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論文

Experimental study on local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by projectiles

奥田 幸彦; 西田 明美; Kang, Z.; 坪田 張二; Li, Y.

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 9(2), p.021801_1 - 021801_12, 2023/04

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、現実的な衝突条件(柔飛翔体,斜め衝突)を含む飛翔体衝突試験を実施し、解析手法の妥当性を確認することを目的とする。本論文では、柔飛翔体及び剛飛翔体の垂直及び斜め衝突を受けるRC板構造の局部損傷試験について、試験条件,試験装置,試験結果及び得られた知見を示す。

論文

Fatigue crack non-propagation behavior of a gradient steel structure from induction hardened railway axles

Zhang, H.*; Wu, S. C.*; Ao, N.*; Zhang, J. W.*; Li, H.*; Zhou, L.*; 徐 平光; Su, Y. H.

International Journal of Fatigue, 166, p.107296_1 - 107296_11, 2023/01

 被引用回数:0

Abnormal damages in railway axles can lead to a significant hazard to running safety and reliability. To this end, a surface treatment was selected to effectively inhibit fatigue crack initiation and growth. In this study, a single edge notch bending fatigue test campaign with artificial notches was conducted to elucidate the fatigue crack non-propagation behavior in railway S38C axles subjected to an induction hardening process. The fatigue cracking behavior in the gradient structure was revealed by optical microscopy, electron backscatter diffraction, and fractography. The microhardness distribution was measured using a Vickers tester. The obtained results show that the microhardness of the strengthening layer is nearly triple that of the matrix. Owing to the gradient microstructures and hardness, as well as compressive residual stress, the fatigue long crack propagates faster once it passes through the hardened zone (approximately 2.0 mm in the radial depth). Thereafter, local retarding (including deflection, branching, and blunting) of the long crack occurs because of the relatively coarse ferrite and pearlite in the transition region and matrix. Totally, this fatigue cracking resistance is reasonably believed to be due to the gradient microstructure and residual stress. These findings help to tailor a suitable detection strategy for maximum defects or cracks in railway axles.

論文

Stability of allowable flaw angles for high toughness ductile pipes subjected to bending stress in the ASME Code Section XI

長谷川 邦夫; Strnadel, B.*; Li, Y.; Lacroix, V.*

Journal of Pressure Vessel Technology, 144(6), p.061202_1 - 061202_6, 2022/12

 被引用回数:0

配管の肉厚が薄いとき、未貫通亀裂は貫通亀裂になりやすく、冷却材の漏洩の可能性が高まる。ASME Code Section XIでは、薄肉配管に対して貫通亀裂の最終許容角度が定められている。この最終許容角度は、もし未貫通亀裂が貫通亀裂になったとき、塑性崩壊しないように設けられている。この安定性を保つために貫通亀裂の塑性崩壊応力が許容応力と組み合わされている。しかしながら、薄肉配管の貫通亀裂の最終許容角度が求められない。この論文は貫通亀裂の塑性崩壊応力と未貫通亀裂の許容応力を比較する。これらの応力の比較により、貫通亀裂の最終許容応力式を導いた。この角度を、厳密解として表すとともに、オプションとして種々な運転状態における近似解で表すことができた。

論文

Improvement of the return mapping algorithm based on the implicit function theorem with application to ductile fracture analysis using the GTN model

真野 晃宏; 今井 隆太*; 宮本 裕平*; Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 199, p.104700_1 - 104700_13, 2022/10

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

有限要素法に基づく弾塑性解析は、金属材料の非線形挙動の再現に広く用いられる。この弾塑性解析を陰解法により実施する場合、応力値は通常リターンマッピングアルゴリズムを通じて時間増分ごとに更新される。一方、延性破壊等の複雑な挙動の解析では、リターンマッピングアルゴリズムに係る連立方程式の数が多くなり、収束解を得ることが困難となる場合がある。そのため、本論文では、連立方程式の数の削減を通じて陰解法による安定的な非線形解析を実現することを目的として、陰関数定理に基づき連立方程式の数を削減する一般的な手法を提案した。また、提案手法を、延性破壊解析に用いられるGurson-Tvergaard-Needleman(GTN)モデルに適用し、弾塑性解析を実施した。その結果、解析により、延性破壊に係る実験結果が再現できることを確認した。以上を踏まえ、提案手法は、金属材料の延性破壊解析に有用であると結論付けた。

論文

Recent improvements of probabilistic fracture mechanics analysis code PASCAL for reactor pressure vessels

Lu, K.; 高見澤 悠; 勝山 仁哉; Li, Y.

International Journal of Pressure Vessels and Piping, 199, p.104706_1 - 104706_13, 2022/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:73.4(Engineering, Multidisciplinary)

A probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis code PASCAL was developed in Japan for probabilistic integrity assessment of reactor pressure vessels (RPVs) in pressurized water reactors (PWRs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. To strengthen the practical applications of PFM methodology in Japan, PASCAL has been upgraded to a new version, PASCAL5, which enables PFM analyses of RPVs in both PWRs and boiling water reactors (BWRs) subjected to a broad range of transients, including PTS and normal operational transients. In this paper, the recent improvements in PASCAL5 are described such as the incorporated stress intensity factor solutions and corresponding calculation methods for external surface cracks and embedded cracks near the RPV outer surface. In addition, the analysis conditions and evaluation models recommended for PFM analyses of Japanese RPVs in BWRs are investigated. Finally, PFM analysis examples for core region of a Japanese BWR-type model RPV subjected to two transients (i.e., low-temperature over pressure and heat-up transients) are presented using PASCAL5.

論文

Allowable cracks related to penetration for part-through cracks in pipes subjected to bending stresses

長谷川 邦夫; Li, Y.; Strnadel, B.*; Udyawar, A.*

Journal of Pressure Vessel Technology, 144(5), p.051305_1 - 051305_6, 2022/10

 被引用回数:1

周方向未貫通亀裂を有し曲げ応力を受ける配管の塑性崩壊応力はASME Code Section XIに用意された極限荷重評価法で推定される。極限荷重評価法を使って許容亀裂深さが決定され、ASME Code Section XIでは各運転状態における許容欠陥深さが表で用意されている。一方、未貫通亀裂が貫通するときの応力は局所近似極限荷重評価法で推定される。これらの評価法を用いて未貫通亀裂を有する配管の許容欠陥深さを検討した。これらの2つの評価法から各運転状態における許容欠陥深さを比較したところ、局所近似極限荷重評価法から得られる許容欠陥深さは、ほとんどの場合極限荷重評価法からえられる許容欠陥深さより小さいことが明らかになった。ASME Code Section XIで与えられる許容欠陥深さは亀裂の貫通に対して非安全であることが分かった。

論文

Local damage to reinforced concrete panels subjected to oblique impact by projectiles; Numerical analysis on test results

Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 9 Pages, 2022/08

飛翔体の衝突に伴う原子炉建屋外壁等の鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、その破損様式に応じて多くの評価式が提案されている。しかしながら、これらの評価式は衝突によって変形しない剛飛翔体を対象とする垂直衝突の試験から導かれた実験式がほとんどである。本研究では、現実的な飛翔体衝突で考慮すべき飛翔体の柔性及び斜め衝突を考慮した局部損傷評価手法を整備することを目的とする。具体的には、RC板構造の局部損傷のうち貫入破壊に着目し、飛翔体の柔性及び斜め衝突の影響因子が局部損傷へ与える影響を検討した。本論文では、試験結果と解析結果の比較により、飛翔体の柔性や衝突角度を考慮した場合の局部損傷評価手法における解析パラメータの設定方法に係る検討及び妥当性確認を実施し、得られた知見について報告する。

論文

Analytical study for low ground contact ratio of buildings due to the basemat uplift using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.

Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 6 Pages, 2022/08

原子力施設における建物の耐震評価において、地震時の転倒モーメントによって建物の基礎底面が地盤から部分的に浮上る現象は、建物自体の耐力や構造安全性に関わる問題だけではなく、建物内に設置される機器類の応答に影響を及ぼすため、非常に重要な問題である。一方、建物の基礎浮上りによる基礎底面と地盤との間の接地率が小さくなる場合の建物の地震時挙動については、実験や解析的検討が十分とはいいがたい。そこで、本研究では、建物の基礎浮上りに係る既往実験を対象とし、3次元詳細解析モデルを用いたシミュレーション解析を行い、解析手法の妥当性について確認した。解析コードによる結果の違いを確認するために、3つの解析コード(E-FrontISTR, FINAS/STAR, TDAPIII)を用いて同じ条件で解析を実施し、得られた結果を比較した。解析結果については、低接地率状態となる試験体底面の付着力の違いによる建物の応答への影響、解析手法の精度等について考察した。また、建物の応答に係る解析結果への影響が大きいと判断された解析パラメータについては、感度解析により解析結果への影響を具体的に確認した。本論文では、これらの検討を通して得られた知見について述べる。

論文

Empirical correction factor to estimate the plastic collapse bending moment of pipes with circumferential surface flaw

Lacroix, V.*; 長谷川 邦夫; Li, Y.; 山口 義仁

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 7 Pages, 2022/07

The structural integrity assessment of pipes with circumferential surface flaw under the plastic collapse regime consists of net section collapse analysis. In recent years various researchers showed that this analysis, which has been developed based on classic beam theory, suffers from certain inaccuracies. As such, assessment purely based on net-section collapse and beam theory can reveal both conservative and unconservative results. To address those inaccuracies, in this paper authors introduced a correction factor which aims to mitigate the difference between the ASME B&PV Code Section XI equations and the experimental results. This correction factor is calculated using an empirical formula developed on the basis of a large experimental database of pipe collapse bending tests containing variety of diameter, thickness, flaw depth and flaw length values. Within this work, authors took a systematic approach to identify the most influencing factors on such a correction factor and showed that by applying this correction factor to the current solution of ASME B&PV Code Section XI, this solution becomes more accurate. This corrected approach also is in line with ASME B&PV Code Section XI Appendix C practice for axial flaw in pipes, where a semi-empirical correction factor has been considered as well.

論文

Failure bending stresses for small diameter thick-wall pipes

山口 義仁; 長谷川 邦夫; Li, Y.; Lacroix, V.*

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 4 Pages, 2022/07

Four-point bending tests without internal pressure were performed for Type 304 stainless steel pipes with circumferential flaws at room temperature. The specimens are 1-inch diameter (33.7 mm) Schedule 160 pipes (6.3 mm wall thickness). The flaws were part-through flaws located at the pipe external side. The flaw angles are from 120$$^{circ}$$ to 240$$^{circ}$$, and the flaw depths are two cases of 50% and 75% of the wall thickness. Plastic collapse stresses obtained from experiments were compared with those calculated using Limit Load Criteria from Appendix C of the American Society of Mechanical Engineers Code Section XI. Limit Load Criteria were developed using flow stress at flawed section of the pipe. The plastic collapse stress test results were larger than those of the calculation results. For flaws with flaw depths less than 50% of the wall thickness, the experimental stresses were significantly large. The Limit Load Criteria given by Section XI provide conservative collapse stresses and could be improved.

論文

Development of probabilistic analysis code for evaluating seismic fragility of aged pipes with wall-thinning

山口 義仁; 西田 明美; Li, Y.

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 7 Pages, 2022/07

原子力発電所おける配管減肉は重要な経年劣化事象の一つである。また近年、日本のいくつかの原子力発電所は大きな地震を経験している。そのため、長期間運転した原子力発電所を対象とした地震を起因とした確率論的リスク評価において、減肉と地震による応答応力の両方を考慮した配管系の地震フラジリティ評価が、重要となっている。本研究では、原子力機構が開発した減肉配管を対象とした破損確率解析コードPASCAL-ECに、減肉配管の地震応答応力の算出モデルや減肉配管の破壊評価法など、減肉配管の地震フラジリティを評価可能とする機能を導入した。また、整備した解析コードを用いて、地震フラジリティの評価事例を整備した。

論文

Failure estimation methods for steam generator tubes with wall-thinning or crack

山口 義仁; 真野 晃宏; Li, Y.

Proceedings of ASME 2022 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2022) (Internet), 10 Pages, 2022/07

蒸気発生器(SG)伝熱管は、加圧水型原子炉の重要な機器の一つである。SG伝熱管では、減肉や応力腐食割れなどの検出が報告されている。SG伝熱管の構造健全性を評価するためには、一次冷却系からの内圧と二次冷却系からの外圧の両方を考慮して破裂による破壊を評価する必要がある。そこで、様々な機関においてSG伝熱管を対象とした破裂試験が実施され、それに基づき破壊評価法が提案されている。本研究では、減肉又は亀裂を有するSG伝熱管を対象に、既存の破裂試験データを調査し、それを踏まえて、亀裂又は局所的な減肉を有するSG伝熱管に適した破壊評価法を新たに提案した。また、これらの破壊評価法の適用性を、予測結果と実機SG伝熱管の破裂試験データを比較することにより確認した。

論文

Study on influence evaluation of internal equipment installed in structure subjected to projectile impact

奥田 幸彦; Kang, Z.; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 10 Pages, 2022/07

原子力施設の建屋に飛翔体が衝突した場合、衝突時に発生する応力波は衝突を受けた壁から建屋内へと伝播する。この応力波は建屋内において高振動数成分を含む振動を励起する可能性があり、安全上重要な機器への影響を評価することが課題となっている。そこで本研究では、建屋内包機器への影響評価に資するため、建屋における応力波伝播や建屋内包機器の衝撃応答に係るデータの取得及び建屋と機器の連成を考慮した衝撃応答解析手法の整備を目的とする。本論文では、建屋を模擬した鉄筋コンクリート(RC)箱型構造の内壁に機器を模擬した梁状構造物(機器模擬体)を設置し、航空機を模擬した飛翔体をRC箱型構造に垂直に衝突させる飛翔体衝突試験を実施し、RC箱型構造の損傷状態並びに試験体各部の加速度やひずみ等を分析・評価することで衝撃応答特性を調査する。

論文

Identification of the reactor building damage mode for seismic fragility assessment using a three-dimensional finite element model

崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦; 川田 学; Li, Y.

Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 10 Pages, 2022/07

地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)手法の高度化を図るために、耐震安全上重要な建屋や機器等を対象に、現実的応答、現実的耐力及びフラジリティ評価等に関する手法整備に取り組んでいる。本研究では、入力地震動レベルに対する建屋の損傷状態の推移を把握するため、3次元詳細解析モデルを用いた複数コードによる建屋の荷重漸増解析を実施し、フラジリティ評価に資する局所損傷モードの同定に必要なデータを取得した。本論文では、荷重漸増解析を通して得られた建屋の詳細な損傷状態及び建屋終局耐力の検討結果について地震応答解析結果と比較して報告する。

論文

A Study on the improvement of accuracy of three-dimensional seismic evaluation analysis method for nuclear buildings using a large-scale observation system

西田 明美; 川田 学; 崔 炳賢; 飯垣 和彦; Li, Y.

Transactions of 26th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT-26) (Internet), 10 Pages, 2022/07

著者らは、地震を起因とした確率論的リスク評価(地震PRA)に資する3次元耐震評価解析手法の高精度化を目的とし、研究開発を進めている。2019年からは、原子力規制庁との共同研究の一環として、原子力機構の施設である高温工学試験研究炉(HTTR)を対象とし、地盤や建屋の床だけでなく壁にも加速度計を設置し、自然地震と人工波による多点同時観測が可能な大規模観測システムを構築し、観測データを活用した原子力施設の3次元耐震評価解析手法の精度向上及び妥当性確認に取り組んでいる。本論文では、大規模観測システムの概要及び本システムにより観測されたデータの分析結果から得られた知見について報告する。

論文

Status of the uncertainty quantification for severe accident sequences of different NPP-designs in the frame of the H-2020 project MUSA

Brumm, S.*; Gabrielli, F.*; Sanchez-Espinoza, V.*; Groudev, P.*; Ou, P.*; Zhang, W.*; Malkhasyan, A.*; Bocanegra, R.*; Herranz, L. E.*; Berda$"i$, M.*; et al.

Proceedings of 10th European Review Meeting on Severe Accident Research (ERMSAR 2022) (Internet), 13 Pages, 2022/05

The current HORIZON-2020 project on "Management and Uncertainties of Severe Accidents (MUSA)" aims at applying Uncertainty Quantification (UQ) in the modeling of Severe Accidents (SA), particularly in predicting the radiological source term of mitigated and unmitigated accident scenarios. Within its application part, the project is devoted to the uncertainty quantification of different severe accident codes when predicting the radiological source term of selected severe accident sequences of different nuclear power plant designs, e.g. PWR, VVER, and BWR. Key steps for this investigation are, (a) the selection of severe accident sequences for each reactor design, (b) the development of a reference input model for the specific design and SA-code, (c) the selection of a list of uncertain model parameters to be investigated, (d) the choice of an UQ-tool e.g. DAKOTA, SUSA, URANIE, etc., (e) the definition of the figures of merit for the UA-analysis, (f) the performance of the simulations with the SA-codes, and, (g) the statistical evaluation of the results using the capabilities, i.e. methods and tools offered by the UQ-tools. This paper describes the project status of the UQ of different SA codes for the selected SA sequences, and the technical challenges and lessons learnt from the preparatory and exploratory investigations performed.

論文

Unified nuclear matter equations of state constrained by the in-medium balance in density-dependent covariant density functionals

Xia, C.-J.*; Sun, B. Y.*; 丸山 敏毅; Lon, W.-H.*; Li, A.*

Physical Review C, 105(4), p.045803_1 - 045803_14, 2022/04

 被引用回数:3 パーセンタイル:96.08(Physics, Nuclear)

Assuming spherical and cylindrical approximations for the Wigner-Seitz cell, typical nuclear matter structures (droplet, rod, slab, tube, bubble, and uniform) are observed. We then investigate the equations of state and microscopic structures of nuclear matter with both fixed proton fractions and beta equilibration, where two covariant density functionals, DD-LZ1 and DD-ME2, are adopted. Despite the smaller slope $$L$$ of symmetry energy obtained with the functional DD-LZ1, the curvature parameter $$K_{rm sym}$$ is much larger than that of DD-ME2. Consequently, different mass-radius relations of neutron stars are predicted by the two functionals. Different microscopic structures of non-uniform nuclear matter are obtained as well, which are expected to affect various physical processes in neutron star properties and evolutions.

論文

A First glimpse at the shell structure beyond $$^{54}$$Ca; Spectroscopy of $$^{55}$$K, $$^{55}$$Ca, and $$^{57}$$Ca

小岩井 拓真*; Wimmer, K.*; Doornenbal, P.*; Obertelli, A.*; Barbieri, C.*; Duguet, T.*; Holt, J. D.*; 宮城 宇志*; Navr$'a$til, P.*; 緒方 一介*; et al.

Physics Letters B, 827, p.136953_1 - 136953_7, 2022/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.03(Astronomy & Astrophysics)

中性子過剰核$$^{54}$$Caでは、新魔法数34が発見されて以来、その構造を知るために多くの実験がなされてきたが、それを超える中性子過剰核の情報は全く知られてこなかった。本論文では、理化学研究所RIBFにて$$^{55}$$K, $$^{55}$$Ca, $$^{57}$$Caの励起状態から脱励起するガンマ線を初めて観測した結果を報告した。それぞれ1つのガンマ線しか得られなかったものの、$$^{55}$$Kおよび$$^{55}$$Caのデータは、それぞれ、陽子の$$d_{3/2}$$$$s_{1/2}$$軌道間のエネルギー差、中性子の$$p_{1/2}$$$$f_{5/2}$$軌道間のエネルギー差を敏感に反映し、両方とも最新の殻模型計算によって200keV程度の精度で再現できることがわかった。また、1粒子状態の程度を特徴づける分光学的因子を実験データと歪曲波インパルス近似による反応計算から求め、その値も殻模型計算の値と矛盾しないことがわかった。

報告書

原子炉建屋の3次元有限要素モデルを用いた地震応答解析手法に関わる標準的解析要領(受託研究)

崔 炳賢; 西田 明美; 川田 学; 塩見 忠彦; Li, Y.

JAEA-Research 2021-017, 174 Pages, 2022/03

JAEA-Research-2021-017.pdf:9.33MB

原子力発電施設における建物・構築物の地震応答解析においては、我が国では、従来より質点系モデルが用いられてきたが、近年の解析技術の発展により、立体的な建物を3次元的にモデル化し、建物の3次元挙動、建物材料の非線形性、建物及び地盤間の非線形性等を考慮した有限要素法による地震応答解析が実施されるようになってきた。3次元モデルによる有限要素解析(3次元FEM解析)は、複雑で高度な技術が用いられる一方、汎用性があるために広く利用され、原子力分野以外では構造物のモデル化、材料物性の非線形特性の信頼性を確保するためのガイドラインの策定や技術認定などがなされるようになってきた。原子力分野においては、IAEAにより平成19年(2007年)新潟県中越沖地震における質点系モデル、3次元FEMモデルによる観測記録の再現解析がKARISMAベンチマークプロジェクトとして実施され、複数の解析者の解析結果が報告された。その報告によると、解析者により解析結果にばらつきが大きいということが判明し、解析手法の標準化による解析結果の信頼性の確保が急務となっている。また、原子力発電施設の強非線形領域の現実的な挙動の評価が必要となる建物・構築物・機器のフラジリティ評価においても詳細な3次元挙動把握の必要性が指摘されている。こうした背景を踏まえ、原子炉建屋を対象とした地震応答解析に用いられる3次元FEMモデルの作成及び解析にあたって必要となる一般的・基本的な手法や考え方を取りまとめて標準的解析要領を整備した。これにより原子炉建屋の3次元FEMモデルによる地震応答解析手法の信頼性向上につながることが期待される。本標準的解析要領は、本文、解説、及び解析事例で構成されており、原子炉建屋の3次元FEMモデルを用いた地震応答解析の実施手順、推奨事項、留意事項、技術的根拠等が含まれている。また、本標準的解析要領は、最新知見を反映し、適宜改訂する。

論文

Radiation chemistry provides nanoscopic insights into the role of intermediate phases in CeO$$_{2}$$ mesocrystal formation

Li, Z.*; Piankova, D.*; Yang, Y.*; 熊谷 友多; Zschiesche, H.*; Jonsson, M.*; Tarakina, N. V.*; Soroka, I. L.*

Angewandte Chemie; International Edition, 61(6), p.e202112204_1 - e202112204_9, 2022/02

 被引用回数:3 パーセンタイル:51.65(Chemistry, Multidisciplinary)

Ce(III)水溶液の放射線誘起酸化反応によるCeO$$_{2}$$形成過程を研究した。Ce(III)はガンマ線照射による水の放射線分解で生じるOHラジカルによりCe(IV)に酸化され、水に対する溶解度が減少するため析出し、最終的にはCeO$$_{2}$$が生成する。この反応過程を透過型電子顕微鏡観察とX線結晶構造解析を用いて調べた。その結果、ガンマ線照射によって生成するCeO$$_{2}$$は、いくつかの中間的な状態を経てメソ結晶体を形成することを明らかにした。水溶液中でCe(III)が酸化されると、CeO$$_{2}$$析出の前駆体としてアモルファスなCe(IV)水酸化物が生成する。その後、Ce(IV)水酸化物中でCeO$$_{2}$$のナノ粒子が成長する。このCeO$$_{2}$$ナノ粒子はアモルファス組織の中でゆっくりと配向性を有するようになり、ナノ粒子間の相互作用により規則的な構造を形成したメソ結晶体となる。さらに、このメソ結晶体を徐々に乾燥させることでメソ結晶体がさらに構造化した超結晶(supracrystal)となり、複雑な階層化アーキテクチャが形成されることを明らかにした。

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