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論文

Anisotropic thermal lattice expansion and crystallographic structure of strontium aluminide within Al-10Sr alloy as measured by in-situ neutron diffraction

Liss, K.-D.*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; 相澤 一也; 徐 平光

Journal of Alloys and Compounds, 869, p.159232_1 - 159232_9, 2021/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Chemistry, Physical)

The aluminium strontium master alloy Al-10Sr has been investigated by in-situ neutron diffraction upon a heating-cooling cycle, revealing composition, crystallographic structure, lattice evolution and linear thermal expansion coefficients. Expansion of the Al matrix between (23.5 ... 26.7)$$times$$10$$^{-6}$$ K$$^{-1}$$ depends on temperature and fits well to the literature values, extrapolating to higher temperature at 800 K. Thermal expansion is highly anisotropic for tetragonal Al$$_{4}$$Sr by a factor of 1.86 with values of 20.8 and 11.1$$times$$10$$^{-6}$$ K$$^{-1}$$ in ${it a}$ and ${it c}$-axis. The even large discrepancy to the Al matrix is prone to residual intergranular phase stresses, explaining the brittleness of such composite material. Upon first heating, recovery of the initially plastically deformed materials is observed until 600 K and 700 K, for Al$$_{4}$$Sr and Al. Rietveld analysis refines the 4${it e}$ Wyckoff positions of the ${it I}$ 4/${it m m m}$ crystal structure to ${it z}$ = 0.39 revealing that local tetrahedrons are regular while local hexagons are stretched, in contrast to the literature. Its lattice parameters report to $$a_{rm I}$$ = 4.44240(48) ${AA}$, $$c_{rm I}$$ = 11.0836(15) ${AA}$ at 300 K. Furthermore, the manuscript demonstrates full technical analysis of the neutron data. Findings feed into data bases and an outlook for improving mechanical properties of Al$$_{4}$$Sr composites is given.

論文

Effect of oxidizing metallic ions on corrosion of stainless steel during concentration process simulating High-level Activity Liquid Waste (HALW) concentrator

入澤 恵理子; 加藤 千明; 鴨志田 美智雄*; 袴塚 保之*; 上野 文義; 山本 正弘

Proceedings of European Corrosion Congress 2017 (EUROCORR 2017) and 20th ICC & Process Safety Congress 2017 (USB Flash Drive), 9 Pages, 2017/09

In the PUREX method for reprocessing of nuclear spent fuels, the HNO$$_{3}$$ media with high concentration is heated up to boiling point to dissolve fuels. The process solutions containing oxidizing metallic ions dissolved from spent fuels are very corrosive because of these high oxidizing activities, and the corrosion problem have appeared on the stainless steel concentrators and evaporators such as the intergranular corrosion of stainless steel. We focused how the change of solution composition and temperature on the corrosion rate of stainless steel under the operation condition of High-level Active Liquid West concentrator of reprocessing plant in Japan. The corrosion immersion tests and the electrochemical measurements were performed using R-SUS304ULC as stainless steel test samples and the HNO$$_{3}$$ solutions containing following oxidizing metallic ions. The corrosion rate increased caused by increasing of the HNO$$_{3}$$ and metallic ions concentration. The cathodic polarization curves showed that the current density increased with increasing of the concentration of HNO$$_{3}$$ and metallic ions. Moreover, the results showed that the contribution of Ru and V which can maintain the acceleration effect on the corrosion because of high re-oxidation rate after the reductant with the corrosion reaction in the solution.

論文

Effect of nitrous ion on oxidation of oxidizing-metallic ion in nitric acid solution

入澤 恵理子; 関 勝治*; 上野 文義; 加藤 千明; 本岡 隆文; 阿部 仁

Proceedings of 21st International Conference & Exhibition; Nuclear Fuel Cycle for a Low-Carbon Future (GLOBAL 2015) (USB Flash Drive), p.1108 - 1112, 2015/09

The influence of the nitrous acid on the oxidation of V(IV) in nitric acid solutions, the concentration changes in V(IV), V(V) and nitrous ion formed from HNO$$_{2}$$ in the nitric acid solution were investigated at various temperatures and pressures. The experimental results showed that the progress and acceleration of the oxidation of vanadium were influenced by the presence of HNO$$_{2}$$.

論文

Influence of heating method on size and morphology of metallic oxide powder synthesized from metallic nitrate solution

瀬川 智臣; 深澤 智典*; 山田 美一; 鈴木 政浩; 吉田 英人*; 福井 国博*

Proceedings of Asian Pacific Confederation of Chemical Engineering 2015 (APCChE 2015), 8 Pages, 2015/09

核燃料再処理において、マイクロ波加熱脱硝法により硝酸プルトニウム・硝酸ウラニル混合溶液を酸化物粉末に転換している。模擬試料として硝酸銅水溶液を用い、マイクロ波加熱法および赤外線加熱法による酸化銅の合成を行い、昇温速度が粒子形態や粒径に及ぼす影響を評価した。各加熱法により得られた粒子の粒子形態は類似しており、昇温速度の増加に従い粒径が減少する傾向を示した。また、マイクロ波加熱法により得られた粒子は赤外線加熱法に比べて粒径が小さく、粒度分布がブロードになる等の特徴を有することを確認した。マイクロ波照射時に試料に発生する温度分布と粒度分布との関係性について、数値シミュレーションによる検討を行った。

論文

Influence of seawater-component on corrosion of steel in nitric acid solution containing vanadium and ruthenium

入澤 恵理子; 上野 文義; 内田 直樹; 田口 克也

Proceedings of 23rd International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-23) (DVD-ROM), 3 Pages, 2015/05

The corrosion rate of stainless steel in boiling-nitiric-acid solutions containing oxidizing metallic ions (vanadium and ruthenium) and seawataer components were investigated by the immersion tests in order to evaluate the influence of the seawater components on the corrosion of steel in the nitric acid solution containing oxidizing metallic ions. The corrosion rates of 310Nb in the solution containing seawater components were lower than that in the solution without seawater components. These results described that contamination of seawater components in the spent fuel reprocessing fluid seems not to accelerate the corrosion of steels, which are material for the devices treating the nitric-acid reprocessing solutions.

論文

Diffusion of tritium in intermetallic compound $$beta$$-LiAl; Relation to the defect structure

須貝 宏行

Solid State Ionics, 177(39-40), p.3507 - 3512, 2007/01

金属間化合物 $$beta$$-LiAl におけるトリチウムの拡散係数及び活性化エネルギ (116.3$$pm$$11.7kJ/mol) が 、700Kから848Kの温度範囲で得られた。この拡散係数は従来報告されている値と同程度であるが、活性化エネルギーは従来の値 (64.9$$pm$$3.8kJ/mol) の2倍近くとなった。従来の報告では、700K以下と700K以上での格子欠陥構造の違いを考慮していないので、以上のようなくい違いを生じたことが明らかとなった。今回得られた活性化エネルギーは、リチウム濃度の増加に伴ってAl-Li系中でのトリチウムの拡散における活性化エネルギーが増加するという系統的な結果と矛盾しないのに対し、従来の結果は矛盾することが示されている。さらに、その結晶構造及び格子欠陥構造を考慮すると、トリチウムは格子間を拡散し、リチウム副格子点のリチウム原子との相互作用によって遅延されることを示した。

論文

Diffusion of tritium in intermetallic compound $$beta$$-LiAl; Relation to the defect structure

須貝 宏行

Solid State Ionics, 177(39-40), p.3507 - 3512, 2007/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:18.97(Chemistry, Physical)

原子力機構で実施した37TBq(1kCi)規模の核融合燃料用トリチウムの試験製造においては、Li合金及びLi化合物のターゲットを原子炉照射することで$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)$$^{3}$$H反応により生成したトリチウム($$^{3}$$H)を、ターゲットを加熱することで抽出し、回収した。ターゲットに用いた$$beta$$-LiAl金属間化合物は、熱伝導性が高いため照射中の除熱が容易であり、加えて、融点(966K)が比較的低いため、ターゲットを加熱溶融することで容易にトリチウムを抽出できるなどの特徴を持つ。$$beta$$-LiAlは、Li原子とAl原子それぞれがダイヤモンド構造の副格子を構成し、室温でも3at% 以上のLi原子空孔等を構造欠陥として含む特異な化合物である。また、格子欠陥構造の違いがトリチウムの拡散に大きく影響する。従来は、全く考慮されていなかった700K以下と700K以上における格子欠陥構造の違いを考慮し、この領域における$$beta$$-LiAl中のトリチウムの拡散係数及びその活性化エネルギーの正確な値を得た。

論文

Vaporization behaviour of Pu-Cd intermetallic compounds

中島 邦久; 中園 祥央; 荒井 康夫

Recent Advances in Actinide Science, p.448 - 450, 2006/06

使用済燃料の乾式再処理工程には、Puを回収するためのCd蒸留プロセスがある。この蒸留プロセスのふるまいを理解するために、PuCd$$_{2}$$+PuCd$$_{4}$$及びPuCd$$_{4}$$+PuCd$$_{6}$$サンプルを調製しクヌーセンセルとを組合せた質量分析計を用いてこれら金属間化合物上のCd(g)の蒸気圧測定を行った。また、得られた平衡蒸気圧からPuCd$$_{2}$$及びPuCd$$_{4}$$の熱力学的諸量を評価した。

論文

プラズマ溶融処理した非金属廃棄物のマイクロ波加熱装置を用いる迅速溶解法

原賀 智子; 亀尾 裕; 中島 幹雄

分析化学, 55(1), p.51 - 54, 2006/01

 被引用回数:4 パーセンタイル:15.3(Chemistry, Analytical)

非金属放射性廃棄物をプラズマ溶融処理して製作される溶融固化体の放射化学分析を行うためには、比較的多量の試料を溶液化する必要がある。本報告では、溶融固化体試料を効率的に溶液化するために、マイクロ波加熱装置を用いる迅速溶解法を検討した。従来のホットプレートのみによる外部加熱法では、一容器あたり溶液化可能な溶融固化体試料は0.1g程度であったが、マイクロ波加熱法を適用することにより、試料1gをより短時間に溶液化できるようになった。これにより、溶解操作の所要時間は1/10以下に短縮され、溶融固化体試料に対する迅速溶解法を確立することができた。また、リファレンスとして高炉スラグを用いて、マイクロ波加熱を適用した溶解法の妥当性を確認した。

論文

Positron lifetime measurement on centrifuged Bi$$_{3}$$Pb$$_{7}$$ intermetallic compound

小野 正雄; Huang, X. S.*; 柴田 康弘*; 井口 裕介*; 境 誠司; 前川 雅樹; Chen, Z. Q.*; 長壁 豊隆; 河裾 厚男; 楢本 洋*; et al.

Proceedings of 1st International Conference on Diffusion in Solids and Liquids (DSL 2005), p.531 - 533, 2005/07

これまでに幾つかの低融点合金系について超重力場下における固体中での原子の沈降による傾斜構造を実現し、金属間化合物Bi$$_{3}$$Pb$$_{7}$$では分解反応を実現している。本研究では、組成変化が起きない温度条件下で超重力処理を施した金属間化合物(Bi$$_{3}$$Pb$$_{7}$$, 120$$^{circ}$$C, 90.5万G, 100h)について陽電子消滅寿命測定を行った。その結果、出発試料に比べ平均寿命が延びていることがわかった。超重力場下で空孔が導入され、点欠陥として結晶内に留まっていると考えられる。原子の沈降メカニズムとして、(1)高速な空孔機構,(2)準格子間型機構,(3)1, 2の組合せを考えているが、これらの可能性を示唆する結果である。沈降メカニズムの解明に向けて今後より詳しく調べる予定である。

論文

原子ビーム状に蒸発させた放射化金属廃棄物の分留特性の数値解析

赤岡 克昭; 丸山 庸一郎

日本原子力学会和文論文誌, 4(2), p.127 - 134, 2005/06

動力試験炉(JPDR)の放射化金属廃棄物のうち、ASTM A302Bを母材とする圧力容器とSUS304を母材とする炉内構造物について分留特性について、ラングミュアの方程式とヘンリーの法則を組合せることにより、廃棄物の蒸発速度の数値解析を行った。その結果、いずれの場合も$$^{152}$$Eu, $$^{154}$$Eu, $$^{14}$$Cと$$^{94}$$Nbについては、分留によってクリアランスレベル以下に減量できると計算された。また、ASTM A302Bについては、77年の冷却期間の後、 $$^{54}$$Mn, $$^{55}$$Fe, $$^{60}$$Co, $$^{59}$$Niと$$^{63}$$Niについてもクリアランスレベルを満足することがわかった。一方、SUS304の場合は、クリアランスレベルを満足させるためには$$^{59}$$Niと$$^{63}$$Niを同位体分離を用いて除去する必要があることがわかった。

論文

放射化金属の分留特性の数値解析

赤岡 克昭; 丸山 庸一郎

RIST News, (39), p.23 - 31, 2005/03

原子力施設の解体等により発生する放射化金属廃棄物中に含まれる極微量の放射性核種を除去し、放射性廃棄物の量を削減するために、原子ビーム状に蒸発させた金属の分留とレーザー照射による核種除去を組合せた分離方法の研究を行っている。現在、金属の分留特性を把握するためにHenryの法則をLangmuirの式に適用した簡単なモデルを用いた解析コードを作成し数値解析を行っている。この解析コードにより、超々ジュラルミン(アルミニウム合金7075:Al-5.6Zn-2.5Mg-1.6Cu-0.25Cr)の蒸発について解析したところ実験とよく一致する結果が得られた。さらに、本解析コードを用いて、動力試験炉(JPDR)から排出されたSUS304を母材とする炉内構造物について分留特性の解析を行った結果、1/100以下に減量できる可能性を示すことができた。

論文

Sedimentation of substitutional solute atoms in intermetallic compound of Bi-Pb system under ultra-strong gravitational field

小野 正雄; Huang, X.*; 木下 貴博*; 上野 秀人*; 長壁 豊隆; 真下 茂

Defect and Diffusion Forum, 237-240(2), p.1101 - 1104, 2005/00

超強重力場下では、凝縮物質中でさえ原子の沈降が生じる。筆者らはこれまでに幾つかの固溶系合金にて置換型溶質原子の沈降を実現している。それでは、他の合金系ではどうなのか?そこで、本研究では、Bi-Pb系金属間化合物(Bi$$_{3}$$Pb$$_{7}$$)について、実験時間の条件を変えながら超重力場実験を行った。(実験条件:最大加速度1.0$$times$$10$$^{6}$$gレベル,温度:130-150$$^{circ}$$C,実験時間:30-150h,状態:固体)。実験後の試料には組成変化が見られた。また、出発状態ではBi$$_{3}$$Pb$$_{7}$$であったが、実験後には重力が弱い側にBi相が出現していることがわかった。これらの結果は金属間化合物中でも原子の沈降が起こり、組成変化と構造の変化が起きたことを表している。

報告書

放射化金属廃棄物の分留特性の数値解析

赤岡 克昭; 丸山 庸一郎

JAERI-Research 2004-012, 12 Pages, 2004/08

JAERI-Research-2004-012.pdf:3.52MB

おもにステンレスから構成されるJPDR金属廃棄物を対象に0$$sim$$2500$$^{circ}$$Cまで200$$^{circ}$$C/hで昇温する場合の分留特性の数値解析を行った。解析モデルはHenryの法則をLangmuirの式に適用しRunge-Kutta法を用いて解析した。その結果、$$^{152,154}$$Eu及び$$^{14}$$C, $$^{94}$$Nbは分留によって除去できることが示された。$$^{54}$$Mn及び$$^{55}$$Feについては、30年程度の冷却によって放射能をクリアランスレベル以下に低減できる。したがって、$$^{59,63}$$Niと$$^{60}$$Coをレーザーによって除去することにより、放射化金属の廃棄物量を1/100以下にできる可能性があることが明らかになった。

論文

Heat transfer characteristics of the steam reformer in the HTTR hydrogen production system

武田 哲明

Proceedings of 12th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-12) (CD-ROM), 4 Pages, 2004/00

原研では、高温ガス炉を用いた熱利用システムとして核熱による水素製造システムの技術開発を進めている。本研究の目的は、HTTR水素製造システムの熱伝達性能を明らかにするとともに高空隙率で金属細線を挿入した流路の伝熱特性,圧力損失特性を取得することである。円管流路を用いた実験から、金属細線を挿入する方法が、高温条件下ではさらなる熱伝達の向上が可能であることがわかった。

論文

Phonon density of states in Sr$$_{2}$$FeCoO$$_{6-delta}$$ and SrBaFeCoO$$_{6-delta}$$; Effects induced by magnetic order and transport coherence

Rykov, A. I.*; 野村 貴美*; 澤田 嗣郎*; 三井 隆也; 瀬戸 誠*; 為ヶ井 強*; 徳永 将史*

Physical Review B, 68(22), p.224401_1 - 224401_7, 2003/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:44.11(Materials Science, Multidisciplinary)

遷移金属酸化物Sr$$_{2}$$FeCoO$$_{6-delta}$$, SrBaFeCoO$$_{6-delta}$$の低温での磁気相転移温度近傍における核共鳴非弾性散乱測定を行った。測定結果では、転移温度(Tc$$sim$$150K)に温度を下げるのにしたがい、非弾性散乱スペクトルの低エネルギー成分(14meV)に見られるピークが顕著に増加し、転移温度以下では分裂することが観測された。また、Tc以下では、20meV近傍のメインバンドエッジ部に顕著なソフトニングも観測された。本論文では、実験結果についての報告と、格子振動のソフトニングが、材料の磁気相転移発現時の超交換相互作用の変調効果によるものであることを示す。

論文

Electro-deposition of tantalum on tungsten and nickel in LiF-NaF-CaF$$_{2}$$ melt containing K$$_{2}$$TaF$$_{7}$$; Electrochemical study

Mehmood, M.*; 河口 展明*; 前川 英己*; 佐藤 譲*; 山村 力*; 川合 將義*; 菊地 賢司

Materials Transactions, 44(2), p.259 - 267, 2003/02

 被引用回数:6 パーセンタイル:44.83(Materials Science, Multidisciplinary)

タングステン固体ターゲットの弱点である腐食を克服するため、タンタルをコーテングする技術を開発した。電解液としてLiF-NaF-CaF$$_{2}$$溶解K$$_{2}$$TaF$$_{7}$$を用いて電気化学的に皮膜形成過程を調べた結果、金属タンタルがタングステン表面に生成されることがわかった。タンタルをタングステン上に直接コーテングするのではなく、ニッケル基盤上にする場合には、短時間で金属間化合物として成長することがわかった。

論文

Distribution behavior of plutonium and americium in LiCl-KCl eutectic/liquid cadmium systems

坂村 義治*; 白井 理; 岩井 孝; 鈴木 康文

Journal of Alloys and Compounds, 321(1), p.76 - 83, 2001/05

 被引用回数:53 パーセンタイル:89.97(Chemistry, Physical)

金属あるいは窒化物などの新型燃料の乾式再処理ではLiCl-KCl/液体Cd系での分配挙動を利用した各元素の分離・回収やLiCl-CKl共晶塩中での電解による各元素の分離・回収が考えられている。特にLiCl/KCl共晶塩/Cd系でのPu等の分配挙動の基礎的な理解は重要である。本研究では、PuとAmのLiCl-KCl共晶塩/液体Cd系での分配挙動を、平衡電位との関係を調べながら明らかにした。特に、Amは塩中で、-1.45V以上では3価,-1.45V以下では2価で存在することが判明した。

論文

Status report on the JAERI AVF cyclotron system

中村 義輝; 奈良 孝幸; 上松 敬; 石堀 郁夫; 田村 宏行; 倉島 俊; 横田 渉; 奥村 進; 福田 光宏; 荒川 和夫

AIP Conference Proceedings 600, p.129 - 132, 2001/00

原研高崎のAVFサイクロトロン装置は、1991年3月における50MeV,4He$$^{2+}$$のファーストビーム引き出し以来、深刻な故障もなく順調に稼働している。過去7年間の平均では、年間運転時間は約3200hである。最近3年間では、われわれは次のような改良や開発等を実施した。サイクロトロンビームの安定化,制御計算機と基本プログラムの更新,新ECRイオン源の設置及びロータリーシャッターの改造。さらに、M/Q=4とM/Q=2のカクテルビームが、継続的に開発されている。現在、われわれは第5高調波の付加によるフラットトップ加速のためのRF空洞を検討している。

論文

Irradiation behavior of microspheres of U-Zr alloys

小川 徹; 尾形 孝成*; 伊藤 昭憲; 宮西 秀至; 関野 甫; 西 雅裕; 石川 明義; 赤堀 光雄

Journal of Alloys and Compounds, 271-273, p.670 - 675, 1998/00

 被引用回数:7 パーセンタイル:51.14(Chemistry, Physical)

金属燃料の照射挙動の基礎的理解のために、U-Zr合金微小球を調製しその照射試験を行った。U-Zr合金液滴をHe中を落下凝固させることにより微小球とした。それを各1粒ずつ、Zr箔にくるみ、石英管封入したものをJRR-3キャプセルに装荷した。照射中は外部電気ヒーターにより、温度を正確に制御した。温度は723,873,973K、燃焼率は最大1.5at%であった。照射後に、石英管内に放出されたFPガスの定量、粒子の寸法測定、断面のSEM/EPMA観察を行った。また、結果を金属燃料挙動解析コードによる予測結果と比較考察した。

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