温ガス炉におけるT製造用Liロッドの検討; Zr水素吸収速度の温度依存性

中川 恭一*; 松浦 秀明*; 古賀 友稀*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 後藤 実; 濱本 真平; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 飛田 健次*; et al.

no journal, , 

高温ガス炉用トリチウム(T)製造Liロッドに対しZrを用いたT閉じ込め方法を検討している。炉内に温度分布が存在することを考慮して、炉内の温度範囲でのZr水素吸収速度を測定し、T閉じ込め性能を評価した。

口頭

高温ガス炉を用いたトリチウム製造の検討; 照射試験用試験体の構造及び実験法

北川 堪大*; 松浦 秀明*; 川井 大海*; 片山 一成*; 大塚 哲平*; 石塚 悦男; 中川 繁昭; 後藤 実*; 飛田 健次*; 小西 哲之*; et al.

no journal, , 

高温ガス炉における核融合炉用T(トリチウム)製造を検討している。常温から高温まで温度変化させた場合のNi被覆Zr球の水素吸収性能を観測し解析モデルを確認・検討した上で、照射試験のための試験体構造(Ni被覆Zr球数やLiAlO$$_{2}$$量)や実験法について検討した。

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