検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 5473 件中 1件目~20件目を表示

発表形式

Initialising ...

選択項目を絞り込む

掲載資料名

Initialising ...

発表会議名

Initialising ...

筆頭著者名

Initialising ...

キーワード

Initialising ...

発表言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

論文

Influence of steam flow rate on oxidation kinetics of silicon carbide at 1400-1600 $$^{circ}$$C

Pham V. H.; 倉田 正輝; 永江 勇二; 石橋 良*; 佐々木 政名*

Corrosion Science, 255, p.113098_1 - 113098_9, 2025/10

Being expected as materials for accident tolerant fuel cladding tube, oxidation behavior and kinetics of silicon carbide (SiC) under extreme conditions like severe accidents must be elucidated. In this study, oxidation tests of SiC at 1400-1600 $$^{circ}$$C for 1-5 h, at atmospheric pressure, under two different flow rates of H$$_{2}$$O/Ar gas mixture have been conducted to investigate the influence of steam flow rate on the formation of SiO$$_{2}$$ scale and its subsequent volatilization. The oxidation tests were conducted via a newly developed test facility using laser as a heat source. Oxidation kinetics of SiC was evaluated via mass change of samples before and after the oxidation tests. Parabolic oxidation rate representative for SiO$$_{2}$$ formation and linear volatilization rate reflecting its volatilization were calculated, based on these mass changes. The Arrhenius dependence of the parabolic oxidation and linear volatilization rate constants were then plotted. Results of this study indicated that SiC exhibits excellent performance under the conditions investigated. Steam flow rate has a significant influence on volatilization of SiO$$_{2}$$ but has minor effects over its formation. Oxidation of SiC in steam at high temperature may follow mass gain or mass loss regime, depending on the steam flow rate. Two oxidation patterns were suggested and discussed. In the first oxidation pattern, the SiO$$_{2}$$ formation is dominated over its volatilization. The second oxidation pattern (steady stage) is reached when the SiO$$_{2}$$ formation rate is equivalent to its volatilization rate. Time to reach this steady stage was defined, based on the parabolic oxidation rate and linear volatilization rate.

報告書

アメリシウム含有燃料の熱伝導率評価

横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 矢野 康英; 所 大志郎*; 菅田 博正*; 加藤 正人*

JAEA-Research 2025-002, 18 Pages, 2025/05

JAEA-Research-2025-002.pdf:1.73MB

高速炉の開発目標の1つとして「高レベル放射性廃棄物量減容・潜在的有害度低減のため、マイナーアクチノイド(MA)を分離・回収し、燃料として利用できるようにすること。」が示されている。これに向けて、MAを添加したMOX燃料を高速炉で燃焼する燃料サイクルが提唱されている。MAを添加したMOX燃料を高速炉で使用するには、燃料設計や照射挙動の解析に向けて熱伝導率等の熱物性を把握することが重要である。しかし、MAを添加した燃料の熱物性は、報告例がわずかであり、MA添加濃度や酸素不定比性の影響を含めて十分に把握されていない。そこで本研究では、MAの1つであるAmがMOX燃料の熱伝導率に与える影響を評価することを目的として、化学量論組成近傍における15%までのAmを含有したMOX燃料の熱伝導率を測定した。また、Am含有MOX燃料の照射挙動評価に資するため、Amを含有したUO$$_{2}$$燃料の熱伝導率を測定し、Am含有MOX燃料のものと比較評価を実施した。本研究では、Pu含有率を30%とし、Am含有率が5%、10%及び15%と異なる3種類のMOX燃料と、Am含有率が15%のUO$$_{2}$$燃料を用いた。熱伝導率は、レーザーフラッシュ法を用いて測定した熱拡散率に試料密度及び比熱を乗じて求めた。熱拡散率の測定においては、測定雰囲気の酸素分圧を調整することで試料の酸素・金属原子数比(O/M比)を制御した。すべての試料の熱伝導率は、温度及びAm含有率の増加と共に低下し、特に、1,173K以下で顕著な低下が見られた。また、得られた熱伝導率に対して古典的フォノン散乱モデルによる解析を行った結果、熱抵抗率の変化については、Am添加によって生じるイオン半径差に起因した格子ひずみの影響が大きく、MOX及びUO$$_{2}$$の両者で同程度の影響であることがわかった。

論文

Investigation on multi-dimensional short-term behaviour through benchmark analysis of a large-volume sodium combustion experiment

曽根原 正晃; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 大木 裕*

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.403 - 414, 2025/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウム漏えい事故を管理するためにナトリウムの燃焼挙動を理解することが極めて重要である。本研究では、多次元熱流動解析コードAQUA-SFを用いて、サンディア国立研究所(SNL)のT3実験のベンチマーク解析を実施した。この実験は、容器容積100m$$^3$$、ナトリウム流量1kg/sの密閉空間で実施され、ナトリウム注入直後の局所的な温度上昇がもたらす多次元的な影響を明らかにした。本研究では、AQUA-SFの機能を拡張することを目的として、このような多次元的な温度変動、特に容器底部における高温領域の形成のシミュレーションに焦点を当てた。提案したモデルには、ナトリウム液滴着火の一時停止と床面上のナトリウム飛沫の噴霧燃焼が含まれる。さらに、底部高温域の再現性を高めるためには、床部近傍に熱源を追加することが不可欠であることを示した。そこで、噴霧円錐角の感度解析と床面上の液滴の長時間燃焼を含むケーススタディを実施した。この包括的なアプローチにより、ナトリウム冷却高速炉におけるナトリウム燃焼のダイナミクスと安全対策に関する貴重な知見を得ることができた。

論文

Three-dimensional localization and radioactivity quantification of radiation sources through inverse estimation based on Compton camera measurements

佐藤 優樹

Radiation Protection Dosimetry, p.ncaf046_1 - ncaf046_11, 2025/05

 被引用回数:0

Radioactive substances released during the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station accident were deposited on various equipment and building structures within the plant site. To minimize worker exposure and plan effective remediation strategies, accurately identifying the locations of these deposits is crucial. In response to this need, the current study presents a method to accurately determine the locations of multiple radiation sources in three dimensions and quantify their radioactivity levels. In particular, the method involves the application of an inverse estimation technique to data captured using a Compton camera. Here, the target region is first divided into multiple regions of interest. Image data are then acquired by placing a radiation source of known radioactivity in each region of interest. The resulting images are subsequently multiplied by each coefficient and summed to reproduce the image data of multiple unknown radiation sources. The radioactivity of each unknown radiation source is then derived based on the coefficients determined through inverse estimation.

論文

Visualization of radioactive contamination around the startup transformer of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 using an integrated radiation imaging system based on a Compton camera

佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 一場 雄太*

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(4), p.389 - 400, 2025/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

Understanding the distribution of radioactive substances and dose-equivalent rates during the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) is crucial for developing detailed decontamination plans and minimizing worker exposure to radiation. This study used an integrated Radiation Imaging System comprising a Compton camera, survey meter, and simultaneous localization and mapping device to visualize the dose-equivalent rate and radioactive contamination distribution around the startup transformer of Unit 3 at the FDNPS. While previous measurements using this system have helped visualize radioactive hotspots where radioactive contamination has accumulated in pipes or specific equipment, this demonstration test helped visualize the radioactive contamination widely distributed on the ground or concrete surfaces inside the nuclear power station. Furthermore, the reconstructed image intensity of radioactive contamination was compared with the dose rate at the target surface, showing for the first time the possibility of creating a calibration curve between the two.

論文

Crystal structures of ReO$$_3$$ under hydrostatic pressure; A Combined neutron, X-ray, Raman, and first-principles calculation study

Efthimiopoulos, I.*; Klotz, S.*; Kunc, K.*; Baptiste, B.*; Chauvigne, P.*; 服部 高典

Physical Review B, 111(13), p.134103_1 - 134103_13, 2025/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

X線回折、中性子回折、ラマン散乱、第一原理計算を用いて、ReO$$_3$$の高圧力下での挙動を15GPaまで包括的に調べた。常圧$$Pm$$=3$$m$$構造は0.7GPaで空間群$$Im$$=3の立方晶相に連続的に相転移し、その後少なくとも15GPaまで安定であることがわかった。過去この圧力領域で報告されていた単斜晶$$C2/c$$構造や菱面体晶$$R$$=3$$c$$構造への転移は、試料に高輝度放射光X線を照射したことによる試料の劣化によるものであり、人工的なものであることが分かった。また今回、$$Im$$=3相の構造の圧力依存性と正確な状態方程式および天然試料と同位体濃縮$$^{18}$$O試料のラマン散乱データを示した。このデータから、リジッドなReO$$_6$$八面体が圧力とともに回転することによって、相転移および高密度化が起こることが分かった。

報告書

J-PARC陽子ビーム照射施設の概念設計

明午 伸一郎; 岩元 大樹; 杉原 健太*; 平野 幸則*; 堤 和昌*; 斎藤 滋; 前川 藤夫

JAEA-Technology 2024-026, 123 Pages, 2025/03

JAEA-Technology-2024-026.pdf:14.22MB

J-PARC核変換実験施設ADSターゲット試験施設(TEF-T)の設計をベースとし、J-PARC陽子ビーム照射施設の概念検討を行った。これは、文部科学省の分離変換技術評価タスクフォースの提言「ADSの工学的課題解決に加え、多様なニーズへの対応の可能性を含め、既存のJ-PARCの陽子加速器を利用可能な利点を最大限活用する施設仕様を検討することが望ましい。」を受けたものである。TEF-T設計で不要となった設備を削減する一方、多様なニーズに対応可能な設備の具体化を行った。多様なニーズとして、諸外国の大強度加速器施設の利用法の調査を行った。その結果、1)材料照射試験、2)核破砕中性子を用いた半導体機器のソフトエラー試験、3)医療用RI製造および4)陽子ビーム利用を主な利用目的と特定し、これらの利用に必要な施設の検討を行った。施設概念の検討にあたっては、2022年に施設のユーザーコミュニティを立ち上げ、ユーザーの意見を広く取り入れて施設設計に反映した。本報告書は、陽子ビーム照射施設の概念検討結果、多様なニーズとその対応、施設建設に向けたロードマップおよび今後の課題についてまとめたものである。

論文

Feasibility study of reactor radiation photon spectroscopy in Fugen for nuclear decommissioning

冠城 雅晃; 宮本 勇太; 森 教匡; 岩井 紘基; 手塚 将志; 黒澤 俊介*; 田川 明広; 高崎 浩司

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.308 - 316, 2025/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

Nuclear decommissioning has recently accelerated, particularly following the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, Tokyo Electric Power Holdings. $$gamma$$-ray/X-ray (radiation photon) spectroscopy provides information on the types of radionuclides with radiation photon emissions. Radiation photon spectroscopy in a control rod guide tube positioned at the center of Fugen was conducted. Fugen is a prototype advanced thermal reactor with 165 MWe electric power generation that is being decommissioned. The dose rates measured in a control rod guide tube positioned at the center of the reactor were 4.1 - 9.1 Gy/h. The dose rate considerably increased at a position close to a tank that contained $$^{60}$$Co caused by the radioactivation of stainless steel. Radiation photon spectroscopy was performed without radiation shielding, identifying $$^{60}$$Co with an energy resolution better than 5.4% at 1333 keV and $$^{94}$$Nb with an energy resolution better than 5.9% at 871 keV.

論文

Effect of Am addition on oxygen potential in (U$$_{0.55}$$Pu$$_{0.3}$$Am$$_{0.15}$$)O$$_{2-x}$$

横山 佳祐; 渡部 雅; 薄井 茜; 関 崇行*; 大西 貴士; 加藤 正人

Nuclear Materials and Energy (Internet), 42, p.101908_1 - 101908_6, 2025/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

本研究では熱重量法を用いて1273、1473、1573及び1623Kにおける(U$$_{0.55}$$Pu$$_{0.3}$$Am$$_{0.15}$$)O$$_{2-x}$$の新たな酸素ポテンシャルデータを取得した。Pu富化度及びO/M比が同じ低Am含有MOX燃料と比較した場合、酸素ポテンシャルはAm含有率に応じて高くなることがわかった。また、化学量論組成におけるカチオン価数は(U$$^{4+}_{0.4}$$U$$^{5+}_{0.15}$$Pu$$^{4+}_{0.3}$$Am$$^{3+}_{0.15}$$)O$$_{2.00}$$であり、Am$$^{3+}$$が増加するに応じてU$$^{4+}$$がU$$^{5+}$$に増加していることが予測された。実験データを欠陥化学モデルを用いて解析し、O/M比を温度と酸素分圧の関数として表すことができた。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務(JPMXD0219214921)としての研究開発を含む。

論文

Demonstration of COMRIS, a 3-D visualization software for radioactive substances based on Compton cameras and SLAM devices

佐藤 優樹; 峯本 浩二郎*; 根本 誠*

Proceedings of Waste Management Conference 2025 (WM2025) (Internet)), 9 Pages, 2025/03

We have been developing software to visualize the location of radiation sources in three dimensions by importing output data from Compton cameras, survey meters, and SLAM (Simultaneous Localization and Mapping) devices. The software, named COMRIS (COMpton camera for Radiation Imaging System), is GUI-based and visualizes the location of radiation sources by capturing the output data of the above multiple measuring instruments. The authors previously presented an overview of COMRIS and reported the results of visualizing a $$^{137}$$Cs test source in the laboratory by combining a Compton camera and a 3D-Light Detection and Ranging (LiDAR)-based SLAM. However, we have not been able to report how this software is operated on a GUI screen. In addition, an new attempt was made this time to expand the effective field of view (FoV) to both front and rear by preparing two Compton cameras, each of which is sensitive only to the front of the device, and placing them back-to-back. In this work, we report once again on the integration method of output data from SLAM devices and Compton cameras using COMRIS, based on the GUI screen. In addition, data output from two back-to-back Compton cameras and SLAM devices were imported into COMRIS to demonstrate visualization of radiation sources.

論文

CFD analysis of thermal radiation effects on large containment CIGMA vessel with Weighted Sum of Gray Gases (WSGG) model

Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.53 - 59, 2025/03

This paper presents the experimental study and computational fluid dynamics (CFD) analysis on the effect of thermal radiation in the humid atmosphere inside the containment vessel. The experiment was conducted in the Containment InteGral effects Measurement Apparatus (CIGMA) facility at Japan Atomic Energy Agency (JAEA). The numerical analysis was carried out using the open-source CFD code OpenFOAM. The initial gas condition inside the CIGMA containment consists of three gases, helium, air, and water vapor, at room temperature 30 $$^{circ}$$C and a pressure of 1 atm. Initial helium stratification was located 6 m above the bottom vessel, and its molar fraction was 55 %. The initial water vapor molar fraction was set to 0.1% in order to minimize the thermal radiation absorption by the water molecule. Pure helium was injected through a nozzle from the top, leading to increased vessel pressure and a corresponding rise in gas temperature. The numerical validation at low water vapor, i.e., 0.1% H$$_{2}$$O, was performed by comparing the transient profile of pressure, gas molar fraction, and temperature with the experimental data. A Weighted Sum of Gray Gases (WSGG) model was implemented in the OpenFOAM solver. The numerical results showed a reasonable agreement compared to the experimental data. In addition, the numerical simulation with various water vapor mass fractions, i.e., 0.0%, 0.1%, 0.3%, 0.5%, and 60%, was performed to analyze the effect of humidity on the radiative heat transfer. The predicted temperature was overestimated when the numerical model neglected thermal radiation. Therefore, it indicated that thermal radiation should be considered when modeling the containment thermohydraulic.

論文

異分野技術を統合した放射線源可視化の実証と波及効果の探索

佐藤 優樹

Radioisotopes, 74(1), p.141 - 148, 2025/03

福島第一原子力発電所の廃止措置に資することを目的とし、放射能汚染分布を3次元マップ上に可視化する統合型放射線イメージングシステムiRIS(アイリス: integrated Radiation Imaging System)の開発および現場実証試験を実施している。本稿では当該システムの原理、実証試験の結果、ならびにその応用例について記述する。

論文

Two-group drift-flux model for upward cap-bubbly two-phase flows in large square channels

孫 昊旻; 日引 俊*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 237, p.126445_1 - 126445_14, 2025/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.00(Thermodynamics)

Various bubbles exist in two-phase flows. A practical approach is classifying the bubbles into two groups based on their drag coefficients. Two-group two-fluid model can potentially provide the most accurate analysis of two-phase flows. Two-group drift-flux model should be established as a constitutive equation to simplify the two-group two-fluid model for its practical use. The drift-flux model for large square channels has seldom been investigated, even though such channels exist in various engineering systems. This study developed the two-group drift-flux model for large square channels based on experimental databases.

論文

Difference in accumulation of plutonium and curium isotopes formed in americium targets irradiated in Joyo and JMTR

大西 貴士; 小山 真一*; 横山 佳祐; 森下 一喜; 渡部 雅; 前田 茂貴; 矢野 康英; 大木 繁夫

Nuclear Engineering and Design, 432, p.113755_1 - 113755_17, 2025/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

The burning of minor actinide (MA) elements, such as neptunium (Np) and americium (Am), in fast reactors (FRs) has been proposed to reduce the volume of high-level radioactive waste. Evaluation of the transmutation behavior of Am for a wide spectral range from thermal to fast neutrons requires experimental validation based on the irradiation of Am targets with well-known isotopic compositions. Four samples each of two types of Am targets, Am-241 oxide and Am-243 oxide, were prepared and irradiated in the experimental fast reactor Joyo under fast neutron flux. Additionally, a ninth sample consisting of Am-241 oxide contained in a MgO pellet was prepared and irradiated in the JMTR under thermal neutron flux. All irradiated samples were analyzed by a radiochemical method. Indexes of the transmutation behavior such as the transmutation ratio, the ratio between burnup and accumulation of an actinide could be evaluated based on the analytical results.

報告書

原子力人材育成センターの活動(令和5年度)

原子力人材育成センター

JAEA-Review 2024-048, 69 Pages, 2025/01

JAEA-Review-2024-048.pdf:3.5MB

本報告書は、国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下、「機構」という。)原子力人材育成センター(以下、「当センター」という。)における令和5年度の活動をまとめたものである。令和5年度は、年間計画に基づく国内研修の他、外部ニーズに対応した随時の研修、大学との連携協力、国際研修、原子力人材育成ネットワーク、人材育成コンシェルジュ等に関する取組を行った。国内研修については、年間計画に基づくRI・放射線技術者、原子力エネルギー技術者、国家試験受験者向けの研修に加え、外部ニーズへの対応として、機構外組織を対象とした出張講習等を実施した。大学等との連携協力については、東京大学大学院工学系研究科原子力専攻の学生受入れを含む連携大学院方式に基づく協力や特別研究生等の受入れを行った。また、大学連携ネットワークでは、7大学との遠隔教育システムによる通年の共通講座に対応した他、夏期集中講座や核燃料サイクル実習を行った。国際研修については、文部科学省からの受託事業「放射線利用技術等国際交流(講師育成)」として、原子炉工学等の講師育成研修及び講師育成アドバンス研修並びに放射線基礎教育等の原子力技術セミナーを実施した。原子力人材育成ネットワークについては、共同事務局として運営を着実に推進するとともに、研修や学生対象の原子力関連施設見学会を開催した。人材育成コンシェルジュについては、機構内外からの人材育成に係る窓口を通じて、問合せや相談への回答のみならず、文部科学省等主催の原子力オープンキャンパスの企画運営に携わるなど、人材育成コンシェルジュ活動を推進した。

論文

大規模三次元連成解析に基づく幌延深地層研究センター350m調査坑道での掘削$$sim$$長期透水試験に対する再現シミュレーション

末武 航弥*; 緒方 奨*; 安原 英明*; 青柳 和平; 乾 徹*; 岸田 潔*

第16回岩の力学国内シンポジウム講演論文集(インターネット), p.304 - 309, 2025/01

地層処分の安全性評価において、廃棄体処分坑道の掘削に伴うEDZ(掘削損傷領域)の進展範囲や、掘削後の岩盤の透水性変化挙動を予測することは非常に重要である。本研究では、三次元坑道掘削シミュレーターを用いて、幌延深地層研究センターで実施されている原位置坑道掘削とその後の透水試験を対象とした再現解析を試みた。その結果、掘削によるEDZの進展範囲と透水試験の結果について、原位置試験と類似する結果が得られた。このことから、本シミュレーターがわが国の大深度泥岩帯においての掘削に伴う力学的影響や、掘削後の岩盤変形-浸透といった連成現象とそれによる透水性変化などの予測評価に関して、有効であることが確認された。

論文

Radiolytic stability of the TEHDGA-impregnated silica-based adsorbent for extraction chromatography

宮崎 康典; 佐野 雄一; 石神 龍哉*

EPJ Web of Conferences, 317, p.01006_1 - 01006_7, 2025/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

TEHDGA吸着材にガンマ線及びHe$$^{2+}$$イオンビーム(例えば$$^{241}$$Amからのアルファ線を模擬したもの)を照射し、水素ガス発生量、浸漬3M硝酸$$_{3}$$溶液中の有機物の溶出量、熱特性及び分解生成物の化学種を評価した。これらを組み合わせて、1kGy/hの線量率のラフィネートからMAを分離回収プロセスの運転安全性を評価した。

論文

統合型放射線イメージングシステムを構成する要素技術と実証結果

佐藤 優樹

FBNews, (577), p.2 - 6, 2025/01

福島第一原子力発電所(1F)事故により1Fサイト内外に飛散・沈着した放射性物質の分布を3次元的に可視化するために、放射性物質可視化カメラであるコンプトンカメラに、3次元測域センサを基盤とした環境認識デバイス、ならびにロボットを組み合わせた統合型放射線イメージングシステム(iRIS: integrated Radiation Imaging System)を開発した。本稿では、ホットスポット位置を含む放射能汚染分布を3次元的に可視化する手法について、その原理を説明するとともに、1Fサイト内における実証例を紹介する。さらには当該システムを用いて生成した放射能汚染のイメージデータについて、VRおよびAR技術を用いて可視化するための要素技術開発についても紹介する。

論文

Electronic phase diagram of itinerant electron metamagnet UCoAl

前田 瑞穂*; 松田 達磨*; 芳賀 芳範; 白崎 謙次*; 木村 憲彰*

Journal of the Physical Society of Japan, 94(2), p.024707_1 - 024707_6, 2025/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Physics, Multidisciplinary)

We investigate the pressure dependence of the magnetoresistivity and Hall resistivity for an itinerant-electron metamagnet UCoAl. The first-order metamagnetic transition point varies as a function of hydrostatic pressure and terminates at the critical pressure 2.0 GPa. The electronic system, however, does not show criticality at this pressure but extends to higher pressures, unlike the usual quantum critical behavior.

論文

Pressure-induced polymerization of 1,4-difluorobenzene towards fluorinated diamond nanothreads

Che, G.*; Fei, Y.*; Tang, X.*; Zhao, Z.*; 服部 高典; 阿部 淳*; Wang, X.*; Ju, J.*; Dong, X.*; Wang, Y.*; et al.

Physical Chemistry Chemical Physics, 27(2), p.1112 - 1118, 2025/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:65.57(Chemistry, Physical)

芳香族分子の圧力誘起重合(PIP)は、様々な炭素系材料を合成するための効果的な方法として浮上してきた。目的とする構造や機能を得るためには、適切な官能基化された分子前駆体の選択が極めて重要である。本研究では、1,4-ジフルオロベンゼン(1,4-DFB)をPIPの構成要素として選択した。1,4-DFBをその場高圧で調べた結果、約12.0GPaで相転移が起こり、18.7GPaで不可逆的な化学反応が起こることがわかった。生成物の構造解析と反応のカイネティクスから、直線的な成長を伴う擬六方晶積層フッ素ダイヤモンドナノスレッドの形成が明らかになった。高圧下のベンゼンの結晶構造と比較して、1,4-DFBは[001]軸に沿って高い圧縮を示す。この異方的な圧縮は、[01$$overline{1}$$]軸に沿ったより強いH$$cdot cdot cdot pi$$相互作用と、[100]軸と[010]軸に沿った潜在的な圧縮阻害H$$cdot cdot cdot$$F相互作用に起因し、[01$$overline{1}$$]軸に沿った可能な反応経路を促進する。この研究は、分子スタッキングを調節し、反応経路に影響を与える官能基化の重要な役割を強調している。

5473 件中 1件目~20件目を表示