検索対象:     
報告書番号:
※ 半角英数字
 年 ~ 
 年
検索結果: 35 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 ...

使用言語

Initialising ...

発行年

Initialising ...

開催年

Initialising ...

選択した検索結果をダウンロード

報告書

加速器駆動核変換システムビーム窓とLBEの核解析

中野 敬太; 岩元 大樹; 西原 健司; 明午 伸一郎; 菅原 隆徳; 岩元 洋介; 竹下 隼人*; 前川 藤夫

JAEA-Research 2021-018, 41 Pages, 2022/03

JAEA-Research-2021-018.pdf:2.93MB

加速器駆動核変換システム(ADS: Accelerator-Driven System)の構成要素の一つであるビーム窓の核特性を粒子・重イオン輸送計算コードPHITS及び誘導放射能解析コードDCHAIN-PHITSを用いて評価した。本研究では日本原子力研究開発機構が提案するADSの運転時にビーム窓内部に生成される水素やヘリウム等の量、高エネルギー粒子により引き起こされるビーム窓材の原子弾き出し数、ビーム窓内部の発熱量及び分布を導出した。また、中性子源標的及び冷却材として用いられる鉛ビスマス共晶合金(LBE)中の生成核種、発熱密度及び放射能分布を求めた。ビーム窓解析の結果、300日間のADSの運転によりビーム窓中に最大で約12500appmのH及び1800appmのHeの生成と62.1DPAの損傷が発生することが判明した。一方で、ビーム窓内の最大発熱量は374W/cm$$^3$$であった。LBEの解析では、$$^{206}$$Biや$$^{210}$$Poが崩壊熱及び放射能の支配的な核種であることが判明した。さらに、陽子ビームによるLBE中の発熱はビーム窓下流5cm付近が最大であり、945W/cm$$^3$$であることがわかった。

論文

Improvements in drill-core headspace gas analysis for samples from microbially active depths

宮川 和也; 奥村 文章*

Geofluids, 2018, p.2436814_1 - 2436814_11, 2018/10

 被引用回数:1 パーセンタイル:15.51(Geochemistry & Geophysics)

地下深部の炭化水素ガスの濃度組成や同位体組成を調べる事により、炭化水素ガスの起源や長期的な流体移動に関する知見が得られる。地上からのボーリング孔を用いてガス採取を行う場合によく用いられる方法として、ボーリングのカッティングスあるいはコアに吸着したガスをサンプル容器のヘッドスペースに追い出して分析する方法がある。しかしながら、この方法により得られた結果は、しばしば大きなばらつきを示す。本研究では、上述の手法により採取・分析した結果を、地下施設を利用して得られた結果と比較し、ばらつきの原因が試料の採取・保管方法に起因することを明らかにし、正しい値を得るための要点を指摘した。

論文

Thermal mixing characteristics of helium gas in high-temperature gas-cooled reactor, 1; Thermal mixing behavior of helium gas in HTTR

栃尾 大輔; 藤本 望

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(3), p.425 - 431, 2016/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:14.27(Nuclear Science & Technology)

JAEAでは、将来型高温ガス炉の設計を行っている。この原子炉には異なる温度のヘリウムガスの合流点が多くある。構造物健全性又は温度制御の観点から高温ガス炉の配管内におけるヘリウムガスの混合特性を明らかにする必要がある。過去にHTTRで、ヘリウムガスの混合が十分でないことにより、原子炉入口温度が目標値より低くなるよう制御されていた。現在、この制御系は原子炉入口ヘリウムガスの混合平均温度を使った制御方法へと改良されている。本論文は、HTTRの1次系におけるヘリウムガスの混合挙動を明らかにするために、熱流動解析を行った。その結果、1次系におけるヘリウムガスの混合挙動は主に環状部流路のアスペクト比に影響を受け、高温ガス炉の配管設計では混合特性を考慮する必要があることが分かった。

論文

Effects of secondary depressurization on core cooling in PWR vessel bottom small break LOCA experiments with HPI failure and gas inflow

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 43(1), p.55 - 64, 2006/01

 被引用回数:10 パーセンタイル:59.81(Nuclear Science & Technology)

原研のROSA-V/LSTFを用いてPWRの原子炉容器底部計装管破断を模擬する小破断LOCA実験を行い、高圧注入系不作動時にアクシデントマネージメント(AM)策として行う蒸気発生器(SG)の2次系減圧を通じた1次系冷却操作に、蓄圧注入系(AIS)から流入する非凝縮性ガスが及ぼす影響を明らかにした。AISからガス流入がない場合の計装管9本破断実験では、工学的安全施設作動(SI)信号から10分後に定率(-55K/h)のSG減圧を開始することで、低圧注入系(LPI)を作動させることができた。しかしガス流入を想定した計装管10本破断実験では、SG伝熱管の凝縮熱伝達が低下して1次系減圧が阻害され、LPIの作動以前に炉心露出が生じた。これに対し、SGの2次系逃がし弁全開による急減圧と補助給水系の連続作動を仮定した実験では、炉心露出以前にLPIが作動し長期冷却の可能性を示した。これらのガス流入によるSG伝熱管内凝縮熱伝達阻害についてRELAP5/MOD3コードを用いた解析を行い、実験結果をよく再現できた。さらに、PWRの事故過程を的確にとらえ、AM策の実施判断を行ううえで、1次系圧力と保有水量を指標とするマップが有用なことを示した。

報告書

Numerical analysis on deflagration-to-detonation transition of a hydrogen-oxygen mixture in a smooth tube

稲葉 良知; Kotchourko, A.*; Breitung, W.*

JAERI-Tech 2005-053, 24 Pages, 2005/09

JAERI-Tech-2005-053.pdf:4.3MB

Forschungszentrum KarlsruheのFlow and Combustion Engineering Divisionでは、日本とドイツのBWRで起きた放射線分解ガスの爆発事故を契機として、ステンレススチール製平滑円管内における水素の爆発実験を行った。この実験では、化学量論比濃度の水素-酸素混合気が用いられた。初期圧力をパラメータとして、管内の圧力や管の歪みが測定され、爆ごう時の構造応答や平滑管における爆燃から爆ごうへの遷移(DDT)過程が調べられた。本報告書では、この実験の1つを模擬した数値解析について述べた。数値解析には、Flow and Combustion Engineering Divisionで開発された乱流燃焼解析コードCOM3Dを用いた。COM3Dの燃焼モデルは、実験データに基づいた燃焼率の相関式を用いており、実験を正確に模擬するためには、この燃焼率の修正が必要である。著者らは、燃焼率が指数関数状に増加すると仮定して、計算を行った。その結果、計算においてもDDTを再現することができた。

報告書

火災・爆発解析コードシステムP2Aを用いたHTTR水素製造システムにおける可燃性ガスの移流拡散及び爆発に関する感度解析(受託研究)

稲葉 良知; 西原 哲夫

JAERI-Tech 2005-033, 206 Pages, 2005/07

JAERI-Tech-2005-033.pdf:34.71MB

本報告書では、HTTR水素製造システムにおける火災・爆発事故の解析条件を適切に設定できるように、火災・爆発解析コードシステムP2Aを構成する3つの解析コードPHOENICS, AutoReaGas及びAUTODYNを用いて、漏洩ガスの移流拡散及び爆発解析における噴流の影響,ガス爆発解析における障害物,着火点位置及びメッシュサイズの影響、及び漏洩ガスの移流拡散解析における大気安定度の影響を調べた。また、PHOENICSに大気安定度を考慮するための機能追加、及びPHOENICSとAUTODYN間のインターフェイスの改良について述べた。最後に、これらの感度解析の結果を踏まえ、実規模単一反応管試験装置及びHTTR水素製造システム対象とした可燃性流体の漏洩事故解析を2ケース行った。その結果、今回設定した解析条件下では、漏洩した可燃性ガスが爆発しても、安全上重要な建屋への影響はほとんどないことがわかった。

論文

Natural convection heat transfer of high temperature gas in an annulus between two vertical concentric cylinders

稲葉 良知; Zhang, Y.*; 武田 哲明; 椎名 保顕

Heat Transfer-Asian Research, 34(5), p.293 - 308, 2005/07

高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがあり、高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間内高温気体の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱、外筒を冷却した鉛直同心二重円筒内の面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験と数値解析を行った。実験において、環状空間の高さに基づいたレイレー数は、ヘリウムガスに対して2.0$$times$$10$$^{7}$$$$<$$Ra$$<$$5.4$$times$$10$$^{7}$$、窒素ガスに対して1.2$$times$$10$$^{9}$$$$<$$Ra$$<$$3.5$$times$$10$$^{9}$$となった。また数値解析の結果は、加熱壁面と冷却壁面の温度に関して実験とよく一致した。実験と数値解析の結果から、面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する相関式を、レイレー数,半径比,加熱壁面及び冷却壁面の温度と熱放射率の関数として得た。

報告書

Experimental study on secondary depressurization action for PWR vessel bottom small break LOCA with HPI failure and gas inflow (ROSA-V/LSTF test SB-PV-03)

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

JAERI-Research 2005-014, 170 Pages, 2005/06

JAERI-Research-2005-014.pdf:7.64MB

大型非定常試験装置(LSTF)を使用したROSA-V計画において、加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材喪失事故(SBLOCA)模擬実験を実施し、高圧注入系(HPI)不作動時に重要なアクシデント・マネージメント(AM)策の炉心冷却効果を調べた。LSTFはウェスティングハウス社の4ループPWR(3423MWt)を実高,容積比1/48で模擬する装置である。この実験(SB-PV-03)では、PWRコールドレグ0.2%破断に相当する原子炉容器底部計装管10本破断を模擬し、HPIの不作動と蓄圧注入系(AIS)からの非凝縮性ガス流入を想定し、定率-55K/hでの2次系減圧と30分間の補助給水(AFW)作動を運転員のAM操作として実施した。その結果、これらのAM操作はAIS注入終了圧力1.6MPaまでは1次系減圧に効果的であったが、その後、非凝縮性ガスが流入したため減圧効果は低下した。このため低圧注入系(LPI)の作動開始が遅れ、破断口では水流出が継続していたので全炉心露出に至った。本報ではこれらの熱流動現象に加え、1次系保有水量の推移及びAM操作と関連づけた炉心加熱挙動、1・2次系間の熱伝達及び1次系ループへの非凝縮性ガス流入等に関する解析結果について述べる。

報告書

HTTR水素製造システム実規模単一反応管試験装置を用いた動特性解析コードの検証; 蒸気発生器及び放熱器を用いた2次ヘリウムガス冷却システム(受託研究)

佐藤 博之; 大橋 弘史; 稲葉 良知; 前田 幸政; 武田 哲明; 西原 哲夫; 稲垣 嘉之

JAERI-Tech 2005-014, 89 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-014.pdf:7.25MB

原子炉と水素製造設備の接続にかかわる技術課題の一つとして、水素製造設備の化学反応器の負荷変動に起因する2次ヘリウムガス温度変動が原子炉へ伝播することによる原子炉スクラムの回避が挙げられる。この対策として、原研は化学反応器の下流に蒸気発生器及び放熱器を用いた2次ヘリウムガス冷却システム(以下、「冷却システム」と呼ぶ)を配置し、本冷却システムにより2次ヘリウムガスの熱過渡を吸収緩和し中間熱交換器入口2次ヘリウムガス温度を一定に制御することを提案している。蒸気発生器と放熱器を用いた冷却システムについて解析コードの検証を行った。本冷却システムは放熱器の伝熱管外を流れる空気で冷却することにより蒸気発生器の圧力制御を行い、蒸気発生器出口2次ヘリウムガス温度を一定に保持する。この圧力制御特性は放熱器伝熱管外を流れる空気の伝熱特性に支配される。このため、実規模単一反応管試験装置による試験結果から空気の伝熱特性を明らかにし、これをもとに解析を行った結果、解析は冷却システムの圧力,温度,流量及び熱交換量等の試験結果をよく模擬でき、本解析コードの検証を行うことができた。

論文

Effects of secondary depressurization on PWR bottom small break LOCA experiments in case of HPI failure and non-condensable gas inflow

鈴木 光弘; 竹田 武司; 浅香 英明; 中村 秀夫

Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 14 Pages, 2004/10

原研のROSA-V/LSTFを用いてPWRの原子炉容器底部計装管破断を模擬する小破断LOCA実験を行い、高圧注入系(HPI)不作動時にアクシデント・マネージメント(AM)策として行う蒸気発生器(SG)の2次系減圧を通じた1次系冷却操作に、蓄圧注入系から流入する非凝縮性ガスが及ぼす影響を明らかにした。蓄圧注入系からのガス流入がない場合を想定したコールドレグ0.18%破断に相当する計装管9本破断実験では、工学的安全施設作動(SI)信号から10分後に定率(-55K/h)のSG2次系減圧を開始することで、低圧注入系(LPI)を作動させることができた。しかしガスの流入を想定した計装管10本破断実験では、SG U字管の凝縮熱伝達率が低下して1次系減圧が阻害され、LPIの作動以前に炉心露出が生じた。これに対し、SGの2次系逃がし弁全開による急減圧と補助給水系の連続作動を仮定したパラメータ実験では、炉心露出以前にLPIが作動して長期冷却の可能性を示した。このようなガス流入によるSG伝熱管内の凝縮熱伝達阻害についてRELAP5/MOD3コードを用いた解析を行い、実験結果をよく再現できた。さらに、PWRの事故過程を的確にとらえAM策の実施判断を行ううえで、1次系圧力と保有水量を指標とするマップが有用なことを示した。

論文

Study on explosion characteristics of natural gas and methane in semi-open space for the HTTR hydrogen production system

稲葉 良知; 西原 哲夫; Groethe, M. A.*; 新田 芳和*

Nuclear Engineering and Design, 232(1), p.111 - 119, 2004/07

 被引用回数:25 パーセンタイル:83.83(Nuclear Science & Technology)

HTTR水素製造システムで想定される火災・爆発事故の評価において、水素製造の燃料となる天然ガスあるいはメタンの爆発特性を把握しておくことは重要である。そこで、天然ガス及びメタンの半開放空間における爆発実験を行い、発生圧力等の測定を行った。天然ガス-空気混合気またはメタン-空気混合気においては、10gのC-4爆薬を起爆剤として用いても爆ごうには至らなかった。また、爆発事故評価用解析コードの1つであるAutoReaGasを用いた数値解析を行い、ピーク圧力に関して実験結果と比較し、爆燃領域では精度よく一致することを確認した。これらの結果から、爆発事故時の原子炉への影響を予測できる見通しを得た。

論文

鉛直同心二重円筒内高温気体の自然対流熱伝達に関する研究

稲葉 良知; Zhang, Y.*; 武田 哲明; 椎名 保顕

日本機械学会論文集,B, 70(694), p.1518 - 1525, 2004/06

高温ガス炉の炉容器冷却システムの1つに、水による冷却パネルを用い、自然対流と熱放射により間接的に炉心を冷却するシステムがあり、高温工学試験研究炉(HTTR)においても、このシステムが採用されている。本研究では、HTTRの原子炉圧力容器-冷却パネル間内高温気体の熱伝達特性を調べるため、内筒を加熱,外筒を冷却した鉛直同心二重円筒内の面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する実験と数値解析を行った。実験において、環状空間の高さに基づいたレイレー数は、ヘリウムガスに対して2.0$$times$$10$$^{7}$$$$<$$Ra$$<$$5.4$$times$$10$$^{7}$$、窒素ガスに対して1.2$$times$$10$$^{9}$$$$<$$Ra$$<$$3.5$$times$$10$$^{9}$$となった。また数値解析の結果は、加熱壁面と冷却壁面の温度に関して実験とよく一致した。実験と数値解析の結果から、面間の熱放射を伴う自然対流熱伝達に関する相関式を、レイレー数,半径比,加熱壁面及び冷却壁面の温度と熱放射率の関数として得た。

報告書

軽水炉燃料解析コードFEMAXI-6,1; 詳細構造とユーザーズマニュアル

鈴木 元衛; 斎藤 裕明*

JAERI-Data/Code 2003-019, 423 Pages, 2003/12

JAERI-Data-Code-2003-019.pdf:17.7MB

FEMAXI-6は、軽水炉燃料のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-Vに対して多くの機能の追加・改良を実施した高度化バージョンである。特に、熱的解析と力学解析の完全連成化を実施し、高燃焼度燃料における被覆管とペレットの間のギャップサイズやペレット被覆管相互作用などの正確な予測を可能にした。またペレット被覆管ボンディングモデル,FPガスバブルスエリングモデルを導入し、詳細な燃焼計算コードとの連係機能の強化を図った。さらに多くの物性値やパラメータを追加したので、高燃焼度燃料の通常時のみならず過渡時ふるまいの解析にたいする強力なツールとなった。本報告は、FEMAXI-6の設計,基本理論と構造,モデルと数値解法,改良と拡張,採用した物性値,モデルの修正方法などを詳述したものである。同時に、本コードの有効かつ広範な利用を可能とするため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。

論文

Irradiation performance of uranium-plutonium mixed nitride fuel pins in JOYO

井上 賢紀*; 岩井 孝; 荒井 康夫; 浅賀 健男*

Proceedings of GLOBAL2003 Atoms for Prosperity; Updating Eisenhower's Global Vision for Nuclear Energy (CD-ROM), p.1694 - 1703, 2003/11

スミア密度を変えたウラン・プルトニウム混合窒化物燃料ピン2本を、高速実験炉「常陽」で燃焼度約4.3at.%(約40GWd/t)まで照射した。ピーク線出力は75kW/m、オーステナイトステンレス鋼被覆管最高温度は約906Kであると評価された。燃料ペレットと被覆管のギャップ幅の狭い高スミア密度の燃料ピンでは、ペレットのスエリングに起因した被覆管との間の機械的相互作用により、ほぼ等方的な直径増加が観測されたのに対し、ギャップ幅の広い低スミア密度の燃料ピンでは、ペレットのリロケーションに伴う機械的相互作用により、非等方的な直径変化が観測された。半径方向の気孔分布と結晶粒内に保持されたキセノン量の分布を用いた温度解析を行い、ペレットのスエリングが顕著となるしきい温度を評価した。

報告書

Light water reactor fuel analysis code FEMAXI-V(Ver.1)

鈴木 元衛

JAERI-Data/Code 2000-030, 280 Pages, 2000/09

JAERI-Data-Code-2000-030.pdf:11.06MB

FEMAXI-Vは軽水炉燃料のふるまい解析を目的とするコードとして、前バージョンFEMAXI-IV(Ver.2)と高燃料燃料解析コードEXBURN-Iを統合し、多くの機能の追加、改良を実施したバージョンである。本報告は、FEMAXI-Vの設計思想、基本理論と構造、モデルと数値解法、採用した物性値を詳述したものである。FEMAXI-Vでは、高燃焼度対応、過渡沸騰解析、そのほかの拡張と改良がなされた。本報告ではまた、コードの有効かつ広範な利用を可能となるため、入出力の種類と方法を詳しく説明し、具体的なサンプル出力を添えた。

論文

SiC-based fibers synthesized from hybrid polymer of polycarbosilane and polyvinylsilane

出崎 亮*; 成澤 雅紀*; 岡村 清人*; 杉本 雅樹; 森田 洋右; 瀬口 忠男; 伊藤 正義*

Key Engineering Materials, 164-165, p.39 - 42, 1999/00

ポリカルボシランとポリビニルシランをブレンドしたハイブリッドポリマー繊維に真空中電子線を照射して不融化処理を行い、焼成してSiC系繊維を合成した。そのセラミックス化の過程を、ガス分析、ラジカル測定、FT-IR測定、TG-DTA測定などから調べた。

論文

受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析の現状と課題

有冨 正憲*; 大貫 晃; 新井 健司*; 菊田 充孝*; 与能本 泰介; 新谷 文将; 秋本 肇

日本原子力学会誌, 41(7), p.738 - 757, 1999/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

国内外で進められてきた受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析について、その現状と課題を解説する。これまでに提案された代表的な炉型を対象として、システム性能並びに個々の受動的安全系に関する熱流動解析の現状と課題をまとめた。本解説でまとめた内容は種々の大型試験結果を含んだ軽水炉熱流動解析の最前線である。また、今後の原子炉熱流動解析コードの高度化を図るうえでの一つの指針となることを期待する。

報告書

受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析の現状と課題

原子炉熱流動解析コード高度化専門部会

JAERI-Review 98-006, 194 Pages, 1998/03

JAERI-Review-98-006.pdf:8.23MB

国内外で進められている受動的安全設備を有する次世代軽水炉熱流動解析について、その現状と課題を日本原子力研究所原子力コード委員会原子炉熱流動解析コード高度化専門部会での調査内容及び議論をもとにまとめた。本調査は今後の原子炉熱流動解析コードの高度化研究に資する目的で進められた。最初に、今までに提案された種々の炉型に対し、そのシステム解析及び各種受動的安全系の性能評価の現状と課題をまとめた。次に、摘出された課題の中で特に重要と考えられた多次元二相流解析手法の現状と課題をレビューすると共に、各手法の評価・検証用に必要となるデータベースを気泡流及び環状噴霧流に対して調査した。本報告書でまとめられた内容は軽水炉熱流動解析の最前線、及び近年進展の著しい多次元二相流解析の最新の知見を含んだものであり、今後原子炉熱流動解析コードの高度化を図る上で極めて貴重な情報を提供するものと考えられる。

報告書

ポリイミド分離膜を用いた水蒸気改質生成ガスからのメタン分離に関する研究

小磯 浩司*; 稲垣 嘉之; 会田 秀樹; 関田 健司; 羽賀 勝洋; 日野 竜太郎

JAERI-Research 97-076, 33 Pages, 1997/10

JAERI-Research-97-076.pdf:1.3MB

天然ガス(主成分:CH$$_{4}$$)の水蒸気改質法を用いたHTTR水素製造システムでは、高圧・低温(4.5MPa、800$$^{circ}$$C)の反応条件のため、CH$$_{4}$$の転化率は約65%の低い値に止まっている。そのCH$$_{4}$$転化率を向上させる手法の一つとして考えられたのが、改質後の生成ガス中からガス分離器を用いて、CH$$_{4}$$を分離し、改質器へ戻すことにより、実質的にCH$$_{4}$$転化率を向上させるものである。ポリイミド分離膜について、CH$$_{4}$$,H$$_{2}$$,CO$$_{2}$$,COの混合ガス中からのCH$$_{4}$$分離特性を明らかにするために、実験及び数値解析を行った。混合ガスを用いて測定した各成分ガスの透過率は、単体ガスを用いた測定値(カタログ値)に対して約1/3~1/14に減少した。CH$$_{4}$$の分離については、混合ガス中から約80%の割合でCH$$_{4}$$を回収することができ、H$$_{2}$$及びCO$$_{2}$$については98%以上を除去することができた。これらの結果からポリイミド分離膜は、リサイクルシステムに有用であることが確認した。また、差分法による解析は透過率、モル分率分布等の実験結果をよく再現しており、分離挙動についての解析手法を確立することができた。

論文

Reaction mechanisms of silicon carbide fiber synthesis by heat treatment of polycarbosilane fibers cured by radiation, I; Evolved gas analysis

杉本 雅樹; 下尾 聰尾*; 岡村 清人*; 瀬口 忠男

Journal of the American Ceramic Society, 78(4), p.1013 - 1017, 1995/00

 被引用回数:69 パーセンタイル:93.88(Materials Science, Ceramics)

有機ケイ素高分子を前駆体として得られるSiC系繊維は高強度及び耐熱性があり、セラミックス基複合材料の強化繊維として期待されている。ポリカルボシランを放射線により不融化し、その無機化過程をガス分析で解析してSiC繊維の合成反応機構を解明した。この研究により、無機化は2段階の反応で進行し、繊維中の酸素濃度により反応の最適条件が異なることを明らかにした。

35 件中 1件目~20件目を表示