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報告書

統計的手法を利用した廃棄物の性状把握のための計画作成法の調査; データ品質目標プロセス

村上 昌史; 佐々木 紀樹

JAEA-Review 2022-004, 106 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-004.pdf:3.95MB

日本原子力研究開発機構に保管されている多数の放射性廃棄物を処理処分していくためには、廃棄物の性状把握のために多くの分析データが必要となる。海外の原子力施設においては、費用対効果が大きい性状把握計画を作成する手段として、「データ品質目標(DQO)プロセス」を用いることが一般的になっている。DQOプロセスは、米国環境保護庁(EPA)において開発されてきた多段階の計画作成プロセスであり、環境データ収集を伴う様々なプロジェクトにおいて、科学的に厳密かつ費用対効果が大きいデータ収集計画作成のために利用可能であるとされているものである。バックエンド推進部では、今後の保管廃棄物の性状把握において、統計的手法を取り入れることにより必要な費用を削減することを検討しており、これに向けてDQOプロセスに関する文献調査を実施してきた。本調査は、EPAがこれまでに刊行したDQOプロセスに関する手引書を中心として行い、これに加えてEPAの品質体系や計画作成後の作業といった関連事項及び原子力施設における適用例についても実施した。本報告書では、これらの文献調査結果に基づき、DQOプロセスによる計画作成の具体的手順を説明し、DQOプロセスがなぜ開発されたか、どのような変遷を辿ってきたか、及びEPAにおいて現在どのように利用されているかといった背景情報について整理する。また、特に複雑な対象物についての適用例として、過去に生じた多種多様なレガシー廃棄物を有しており、大きな環境汚染問題を抱えている、米国のハンフォードサイトにおける事例についても説明する。本報告書は、統計的サンプリング法を利用する計画を作成する際に重要となる事項や考え方をまとめるだけでなく、複雑な対象物に対する適用事例についても紹介しており、従って様々な廃棄物に対する今後の性状把握計画の作成において参考になると考えられる。

論文

マイクロ波加熱を利用した金属酸化物粒子の合成とその性状制御法の開発

瀬川 智臣

粉体工学会誌, 55(10), P. 547, 2018/10

本発表は2018年3月に著者が提出し、学位を授与された論文の紹介記事である。使用済燃料の再処理工程において、マイクロ波加熱直接脱硝法により、硝酸ウラニル・硝酸プルトニウム混合溶液から酸化ウラン・酸化プルトニウム混合酸化物粉末を製造しており、マイクロ波加熱のエネルギー利用効率の改善および粉末品質の向上を目的とし、マイクロ波加熱による金属硝酸塩水溶液から金属酸化物粉末の生成メカニズムの評価を行うとともに、マイクロ波アクセプタ添加によるマイクロ波加熱の最適化およびマイクロ波加熱と電気ヒータ加熱を併用したハイブリッド加熱による粒子性状制御法の検証を行い、各手法の有効性を明らかにした。

論文

核物質の確実な検知システム及び検知・被疑物の安全解体のための内部構造・性状把握システムの必要性(提案)

瀬谷 道夫; 羽島 良一*; 呉田 昌俊

第37回核物質管理学会日本支部年次大会論文集(CD-ROM), 10 Pages, 2017/02

港湾で扱われる貨物コンテナは容積が大きく重量物も運べるため、核物質が隠されて持ち込まれる危険性が高い。核セキュリティを強化する上では、重遮へい物中の規制外核物質の確実な検知、及び、重遮へい物体の安全な解体により中から核物質を取出すことが不可欠である。このための対応として、(1)確実な核物質検知システムの導入、(2)検知物の正確な内部構造把握、及び(3)核物質性状把握(核兵器か否か、爆発物の混入等)が要求され、これらの情報を使うことにより検知物の安全な解体と核物質の取出しが可能となる。この発表では、(1)については、X線スキャン装置と単色$$gamma$$線利用NRFベース非破壊検知装置の組合せを提案する。後者の装置は重遮へい体に対しては、(2)及び(3)の機能も有している。また、取出された核物質部分に関する(2)及び(3)の機能を持つものとして、小型中性子線源(D-T中性子源)を用いるアクティブNDA装置を提案する。

報告書

低アルカリ性セメント(HFSC)を使用したコンクリートの基本特性

瀬野 康弘*; 中山 雅; 杉田 裕; 棚井 憲治; 藤田 朝雄

JAEA-Data/Code 2016-011, 164 Pages, 2016/11

JAEA-Data-Code-2016-011.pdf:8.45MB
JAEA-Data-Code-2016-011-appendix(CD-ROM).zip:0.1MB

地下300m以深への地層処分が定められている高レベル放射性廃棄物(HLW)の処分場の坑道などの支保工にはコンクリートの使用が想定されている。一般に、OPCを用いたコンクリートの浸出水のpHは12$$sim$$13を呈する。一方、緩衝材に用いられているベントナイトはpH約11以上の高アルカリ環境で変質し膨潤性能が低下する恐れがあり、これらのバリア機能が阻害される可能性が指摘されている。したがって、HLW処分場の支保工に使用されるセメント系材料にはバリア機能は求められていないものの、他のバリア機能を阻害しないこと、すなわち、低アルカリ性が求められている。原子力機構では、セメント系材料の低アルカリ化を目指し、コンクリートの浸出水のpHを11程度以下にすることを目標とし、OPCにシリカフュームとフライアッシュを混合させた低アルカリ性セメント(HFSC)を開発した。HFSCのHLW処分場用支保工材料への適用性に関する研究は、幌延深地層研究センターの深度140m, 250mおよび350mの水平坑道において施工を行い適用の目途を得ている。本資料は、HFSCのこれまでに実施した種々の配合試験で得られたHFSCコンクリートのフレッシュ性状や硬化物性値等について整理した。

報告書

乾式リサイクルシステム酸化物燃料の品質評価

掛樋 勲; 河野 秀作

JNC TN9400 2000-054, 84 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-054.pdf:7.15MB

本研究は、乾式再処理-振動充填燃料の乾式リサイクルシステム構築研究に資するため、酸化物電解処理技術で得られたUO2顆粒を用いた振動充填実験を行って、充填密度等の燃料品質とその向上性についての評価を行ったものである。酸化物電解処理技術は、燃料酸化物が焼結体の形態で電極に析出する方法である。この焼結体となっている電極析出物を破砕することによって、振動充填燃料となる顆粒を作る。この電解処理方法はFP分離にも適用できて再処理と顆粒製造を同時にできる。これは、ロシア原子炉科学研究所RIARで開発中のもので、国内においても新しいFBR燃料リサイクル技術のひとつとして、評価研究が進められている。従来、振動充填燃料は、球形顆粒を作って充填密度を上げることを考えている。本研究対象としている電解による顆粒は電解析出物を破砕して顆粒とするため、顆粒製法は簡単であるが、形状が角張った非球形顆粒である。そのため、本研究ではこの電解による顆粒の充填密度と振動充填メカニズム(決定因子)との相関性をできるだけ明らかにするように努めている。また、酸化物電解処理技術で得られたUO2顆粒を用いた振動充填実験は、国内初めての実験成果である(実験は東芝に委託して行った)。UO2顆粒振動充填燃料のほぼ均一な顆粒分布性状と75%の振動充填密度を得た。軸方向充填密度のバラツキのため、期待される充填密度は達成できなかったが、振動充填メカニズム及び充填密度向上のための知見を多々得た。この知見に基づく充填方法の改良により、80%以上の振動充填密度(軸方向平均)の達成ができると考える。

報告書

金属表面における放射線分解反応と腐食

藤井 靖彦*; 赤塚 洋*; 野村 雅夫*; 鈴木 達也*; 佐分利 禎*; 徳浪 理恵*; 田中 拓

JNC TY9400 2000-009, 41 Pages, 2000/03

JNC-TY9400-2000-009.pdf:1.22MB

再処理プロセスにおける構造材のように、$$beta$$線照射下にある金属材料は電子に起因する化学作用が想定される。特に、硝酸溶液などの種々の分解生成物が生じ、金属材料に作用するおそれがある。このような分野の研究の手段として核燃料サイクル開発機構の大電流電子線加速器を用いた$$beta$$線環境下における材料腐食機構の解明および材料評価システムの構築を目指して研究を行う。本報告書では、その予備実験として東京工業大学のプラズマ実験装置を用いて金属材料の酸化現象について研究を行い、電子の影響について議論した。

報告書

土壌性状に関する調査研究(3)-日本の土壌中の微量及び超微量元素のバックグラウンド値-

山崎 慎一*

JNC TJ8430 2000-005, 159 Pages, 2000/03

JNC-TJ8430-2000-005.pdf:3.95MB

日本の各地100箇所余りから採取した500点以上の土壌の微量及び超微量元素の分析を主としてICP-質量分析法を用いて行った。土壌の採取地点はわが国に見られる主要な土壌を網羅するように設定された。従来の分析法によって求めた多量元素のデータを加えることによって、日本の土壌の60種類以上の元素のバックグラウンド値(天然存在量)を明らかにすることができた。得られた結果の概略は以下の通りである。1)各元素の濃度範囲は極めて広く、多くの元素で3桁以上の幅を示した。この様な幅広い濃度範囲を持つにも係わらず、以下の一般的な傾向が認められた。第一遷移元素の濃度は高く、原子番号が小さく、あるいは大きくなるに従ってその値は低下した。しかし、鉛、トリウムおよびウランは例外的に高い値となった。原子番号が偶数の元素は一般にその両側にある奇数番号の元素よりも濃度が高かった。2)頻度分布はほとんどの元素で低いほうへ強い片寄りを示し、算術平均値はバックグラウンド値として適切でないことが明らかであった。3)周期律表上で同一族、あるいは亜族に属する元素間ではかなりの組み合わせで高い相関(r$$>$$0.9)が認められた。4)クラスター分析で元素のグループ分けを行ったところ、土壌中での各元素の分布は土壌の性質よりも元素の物理化学的性質によって強く支配されていることが判明した。5)地球化学的標準物質として用いられている火山岩の推奨値を用いてクラスター分析で得られた樹形図は土壌のそれに酷似していた。この結果より、土壌中の各種元素の全含量はその出発物質である母岩の影響を未だに色濃く受けていると結論された。土壌生成過程の影響を検討するには、より溶解性の高い画分をも対象にデータの蓄積を行うことが必要と考えられた。

報告書

土壌性状の分布に関する調査研究(I)

not registered

PNC TJ1601 98-004, 16 Pages, 1998/03

PNC-TJ1601-98-004.pdf:3.05MB

原子力に関する環境影響評価は局地を対象としたものが多く、評価モデルの各パラメータはその対象地域固有の値を用いている。近年、対象地域を限定しないGeneral modelの開発が進められているが、土壌性状等の環境条件は地域によって大きく変動するため、利用するパラメータも広範な環境条件に対応できるものを収集する必要がある。本調査研究は、その一環として、我が国における地質分布、植生等について系統的に取りまとめるとともに、土壌の物理・化学的性状と各種元素の土壌粒子への収着因子の解析及び可吸態にに関する調査を実施し、General modelに活用可能なパラメータを整備することを目的とする。

報告書

平成8年度安全研究成果(調査票) -環境放射能安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)-

not registered

PNC TN1410 97-041, 29 Pages, 1997/11

PNC-TN1410-97-041.pdf:1.35MB

平成9年10月6日の科学技術庁原子力安全局原子力安全調査室からの協力依頼に基づき、環境放射能安全研究年次計画(平成8年度$$sim$$平成12年度)に登録された研究課題(8件)について平成8年度安全研究成果の調査票を作成した。本報告書は、国に提出した調査票を取りまとめたものである。

報告書

低レベル廃棄物処理開発施設(設計データ2); 昭和63年度貯蔵低放射性固体廃棄物の調査

稲田 栄一; 小圷 正之; 須藤 光男*; 吉田 充宏; 箕内 洋之; 岡本 哲也*; 酒井 光雄

PNC TN8450 91-006, 77 Pages, 1991/03

PNC-TN8450-91-006.pdf:2.09MB

東海事業所再処理工場等から発生した低放射性固体廃棄物のうち、難燃物、不燃物、及び一部の可燃物はドラム缶やコンテナに収納され、第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、並びに第二低放射性固体廃棄物貯蔵場に貯蔵、保管される。これらの廃棄物を減容安定化処理することを目的とした低レベル廃棄物処理開発施設(以下LWTFという)の設計を実施しており、施設設計を進める上で処理対象廃棄物を明確にする必要が有るため本調査を実施した。調査対象は、再処理工場の運転状況を踏まえた代表的な3ケースとし、昭和62年、63年、及び平成2年度について調査することとした。本調査書は、先の昭和62年度調査と同様に昭和63年度に発生した廃棄物を対象に、ドラム缶及びコンテナに収納された低放射性固体廃棄物の種類、数量、性状等について調査を行ったものである。調査対象廃棄物は、昭和63年度にドラム缶、またはコンテナに封入された低放射性固体廃棄物とし、その種類、数量等を明らかにした。調査結果は、以下の通りであった。1,全体廃棄物の割合は、可燃物が約4%、難燃物Iが約10%、難燃物IIが約7%、不燃物が約79%であった。2,ドラム缶の最大重量は、普通ドラム缶で505kg/本(不燃物)、マルチドラム缶で

報告書

低レベル廃棄物処理開発施設(設計データ1); 昭和62年度貯蔵低放射性固体廃棄物の調査

稲田 栄一; 小圷 正之; 須藤 光男*; 吉田 充宏; 箕内 洋之; 岡本 哲也*; 酒井 光雄

PNC TN8450 91-005, 103 Pages, 1991/02

PNC-TN8450-91-005.pdf:2.7MB

東海事業所再処理工場等から発生した低放射性固体廃棄物のうち、難燃物、不燃物、及び一部の可燃物はドラム缶やコンテナに収納され、第一低放射性固体廃棄物貯蔵場、並びに第二低放射性固体廃棄物貯蔵場に貯蔵、保管される。これらの廃棄物を減容安定化処理することを目的とした低レベル廃棄物処理開発施設(以下LWTFという)の設計を実施しており、施設設計を進める上で処理対象廃棄物を明確にする必要が有るため本調査を実施した。調査対象は、再処理工場の運転状況を踏まえた代表的な3ケースとし、昭和62年、63年、及び平成2年度について調査することとした。本調査書は、先ず昭和62年度に発生した廃棄物を対象に、ドラム缶及びコンテナに収納された低放射性固体廃棄物の種類、数量、性状等について調査を行ったものである。調査対象廃棄物は、昭和62年度にドラム缶、またはコンテナに封入された低放射性固体廃棄物とし、その種類、数量等を明らかにした。調査結果は、以下の通りであった。1,全体廃棄物の割合は、可燃物が約9%、難燃物Iが約14%、難燃物IIが約8%、不燃物が約69%であった。2,ドラム缶の最大重量は、普通ドラム缶で325kg/本(不燃物)、マルチドラム缶で272.5kg(不燃物)であった。

報告書

グリースの高温下における放射線劣化の研究,I; 耐熱試験方法

曽田 孝雄*; 荒川 和夫; 貴家 恒男; 中西 博*; 赤田 民生*; 廣濱 三男*; 八木 徹也*; 萩原 幸; 瀬口 忠男

JAERI-M 90-010, 24 Pages, 1990/02

JAERI-M-90-010.pdf:0.89MB

グリースの高温下における放射線劣化の研究を行うための予備的な実験として、耐熱試験法の検討を行った。グリースの種々の性状は基油の蒸発量により劣化する。基油の蒸発速度をコントロールするため、グリースの層厚(厚み)と材料容器の形状について検討したところ、ガラス容器の深さ17mm、グリースの厚み6mmとすることにより、JIS K-2220 B法の蒸発量と良く一致した。また、同一恒温槽で異種グリースを同時に熱処理するときには、試料容器にふたをすることが必要であることなどが明らかとなった。

論文

原子炉事故時における放射性ヨウ素の物理的化学的挙動について

成冨 満夫

保健物理, 22, p.189 - 207, 1987/00

放射性ヨウ素の物理的・化学的性状及び挙動の問題は、原子力施設において事故が起こる度毎に提起され、今なお未解決の分野を多くかかえている。その原因は、ヨウ素が種々の酸化状態をとるとともに酸化還元過程において有機ヨウ素を生成する性質をもつため、ヨウ素の物理的・化学的性状及び移行が事故条件によって著しく左右され挙動の工学的定量化を困難にしているためである。本報告は、過去に起こった代表的な原子炉事故(TMI-2,SL-1,Windscale-1及びchrenobyl-4)において、事故時の放出量の大小、放出の時間的推移に放射性ヨウ素の放出機構がどの様に係り、またヨウ素汚染がどんな物理的・化学的性状によって拡がったかについて、破損燃料、一次系内雰囲気、原子炉建家雰囲気及び周辺環境雰囲気の情報を基に解説した。

報告書

核融合実験炉のプラズマ停止の検討

真木 紘一*; 東稔 達三; 大和 春海*

JAERI-M 7635, 31 Pages, 1978/04

JAERI-M-7635.pdf:0.9MB

核融合実験炉(JXFR)を対象として、プラズマの停止を検討した。計算モデルは、時間依存性をもつ1点近似拡散モデルで、エネルギーと粒子の閉じ込めに関する比例則は、イオン温度が数keV以下では擬古典拡散が、それ以上では捕獲イオン不安定性異常拡散が支配的であるとして用いた。プラズマの停止に要する時間を20秒とし、この間重水素のみ注入するものとする。前半の10秒間では、プラズマ温度を7keVから1keV、電子密度を1.1$$times$$10$$^{2}$$$$^{0}$$m$$^{-}$$$$^{3}$$から~10$$^{1}$$$$^{9}$$m$$^{-}$$$$^{3}$$、プラズマ電流を4MAから1MAまで下げて、核融合反応出力を下げた。加熱パワーは平衡運転時の値27MWから直線的に下げて10秒で0とした。後半の10秒間では、それぞれさらに、100eV~10$$^{1}$$$$^{8}$$m$$^{-}$$$$^{3}$$、100kAまで下げて、残りのプラズマエネルギーを下げた。駆動型の炉では、加熱パワーを徐々に下げれば、プラズマ電流を下げることによって、核融合反応の停止とプラズマエネルギーの降下が実現できることが示された。

口頭

常磁性状態におけるバーネット効果の観測

小野 正雄; 針井 一哉; 岡安 悟; 中堂 博之; 松尾 衛; 家田 淳一; 前川 禎通; 齊藤 英治*

no journal, , 

回転によって磁性体が磁化する現象はバーネット効果として知られている。この回転による磁化の変化は電子スピン角運動量と回転の相互作用(スピン回転相互作用)を起源とする。バーネットは回転速度に対する磁化の変化を測定することによってスピン回転相互作用を実証した。今までのところ、磁化が大きく測定が容易な強磁性のバーネット効果のみが報告されている。そこで、我々は室温付近で磁気転移を示す強磁性体ガドリニウムに対して、常磁性帯磁率が大きなTc直上において、バーネット効果の観測を試みた。試料を正・逆回転させ、回転によって試料に生じる磁化が外部に作る磁界をフラックスゲートセンサにてその場測定した。試料から生じる磁場は強磁性状態、常磁性状態のいずれにおいても回転数に比例して増大し、逆回転に対しては反転し、そして、強磁性状態に比べて、常磁性時生状態の方が試料から生じる磁場が小さい。これらのことは常磁性状態においても回転によって試料が磁化することを示唆しており、常磁性状態のバーネット効果を観測することに成功したことを示している。

口頭

Preparation and characterization of simulated fuel debris specific to the Fukushima accident

高野 公秀; 西 剛史; 小野澤 淳

no journal, , 

福島第一原子力発電所(1F)事故炉の燃料デブリ取出しとその保管・管理検討に反映するため、1F事故に特有な条件を考慮した種々の模擬燃料デブリを調製し、生成相や硬さ等の性状評価を実施している。ここでは特に、海水塩と燃料デブリの高温反応生成物と、B$$_{4}$$C制御棒と燃料の溶融固化物中の生成相について報告する。海水塩成分中の金属元素では、硫酸塩として析出するCaが最も燃料デブリとの反応性が高く、雰囲気中の酸素分圧に応じて(U,Zr)O$$_{2}$$中に固溶したり、デブリ表面にCa-U-O系のウラン酸塩を形成することを明らかにした。一方、炉心構成材としてB$$_{4}$$C, ステンレス鋼, Zr, (U,Zr)O$$_{2}$$等を種々の比率で混合し、アーク溶解により溶融固化した結果、制御材由来のホウ素は、ZrB$$_{2}$$及び(Fe,Cr,Ni)$$_{2}$$Bで表されるホウ化物として合金相中に分散析出することを明らかにした。さらに、これらホウ化物や合金相の間の相関は、溶融前のB/Zr比の大小によって整理できることを示すとともに、熱力学的評価により妥当であることを確認した。

口頭

常磁性状態のGdのバーネット効果

小野 正雄; 針井 一哉; 岡安 悟; 中堂 博之; 松尾 衛; 家田 淳一; 前川 禎通; 齊藤 英治

no journal, , 

バーネット効果は、回転によって磁性体が磁化する現象である。この電子スピン由来のバーネット効果は回転速度に対する磁性体の磁化を調べることで観測されたものであるが、磁化が大きく測定が容易な強磁性のバーネット効果のみが報告されており、常磁性については報告が見当たらない。そこで、我々は磁気転移温度が常温近傍のガドリニウム(Tc: 292.5$$pm$$0.5K)に関して、常磁性状態の温度域でバーネット効果の測定を試みた。試料をエア駆動方式の回転システムで回転させ、回転中の試料が作る磁界をフラックスゲートセンサでその場測定することで回転に対する試料の磁化変化を調べ、試料の磁化が回転速度に比例すること、すなわち常磁性状態でのバーネット効果を確認した。

口頭

福島第一原子力発電所事故に特有な燃料デブリの性状把握研究

高野 公秀

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故で生じた燃料デブリの取出しに向けて、種々の形態の模擬燃料デブリを作成して性状把握研究を進めている。本講演では、福島事故に特徴的な燃料デブリとして、(1)海水塩と(U,Zr)O$$_{2}$$コリウムの高温反応生成物、(2)B$$_{4}$$C制御棒と燃料集合体材料の溶融固化物(炉心燃料デブリ)、(3)炉心溶融物とコンクリートの反応(MCCI)生成物について、生成する化合物相を実験により調べた研究成果の概要を紹介する。

口頭

BWR制御材の影響に着目したシビアアクシデント時のFP化学挙動評価,4; カスケードインパクタを用いたFPエアロゾルの捕集・分析技術開発

高井 俊秀; 佐藤 勇; 山下 真一郎; 古川 智弘; 逢坂 正彦

no journal, , 

シビアアクシデント(SA)時のFP化学挙動解明のための課題の一つであるFP化学形直接測定技術開発の一環として、FP放出・移行挙動模擬装置における気相中のエアロゾルの性状評価(化学形、粒径分布、形状)手法を検討した。エアロゾル試料の捕集技術としてカスケードインパクタがあるが、SA模擬環境における気相中のエアロゾル性状を評価するためには、エアロゾルの生成・成長が生じる装置流路における熱流動を変化させないことが前提となる。そこで、低流量型のカスケードインパクタを用いて流量を調整可能な装置を組み上げ、CsIを用いた加熱試験により本装置の気相中のエアロゾル性状評価への適用性を確認した。

口頭

燃料デブリの性状把握(28'A),3; 二酸化物模擬デブリ相状態への少量固溶元素の影響

高野 公秀; 小野澤 淳; 須藤 彩子

no journal, , 

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出しに向けた性状把握研究の一環として、酸化物デブリの主成分である(U,Zr)O$$_{2}$$に希土類(RE), Fe, Caの酸化物を少量固溶させた模擬デブリを作製し、相, 酸化状態, 微小硬さへの影響を調べた。Feが数mol%固溶することにより、Uリッチな立方晶とZrリッチな正方晶とがミクロンサイズで微細に入り混じった二相分離組織が生成する。Caの固溶は、亜化学量論組成領域において、Zrリッチな正方晶を立方晶に安定化し、組成の異なる二相の立方晶が生じる。GdやNd等の希土類元素の固溶は、U$$_{3}$$O$$_{8}$$とZrO$$_{2}$$の斜方晶の固溶体が生じるような酸化条件下でも、(U,Zr,RE)O$$_{2+x}$$で表される超化学量論組成の二酸化物が安定に存在する温度領域が低温側に広がることを明らかにした。また、不定比領域への酸化と上記元素の固溶は、いずれも微小硬さを増大させる方向に作用することがわかった。

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