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須藤 彩子; 佐藤 拓未; 多木 寛; 高野 公秀
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.473 - 481, 2021/04
被引用回数：5 パーセンタイル：65.59(Nuclear Science & Technology)ex-vessel debrisから冷却水へのSrおよびBa溶出挙動の把握は、福島第一原子力発電所における二次的ソースターム評価のため重要である。このメカニズムを理解するためには、ex-vessel debris中のSrおよびBaの分布状態に関する知見が必要となる。模擬コリウムとコンクリートの反応試験の結果、凝固したサンプル中に二層構造((A)上部表面領域のケイ酸ガラス相(((Si,Al,Ca,Fe,Zr,Cr,U,Sr,Ba)-O)リッチ層、(B)内部領域の(U,Zr)O
相リッチ層)が観測された。SrおよびBaは(A)層に濃集した。((B)層の約1.7倍)熱力学解析により、(U,Zr)O相が、コンクリートを主成分とする液相中で2177
C付近で凝固することが予測された。その後、残りの液相がケイ酸ガラスとして凝固し、SrおよびBaはケイ酸ガラス相に優先的に溶け込むことがわかった。試験中、(U,Zr)O粒子はその高い密度により液相中で下方に沈み、ケイ酸ガラス相は表面層で凝固したことが考えられる。一方、SrおよびBaを含むケイ酸ガラスは水に溶けにくく、化学的に安定していることが予測される。
伊藤 直樹*; 間瀬 淳*; 近木 祐一郎*; 瀬古 典明; 玉田 正男; 嶋津 博士*; 坂田 栄二*
Japanese Journal of Applied Physics, 49(10), p.106506_1 - 106506_5, 2010/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Physics, Applied)ミリ波車載レーダやマイクロ波・ミリ波イメージングシステムの高性能化において、効率の良い小型平面アンテナの開発が不可欠である。アンテナ基板としては、低損失材料が有効であり、フッ素樹脂(PTFE)材料が使用されているが、フッ素樹脂基板と銅などの導体パターンの付着力が低いという問題があった。そこで、フッ素樹脂の表面を放射線グラフト重合により親水化処理を行うことで、低損失アンテナの作製を試みた。グラフト処理をしたサンプルに対して銅箔をスパッタし、剥離強度の測定を行ったところ、未処理のPTFEと比較して、約4倍程度の剥離強度の向上することができた。また、グラフト処理前後における比誘電率は大きく変化しないことから、グラフト重合による表面処理は、ミリ波などのアンテナ作製に有効であることがわかった。
P
石井 賢司; 稲見 俊哉; 村上 洋一; Hao, L.*; 岩佐 和晃*; 神木 正史*; 青木 勇二*; 菅原 仁*; 佐藤 英行*; 今田 真*; et al.
Physica B; Condensed Matter, 329-333(1-4), p.467 - 468, 2003/05
被引用回数：6 パーセンタイル：35.62(Physics, Condensed Matter)充填スクッテルダイトPrFePの異常秩序相(
=6.5K)について共鳴X線散乱による研究を行った。Prの
吸収端において、以上の
構造では禁制である
=oddの反射に共鳴散乱が観測された。これらの反射はの単位胞中にある2つのPr原子の異常散乱項の差を含んでいることから、この秩序相は電子状態の異なった2つのPr原子が秩序化したものと考えられる。
草ヶ谷 和幸*; 中村 武彦; 吉永 真希夫; 小此木 一成*; 上塚 寛
JAERI-Research 2001-010, 44 Pages, 2001/03
JAERI-Research-2001-010.pdf:9.91MB
2種のジルコニア型岩石燃料の反応度事故条件下における挙動を原子炉安全性研究炉(NSRR)を用いたパルス照射実験により調べた。その結果、これらの燃料の破損しきいピーク燃料エンタルピ(単位燃料体積あたり)は、ともに10GJ/m
以上で、UO燃料のそれと同等あるいはそれ以上であることがわかった。しかし、これらの破損形態はUO燃料とは異なり、燃料ペレットの大半の溶融及びその破損開口部から冷却水中への放出が見られた。高温に達し強度の低下した被覆管が内圧により破裂したものと推察される。燃料の放出に伴う機械的エネルギーの発生は、本実験の範囲(12GJ/m以下)では観測されなかった。
田中 利幸; 大久保 実; 藤川 正剛; 茂木 春義; 鈴木 紘
Proc. of PBNC'98, 2, p.1203 - 1210, 1998/00
地球環境保護及びエネルギ供給の多様化の観点から高温ガス炉技術の研究開発施設として、高温工学試験研究炉(HTTR)の建設が進められている。建設の進捗状況、系統別・総合機能試験の状況、臨界・出力上昇試験計画について述べる。
田中 利幸; 塩沢 周策; 大久保 実; 藤川 正剛; 茂木 春義; 鈴木 紘
Proceedings of European Nuclear Conference (ENC'98), 4, 5 Pages, 1998/00
高温ガス炉開発は、温室効果ガスの放出がほとんどない高信頼性かつ安定なエネルギー源確保の観点から非常に重要である。また、関連する高温分野の基礎研究は、将来の革新的基礎研究への貢献が期待されている。その目的達成のため、原子炉出口温度950Cの高温ガス炉であるHTTRの建設が原研により進められている。建設はほぼ完了し、系統機能試験が1996年及び1997年に実施された。HTTRは1998年11月に初臨界達成の予定である。環状炉心構成での核特性試験を実施するほか、全炉心構成後は核特性試験及び熱流動特性試験を実施し、性能確認及び解析コードの検証を実施する予定である。また、高温ガス炉の固有安全性を示す安全性実証試験も予定されている。HTTRは、高温ガス炉開発において安全設計及び経済性評価の国際協力を推し進めるための中心的役割を担うとして大いに期待されている。
伊藤 直樹*; 間瀬 淳*; 近木 祐一郎*; 瀬古 典明; 玉田 正男; 松村 知宏*; 嶋津 博士*; 坂田 栄二*
no journal, ,
マイクロ波・ミリ波計測システムの高性能化やミリ波車載レーダーの普及のために、効率の良い小型平面デバイスの開発が不可欠である。アンテナ基材として、低損失材料であるポリテトラフルオロエチレン(PTFE)を基材として使用することが不可欠であるため、この材料の表面を放射線グラフト重合技術により改質した。その結果、未処理のPTFEと銅箔との接着強度が3.9N/cmであるのに対し、約16N/cmにまで付着力を向上することができた。グラフト処理前後における比誘電率も大きく変化しないことから、PTFEの有する電気的特性を保持した状態で表面の改質に成功したと言える。
