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石塚 悦男; 長住 達; 長谷川 俊成; 川井 大海*; 脇坂 真司*; 長瀬 颯太*; 中村 建斗*; 矢口 陽樹*; 石井 俊晃; 中野 優美*; et al.
JAEA-Technology 2024-008, 23 Pages, 2024/07
JAEA-Technology-2024-008.pdf:1.69MB
「HTTRに関する技術開発」をテーマとした2023年度夏期休暇実習において、3つの大学から5名が参加した。参加者は、HTTR炉心の解析、強制冷却機能喪失時の挙動解析、一次冷却系統のヨウ素沈着挙動解析、高温ガス炉用エネルギー貯蔵システムの概念検討について実習した。実習後のアンケートでは、就業体験として有益であったこと、一部の学生においては自身の研究に役立ったこと等の感想があり、本実習は概ね良好な評価を得た。
斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 遠藤 慎也; 桜庭 直敏; 宮井 博充; 川合 將義*; Dai, Y.*
Journal of Nuclear Materials, 450(1-3), p.27 - 31, 2014/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料など核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP: SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムではPSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCAとAlloy800Hの曲げ疲労試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が120-350
C、はじき出し損傷量が7.0-19.3dpaであった。JPCA鋼の曲げ疲労試験の結果、STIP-I試料と同様、照射前後で疲労寿命はほとんど変化はなく、疲労寿命の照射量依存性も見られなかった。試験後の破面観察の結果、粒界破面は見られなかった。この約19dpa照射されたJPCA鋼には約1600appmのHeが生成し、それらの多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。一方、Alloy800Hの破面には一部に粒界破面が観察された。
内田 健一*; Xiao, J.*; 安立 裕人; 大江 純一郎; 高橋 三郎; 家田 淳一; 太田 岳*; 梶原 瑛祐*; 梅沢 浩光*; 河合 浩孝*; et al.
Nature Materials, 9(11), p.894 - 897, 2010/11
被引用回数：1078 パーセンタイル：99.88(Chemistry, Physical)ゼーベック効果に代表される熱電発電は、次世代の省エネルギー技術には不可欠の機能である。これまでこの機能の発現には伝導電子の存在が必要であると思われてきたが、伝導電子の存在は熱デバイスの設計にとって不利であることが多いため、結果として伝導電子の存在が熱電発電の応用範囲を限定する原因となっていた。今回、われわれは絶縁体中を流れる熱流から電圧を生成することに成功したので、それを報告する。われわれが明らかにしたのは、磁性絶縁体LaY
Fe
O
が伝導電子を持たないのにもかかわらず、熱流をスピン圧に変換できるという事実である。このスピン圧は、LaYFeOに貼付けられたPt薄膜中で生じる逆スピンホール効果を用いることで電圧に変換することができるため、熱流から電圧を生成することが可能となる。今回の実験結果を理解するためには、LaYFeOとPtとの界面に働く、熱によるスピン交換相互作用を考える必要がある。われわれの発見は熱電変換素子となりうる物質の可能性を拡げ、そしてまたスピンゼーベック効果の背後に潜む物理を理解するための極めて重要な情報を与えた。
斎藤 滋; 濱口 大; 遠藤 慎也; 桜庭 直敏; 宮井 博充; 菊地 賢司*; 川合 將義*; Yong, D.*
no journal, ,
核破砕中性子源やADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP; SINQ Target Irradiation Program)が進行中である。本プログラムは1996年に始まり、PSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCA鋼の曲げ疲労試験の結果を報告する。曲げ疲労試験の結果、JPCA鋼は照射後も曲げ疲労寿命に大きな変化は見られなかった。照射量依存性も見られなかった。試験後の破面観察の結果、粒界破面や割れなどは見られなかった。このJPCA鋼には約1600 appmのHeが生成し、表面からの反跳分を除いた多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に破面観察において粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。
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量)や実験法について検討した。
斎藤 滋; 菊地 賢司*; 濱口 大; 遠藤 慎也; 宇佐美 浩二; 桜庭 直敏; 宮井 博充; 小野 勝人; 松井 寛樹; 川合 將義*; et al.
no journal, ,
ADSのビーム入射窓及び構造材料は、高エネルギー陽子及び核破砕中性子の照射により、損傷を受ける。核破砕条件における材料の照射損傷特性を明らかにするために、スイスのPSIを中心として核破砕ターゲット材料照射プログラム(STIP)が進行中である。STIPではPSIの加速器で各種材料を580MeVの陽子で照射し、参加国がPIEを分担して行っている。原子力機構も照射試料の一部を輸送し、照射後試験を行った。本発表ではSTIP-II試料の中からJPCA鋼について、引張り試験、曲げ疲労試験の結果を報告する。これらの試料の照射条件は照射温度が100-430C、はじき出し損傷量が7.0-19.5dpaであった。引張り試験の結果、19dpa照射後も延性を保ち、破面も延性破面であることがわかった。曲げ疲労試験の結果、照射前後で疲労寿命の変化はほとんどなく、疲労寿命の照射量依存性も見られなかった。試験後の破面にも粒界破面は見られなかった。この約19dpa照射されたJPCA鋼には約1600appmのHeが生成し、それらの多くが材料中に残留していると推定される。TEM観察でも、Heバブルが組織中にほぼ一様に分布しており、特に粒界析出が見られなかったことと一致する結果と考えられる。
