JAEA
  • help
  • PC | SP
  • JP | EN
          
検索対象：     
報告書番号：
※ 半角英数字
 年 ～ 
 年
全てクリア
検索結果：　8 件中 1件目～8件目を表示
  • 1

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

Effects of neutron irradiation on some superplastic characteristics of tetragonal zirconia polycrystals containing 3 mol% yttria

柴田 大受; 石原 正博; 本橋 嘉信*; 伊藤 勉*; 馬場 信一; 菊池 誠*

Materials Transactions, 45(8), p.2580 - 2583, 2004/08

https://doi.org/10.2320/matertrans.45.2580
 被引用回数：3 パーセンタイル：25.89(Materials Science, Multidisciplinary)

3mol%のイットリアを含有する正方晶ジルコニア多結晶体(3Y-TZP)に1.6$$times$$10$$^{23}$$J以上のエネルギーの高速中性子を2.5$$times$$10$$^{24}$$(軽照射)及び4.3$$times$$10$$^{24}$$(重照射)m$$^{-2}$$まで照射した。照射による3Y-TZPの有意な体積膨張は無かった。照射後の試験片の超塑性特性を1623から1773Kの温度範囲で、5.0$$times$$10$$^{-4}$$から1.67$$times$$10$$^{-2}$$s$$^{-1}$$の初期ひずみ速度での引張試験により調べた。その結果、照射後の試験片の破断伸びは、非照射の試験片と比較して極めて小さいことがわかった。また、照射後の試験片は、781(軽照射)と693(重照射)kJ・mol$$^{-1}$$という極めて大きい超塑性変形の活性化エネルギーを示した。中性子照射による3Y-TZP中のはじき出し損傷がこれらの主要な原因の一つと考えられる。

論文

Irradiation behavior of rock-like oxide fuels

山下 利之; 蔵本 賢一; 白数 訓子; 中野 佳洋; 秋江 拓志; 長島 久雄; 木村 康彦; 大道 敏彦*

Journal of Nuclear Materials, 320(1-2), p.126 - 132, 2003/07

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(03)00178-8
 被引用回数：10 パーセンタイル：54.90(Materials Science, Multidisciplinary)

岩石型燃料の照射安定性を調べるために、2回の照射試験を実施した。最初の試験ではディスク型燃料を、2回目はペレット型燃料を用いた。スエリング,ガス放出率及び相変化を、パンクチャー試験,被覆管外径測定並びに金相試験により調べた。イットリア安定化ジルコニア(YSZ)単相型燃料は、低いガス放出率(3%以下)、無視しうるスエリング及び組織変化など、優れた照射挙動を示した。粒子分散型燃料は、粉末混合型燃料と比べ、スエリングは小さいが高いガス放出率を示した。本照射試験において、スピネルの分解と引き続く組織変化が初めて観察され、これは1700K以上で発生すると考えられる。スピネルマトリクス燃料のガス放出率は、燃料最高温度を1700K以下にすることで、コランダム型燃料と同等までに低減できると考えられる。スピネルマトリクスの照射損傷領域は、YSZ球表面に限定されていることがわかった。

論文

Rock-like oxide fuels and their burning in LWRs

山下 利之; 蔵本 賢一; 秋江 拓志; 中野 佳洋; 白数 訓子; 中村 武彦; 草ヶ谷 和幸*; 大道 敏彦*

Journal of Nuclear Science and Technology, 39(8), p.865 - 871, 2002/08

https://doi.org/10.3327/jnst.39.865
 被引用回数：26 パーセンタイル：81.05(Nuclear Science & Technology)

余剰プルトニウムの効率的な利用と廃棄のための新しいオプションを提案するため、岩石型プルトニウム燃料とその軽水炉中での燃焼技術に関する研究を行った。岩石型燃料はイナートマトリクス燃料の一種で、安定化ジルコニア,スピネルやコランダムなどの鉱物類似化合物から構成される。重核分裂片による照射損傷を軽減するため、粒子分散型燃料を考案した。照射試験により、スエリング,ガス放出,微細組織変化に関する知見が得られた。岩石型プルトニウム燃料装荷炉心が有する本来的な短所は、ウランやトリウムなどの共鳴物質を添加することで改善され、改善炉心の過渡時における特性は通常の軽水炉炉心と同等となった。反応度事故条件下における岩石型燃料棒の破損しきい値は軽水炉燃料と同等であることが、パルス照射試験により確認された。

報告書

ジルコニア系超塑性セラミックス材料への中性子照射試験の検討

柴田 大受; 本橋 嘉信*; 石原 正博; 馬場 信一; 林 君夫

JAERI-Review 2000-008, p.31 - 0, 2000/05

JAERI-Review-2000-008.pdf:1.64MB

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いた高温工学に関する先端的基礎研究の一環として超塑性セラミックス材料に関する高温照射試験研究が提案されている。本報ではその効率的な実施に資するため、セラミックスの超塑性変形機構を概観し、その代表的な材料である安定化正方晶ジルコニア(TZP)について、中性子照射が超塑性変形挙動に与える影響について検討した。その結果、照射促進拡散により超塑性変形の活性化エネルギーの低下が期待されることを指摘した。また、TZPの初めての中性子照射試験条件として、高速中性子照射量5$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$、照射温度600$$^{circ}C$$程度を選定し、材料試験炉(JMTR)で予備照射試験を実施することとした。さらに、照射によるTZPの放射化量を評価し、熱中性子3$$times$$10$$^{20}$$n/cm$$^{2}$$の照射直後で放射能は10$$^{10}$$Bq/gのオーダーであり、1年間で約1/100に減衰することを示した。

報告書

岩石型燃料のスエリングの検討

大道 敏彦

JAERI-Review 96-008, 13 Pages, 1996/07

JAERI-Review-96-008.pdf:0.92MB

岩石型燃料を構成している安定化ZrO$$_{2}$$、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$及びMgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$の燃料の炉内寿命中における中性子及び核分裂片による損傷を過去の文献を基に評価した。中性子照射ではAl$$_{2}$$O$$_{3}$$は若干のスエリングを起すが、耐損傷性に優れたZrO$$_{2}$$並びにMgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$と同様に結晶の安定性は保たれる。核分裂片による損傷では、Al$$_{2}$$O$$_{3}$$は燃料の低い温度領域で非晶質化し、大きなスエリングが起こり、MgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$でも非晶質化によるかなりのスエリングの可能性がある。これに対してZrO$$_{2}$$は構造安定性が維持される。燃料ふるまいに負の影響をもつ可能性がある非晶質部分の体積を少なくするためには、プルトニウムを含むZrO$$_{2}$$の大きな径の粒子をマトリックスであるAl$$_{2}$$O$$_{3}$$とMgAl$$_{2}$$O$$_{4}$$中に分散することが効果的であることを示し、このような燃料ペレットのスエリングと熱伝導度を定性的に評価した。

論文

Defect structure and ionic conductivity in stabilized zirconia

中村 彰夫; J. B. Wagner Jr.*

Proceedings of the Zirconia '86 Tokyo II, p.171 - 192, 1989/00

安定化ジルコニアのイオン伝導度は、YSZ(イットリア安定化ジルコニア)では3.125%、CSZ(カルシア安定化ジルコニア)では6.25%近傍の酸素空孔濃度で、むしろ鋭い極大をとるという特異な性質を示す。この組成は、両系共に、置換陽イオン種(Y$$^{3}$$$$^{+}$$,Ca$$^{2}$$$$^{+}$$)の陽イオン副格子点上での12.5%の濃度に相当する。酸素空孔と陽イオン置換種間の第一近接及び第二近接位置での静電的相互作用を適切に考慮に入れる事により、上記の様なYSZおよびCSZ系のイオン伝導度の挙動を定量的に説明する理論モデルを提出した。

論文

Temperature limitation of partially stabilized zirconia for the application of electrical insulators

大野 英雄; 長崎 正雅; 石山 孝; 片野 吉男; 勝田 博司

J. Nucl. Mater., 141-143, p.392 - 395, 1986/00

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(86)80071-X
 被引用回数：3 パーセンタイル：40.41(Materials Science, Multidisciplinary)

高強度・高じん性セラミックスと言われる部分安定化ジルコニアを核融合炉用電気絶縁あるいはRF窓材料として使用する場合、高温での相変態が問題となる。本研究では、ZrO$$_{2}$$-Y$$_{2}$$O$$_{3}$$系及びZrO$$_{2}$$-MgO系部分安定化ジルコニアを様々な条件で作成し、その高温での相安定性を電気伝導度、X線及び中性子線回折、ならびにレザーラマン分光法で調べた。これらの結果、高温における相安定性は結晶粒径により大きく左右されることが明らかとなった。たとえば、3mol%Y$$_{2}$$O$$_{3}$$を含む部分安定化ジルコニアの場合、混合法で作成した焼結体(粒径5~10$$mu$$m)の使用上限温度は約700Kであるが、共沈法で作成した微細粒子粉末(粒径1$$mu$$m以下)焼結体は1300Kにおいても長時間安定性を示した。また、これらの材料の中性子およびイオン照射に伴う相安定性についてものべる。

論文

Decomposition of tritiated water with solid oxide electrolysis cell

小西 哲之; 大野 英雄; 吉田 浩; 成瀬 雄二

Nucl.Technol./Fusion, 3, p.195 - 198, 1983/00

核融合炉における燃料循環系やブランケットなどのトリチウムシステムでは、高濃度のトリチウム水が生成する。トリチウムの有効利用と安全取扱いの面から、トリチウム水を分解して水素の化学形にする必要があるが、現在までに確立された方法はない。固体電離質セルを用いた電離法は、他法の欠点である放射線損傷、戸リチウムインベントリー、固体廃棄物などの問題がなく、トリチウム水の分解法として有望である。カルシア安定化ジルコニアを用いたセルによって、水蒸気の電解実験を行なった。セルの電流-電圧特性は理論式とよく一致し、水の分解法としての本法の有効性が確認された。

8 件中 1件目～8件目を表示
  • 1