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and Eu(As
P
)大貫 惇睦*; 軽部 皓介*; 青木 大*; 仲村 愛*; 本間 佳哉*; 松田 達磨*; 芳賀 芳範; 竹内 徹也*
Journal of the Physical Society of Japan, 92(11), p.114703_1 - 114703_12, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Physics, Multidisciplinary)Single crystal samples of a series of semimetallic magnet Eu(AsP) have successfully grown. By measuring magnetization, Hall resistivity and de Haas-van Alphen oscillations, large anomalous Hall resistivity arising from peculiar magnetic phase diagram was identified.
Villaret, F.*; Boulnat, X.*; Aubry, P.*; 矢野 康英; 大塚 智史; Fabregue, D.*; de Carlan, Y.*
Materials Science & Engineering A, 824, p.141794_1 - 141794_10, 2021/09
被引用回数：3 パーセンタイル：25.78(Nanoscience & Nanotechnology)This article presents the Laser Beam Direct Energy Deposition (DED-LBD) process as a method to build a graded austenitic-to-martensitic steel junction. Builds were obtained by varying the ratio of the two powders during DED-LB processing. Samples with gradual transitions were successfully obtained using a high dilution rate from one layer to the next. Long austenitic grains are observed on 316L side while martensitic grains are observed on Fe-9Cr-1Mo side. In the transition zone, the microstructure is mainly martensitic. Characterizations were performed after building and after a tempering heat treatment at630
C during 8h and compared to dissimilar Electron Beam (EB) welds. Before heat treatment, the DBD-LB graded area has high hardness due to fresh martensite formed during building. Tempering heat treatment reduces this hardness to 300 Hv. EDS measurements indicate that the chemical gradient between 316L and Fe-9Cr-1Mo obtained by DED-LB is smoother than the chemical change obtained in EB welds. Microstructures in DED-LB samples are quite different from those obtained by EB welding. Hardness values in DMD-LB samples and in welds are similar; the weld metal and the Fe-9Cr-1Mo HAZ are relatively hard after welding because of fresh martensite, as found in the DED-LB transition zone; both are softened by the tempering heat treatment. Both welds were overmatched at 20, 400 and 550C.
垣花 将司*; 西村 憲吾*; 竹内 徹也*; 芳賀 芳範; 播磨 尚朝*; 辺土 正人*; 仲間 隆男*; 大貫 惇睦*
Journal of the Physical Society of Japan, 88(4), p.044712_1 - 044712_11, 2019/04
被引用回数：4 パーセンタイル：36.66(Physics, Multidisciplinary)Fermi surfaces of semimetallic YSb, LuSb, YBi and LuBi were investigated by de Haas-van Alphen effect. The Fermi surfaces consist of hole pockets arising from 
-bands from Sb or Bi and electron ellipsoids from 5
band of Y or Lu. Larger carrier number of YBi and LuBi is attributed to larger spin-orbit interaction of Bi-6 state than Sb-5.
-LiAl; Relation to the defect structure須貝 宏行
Solid State Ionics, 177(39-40), p.3507 - 3512, 2007/01
金属間化合物 -LiAl におけるトリチウムの拡散係数及び活性化エネルギ (116.3
11.7kJ/mol) が 、700Kから848Kの温度範囲で得られた。この拡散係数は従来報告されている値と同程度であるが、活性化エネルギーは従来の値 (64.93.8kJ/mol) の2倍近くとなった。従来の報告では、700K以下と700K以上での格子欠陥構造の違いを考慮していないので、以上のようなくい違いを生じたことが明らかとなった。今回得られた活性化エネルギーは、リチウム濃度の増加に伴ってAl-Li系中でのトリチウムの拡散における活性化エネルギーが増加するという系統的な結果と矛盾しないのに対し、従来の結果は矛盾することが示されている。さらに、その結晶構造及び格子欠陥構造を考慮すると、トリチウムは格子間を拡散し、リチウム副格子点のリチウム原子との相互作用によって遅延されることを示した。
-LiAl; Relation to the defect structure須貝 宏行
Solid State Ionics, 177(39-40), p.3507 - 3512, 2007/01
被引用回数：3 パーセンタイル：17.87(Chemistry, Physical)原子力機構で実施した37TBq(1kCi)規模の核融合燃料用トリチウムの試験製造においては、Li合金及びLi化合物のターゲットを原子炉照射することで
Li(n,
)
H反応により生成したトリチウム(H)を、ターゲットを加熱することで抽出し、回収した。ターゲットに用いた-LiAl金属間化合物は、熱伝導性が高いため照射中の除熱が容易であり、加えて、融点(966K)が比較的低いため、ターゲットを加熱溶融することで容易にトリチウムを抽出できるなどの特徴を持つ。-LiAlは、Li原子とAl原子それぞれがダイヤモンド構造の副格子を構成し、室温でも3at% 以上のLi原子空孔等を構造欠陥として含む特異な化合物である。また、格子欠陥構造の違いがトリチウムの拡散に大きく影響する。従来は、全く考慮されていなかった700K以下と700K以上における格子欠陥構造の違いを考慮し、この領域における-LiAl中のトリチウムの拡散係数及びその活性化エネルギーの正確な値を得た。
Pb
intermetallic compound小野 正雄; Huang, X. S.*; 柴田 康弘*; 井口 裕介*; 境 誠司; 前川 雅樹; Chen, Z. Q.*; 長壁 豊隆; 河裾 厚男; 楢本 洋*; et al.
Proceedings of 1st International Conference on Diffusion in Solids and Liquids (DSL 2005), p.531 - 533, 2005/07
これまでに幾つかの低融点合金系について超重力場下における固体中での原子の沈降による傾斜構造を実現し、金属間化合物BiPbでは分解反応を実現している。本研究では、組成変化が起きない温度条件下で超重力処理を施した金属間化合物(BiPb, 120C, 90.5万G, 100h)について陽電子消滅寿命測定を行った。その結果、出発試料に比べ平均寿命が延びていることがわかった。超重力場下で空孔が導入され、点欠陥として結晶内に留まっていると考えられる。原子の沈降メカニズムとして、(1)高速な空孔機構,(2)準格子間型機構,(3)1, 2の組合せを考えているが、これらの可能性を示唆する結果である。沈降メカニズムの解明に向けて今後より詳しく調べる予定である。
湯谷 順明*; 中村 博雄; 杉本 昌義
JAERI-Tech 2005-036, 10 Pages, 2005/06
JAERI-Tech-2005-036.pdf:2.06MB
材料の照射特性は温度依存性が強いため、照射中の試料温度測定は重要である。しかしながら、中性子照射損傷が20dpa/年以上となるIFMIFの高中性子束領域において、鉄ベースの合金を照射する場合、大量の核発熱が生じるため、試料温度を正確に計測することは、不活性ガスを照射試料と試料ホルダーとの間のギャップに充てんして試料温度を試料ホルダーに埋め込んだ熱電対によって測定する従来の方式では、照射中にギャップの熱伝達率が変化するため極めて困難である。その対策としてギャップの熱伝達率がより安定と期待される液体金属(ナトリウム又はナトリウム-カリウム合金)をギャップに充てんする方法が提案(FZKが提案)されているが、液体金属と低放射化フェライト鋼との両立性に懸念があった。本報告は、このような液体金属と低放射化フェライト鋼との両立性について検討し、照射リグ設計への提案として、充てん前の液体金属の純度管理や炭素原子移行を予防する材質選択上の注意を述べる。
C and 550C倉田 有司; 二川 正敏; 斎藤 滋
JAERI-Research 2005-002, 37 Pages, 2005/02
JAERI-Research-2005-002.pdf:20.04MB
加速器駆動核変換システムの核破砕ターゲット及び冷却材として用いられる液体鉛ビスマス中の腐食挙動に及ぼす温度及び合金元素の影響を明らかにするため、450C及び550Cの酸素飽和した液体鉛ビスマス中で、種々のオーステナイト及びフェライト/マルテンサイト鋼について、3000hの静的腐食試験を実施した。腐食深さを、内部酸化を含む酸化膜の厚さ,結晶粒界腐食深さ,形成したフェライト層の厚さの和と定義した。450Cでの腐食深さは、フェライト/マルテンサイト鋼,オーステナイト鋼にかかわらず、鋼材中Cr量の増加とともに減少する。450Cでは3つのオーステナイト鋼で、Ni及びCrの明らかな溶解は起こらなかった。フェライト/マルテンサイト鋼の腐食深さは、550CでもCr量の増加とともに減少する。JPCA及び316ステンレス鋼のオーステナイト系ステンレス鋼の腐食深さは、550CでのNiの溶解に起因するフェライト化によって、フェライト/マルテンサイト鋼より大きくなる。約5%のSiを含むオーステナイト系ステンレス鋼は、保護的なSi酸化膜が形成し、Ni及びCrの溶解を防ぐため、550Cで優れた耐食性を示す。
春山 満夫; 高瀬 操*; 飛田 浩; 森 貴正
日本原子力学会和文論文誌, 3(2), p.185 - 192, 2004/06
核燃料濃縮施設や核燃料加工施設から発生する廃棄物のほか、このような施設のデコミッショニング計画によって、今後、膨大な量のコンクリート瓦礫や金属系のウラン廃棄物が発生すると予想される。そして、これらの廃棄物のほとんどの部分はクリアランスレベル濃度以下と推測され、このようなウラン廃棄物のクリアランス弁別と高精度な濃度決定に有用な測定技術の開発が待たれている。そこで著者らは、前に提案した14MeV中性子直接問かけ法をウラン廃棄物の測定に用いることを考え、その場合の検出性能について検討した。著者らの考案した14MeV中性子直接問かけ法は悪影響を及ぼす中性子減速・吸収効果を巧みに利用して逆に有効な効果に変えた方法であり、廃棄体マトリックスがコンクリートである場合、従来法に比べて位置感度差がほとんど無く、高感度検出を実現でき、他に比類の無い優れた手法であることを報告した。今回、各種廃棄物のうちドラム缶に金属のみが入れられているようなウラン廃棄物に対し、本検出法が効果的に適用できるか否かの検討をMVP計算コードを用いた計算機実験によって行った。その結果、本検出法は金属系ウラン廃棄物のクリアランス濃度を十分に検認できるものであった。
シュラウド・再循環系配管サンプル調査チーム; 中島 甫*; 柴田 勝之; 塚田 隆; 鈴木 雅秀; 木内 清; 加治 芳行; 菊地 正彦; 上野 文義; 中野 純一; et al.
JAERI-Tech 2004-015, 114 Pages, 2004/03
JAERI-Tech-2004-015.pdf:38.06MB
東京電力(株)福島第二原子力発電所2号機においては、原子力安全・保安院の指示によりシュラウド溶接部の目視点検を実施し、炉心シュラウド中間胴/中間部リング溶接線H3外面にひび割れを発見した。本調査は、東京電力(株)が日本核燃料開発(株)にて実施するき裂を含む材料サンプルの調査・評価に関して、原研が第三者機関として調査計画の策定段階から加わり、調査中には随時試験データの評価や試験現場への立会を実施し、最終的に得られた調査データを入手し原研独自の調査報告書を作成することにより、調査の透明性を確保することを目的として実施した。本調査の結果と溶接により発生する引張残留応力及び炉水中の比較的高い溶存酸素濃度を考慮すると、このき裂は応力腐食割れ(SCC)であると考えられる。応力腐食割れの発生原因については、さらに施工法の調査などを行い検討する必要がある。
武田 哲明
Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 4 Pages, 2004/00
原研では、高温ガス炉を用いた熱利用システムとして核熱による水素製造システムの技術開発を進めている。本研究の目的は、HTTR水素製造システムの熱伝達性能を明らかにするとともに高空隙率で金属細線を挿入した流路の伝熱特性,圧力損失特性を取得することである。円管流路を用いた実験から、金属細線を挿入する方法が、高温条件下ではさらなる熱伝達の向上が可能であることがわかった。
FeCoO
and SrBaFeCoO; Effects induced by magnetic order and transport coherenceRykov, A. I.*; 野村 貴美*; 澤田 嗣郎*; 三井 隆也; 瀬戸 誠*; 為ヶ井 強*; 徳永 将史*
Physical Review B, 68(22), p.224401_1 - 224401_7, 2003/12
被引用回数：8 パーセンタイル：42.93(Materials Science, Multidisciplinary)遷移金属酸化物SrFeCoO, SrBaFeCoOの低温での磁気相転移温度近傍における核共鳴非弾性散乱測定を行った。測定結果では、転移温度(Tc
150K)に温度を下げるのにしたがい、非弾性散乱スペクトルの低エネルギー成分(14meV)に見られるピークが顕著に増加し、転移温度以下では分裂することが観測された。また、Tc以下では、20meV近傍のメインバンドエッジ部に顕著なソフトニングも観測された。本論文では、実験結果についての報告と、格子振動のソフトニングが、材料の磁気相転移発現時の超交換相互作用の変調効果によるものであることを示す。
加藤 千明
JAERI-Research 2003-013, 143 Pages, 2003/08
JAERI-Research-2003-013.pdf:22.12MB
本論文は核燃料再処理環境中におけるジルコニウムの応力腐食割れ(SCC)に関する研究成果をまとめたもので、全文7章から成っている。1章では背景及び目的を述べた。2章では試験装置を説明した。3章では沸騰伝熱面においては硝酸の酸化力が高まり沸騰伝熱面においてSCCが生じる可能性を示した。4章ではSSRT試験からSCC感受性は硝酸濃度と温度により大きくなり、切り欠き部でSCC感受性が大きくなることを示した。また、SCC感受性は結晶配向性に影響され、圧延方向と割れ進展面が一致する面で大きくなることを示した。5章では、溶接部のSCC感受性に関して(0002)面の存在量が多いHAZ/母材境界部にてSCC感受性は高くなることを示した。6章では、硝酸の高い酸化力発生機構に関して考察し、沸騰伝熱面における酸化還元電位の上昇は、沸騰バブル相にNO等のガス状窒素酸化物成分が移行し溶液から絶えず排除されることでHNOの熱分解が加速されることにより生じることを明らかにした。7章では、総括を述べた。
大越 実
デコミッショニング技報, (26), p.2 - 12, 2002/11
1996年にIAEAによって提案されたクリアランスの概念は、原子力施設の廃止措置等に伴って発生する極めて放射能レベルの低い固体状物質の管理に当たって非常に有用である。このため、欧州委員会(EC)は、RP 89において金属に対するクリアランスレベルを、また、RP 113において建物及びコンクリート片に対するクリアランスレベルを提案している。ECは、さらに、RP 122において全ての固体状物質に適用可能な一般クリアランスレベルを提案している。これらの提案されているクリアランスレベルと原子力安全委員会の提案しているクリアランスレベルを比較した結果、その相違は小さかった。Fe-55が最も相違が大きく、ECのクリアランスレベルは原子力安全委員会の提案値の約5分の1であった。その相違理由は、ECがコンクリート片を幼児が直接摂取するという経路を評価し、その摂取量に安全側の値を使用していることにあった。
三島 嘉一郎*; 齋藤 泰司*
JAERI-Tech 2002-014, 83 Pages, 2002/03
JAERI-Tech-2002-014.pdf:6.83MB
シビアアクシデント時の溶融燃料プールと冷却水との液液界面における熱伝達の把握を目的として、溶融ウッズメタルと蒸留水とを用いた定常及び非定常熱伝達実験を行った。定常実験では、自然対流領域から膜沸騰領域に至る沸騰曲線を取得するとともに、沸騰挙動を高速度ビデオにより観察した。非定常実験では、高温の溶融金属上に蒸留水を注入し、冷却過程における沸騰曲線を得た。得られた沸騰曲線を、固液系及び液液系に対する既存の相関式や実験データと比較し、以下の結論を得た。(1)界面の揺動が無視でき、かつ、界面に酸化膜に形成される場合には、液液系の沸騰曲線は、固液系の核沸騰及び膜沸騰領域の熱伝達相関式並びに限界熱流束相関式により概ね予測できる。(2)液液界面に酸化物が存在しない場合には、Novakovicらの水銀を用いた実験結果と同様、液液系の沸騰熱伝達は固液系の沸騰曲線により高過熱度側に移行する。(3)非定常状態における膜沸騰において、熱伝達率は、固液系の膜沸騰に対する推算値より約100%程度大きい値を示した。これは、界面全体の激しい揺動のために、みかけの熱伝達率が増大したものと考えられる。
Cs following the decay of Xe atoms implanted in metals村松 久和*; 石井 寛子*; 田中 栄司*; 三沢 雅志*; 伊東 誉*; 三浦 太一*; 武藤 豪*; 小泉 光生; 長 明彦; 関根 俊明; et al.
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 239(2), p.251 - 255, 1999/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Analytical)金属中のCs不純物原子についてアイソマーシフトの振る舞いを調べた。TIARAのオンライン同位体分離器を用いて、各種金属にXeをイオン注入し、液体ヘリウム温度でメスバウアスペクトルを測定した。スペクトルを多成分解析して、金属原子と置換した位置にあるCs原子のアイソマーシフトを求めた。アイソマーシフトとホスト金属の電子構造の間に相関が見られ、ホスト金属の伝導電子密度がアイソマーシフトに大きな影響を及ぼすと結論した。
中山 真一; 山口 徹治; 関根 敬一
Radiochimica Acta, 74(1), p.15 - 19, 1996/01
水溶液中におけるNp(IV)水和酸化物の溶解度を測定した。pHは511.5、温度は25C、還元剤としてチオ硫酸ナトリウム(NaSO),Fe(II)イオン,金属鉄または金属銅を用いた。また過飽和,未飽和双方から測定を行った。得られた値はlogK=-8.410.33であった。ただし例外的に、金属鉄共存下で10
M程度の高い値を示した。
J.K.Gibson*; R.G.Haire*; E.C.Beahm*; M.M.Gensini*; 前多 厚; 小川 徹
Journal of Nuclear Materials, 211, p.215 - 222, 1994/00
被引用回数：9 パーセンタイル：63.36(Materials Science, Multidisciplinary)Np-Fe合金系の相関係を示差熱分析法によって明らかにした。状態図を実験結果、正則溶体モデル計算、並びにU-Fe,Pu-Fe状態図との比較に基づいて作成した。Np-Fe系状態図は、二つの金属間化合物NpFe及びNp
Feと、二つの共晶反応とによって特徴づけられる。
千原 順三; 石飛 昌光*
Molecular Simulation, 12(3-6), p.187 - 195, 1994/00
被引用回数：3 パーセンタイル：14.84(Chemistry, Physical)イオン電子混合系とみなせる液体金属においては、その分子動力学を行うとき、常に2体の原子間ポテンシャルで正確に記述できることを示した(多体力は不要)。
中村 寿; 金沢 勝雄; 佐藤 孝幸; 山手 一記; 藤木 和男
デコミッショニング技報, (9), p.41 - 50, 1993/12
原子炉施設の解体撤去においては、大量の廃棄物の発生が予想されている。これらの廃棄物を合理的に処分することは原子炉施設の廃止措置を円滑に進める上で重要である。この廃棄物の処分方法の一つとして、廃棄物の減容及び再利用が考えられている。特に金属廃棄物を再利用する際には溶融処理が必要で、重要なプロセスである。そこでバックエンド技術部では、動力試験炉(JPDR)の解体により発生した金属廃棄物等を用いて、放射性金属の溶融処理に関する基礎試験研究を昭和62年度から行っている。本試験の目的は、金属廃棄物の再利用で重要な溶融・造塊時の放射性核種の移行挙動を把握することにある。本報は、放射性金属溶融・造塊試験に関して、現在実施中の試験の概要、試験方法、溶融・造塊時の放射性核種の挙動、装置の運転経験などについて現状を紹介したものである。
