Relationship between the contact angle of pure Cu and its alloys owing to liquid Na and electronic states at the interface

斉藤 淳一; Monbernier, M.*

Surfaces and Interfaces (Internet), 41, p.103248_1 - 103248_8, 2023/10

https://doi.org/10.1016/j.surfin.2023.103248

Contact angle is an indicator of the wettability between liquid Na and pure metals. This has been evaluated using the atomic interactions obtained from the calculations of the electronic structure of the interface. This study aims to investigate the applicability of the atomic interactions of the interface to the alloys. An interface model between Cu and Na with an alloying element was constructed, and the electronic states of the interface were calculated by the molecular orbital calculation. The bond order, which indicates the strength of the covalent bonding at the interface, and ionicity, which indicates the amount of charge transfer, were obtained as theoretical parameters from the calculation. The contact angles between the Cu or Cu alloys and liquid Na were measured using a droplet of liquid Na at 423 K in a high-purity Ar atmosphere. The contact angles of the Cu alloys were evaluated using these theoretical parameters. As a result, a correlation was obtained between the ratio of the bond order between the substrate metal atoms to the bond order between the Na atom and the substrate metal atoms and the contact angle, which is consistent with previous studies. Furthermore, for the first time, the correlation between the ionicity or difference in the ionicity and contact angle was clarified. The difference in ionicity is the difference between the ionicity of Na atoms and that of the alloying element, indicating the strength of the ionic bonding. It was suggested that Cu and Cu alloys should consider covalent and ionic bonding when evaluating wettability, because Cu has an intermediate electronic state between transition and nontransition metals. Further, it became clear that the evaluation of the contact angle using the atomic interactions at the interface are applicable not only to pure metals but also to alloys.

汚染土壌の減容を目的とした重液分離による放射性微粒子回収法の高度化(委託研究); 平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉国際共同研究センター; 筑波大学*

JAEA-Review 2019-023, 33 Pages, 2020/01

JAEA-Review-2019-023.pdf:1.97MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉国際共同研究センター(CLADS)では、平成30年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス福島第一原子力発電所の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度「汚染土壌の減容を目的とした重液分離による放射性微粒子回収法の高度化」について取りまとめたものである。福島第一原子力発電所の事故では、放射性微粒子や粘土鉱物の存在により、放射性セシウムは表層土壌において不均一に存在することが分かっている。このため、これらの粒子を選択的に取り除くことで汚染土壌の減容に繋がると考えられる。本研究は、放射性微粒子を選択的に土壌から取り除く手法の検討や、土壌の減容を目的とした、粒子の比重の違いを利用した分離法(重液分離法)の実用化の可能性について探る。

Parametric analysis of bubble and dissolved gas behavior in primary coolant system of sodium-cooled fast reactors

松下 健太郎; 伊藤 啓*; 江連 俊樹; 田中 正暁

Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 9 Pages, 2019/05

ナトリウム冷却高速炉(SFR)では、炉心反応度擾乱等を防止する観点から一次冷却系統内に存在する非凝縮性ガスの量を制御することが重要であり、そのための数値計算コードSYRENAを開発している。本研究では、仮想的なタンク型炉を対象にフローネットワークモデルを構築して気泡・溶存ガス挙動の解析を行い、ループ型炉の解析結果との比較を行った。また、タンク型炉にディッププレート(D/P)を導入した場合を仮定し、D/Pを通るナトリウム交換流量および自由液面での気泡巻込み量をパラメーターとした解析を行ってタンク型炉の気泡挙動に対するD/Pの影響を調査した。その結果、D/Pを通過する交換流量の増加が必ずしも一次冷却系統内の気泡量の減少に働くとは限らないことが示された。

The Promising features of new nano liquid metals; Liquid sodium containing titanium nanoparticles (LSnanop)

伊丹 俊夫*; 斉藤 淳一; 荒 邦章

Metals, 5(3), p.1212 - 1240, 2015/09

https://doi.org/10.3390/met5031212

新しい種類の分散液体は、電子顕微鏡観察により決めたチタンナノ粒子(10nm)を液状ナトリウム中に分散することによって開発された。体積分率は、分析されたチタン濃度(2%)からチタンとナトリウムの密度の0.0088であると見積もられた。この分散液体(チタンナノ粒子を含む液体ナトリウム)の多くの顕著な特徴は、少量のチタンナノ粒子にもかかわらず、原子量のための理想溶液からの3.9%の負の偏差、17%の表面張力の増加、11%の水との反応熱量の減少、そして、水と酸素との化学的反応性の抑制である。水への反応熱の低下はLSnanopの過剰な凝集エネルギーの存在に起因すると思われる。過剰な凝集エネルギーは遮蔽効果に特に重点を置いて、簡単な理論的な分析に基づいて議論した。反応の抑制は、水に対する反応熱の低下や過剰な凝集エネルギー、表面張力、チタン酸化物のプラグとしての役割、LSnanopの表面の負の吸着及び浸透に関連して議論された。

An Experimental study on heat transfer from a mixture of solid-fuel and liquid-steel during core disruptive accidents in Sodium-Cooled Fast Reactors

神山 健司; 小西 賢介; 佐藤 一憲; 豊岡 淳一; 松場 賢一; 鈴木 徹; 飛田 吉春; Pakhnits, A. V.*; Vityuk, V. A.*; Vurim, A. D.*; et al.

Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) (USB Flash Drive), 8 Pages, 2014/12

The relocation of degraded core material through the Control Rod Guide Tubes (CRGTs) is one of essential subjects to achieve the in-vessel retention (IVR) in the case of postulated core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). The CRGT is available as the discharge path by its failure in the core region and heat-transfer from the core-material to the CRGT is one of dominant factors in its failure. In case of a core design into which a fuel subassembly with an inner duct structure (FAIDUS) is introduced, a mixture of solid-fuel and liquid-steel is supposed to remain in the core region since the FAIDUS could effectively eliminate fuel in liquid-state from the core region. Therefore, the objective of the present study is to obtain experimental knowledge for the evaluation of heat-transfer from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT. In the present study, an experiment was conducted using Impulse Graphite Reactor which is an experimental facility in National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. In the experiment, the mixture of solid-fuel and liquid-steel was generated by a low-power nuclear heating of fuel and transferring its heat to steel, and then, data to consider the heat-transfer characteristics from the mixture of solid-fuel and liquid-steel to the CRGT were obtained. The heat-transfer characteristic was revealed by evaluating thermocouple responses observed in the experiment. Through the present study, knowledge was obtained to evaluate heat-transfer from the remaining core-materials to the CRGT.

Angle-dispersive diffraction measurement system for high-pressure experiments using a multichannel collimator

矢尾板 憲一*; 片山 芳則; 辻 和彦*; 亀掛川 卓美*; 下村 理

Review of Scientific Instruments, 68(5), p.2106 - 2110, 1997/05

https://doi.org/10.1063/1.1148103

マルチチャンネルコリメーターと呼ばれる光学装置が、マルチアンビルプレス(MAP)と放射光を利用した角度分散回折を迅速に行うために開発された。MCCはいくつものコリメーターが放射状に並んだものである。この装置は、サンプルを取り巻く物質からの回折を除去するので、MAPとイメージングプレートを使った実験で、サンプルからの良質な回折を得ることができる。われわれはMMCシステムを高エネルギー物理学研究所,フォトンファクトリーのMAX90と名付けられたMAPにとりつけた。MCCの性能は満足すべきものと評価された。このシステムを用いて、液体ナトリウムと液体ガリウムの回折を4.8GPaで測定することに成功した。

Structural analysis of molten NaBeF and NaBeF by X-ray diffraction

梅咲 則正*; 大野 英雄; 岩本 信也*; 古川 和男

J.Chem.Soc.,Faraday Trans.,I, 78, p.2051 - 2058, 1982/00

NaBeFおよびNaBeF融体のX線解析を行い、動径分布凾数を求め、それらの液体構造を考察した。結晶状態に存在する〔BeF〕基は液体状態でも安定に存在する。溶融NaBeF中には独立したBeFイオンが存在しているが、溶融NaBeF中には1個のフッ素を頂点共有したBeFイオンが、かなり多く存在している。これらの陰イオンのまわりのNaイオンの配置も考察した。さらにNaF-BeF系融体とCaO-SiO系融体は、分子容、粘性係数、電気伝導度等の諸物性値に相応状態原理が成立することから、それらの液体構造も類似しているであろうと予測[K.Furukawa and H.Ohno:Trans.JIM.,19(1979)553]していたが、すでに発表されているCaSiO融体の構造とNaBeF融体の構造を直接比較し、その類似性を証明した。

Hydrogen and oxygen behavior in liquid sodium(Experimental)

勝田 博司; 古川 和男

Nuclear Technology, 31(2), p.218 - 231, 1976/02

https://doi.org/10.13182/NT76-A31684

液体Na中の不純物挙動研究用Loop(Impurity Behavior Test Loop,Na量約200l)を用いて、主としてNa中の酸素と水素の挙動を研究した。コールドトラップ温度の関数として、酸素および水素の溶解度を求めると、両者とも180C以下で異常に高い値を示した。これはNa中で酸素と水素間にattractiveな相互作用が働き、(OH)種が安全に存在するためと仮定した。これより、(OH)種の溶解度を推定し、このデーターから(O)in Na+(H)in Na=(OH)in Naの反応の自由エネルギー変化〔?G°(kcal/mol)=-28+0.043T〕を求めた。また平衡水素圧力の温度変化から、みかけの水素溶解熱(?H=1.6kcal/mol)が得られた。さらにNa中に水素を添加することにより、300CNa中の酸素活動度が減少することが測定された。この結果も酸素と水素の相互作用の仮定から説明された。

A New Thermometry for Liquid Sodium

桑原 純

IEEE(Inst.Electr.Electron.Eng.)Trans.Instrum.Meas., NS-19(1), p.899 - 906, 1972/02

抄録なし

Testing of feasibility of ball bearings in liquid sodium environments

S.IWAI*; M.ISHII*; Nozawa, Masao*; Tamura, T.*; Abe, Y.*; A.TERAMOTO*; M.AKIYAMA*

ANL-7520 PART-II, p.121 - 129, 1968/00

抄録なし