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Gu, G. H.*; Jeong, S. G.*; Heo, Y.-U.*; Harjo, S.; Gong, W.; Cho, J.*; Kim, H. S.*; 他4名*
Journal of Materials Science & Technology, 223, p.308 - 324, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)Face-centered cubic (FCC) equi-atomic multi-principal element alloys (MPEAs) exhibit excellent mechanical properties from cryogenic to room temperatures. At room temperature, deformation is dominated by dislocation slip, while at cryogenic temperatures (CTs), reduced stacking fault energy enhances strain hardening with twinning. This study uses in-situ neutron diffraction to analyze the temperature-dependent deformation behavior of Al
(CoNiV)
, a dual-phase (FCC/BCC) medium-entropy alloy (MEA). At liquid nitrogen temperature (LNT), deformation twinning in the FCC matrix leads to additional strain hardening through the dynamic Hall-Petch effect, giving the appearance of improved strengthening at LNT. In contrast, BCC precipitates show dislocation slip at both 77 K and 298 K, with temperature-dependent lattice friction stress playing a significant role in strengthening. The study enhances understanding of deformation behaviors and provides insights for future alloy design.
村上 昌史; 吉田 幸彦; 南郷 脩史*; 久保田 省吾*; 黒澤 卓也*; 佐々木 紀樹
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(7), p.650 - 661, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Nondestructive methods were investigated to effectively discriminate disposal-restricted materials, including aluminum, batteries, combustibles, lead, and mercury, inside waste containers without opening them. An industrial computed tomography (CT) system with maximum X-ray energy of 9 MeV was used to visualize inside 27-cm diameter pails and 59-cm diameter drums filled with typical waste materials such as combustibles, glass, concrete, and metals. The CT images with 0.5 mm spacing were acquired, and three-dimensional (3D) models were constructed. A good linear relationship was observed between the gray values in the obtained CT images and the densities of materials. Combustibles, lead, and mercury were extracted via simple segmentation based on their apparent densities. 3D feature-based discriminations were further applied to batteries and certain aluminum objects based on their structural characteristics. Almost all batteries contained in the drums were successfully discriminated regardless of deformation, except for a few cases under extreme conditions. Aluminum was extracted along with glass and concrete; however, pipes with distinctive shapes could be identified in a relatively selective manner. The discrimination methods developed in this study will be effective in revealing the contents of waste containers, particularly for harmful materials that need to be separated for proper disposal.
武井 早憲
Journal of Nuclear Science and Technology, 45 Pages, 2025/06
日本原子力研究開発機構では、マイナーアクチニドを効率的に核変換する加速器駆動核変換システム(ADS)の研究開発を行っている。このシステムは、未臨界炉と大強度超伝導陽子線形加速器(ADS用陽子加速器)の組み合わせである。ADS用陽子加速器の開発を困難にしている要因の一つは、熱サイクル疲労を誘因するビームトリップ事象であり、この事象によって未臨界炉の機器が損傷するからである。ADS用陽子加速器は大強度陽子加速器の一つであるJ-PARCリニアックと比べて電流比で32倍の差がある。従って、開発段階に応じてADS用陽子加速器のビームトリップ頻度と許容ビームトリップ頻度を比較することが必要になる。今回、J-PARCリニアックの運転データに基づく信頼度関数を使ったモンテカルロ法のプログラムを作成し、ADS用陽子加速器のビームトリップ頻度を推測した。モンテカルロ法のプログラムにより、従来の解析手法では得られなかったビームトリップ事象の時間分布が得られた。その結果、許容ビームトリップ頻度を満足するには、ビームトリップ時間が5分以上のビームトリップ頻度を現状の27%に低減しなければならないことがわかった。
上澤 伸一郎; 山下 晋; 佐野 吉彦*; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(6), p.523 - 541, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所(1F)の廃炉における汚染水対策として、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、燃料デブリの位置や発熱、空隙率の影響を含む、空冷時の熱挙動を計算するため、ポーラスモデルを用いたJUPITERコードによる数値解析手法の開発を進めている。本研究では、ポーラスモデルを用いたJUPITERの妥当性確認を行うため、多孔質体を用いた自然対流熱伝達実験とその数値シミュレーションを実施した。実験とシミュレーションの温度と速度の分布を比較すると、多孔質体の上面付近の温度を除き、シミュレーションの温度分布は実験の温度分布と良く一致した。また、速度分布も実験結果と定性的に一致した。妥当性確認に加えて、本研究では、多孔質体の内部構造に基づく有効熱伝導率が自然対流熱伝達に及ぼす影響について検討するために、様々な有効熱伝導率モデルを用いた数値シミュレーションも実施した。その結果、多孔質媒体内の温度分布や自然対流の速度分布はモデルごとに大きく異なることがわかり、燃料デブリの有効熱伝導率は1Fの熱挙動解析における重要なパラメータの一つであることがわかった。
鈴木 知史
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(6), p.542 - 551, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)軽水炉過酷事故時において、ホウ素(B)はセシウム(Cs)と化学反応してCs-B-O化合物を形成し、Csの化学的挙動に影響を与える可能性がある。そこで、密度汎関数法計算と格子振動計算を用い、Cs
OとBO
を参照物質として、Cs-B-O化合物の熱力学特性を評価し、反応エンタルピーとギブス自由エネルギーを計算した。CsB
O
を生成する850Kの反応ギブス自由エネルギーを計算し、測定値から850Kに外挿した値と比較した。計算値と外挿した値の差は、反応自由エネルギーの測定誤差の範囲内であることが分かった。
長谷川 邦夫; 山口 義仁; Udyawar, A.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 147(3), p.034501_1 - 034501_7, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Mechanical)Fatigue crack growth thresholds and reference fatigue crack growth rate da/dN curves for ferritic steels in air environment are provided in Appendix Y of the ASME Code Section XI. Therein, the thresholds and da/dN are expressed as a function of stress ratio R; however, the R is not explicit, when R is negative. The thresholds are given as constant values for negative R. In addition, the ASME provides two equations for da/dN under negative R; however, the boundary between the two equations is not technically known. Thus, the dependency of negative R on da/dN is not well understood. Herein, revised threshold values for negative R are provided based on experimental data, and a new boundary between the two equations for da/dN is defined using crack opening behavior and the R dependency of da/dN based on a literature survey.
勝身 俊之*; 善場 敦史*; Kogishi, Makoto*; 岩永 宏平*; 安部 諭; Di
vart, P.*; Chaumeix, N.*; 門脇 敏*
Journal of Thermal Science and Technology (Internet), 20(1), p.25-00103_1 - 25-00103_13, 2025/06
被引用回数：0福島第一原子力発電所の重大事故においては、水蒸気と可燃性有機化合物の存在が水素爆発に影響を及ぼしたと考えられている。本研究では、不活性ガス(すなわち水蒸気および窒素)の添加が爆発特性に及ぼす影響を調べるため、水素-メタン-空気の予混合気体を用いた球状拡大火炎の燃焼実験を閉鎖容器内で実施した。実験には2種類の容器を用い、火炎の伝播挙動はシュリーレン法により観察された。得られた画像を解析することで、火炎半径に依存する伝播速度を算出した。火炎半径が十分に小さい場合、火炎表面は滑らかであり、無伸長火炎の伝播速度は不活性ガスの添加により低下することが確認された。一方、火炎半径が大きくなると、固有不安定性によりセル状構造が発達し、火炎の加速が生じた。この挙動に基づき、火炎加速モデルのパラメータを同定し、火炎半径に応じた伝播速度の予測を行った。無次元化した加速係数(無伸長火炎の伝播速度による規格化)は、等価比が低いほど大きくなり、これは拡散-熱不安定性が強くなることによる。一方、等価比が同じ場合、不活性ガスの添加によって加速係数は増加し、これは有効ルイス数の低下により火炎の不安定性が促進されたことを示している。燃焼容器内の最大圧力は、不活性ガス添加時には低下し、また実験で得られた最大圧力は、断熱条件下での計算値よりも低くなった。これは予混合燃焼中の熱損失によるものである。以上の結果は、福島第一原子力発電所における水素爆発の解明に資する重要な知見である。
富田 涼平; 富田 純平; 鈴木 大輔; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2025/05
本研究では、大型二次イオン質量分析装置の粒子自動計測機能と粒子マニピュレーション技術を組み合わせることによって、複数のウラン粒子を単一粒子と誤認させるミキシング効果を除去し、より正確に試料内のウラン同位組成の分布を取得する手法を考案した。複数のウラン同位体組成を含む試験試料を作成し、従来法と新法でそれぞれ分析を実施し、結果の比較を行った。従来法はミキシング効果により複数のウラン粒子の同位体組成が平均化された試料内に存在しない誤った結果を多く含んでいたが、新法では粒子マニピュレーションによりミキシング効果を除去することで試料に含まれるウラン同位体組成を正確に取得することに成功した。
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 永武 拓; 山下 晋; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.432 - 456, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ワイヤメッシュセンサ(WMS)の精度を明らかにするため、単一の球形気泡と気泡流に対してWMSの静電場シミュレーションを実施した。単一気泡の静電場シミュレーションでは、様々な気泡位置における電流密度分布と、送信ワイヤから受信ワイヤまでの電流経路を示した。その結果、WMS周囲の不均一な電流密度分布に基づく系統的誤差があることを明らかにした。また、数値流体解析コードJAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research (JUPITER)で得られた気泡流結果に対して静電場シミュレーションを実施したところ、線形近似やMaxwellの式などの、WMS信号からボイド率への既存の変換方法では0と1の間の瞬間ボイド率の中間値を定量的に推定できなかった。また、WMS信号に対してボイド率
0.2という大きなばらつきがあり、瞬間ボイド率を定量的に計測することが困難であることがわかった。一方で、時間平均ボイド率においては、流路の中心付近のボイド率は線形近似を使用して推定でき、流路壁面近くのボイド率はMaxwellの式を使用して推定できることがわかった。
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
、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。
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.
渡邉 友章; 多田 健一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 16 Pages, 2025/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、JENDL-4.0(J4)からJENDL-5(J5)への核データ更新が軽水炉燃料燃焼計算に与える影響を調査した。燃焼計算はPWRピンセル及びBWR燃料集合体形状について実施した。計算の結果、中性子増倍率(k
)に燃焼度に依存した大きな差異があることがわかった。燃焼度0-50GWd/tの範囲において、J5のk
はJ4のkよりも一貫して小さく、その差は燃焼が進むにつれて徐々に大きくなった。各核種の断面積データをJ4からJ5に置き換えた計算の結果、
U, 
U, 
Puの断面積とHO中のHの熱中性子散乱則データの更新がkの差に顕著な影響を与えることが分かった。Gd燃料を含むBWR集合体形状では、10-15GWd/tの燃焼度範囲で大きなkの違いが観測された。この差異は主にU, 
Gd, 
Gd断面積の更新とHO中のHの熱中性子散乱則データに起因することが分かった。さらに、核種数密度、中性子エネルギー依存の感度係数、中性子スペクトルを調査することにより、核データの更新がkにどのように影響を与えたかを明らかにした。
for negative stress ratios R based on trend in experimental data for fatigue crack growth rates of austenitic stainless steels for ASME code Section XINegyesi, M.*; 山口 義仁; 長谷川 邦夫; Lacroix, V.*; Morley, A.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 147(2), p.021201_1 - 021201_7, 2025/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Mechanical)Fatigue crack growth rates for stainless steels in air environment are provided by the ASME Code Section XI. When the stress ratio R is positive from 0 to 1, the scaling parameter SR increases with the increasing ratio R, and the crack growth rates increase with the increasing stress ratio R. When R is less than 0, the parameter SR=1. Hence, fatigue crack growth rates under negative R ratios are independent of stress ratios R according to the ASME Code Section XI. However, from the literature survey, experimental data reveal that the fatigue crack growth rates decreases with decreasing R ratios below zero. The objective of this paper is to assess fatigue crack growth rates under such negative stress ratios for stainless steels in air environment. An equation determined from trends in experimental data surveyed in this study is proposed for negative stress R ratios to calculate the parameter SR for the ASME Code Section XI.
and -MOX lattice calculations藤田 達也
Journal of Nuclear Science and Technology, 9 Pages, 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、PWR-UO及びMOX燃料格子計算において、多群核反応断面積(XS)摂動に起因する間接効果が中性子無限増倍率の不確かさに与える影響を評価した。まず、XS共分散行列と感度係数を用いたサンドウィッチ式に基づき、間接関数の影響を簡易的に評価した。その結果、重核種の核分裂反応と(n,
)反応において間接効果の影響が顕著であり、またUO及びMOX燃料集合体の燃焼度に対する依存性は小さいことを確認した。これを踏まえて重核種に着目し、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数に対する間接効果の影響を比較した。Puと
Puについては、MOX燃料棒体系において間接効果の影響が顕著に見られた。一方で、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数を増加させることにより、これらの間接効果の影響を低減可能であることが分かった。以上から、中性子輸送計算や核反応断面積の共分散行列のエネルギー群数を適切に設定することにより、ランダムサンプリングにおける間接効果の取扱を明示的に考慮しないことが現実的に可能となった。
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. -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 
Co caused by the radioactivation of stainless steel. Radiation photon spectroscopy was performed without radiation shielding, identifying Co with an energy resolution better than 5.4% at 1333 keV and 
Nb with an energy resolution better than 5.9% at 871 keV.
Fe(n,)
Fe中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.300 - 307, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)As nuclear facilities are dismantled in decommissioning, large amount of various waste is generated. Even more inconveniently, waste is radioactive due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate the radioactivity produced. In this work, Fe nuclide was selected among objective nuclides for decommissioning, and its thermal-neutron capture cross-section was measured by a neutron activation method at the graphite thermal column of Kyoto University Research Reactor in 5-MW operation. The thermal-neutron capture cross-section was derived using 
s convention. The present work obtained 1.360.03 barns for the Fe(n,)Fe reaction. The present result supports the JENDL-5 evaluation within 2
. If updated with currently recommended nuclear data, some of the reported past data would support the present result.
瀬川 麻里子; 藤 暢輔; 前田 亮; 甲斐 哲也
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.268 - 277, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Degerming temperatures with small uncertainties is important for neutron thermometry, required for both fundamental science and industrial applications. Conventionally, neutrons transmitted through a sample in shielded materials are detected. The sample temperature is then derived by analyzing the energy dependence of the transmission neutrons at resonances influenced by the Doppler-broadening effect. However, reducing the temperature-determination uncertainty is extremely hard with the conventional method, because it is determined only by the small changes at the resonances, i.e. temperature-sensitive components, compared to the primary neutrons. Therefore, we propose a new thermometry method named neutron self-indication thermometry (NSIT), which combines the Doppler-broadening effect with a self-indication technique that irradiates the sample and an indicator containing the same nuclide as the sample. The NSIT can enhance temperature sensitivity by measuring prompt gamma-rays to indirectly obtain the temperature-sensitive components at resonances by employing the same resonance twice. This study compared the temperature sensitivity and uncertainty of the conventional and NSIT methods by varying the sample temperatures from 23.0
C to 492.6C. The results demonstrated that the NSIT was approximately 1.6 times more sensitive and had lower uncertainty in determining temperature. These findings highlight the potential of the NSIT as an effective alternative to remote thermometry.
鈴木 英哉*; 伴 康俊
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(2), p.157 - 166, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Nitrilotriacetamide (NTA amide) has been developed as an extractant for the mutual separation of minor actinides (MA; Am and Cm) and rare earth elements (RE) by solvent extraction. NTA amide is a tertiary amine in which the three carboxyl groups of nitrilotriacetic acid are amidated. NTA amides have six hydrophobic long-chain alkyl groups on the side chains, they have enhanced solubility in organic solvents, thereby allowing for the use of nonpolar diluents, such as n-dodecane. This study examined the extraction behavior of MA and REs using four NTA amides with six side chains comprising n-octyl groups, 2-ethylhexyl groups, and a mixture of these groups. The results showed that the linear type hexaoctyl NTA amide (HONTA) had the highest extraction ability for MA. Furthermore, the extraction behavior of MA and REs was different under low and high nitrate conditions, and that of scandium (Sc) was found to be considerably different depending on the side chains.
藤田 達也; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(2), p.179 - 196, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、核反応断面積の摂動に伴う間接効果を考慮したランダムサンプリングに基づく不確かさ定量化を容易に実施可能とするため、核データ処理コードFRENDYバージョン2と3次元非均質中性子輸送計算コードGENESISからなる直接結合コードシステム(FRENDY-V2/GENESIS)を新たに構築した。GENESIS用に準備された多群断面積はFRENDYバージョン2により生成された。Dancoff係数はneutron current methodにより計算した。次に、Carlvik二項有理近似に基づいて背景断面積を計算した。FRENDY-V2/GENESISの計算精度を検証するため、無限中性子増倍率(k-infinity)とUO及びMOX燃料格子体系における核分裂反応率分布をMVP3と比較した。また、キャラクタリスティックス法のレイトレーシング等の離散化条件に関する感度解析も併せて実施した。FRENDY-V2/GENESISとMVP3の比較を通して、SHEM361群構造に基づくFRENDY-V2/GENESISは、k-infinityを約50pcm以内、核分裂反応率分布を平均二乗偏差で約0.1%以内で計算可能であった。以上の結果から、FRENDY-V2/GENESISの適用性が検証された。今後は、FRENDY-V2/GENESISは多群断面積の摂動に伴う間接効果に係る議論に活用される。
吉越 章隆; 津田 泰孝; 小畠 雅明; 岡根 哲夫; 佐藤 志彦; 大河内 拓雄*
e-Journal of Surface Science and Nanotechnology (Internet), 23(1), p.16 - 21, 2025/02
Synchrotron radiation photoemission electron microscopy (SR-PEEM) combining with hard X-ray photoelectron spectroscopy (HAXPES) was utilized to obtain detailed structural and chemical insights into radioactive cesium-bearing microparticles (CsMPs) smaller than 10 
m. HAXPES data revealed the presence of several elements such as C, O, Mg, Al, Si, Sr and Cs, while the chemical mapping images obtained by SR-PEEM clearly demonstrated that Cs atoms almost exclusively cover the particle surface. Owing to the surface-sensitive nature of SR-PEEM, the results notably indicate inhomogeneous distributions of elements, suggesting an eggshell-like structure with a Cs shell, with a thickness greater than the escape depth of the photoelectrons (a few nanometers). These novel findings strongly suggest that the aggregation of Cs atoms likely occurs at the microparticle surface and are expected to have applications in the remediation of nuclear power plant accidents.
