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論文

Irradiation growth behavior and effect of hydrogen absorption of Zr-based cladding alloys for PWR

垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊

Annals of Nuclear Energy, 171, p.109004_1 - 109004_9, 2022/06

In order to understand the dimensional stability of the fuel rod during long-term use in commercial LWRs, an irradiation growth testing in the Halden reactor of Norway was conducted on various fuel cladding materials including the improved Zr alloy. In this paper, the effect of hydrogen, which was absorbed in the cladding tube due to corrosion, on the irradiation growth behavior was evaluated. Comparison between the specimens with or without pre-charged hydrogen revealed that the effect of hydrogen absorption, accelerating irradiation growth, became significant when the hydrogen content exceeded the hydrogen solubility limit in the corresponding irradiation temperature. Analysis based on this understanding derived growth acceleration effect (0.06$$pm$$0.01)%/100 ppm, whose denominator is defined as the amount of absorbed hydrogen involved in hydride precipitation under irradiation as a relevant parameter.

論文

Release behaviors of elements from an Ag-In-Cd control rod alloy at temperatures up to 1673 K

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛*

Nuclear Technology, 208(3), p.484 - 493, 2022/03

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

Ag-In-Cd制御棒合金をアルゴンあるいは酸素中、1073-1673Kで60-3600s間加熱し、元素放出挙動を調べた。1123Kと1173Kの間の温度で合金の明らかな液化が起こるが、それ以下の温度では元素放出は少なかった。アルゴン中では、1173Kで3600s後に、1573Kでは60s後にほぼ全てのCdが放出されたが、AgとInの放出割合はそれぞれ3%以下及び8%以下であった。酸素中では、1573K以下でのCd放出は非常に少ないが、1673Kでは短時間に30-50%が放出された。調べた範囲では酸素中のAgとInの放出は少なかった。実験結果との比較から、従来の経験モデルはシビアアクシデント時に制御棒が破損した直後に相当する比較的低い温度範囲でCdの放出を過小評価している可能性がある。

論文

Improving fatigue performance of laser-welded 2024-T3 aluminum alloy using dry laser peening

佐野 智一*; 詠村 嵩之*; 廣瀬 明夫*; 川人 洋介*; 片山 聖二*; 荒河 一渡*; 政木 清孝*; 城 鮎美*; 菖蒲 敬久; 佐野 雄二*

Metals, 9(11), p.1192_1 - 1192_13, 2019/11

 被引用回数:6 パーセンタイル:60.45(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究の目的は、ドライレーザーピーニング(DryLP)の有効性を検証することである。DryLPは、大気条件下でフェムト秒レーザーパルスを使用して、加工合金中の硬度,残留応力,疲労性能などの機械的特性を改善するピーニング技術である。レーザー溶接された2024アルミニウム合金にDryLP処理を施すと軟化した溶接金属は母材の元の硬度に回復し、溶接金属と熱影響部の残留引張応力は圧縮応力に変わった。疲労寿命は180MPaの引張圧縮試験でほぼ2倍になり、120MPaでは50倍以上増加した。以上から、DryLPは低応力振幅での溶接欠陥のあるレーザー溶接アルミニウム試験片の疲労性能を改善するのにより効果的であることを明らかにした。

論文

Irradiation growth behavior of improved Zr-based alloys for fuel cladding

天谷 政樹; 垣内 一雄; 三原 武

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.1048 - 1056, 2019/09

New fuel cladding alloys of which composition was changed from conventional ones have been developed by nuclear fuel vendors and utilities. Since the irradiation growth of fuel cladding is one of the most important parameters which determine the dimensional stability of fuel rod and/or fuel assembly during normal operation, the irradiation growth behavior of the improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding was investigated. The coupon specimens were prepared from fuel cladding tubes with various kinds of improved Zr-based alloys. The specimens were loaded into test rigs and had been irradiated in the Halden reactor in Norway under several coolant temperature conditions up to a fast-neutron fluence of $$sim$$7.8$$times$$10$$^{21}$$ (n/cm$$^{2}$$, E $$>$$ 1 MeV). Irradiation conditions such as specimen temperatures had been continuously monitored during the irradiation. During and after the irradiation, the amount of irradiation growth of each specimen was evaluated as a part of the interim and final inspections. The effect of the difference in alloy composition on the amount of irradiation growth seemed insignificant if the other conditions e.g. the final heat treatment condition at fabrication and the irradiation temperature were the same.

論文

Optimum temperature for HIP bonding invar alloy and stainless steel

涌井 隆; 石井 秀亮*; 直江 崇; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 若井 栄一; 高田 弘; 二川 正敏

Materials Transactions, 60(6), p.1026 - 1033, 2019/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.55(Materials Science, Multidisciplinary)

J-PARCの核破砕中性子源で使用する水銀ターゲット容器は、1.3$$times$$1.3$$times$$2.5m$$^{3}$$と大きいため、使用済み容器の廃棄量を低減する観点で、損傷量の大きい前半部を分割できる構造を検討している。分割部のフランジには、高いシール性能(1$$times$$10$$^{-6}$$Pa・m$$^{3}$$/s以下)が必要である。このフランジの材料として、ビーム運転時の熱変形を低減するために低熱膨張材であるインバー合金は有望であるが、弾性係数が低いためボルト締結時の変形が大きくなる。実用上はステンレス鋼で補強するが、HIP接合により広い面積を全面にわたって確実に接合する条件を見出すことが課題であった。そこで、接合温度が異なる試験片(973, 1173, 1373及び1473K)について、引張試験及び数値解析による残留応力評価を行った。973Kで接合した試験片は、拡散層厚さが殆どなく接合界面で破断した。引張強度は、接合温度の上昇とともに減少し、1473Kの場合、約10%低下した。接合面近傍の残留応力は最大50%増加した。これらの結果から、1173Kが最適な接合温度であることを結論付けた。

論文

Influence of Zn injection on PWSCC crack growth rates and oxide film properties of Alloy 600

知見 康弘; 佐藤 賢二*; 笠原 茂樹; 梅原 隆司*; 塙 悟史

Proceedings of Contribution of Materials Investigations and Operating Experience to Light Water NPPs' Safety, Performance and Reliability (FONTEVRAUD-9) (Internet), 10 Pages, 2018/09

一次系冷却水中での応力腐食割れ(PWSCC)進展挙動への亜鉛注入の影響を調べるため、加圧水型軽水炉(PWR)一次系水模擬環境での10%冷間加工600合金の亀裂進展試験を、320$$^{circ}$$C、低濃度(5$$sim$$10ppb)の亜鉛注入、溶存水素濃度(DH)5, 30、及び50cc/kgH$$_{2}$$Oの条件下で実施した。その結果、亀裂進展速度のDH依存性が亜鉛注入なしの試験データに基づく亀裂進展速度の予測値と同様の傾向を示し、実機環境を模擬した低濃度亜鉛注入が亀裂進展挙動に及ぼす影響はほとんど見られなかった。そこで、亀裂進展試験後の試験片の亀裂内及び表面に生成した酸化皮膜の微細組織分析を実施したところ、試験片表面の酸化皮膜からは亜鉛が検出されたが、亀裂内に生成した酸化皮膜からは亜鉛が検出されなかった。このことから、亀裂先端部の酸化皮膜への亜鉛の取り込みがないことが亀裂進展挙動への亜鉛注入の影響が見られない原因であることがわかった。

論文

Current status of the high intensity pulsed spallation neutron source at J-PARC

高田 弘

Plasma and Fusion Research (Internet), 13(Sp.1), p.2505013_1 - 2505013_8, 2018/03

大強度陽子加速器施設(J-PARC)のパルス核破砕中性子源は、以下に示す独自の特長を有するモデレータを用いて高強度かつ幅の狭いパルス状の冷中性子を供給している。独自の特長とは、(1)100%比率のパラ水素を用いることでピークが高くテイル成分の低い中性子パルスをつくる、(2)直径14cm、高さ12cmの円筒形状とすることで、50.8$$^{circ}$$という広い取り出し角度範囲で高強度の中性子を利用できる、(3)銀-インジウム-カドミウム合金製の中性子吸収材を使用し、幅が狭く、テイル成分の低い中性子パルスをつくる、というものである。実際、低出力運転時の測定によって、1MWの運転時には、結合型モデレータで4.5$$times$$10$$^{12}$$n/cm$$^{2}$$/s/srの中性子束が得られ、ポイズン型モデレータを使用する中性子実験装置(BL08)では$$Delta$$d/d 0.035%の優れた分解能が得られることを確認した。ここで、dは結晶試料内のある方向の格子面と中性子の入射方向とのなす角度に垂直な方向の面間隔を意味する。1MWで年間5000時間の運転を行うという目標の達成に向けて、現在、微少気泡を水銀ターゲットに注入し、ターゲット容器に生じるキャビテーション損傷を抑制する技術開発やターゲット容器構造を溶接部やボルト接続をできるだけ減らす設計改良を行っている。

論文

Implementation of a low-activation Au-In-Cd decoupler into the J-PARC 1 MW short pulsed spallation neutron source

勅使河原 誠; 池田 裕二郎; 大井 元貴; 原田 正英; 高田 弘; 柿白 賢紀*; 野口 学*; 島田 翼*; 清板 恭一*; 村島 大亮*; et al.

Nuclear Materials and Energy (Internet), 14, p.14 - 21, 2018/01

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

J-PARCの1MWパルス中性子源では、中性子パルスの成形に用いるデカップラとして、異なる共鳴吸収材から構成し、1eVと高い中性子吸収エネルギーを有するAg-In-Cd合金を開発した。このデカップラによりパルス成形された中性子は、粉末解析の実験装置において最高分解能を更新したが、中性子照射によって生成される長半減期の108mAgの放射能が高いため使用済み機器の取扱においては短所であった。そこで、放射能を大幅に減らす代替材としてAuを使用したAu-In-Cd材の開発を行ってきた。しかしながら、実機のモデレータ・反射体に実用化する上で、大型のAu-In-Cd板と構造材のA5083材とをHIP接合し十分な接合強度を得ることが課題であった。本研究では、Au-In-Cd材の表面状態、大型化した熱容量の変化による接合部界面温度に関わる検討を行い、実規模大のHIP接合において、最適接合条件を見つけることができた。この結果、反射体へのAu-In-Cd材の実用化に成功し、中性子性能を損なわず、大幅な放射能低減の見通しを得た。

論文

Measurement of thermal deformation of magnetic alloy cores of radio frequency cavities in 3-GeV rapid-cycling synchrotron of Japan Proton Accelerator Research Complex

島田 太平; 野村 昌弘; 田村 文彦; 山本 昌亘; 杉山 泰之*; 大森 千広*; 長谷川 豪志*; 原 圭吾*; 吉井 正人*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 875, p.92 - 103, 2017/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Instruments & Instrumentation)

Magnetic alloy cores loaded in radio frequency cavities are employed to achieve a high field gradient in the 3-GeV Rapid-Cycling Synchrotron of the Japan Proton Accelerator Research Complex. We use three core-types, which were manufactured in three different processes. Buckling occurred in some cores of only one of the three core types. In order to find out the mechanism of buckling, we measured thermal deformations of the two core types, which had not buckled and the core types, which had buckled, while changing their temperatures by RF heating in air. Furthermore, we calculated the thermal stress using the results of the experiments. These experiments yielded that there was no remarkable difference in the strength of thermal stress between the core types, which had not buckled, and the core types, which had buckled; however, that there was a clear difference in the behavior of thermal deformations. The local deformations appeared, when a certain temperature was exceeded, and accelerated with temperature rise in the buckled core types. This was not seen with core types that didn't show the buckling problem. We conclude that the repetition of these catastrophic and local deformations, which are accelerated with the temperature rises, lead to the buckling. This result contributes to the stable operation of RCS.

論文

Overview of Japanese development of accident tolerant FeCrAl-ODS fuel claddings for BWRs

坂本 寛*; 平井 睦*; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; 山路 哲史*; 草ヶ谷 和幸*; 近藤 貴夫*; 山下 真一郎

Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2017/09

本論文では、現在、経済産業省のプログラムにおいて進められている沸騰水型原子炉(BWR)用事故耐性FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発の状況について概要を述べる。本プログラムでは、多種多様な内容の研究により、軽水炉において事故耐性燃料等を実用化するために必要な技術基盤を整備することが目的である。FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発においては、実験研究と解析研究の両方を実施してきており、FeCrAl-ODS燃料被覆管の主要な材料特性に関しては、解析研究における評価を実験的にもサポートするために、本事業で製作した各種形状の試験片を用いてデータ取得やデータ拡充を行う。本事業では、機械的な特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の高照射束炉(HFIR)を用いた中性子照射試験も実施している。

論文

Surface modifications of hydrogen storage alloy by heavy ion beams with keV to MeV irradiation energies

阿部 浩之; 徳平 真之介*; 内田 裕久*; 大島 武

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 365(Part A), p.214 - 217, 2015/12

ニッケル水素電池の負極材として広く使用されている水素吸蔵合金LaNi$$_{4.6}$$Al$$_{0.4}$$に対して、keVからMeVオーダー領域での重イオン照射を行い表面改質を図った。これまでに、水素吸蔵合金に対してイオン照射することで水素吸蔵能が向上すること、表面付近に形成された酸化被膜等により吸蔵能が影響されることを明らかにしている。そこで今回は、酸素イオンを選択し、試料表面付近に酸素注入できるkeVから内部まで侵入させることのできるMeVオーダーまでのエネルギーで、1$$times$$10$$^{16}$$cm$$^{-2}$$までのフルエンスを照射した。その結果、酸素イオン照射した試料は水素吸蔵初期反応速度が未照射に比べ数倍向上すること、表面付近に酸素を導入できるkeVオーダーの照射はMeVオーダーの照射に比べて水素吸蔵初期反応速度の向上に有用であることが判明した。

論文

Synthesis of sodium dodecyl sulfate-supported nanocomposite cation exchanger; Removal and recovery of Cu$$^{2+}$$ from synthetic, pharmaceutical and alloy samples

Naushad, M.*; Alothman, Z. A.*; Alam, M. M.*; Awual, M. R.; Eldesoky, G. E.*; Islam, M.*

Journal of the Iranian Chemical Society, 12(9), p.1677 - 1686, 2015/09

 被引用回数:41 パーセンタイル:81.39(Chemistry, Multidisciplinary)

A new surfactant-based nanocomposite cation exchanger, sodium dodecyl sulfate-Th(IV) tungstate (SDS-TT) was prepared by the sol-gel method. The SDS-TT was characterized by FTIR, XRD, TGA, SEM, EDS and TEM. The distribution studies for various metal ions on SDS-TT were performed in different acidic mediums. On the basis of distribution coefficient values, SDS-TT was found to be selective for Cu$$^{2+}$$ metal ion. SDS-TT was successfully used for the quantitative separation of Cu$$^{2+}$$ from the synthetic mixture, pharmaceutical formulation and brass sample.

論文

Overview of design and R&D of test blankets in Japan

榎枝 幹男; 秋場 真人; 田中 知*; 清水 昭比古*; 長谷川 晃*; 小西 哲之*; 木村 晃彦*; 香山 晃*; 相良 明男*; 室賀 健夫*

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.415 - 424, 2006/02

 被引用回数:60 パーセンタイル:97.02(Nuclear Science & Technology)

我が国のブランケット開発は核融合会議において策定された開発計画に従って、固体増殖ブランケットを第一候補に、液体増殖方式を先進的な候補として開発を進めるものである。ITERをテストベッドとし、試験モジュールを試験するテストブランケット試験計画の作業部会においても、我が国として主体的に試験に参加し、試験を実施するために、試験モジュールの設計と研究開発を両候補ブランケットについて進め、固体増殖方式では要素技術開発が終了、液体増殖方式では、最重要課題の解明が進んできた。本報告は、日本におけるテストブランケットの設計と研究開発の最新の成果を総合的に取りまとめ報告するものである。

論文

Distillation of cadmium from uranium-plutonium-cadmium alloy

加藤 徹也*; 飯塚 政利*; 井上 正*; 岩井 孝; 荒井 康夫

Journal of Nuclear Materials, 340(2-3), p.259 - 265, 2005/04

 被引用回数:22 パーセンタイル:82.13(Materials Science, Multidisciplinary)

溶融塩電解精製で回収した、ウランを2.9wt.%、プルトニウムを8.7wt.%含むウラン-プルトニウム-カドミウム三元合金中のカドミウムを蒸留して、ウラン-プルトニウム二元合金を得た。約10gの三元合金を用い、蒸留は減圧下で行った。1073Kで蒸留した後の回収物中のカドミウム残留量は0.05wt.%未満であり、物質収支もよく一致した。回収物は緻密なウラン-プルトニウム二元合金であることを、SEM観察で確認した。また、蒸発したカドミウムのほぼ全量を回収することができた。

論文

Characterization of rust layer formed on Fe, Fe-Ni and Fe-Cr alloys exposed to Cl-rich environment by Cl and Fe K-edge XANES measurements

小西 啓之; 山下 正人*; 内田 仁*; 水木 純一郎

Materials Transactions, 46(2), p.329 - 336, 2005/02

 被引用回数:26 パーセンタイル:81.12(Materials Science, Multidisciplinary)

少量のクロムを含む従来型耐候性鋼の耐食性は、塩分飛来環境下では著しく減少する。そのため合金元素としてニッケルを添加した耐候性鋼が、塩分飛来環境下での使用に耐える新型鋼材として注目される。このような耐候性鋼の保護性さび層の構造を知る手がかりとして、宮古島で大気暴露した鉄,鉄ニッケル合金,鉄クロム合金の各試料片の表面に生成したさび層の分析を放射光を用いたCl K-XANES, Fe K-XANESによって行った。Fe K-XANESスペクトルをパターンフィッティング解析することで、さび層の主要構成成分であるゲーサイト,アカガネイト,レピドクロサイト,マグネタイトの組成比を求めることができた。いずれのさび試料についても最も組成比の高い成分はアカガネイトであり、しかもFe-Ni合金のさび中のアカガネイト組成比はFe-Cr合金さび中のそれよりも高い結果となった。一般にアカガネイトは鋼材の腐食をより進行させるということを考えると、塩分環境でより耐食性が高いはずのFe-Ni合金でさび中のアカガネイト量が多いことは意外である。両者のさび中のアカガネイトが質的に異なるものであり、Fe-Ni合金さび中のアカガネイトは腐食の進行に関与しないと考えられる。一方、さび層のCl K-XANESスペクトルは人工育成アカガネイトのそれと極めてよく似ているが、主吸収ピークの立ち上がりにアカガネイトのスペクトルにはないショルダーピークが見られることから、さび層はアカガネイト以外にも何らかの塩化物を含んでいる。幾つかの参照用塩化物試料とスペクトルを比較したが、さび中の塩化物を特定するには至っていない。しかしこのことはClが直接CrやNiなどの添加合金元素と結合していないこと、したがって金属塩化物を生成することにより添加合金元素の耐食性に関する役割を阻害するものではないことがわかる。ショルダーピークは合金元素の添加量がそれぞれある値より低いときにのみ現れており、この塩化物の生成プロセスと鋼材の腐食率との間に関連性があると考えられる。

論文

Cl K-edge XANES spectra of atmospheric rust on Fe, Fe-Cr and Fe-Ni alloys exposed to saline environment

小西 啓之; 山下 正人*; 内田 仁*; 水木 純一郎

Materials Transactions, 45(12), p.3356 - 3359, 2004/12

 被引用回数:9 パーセンタイル:52.63(Materials Science, Multidisciplinary)

耐候性鋼中の添加合金元素であるNiやCr、環境中の腐食イオンであるClが耐候性鋼の耐食性に及ぼす働きを調べるために、飛来塩分量の多い試験場で大気暴露した純Fe,Fe-Ni合金,Fe-Cr合金から表面さび層を採取し、そのCl K吸収端XANESを放射光を用いて測定した。二元合金表面のさびのXANESスペクトルには吸収端近傍にショルダーピークが現れる。現時点でこのピークに対応した塩化物は特定できていない。そのピーク強度は暴露試験材中の合金元素の種類と量に依存するが、ピーク位置は一定であった。このことからさび中のClイオンは添加合金元素と直接結合しているのではないことがわかった。

論文

電子線と中性子によるFe-Cuモデル合金の照射硬化

飛田 徹; 相澤 一也; 鈴木 雅秀; 岩瀬 彰宏*

日本原子力学会和文論文誌, 3(4), p.331 - 339, 2004/12

軽水炉圧力容器鋼の照射脆化には、高速中性子のみならず熱中性子や$$gamma$$線の寄与も含まれる。$$gamma$$線による照射脆化は高速中性子よりも効率的である可能性が指摘されているが、現在までにその定量的な把握はなされていない。試料としてFe-Cuモデル合金を用い、照射温度と速度を一定に制御し、$$gamma$$線照射を模擬した2.5MeV電子線照射と中性子照射を行って照射硬化量を測定し比較した。これにより照射硬化の温度依存性,照射量依存性等を調査した。また、中性子小角散乱法により照射に伴うCu析出を確認した。その結果、dpa(はじき出し損傷量)を基準にすると、電子線($$gamma$$線)と中性子による照射硬化が照射のごく初期を除いてほぼ等しいことがわかった。照射の初期に関しては、電子線照射の方が照射硬化が低いdpaから生じる傾向にあった。また、Cuの析出と粗大化が照射量に依存しており硬化の主な原因になること,10のマイナス3乗dpaまでに飽和すること等がわかった。以上の結果工学的な観点からは、dpaを指標にすることで$$gamma$$線による照射硬化が中性子による照射硬化と同列に十分な精度で評価できるという結果が示された。

論文

Radioactivity of the vanadium-alloy induced by D-T neutron irradiation

佐藤 聡; 田中 照也*; 堀 順一; 落合 謙太郎; 西谷 健夫; 室賀 健夫*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part2), p.1648 - 1652, 2004/08

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.98(Materials Science, Multidisciplinary)

バナジウム合金は、良好な機械特性,液体リチウムとの共存性,低放射化特性の観点から、液体リチウムブランケット核融合炉構造体の候補材料である。しかしながら、バナジウム合金の誘導放射能は、不純物によって増加される懸念があり、不純物を考慮した誘導放射能を評価することが重要である。そこでバナジウム合金に対してDT中性子照射実験を行い、誘導放射能を評価した。異なる手法で製作したインゴットから取り出した6種類の試験片に対して、FNSを用いて実験を行った。10$$^9$$$$sim$$10$$^10$$のフラックスで、10分$$sim$$15日の期間試験片を照射した。照射後数分$$sim$$数か月後の誘導放射能を、高純度Gr検出器による$$gamma$$線分析器を用いて測定した。加えて、照射後数か月後の崩壊熱を、全エネルギー吸収スペクトロメーターによって測定した。その結果、$$^28$$Al, $$^56$$Mn, $$^24$$Na等の放射性同位体が検出でき、バナジウム合金中の不純物濃度を同定した。NIFS製のバナジウム合金中のAl濃度は70wppmであるのに対し、ANL及びSSWIP製中のAl濃度は各々、170及び380wppmであった。NIFS製に関しては、設計目標値の91wppm以下であることがわかった。モンテカルロ計算によって崩壊熱を求めた結果、計算値は実験値と15%以内で一致することがわかった。

論文

Hydrogen migration in electron irradiated Pd based dilute alloys around the 50 K anomaly

山川 浩二*; 知見 康弘; 石川 法人; 岩瀬 彰宏*

Journal of Alloys and Compounds, 370(1-2), p.211 - 216, 2004/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:13.28(Chemistry, Physical)

Pd系希薄合金(Pd-1at.% Fe-H及びPd-1at.% Ag-H)における水素の移動について、50K付近の電気抵抗測定により調べた。0.5MeV電子線を15K以下で照射することにより不規則化した水素原子は、試料の昇温中に原子移動により規則化した。このときの電気抵抗の回復曲線には、電子線照射した試料では2つのサブステージが、急冷した試料では1つのステージのみが見られた。各ステージでの水素の移動エネルギーは、規則化に起因する電気抵抗変化をクロスカット法で解析することにより得られた。低温ステージでの移動エネルギーは高温ステージよりも小さく、高温ステージでの値は急冷の場合と同程度であった。Pd系合金に関して、照射による水素原子の不規則化と急冷によるものとの違いについて議論する。

論文

Electrode reaction of the Np$$^{3+}$$/Np couple at liquid Cd and Bi electrodes in LiCl-KCl eutectic melts

白井 理; 魚住 浩一*; 岩井 孝; 荒井 康夫

Journal of Applied Electrochemistry, 34(3), p.323 - 330, 2004/03

 被引用回数:26 パーセンタイル:52.18(Electrochemistry)

723, 773及び823Kにおいて、NpCl$$_{3}$$を含むLiCl-KCl共晶溶融塩中での液体Cd及びBi電極上におけるNp$$^{3+}$$/Npの電極反応をサイクリックボルタンメトリ-により検討した。溶融塩中のNp$$^{3+}$$濃度が1wt.%以下で、溶融金属相中のNpが飽和していない場合には、Npの析出反応は、溶融塩中のNp$$^{3+}$$の電極表面への拡散が律速段階となっていた。723, 773あるいは823Kにおける液体Cd電極上でのNp$$^{3+}$$/Np系の酸化還元電位は、Mo電極でのそれに比べて、それぞれ0.158, 0.140及び0.126V正側の電位であった。これらの電位シフトは、NpCd$$_{11}$$(723K)及びNpCd$$_{6}$$(773及び823K)形成のためにCd相中のNpの活量が低下したためと考えられる。また、723, 773あるいは823Kにおける液体Bi電極上でのNp$$^{3+}$$/Np系の酸化還元電位は、Mo電極でのそれに比べて、それぞれ0.427, 0.419及び0.410V正側の電位であった。Np-Cd系と同様に、これらの電位シフトは、NpBi$$_{2}$$形成のためにBi相中のNpの活量が低下したためと考えられる。

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