JOPSS:検索結果一覧

論文

Formation of Cu precipitates by ion implantation and thermal annealing for the growth of oxide nanorods

武山昭憲; 山本春也; 伊藤洋; 吉川正人

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 232(1-4), p.333 - 337, 2005/05

https://doi.org/10.1016/j.nimb.2005.03.068

被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Instruments & Instrumentation)

イオン注入と熱処理によって、Si(100)基板上に銅化合物微粒子を生成させた。熱処理時間を長くすると、銅化合物微粒子の形状は長方形から細長いピラミッド状に変化した。この形状変化は、銅化合物微粒子が基板との界面エネルギーを最小化するため、基板上にエピタキシャル成長した結果生じたと考えられる。一方、熱処理時間が長くなるほど(1時間)銅化合物微粒子の生成密度は増加するが、逆にその大きさは減少することがわかった。以上の結果から、銅化合物微粒子の形状,大きさ及び生成密度が熱処理時間の長短によって制御可能であることがわかった。したがって、銅化物微粒子の大きさを上述の方法でナノメートルサイズに制御することにより、ナノメートルサイズの柱状酸化亜鉛(酸化亜鉛ナノロッド)の形成が可能である見通しを得た。

論文

Irradiation effects on precipitation in reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川博康; 酒瀬川英雄*; Klueh, R. L.*

Materials Transactions, 46(3), p.469 - 474, 2005/03

https://doi.org/10.2320/matertrans.46.469

被引用回数：20 パーセンタイル：73.88(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉材料構造材料として開発されてきた低放射化フェライト鋼については、これまで多くの照射実験が行われてきた。中でも300 $^{circ}$ Cでの照射による強度特性変化の評価は、水冷却ブランケット構造を基本設計とする日本の開発方針においては、もっとも重要なものである。これまで300 $^{circ}$ C, 5dpa照射された低放射化フェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr等)について引張強度,衝撃特性,微細組織について調べた結果、鋼によって異なる特性変化を示すが、これらの違いは照射によって形成される転位ループによっては十分説明できないものであった。そこで本研究では析出物挙動に着目した研究を行った。研究にあたっては特に平均的な情報を得るために、抽出残渣法により析出物量を測定し、さらに残渣についてX回折による構造解析、及び化学分析を行った。その結果、照射によって、析出物(主としてM $_{23}$ C $_{6}$ )が増加する傾向にあること,析出物に含まれるCr量が増加する一方でW量が減少すること,MX系析出物が消滅したこと、が明らかになった。

論文

Growth of ZnO nanorods on Cu implanted substrates

武山昭憲; 山本春也; 吉川正人; 伊藤洋

Japanese Journal of Applied Physics, Part 1, 44(1B), p.750 - 753, 2005/01

https://doi.org/10.1143/JJAP.44.750

被引用回数：0 パーセンタイル：0(Physics, Applied)

銅イオン注入と熱処理によりピラミッド形状をした銅化合物微粒子を生成させたSi(100)基板上へ、化学気相蒸着法(CVT)によりナノメートルサイズの柱状酸化亜鉛(酸化亜鉛ナノロッド)を成長させた。その結果、直径が約200nmのナノロッドを基板に対してほぼ垂直に成長させることに成功した。さらに単位面積あたりに成長した酸化亜鉛ナノロッドの数は、単位面積あたりに生成した銅化合物微粒子数に比例して増加することから、銅化合物微粒子は酸化亜鉛ナノロッドが成長する際に触媒として機能していると考えられた。

論文

Damage structures and mechanical properties in high-purity Fe-9Cr alloy irradiated by neutrons

若井栄一; 菱沼章道; 宇佐美浩二; 加藤康*; 高木清一*; 安彦兼次*

Materials Transactions, JIM, 41(9), p.1180 - 1183, 2000/09

中性子照射した高純度と低純度のFe-9Cr合金の微細組織と引張及び衝撃特性が調べられた。照射はJRR-3M(Modified Japan Research Reactor-3)炉にて、255 $^{circ}C$ または290 $^{circ}C$ で0.3dpaまで行った。照射による降伏応力の増分は高純度と低純度材料でそれぞれ225MPaと170MPaとなり、それは高純度材料の方が大きくなった。また、それらの延性の低下は高純度材で著しい低下が見られた。衝撃特性に関しては、高純度材料は低純度材料に比べて、延性脆性遷移温度の上昇が大きく、175 $^{circ}C$ であった。透過型電子顕微鏡観察ではこれらのFe-9Cr合金に転位ループが形成していて、その数密度は低純度材料の方がやや高かった。また、高純度材料では、ループ上に'相に類似した析出物が観察された。降伏応力の増加に対する転位ループの障壁力を分散型障壁物のモデルで評価すると、その強度因子は高純度材の方がやや大きいことがわかったが、これは転位ループ上に形成した析出物が起因していると考えられる。以上のような照射による機械的特性の変化は、転位ループの硬化だけでは説明できず、ループ上の析出物の形成がそれらに大きな影響を及ぼしていると考えられる。

論文

高温ガス炉近似ヘリウム中におけるハステロイXRの長時間クリープ破断挙動

倉田有司; 小川豊*; 鈴木富男; 新藤雅美; 中島甫; 近藤達男*

耐熱金属材料第123委員会研究報告, 36(2), p.149 - 156, 1995/07

高温ガス炉近似ヘリウム中、800、900及び1000 $^{circ}$ CでハステロイXRの長時間クリープ試験を行った。約50000時間までの試験結果は、長時間側においてもクリープ特性の著しい劣化を示さず、クリープ破断応力はHTTRの材料強度基準の設計破断応力の強さを十分上回っていた。破断寿命は、Larson-Millerパラメータを使って十分な精度で評価することができた。定常クリープ速度の応力指数は4.5~5.7であり、支配的なクリーププロセスは転位クリープであると判断される。ハステロイXRは高温ガス炉近似ヘリウム中で浸炭するが、長時間試験においてもクリープ破断特性の著しい劣化は認められなかった。長時間クリープ中に析出物は粗大化し、M $_{6}$ C型炭化物と考えられるMo-rich析出物とM $_{23}$ C $_{6}$ 炭化物と考えられるCr-rich析出物が共存した。

報告書

Creep behaviour of Hastelloy XR in simulated high-temperature gas-cooled reactor helium

倉田有司; 小川豊*; 鈴木富男; 新藤雅美; 中島甫; 近藤達男*

JAERI-Research 95-037, 42 Pages, 1995/06

JAERI-Research-95-037.pdf:2.04MB

800、900及び1000 $^{circ}$ Cの高温ガス炉の近似ヘリウム中でハステロイXRのクリープ試験を行った。約50000時間までの試験結果はクリープ特性の著しい劣化を示さず、クリープ破断強度は高温工学試験研究炉の設計クリープ破断応力強さ(S $_{R}$ )に対応する強度水準を十分上回っていた。定常クリープ速度の応力依存性をNorton式で表したとき、応力指数の値は4.5~5.7であり、支配的な変形機構は転位ループであると判断された。破断寿命はLarson-Millerパラメータにより十分な精度で評価することができた。破断した試料の炭素分析は浸炭が破断部近傍に制限されることを示した。内部に形成したクラックは応力軸に垂直な粒界で成長した析出物付近で発生した。電子線マイクロアナライザーによる分析により、Moに富んだ析出物とCrに富んだ析出物が共存していることがわかった。

論文

Fission product behavior in Triso-coated UO $_{2}$ fuel particles

湊和生; 小川徹; 福田幸朔; 清水道雄; 田山義伸; 高橋五志生

Journal of Nuclear Materials, 208, p.266 - 281, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0022-3115(94)90336-0

被引用回数：43 パーセンタイル：94.61(Materials Science, Multidisciplinary)

照射済Triso被覆UO $_{2}$ 燃料における核分裂生成物の挙動を電子線プローブマイクロスコープにより調べるとともに、核分裂生成物-UO $_{2}$ -C系の熱力学的解析を行なった。UO $_{2}$ 核においては、Mo-Tc-Ru-Rh-Pd合金の他に、Mo,Pd-Te、およびPd-Mo-Snの析出物が観察された。被覆層においては、パラジウム、テルル、セリウムおよびバリウムがしばしば観察された。バリウムおよびセリウムは酸化物であり、テルルはおそらく単体であろう。CeO $_{2}$ の蒸気圧計算結果は、希土類元素を含む化学種の中で最も大きかった。バリウムを含む主要なガス化学種は、BaOであった。高温においては、層間化合物であるC $_{n}$ Csが、Cs $_{2}$ MoO $_{4}$ に代わって、セシウムの主要な化学種であることが熱力学的解析により示された。

論文

Speciation of uranium in aqueous solutions and in precipitates by photoacoustic spectroscopy

木村貴海; J.G.Serrano*; 中山真一; 高橋和夫*; 武石秀世

Radiochimica Acta, 58-59, p.173 - 178, 1992/00

https://doi.org/10.1524/ract.1992.5859.1.173

沈殿、吸着などの微量アクチノイドの自然環境中での化学挙動を研究するためには、溶液および固体中での化学種の存在状態分析が必要である。そのため、光音響分光法を用いた状態分析法の開発を進めている。水溶液中の微量溶存種の分析のためのフーリエ変換レーザー誘起光音響分光法(FT-LPAS)、沈殿・吸着種の酸化状態および化学形分析のための紫外・可視近赤外光音響分光法(UV-VIS-NIR PAS)およびフーリエ変換赤外光音響分光法(FT-IRPAS)を、NaHCO $_{3}$ /NaClO $_{4}$ )溶液中およびこれらの溶液から生成した沈殿中のウランの状態分析に適用した結果を報告する。

報告書

二酸化ウランにおけるパラジウムの移行挙動

高田実*; 大橋弘士*; 諸住高*; 小川徹; 福田幸朔

JAERI-M 90-113, 46 Pages, 1990/07

JAERI-M-90-113.pdf:3.74MB

本研究は原研・大学プロジェクト共同研究の一環として行われたものである。本研究ではUO $_{2}$ 中にPd及びPd+Moを添加した試料を調製し、1800 $^{circ}$ Cで高温加熱することによりPd析出物がどのように生長するかをEPMA及び金相学的に調べた。さらに、UO $_{2}$ 表面にPdを蒸着させ、1400 $^{circ}$ Cで長時間加熱した後、Pdの拡散をEPMAで調べた。

論文

Precipitation of thorium or uranium(VI) complex ion with cobalt(III) or chromium(III) complex cation, 1; Precipitation of uranium(VI) peroxo complex ion

星三千男; 上野馨

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(1), p.50 - 55, 1978/01

https://doi.org/10.3327/jnst.15.50

被引用回数：3

トリス(エチレンジアミン)コバルト(III)あるいはトリス(トリメチレンジアミン)コバルト(III)陽イオンを用いて、ウラン(VI)のペルオキソ錯イオンの沈殿挙動を調べた。沈殿、〔Co(en) $_{3}$ 〕 $_{4}$ 〔(VO $_{2}$ ) $_{2}$ (O $_{2}$ ) $_{4}$ 〕 $_{3}$ nH $_{2}$ Oと〔Co(tn) $_{3}$ 〕 $_{4}$ 〔(VO $_{2}$ ) $_{2}$ (O $_{2}$ ) $_{4}$ 〕 $_{3}$ nH $_{2}$ Oが即座に得られ、それらは時間の経過とともに〔Co(en) $_{3}$ 〕 $_{4}$ 〔〔VO $_{2}$ 〕 $_{2}$ (O $_{2}$ ) $_{2}$ (OH) $_{4}$ 〕 $_{3}$ nH $_{2}$ Oと〔Co(tn) $_{3}$ 〕 $_{4}$ 〔(VO $_{2}$ ) $_{2}$ (O $_{2}$ )(OH) $_{4}$ 〕 $_{3}$ nH $_{2}$ Oに、それぞれ変化した。炭酸イオンが存在するとコバルト(III)錯陽イオンと外圏型錯イオンを形成して、これらの沈殿反応に影響を与える。

口頭

Development of solidification techniques with minimised water content for secondary radioactive aqueous wastes in Fukushima, 6; Incorporation of simulated secondary aqueous wastes in CAC and CAP cements

Garca-Lodeiro, I.*; Lebon, R.*; Mahoney, D.*; Zhang, B.*; 入澤啓太; 大杉武史; 中澤修; 木下肇*

no journal, ,

Incorporation of simulated aqueous secondary wastes in CAC and CAP cements was studied. The inclusion of simulated secondary wastes did not disturb the fundamental reaction of the systems, but the significant salt contents resulted in Friedel's salt in CAC and chlorapatite in CAP.

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