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論文

Microstructural evolution and mechanical hardening of Cr-coated MDA cladding under high-dose Fe ion irradiation

Mohamad, A. B.; Chen, J.*; 井岡 郁夫*; 鈴木 恵理子; 近藤 啓悦; 阿部 陽介; 山下 真一郎; 大久保 成彰; 根本 義之; 岡田 裕史*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 625, p.156513_1 - 156513_9, 2026/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

Ion irradiation was carried out on Cr coating Zry cladding to investigate their microstructure evolution and mechanical properties. The sample was irradiated at reactor normal operation conditions. Microstructural observation and mechanical testing of non-irradiated samples and irradiated samples were performed to understand irradiation damage to the Cr-coated Zry cladding. Results of High Resolution Transmission Electron Microscopy and chemical analysis revealed Fe enrichment at the Cr coating and Zr substrate interface of irradiated samples due to irradiation enhanced diffusion or irradiation induced mixing. Irradiation led to the formation of Fe enrichment at the Cr Zr interface approximately 15nm. Moreover, hardening of the Cr coating and Zr substrate regions was observed in the irradiated sample.

論文

Paramagnetic electron-nuclear spin entanglement in HoCo$$_2$$Zn$$_{20}$$

北澤 崇文; 志村 恭通*; 鬼丸 孝博*; 土田 駿*; 久保 勝規; 芳賀 芳範; 酒井 宏典; 常盤 欣文; 神戸 振作; 徳永 陽

Physical Review Research (Internet), 8(2), p.023009_1 - 023009_14, 2026/04

We investigated electron-nuclear spin entanglement in the paramagnetic ground state of the Ho-based cubic compound HoCo$$_2$$Zn$$_{20}$$. From analyses of magnetization and specific heat data, we determined the cubic crystalline electric field (CEF) parameters, the magnetic exchange constant, and the hyperfine coupling constant between the 4$$f$$ magnetic moment and the $$^{165}$$Ho nuclear spin. Our results show that the $$Gamma_5$$ CEF ground state is split by the hyperfine coupling, with an energy width of 1.3~K at 0~T, and that the true paramagnetic ground state is a quasi-sextet arising primarily from entanglement between the $$f$$-electron effective spin $$S = 1$$ and the $$^{165}$$Ho nuclear spin $$I = 7/2$$. We further demonstrate that, depending on the CEF parameters, the paramagnetic ground state can switch to an electron-nuclear coupled dectet. These findings underscore the importance of accurately identifying the electron-nuclear level scheme for understanding the low-temperature properties of rare-earth compounds containing spin-active nuclei.

論文

Effects of irradiation parameters on $$alpha$$' phase precipitation in FeCrAl alloys

山下 真一郎; 阿部 陽介; 大久保 成彰; 鵜飼 重治; 佐々木 泰祐*

QST-M-56; QST Takasaki Annual Report 2024, P. 28, 2026/02

This study continues our investigation of FeCrAl alloys, promising candidates for accident-tolerant fuel cladding materials, aiming to clarify the precipitation behavior of the embrittlement phase ($$alpha$$' phase) and to contribute to the development of a predictive model. In FY2024, the irradiation dose was increased from the previously achieved 0.3 dpa, and data up to 0.64 dpa (partially 1.44 dpa) were obtained. This enabled the development of an $$alpha$$' phase precipitation map using chemical composition, damage rate, and damage dose as parameters. Multiple regression analysis quantitatively demonstrated that a decrease in damage rate, along with increases in Cr concentration and damage dose, tends to increase precipitation volume fraction. Notably, Al addition was found to suppresses $$alpha$$' phase precipitation, providing important insights for alloy design.

論文

Enhancement of deuterium enrichment efficiency in PEM water electrolysis via isotope exchange equilibrium shift

矢野 雅大; 久保 真治; 保田 諭

Chemical Engineering Journal, 528, p.172423_1 - 172423_9, 2026/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Engineering, Environmental)

This study presents an in-situ, liquid phase catalytic exchange (LPCE)-based process-intensification approach for hydrogen-isotope separation in proton-exchange membrane water electrolysis (PEM-WE). Supplying water directly to the cathode enables deliberate tuning of the local isotopic composition at the catalyst surface, which in turn enhances both the separation factor and the deuterium enrichment efficiency. A chemical-equilibrium model reproduces these trends by attributing the gain to a thermodynamic shift of the LPCE toward the liquid phase at the cathode. The effectiveness of the method was validated across a wide range of initial deuterium concentrations in the anode feedwater and under high current densities, indicating its versatility. This approach offers a promising and practical strategy for efficient hydrogen isotope separation using PEM-WE.

論文

Demonstration of the inherent safety feature of HTGRs through the loss-of-forced-cooling test in the HTTR

長住 達; 長谷川 俊成; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 久保 真治; 島崎 洋祐; 中嶋 國弘; 櫻井 洋亮; 篠原 正憲; 齋藤 賢司; et al.

Nuclear Engineering and Design, 446(Part A), p.114542_1 - 114542_14, 2026/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて、高温ガス炉の優れた安全性を実証するため、ブロック型高温ガス炉として世界で初めて強制冷却喪失試験(LOFC試験)を実施した。本試験では、全てのヘリウムガス循環機(HGC)を停止させるとともに、制御棒の挿入を防止することで、炉心の強制冷却機能および停止機能を意図的に喪失させた。HGC停止後、炉心温度の上昇に伴って生じた負の反応度フィードバック効果により、原子炉出力は100%(30 MW)からほぼ0%まで自発的に低下した。その後、炉心温度の低下およびキセノン(Xe)の減衰により再臨界に至ったが、原子炉出力は約1.2%という低い値で安定した。さらに、本試験中および試験直後のHTTR運転中に、一次冷却材中の放射性物質濃度はほぼ変化せず、本試験に伴う炉心温度上昇後も被覆粒子燃料に破損等が生じなかったことを示した。これにより、冷却材の喪失時に制御棒を挿入しなくても原子炉は自然に止まり、冷え、放射性物質が閉じ込められるという、高温ガス炉の優れた安全性を実証した。

論文

Self-reconstruction of order parameter in spin-triplet superconductor UTe$$_2$$

常盤 欣文; Opletal, P.; 酒井 宏典; 久保 勝規; 神戸 振作; 山本 悦嗣; 木俣 基; 淡路 智*; 佐々木 孝彦*; 青木 大*; et al.

Physical Review Letters, 135(13), p.136502_1 - 136502_6, 2025/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:69.59(Physics, Multidisciplinary)

UTe$$_2$$における$$a$$軸方向の容易軸メタ磁性クロスオーバーが超伝導に及ぼす影響を、交流磁化率、磁化、および磁気熱量効果の測定によって調べた。高品質な単結晶試料において、5.6Tで超伝導状態内におけるメタ磁性に駆動された磁場誘起相転移を確認した。この相転移により高磁場超伝導状態が形成され、上部臨界磁場は12Tまで大幅に増大する。転移点でのエントロピーの急激な増加は秩序変数の自己再構成を示唆しており、多成分超伝導状態が外部摂動に適応するメカニズムを示している。

論文

An Analysis of CABRI E7 experiment for validation of detailed fuel pin model in the SIMMER-V code

石田 真也; 田上 浩孝*; 山野 秀将; 久保 重信

Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 11 Pages, 2025/09

An improved and detailed fuel pin model has been developed at JAEA as part of a new SIMMER-V code under a joint research program being conducted in the frame of the French-Japanese collaboration. The model allows a continuous analysis from the initiating phase to the transition phase in future sodium-cooled fast reactors (SFRs). In addition, the model can accommodate specific core geometries such as annular fuel pellets and axially heterogeneous cores. This paper describes the validation study of the new pin model based on the analysis of a CABRI test. CABRI E7 test analyses are conducted by SIMMER-V and SAS4A codes. The validation results show that the new pin model has a capability to express the physical phenomena related to mechanical fuel pin failure for severe accidents of SFRs. Through the new pin model validation work, the model improvement enables more realistic evaluation of the mechanical fuel pin failure and the reliability of the new pin model has been improved.

論文

Reactor response during thermal load fluctuation test using HTTR

長谷川 俊成; 長住 達; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 中川 繁昭; 島崎 洋祐; 中嶋 國弘; 櫻井 洋亮

Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 6 Pages, 2025/09

高温ガス炉の熱を利用した水素製造実現のため、原子力機構では高温工学試験研究炉(HTTR)と水素製造施設の接続を計画している。これを実現するためには、水素製造施設で発生した除熱変動による原子炉への影響を把握しておく必要がある。本研究ではHTTRの運転中に熱負荷変動試験を実施し、除熱変動に対する原子炉の応答を調べた。本試験は原子炉出力90%の状態で実施し、水素製造施設における除熱変動の再現として、原子炉入口温度を約11$$^{circ}$$C上昇させた。その結果、原子炉出口温度はほとんど変化せず、原子炉入口温度上昇分に相当する熱が炉心の黒鉛ブロックに伝達されることを確認した。さらに、黒鉛ブロックの温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより、制御棒を操作しなくても原子炉出力が低下し約88%で一定となった。したがって、原子炉入口温度に生じた外乱の影響は黒鉛ブロックへの蓄熱によって抑制されることが分かった。

報告書

HTTRを用いた安全性実証試験の完遂; 炉心流量喪失試験(出力100%(30MW)で炉心冷却を停止)

長住 達; 長谷川 俊成; 中川 繁昭; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 七種 明雄; 野尻 直喜; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; et al.

JAEA-Research 2025-005, 23 Pages, 2025/07

JAEA-Research-2025-005.pdf:2.68MB

高温ガス炉の異常状態での安全性を示すため、HTTRを用いて安全性実証試験を行った。制御棒による停止操作の失敗事象を模擬した状態で、原子炉熱出力100%(30MW)での定常運転時に1次ヘリウムガス循環機を急停止させ、炉心の強制循環冷却機能が全喪失した後の原子炉出力および原子炉圧力容器まわり温度の経時変化データを取得した。事象発生(冷却材の流量がゼロ)後、炉心温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより原子炉熱出力は速やかに低下し、再臨界を経て低出力(約1.2%)の安定な状態まで原子炉出力が自発的に移行することを確認した。また、原子炉圧力容器表面から、その周囲に設置されている炉容器冷却設備(水冷パネル)への放熱により、低出力状態で原子炉温度を一定化させるために必要な除熱量が確保されることを確認した。このように、出力100%(30MW)で炉心強制冷却を停止したケースにおいて、能動的停止操作をせずとも原子炉の状態が事象発生から安定的(安全)状態へ移行すること、すなわち高温ガス炉の固有の安全性を実証した。

論文

Nondestructive 3D elemental imaging of Edo's archaeological artifacts via muonic X-ray measurements

Chiu, I.-H.; 大澤 崇人; 二宮 和彦*; 武田 伸一郎*; 高橋 忠幸*; 桂川 美穂*; 渡辺 伸*; 久保 謙哉*; 齋藤 努*; 水本 和美*; et al.

npj Heritage Science (Internet), 13, p.154_1 - 154_9, 2025/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Humanities, Multidisciplinary)

Cultural heritage artifacts often display complex, multi-layered structures. Therefore, an in situ noninvasive method is required for determining the elemental distribution of such materials. We present a nondestructive 3D elemental analysis approach for an Edo-period ceramic crucible using muonic X-ray measurements. The system employs four CdTe semiconductor imaging detectors to acquire 2D elemental distributions at 12 measurement angles, and 3D images were reconstructed based on computed tomography. We adjusted muon energy to penetrate the metallic layer covering the crucible bottom and analyze the interior of the crucible. Silicon(Si) and oxygen(O) signals were successfully identified, and these signals, originating from highly abundant silica (SiO$$_{2}$$) within the crucible matrix, confirmed the ceramic composition. These findings demonstrated the capability of muonic X-ray imaging in achieving depth-resolved analysis by controlling the observation position of an object. The presented method is broadly valuable for the cultural heritage study.

論文

高温ガス炉熱利用技術および熱化学水素製造法ISプロセスの開発状況

久保 真治

触媒, 67(2), p.71 - 77, 2025/04

高温ガス炉は、炉心溶融しない設計が可能など優れた安全性を有する次世代の革新炉である。高温ガス炉で発生可能な熱・蒸気・電気などを水素製造プロセスのエネルギー源として利用することができる。本稿では、高温ガス炉の構造とその安全性の概要、試験炉HTTRを高温熱源として活用する水素製造実証計画の概要、将来的に高温ガス炉に接続する水素製造法の評価に係る取り組み及び原子力機構における熱化学水素製造法ISプロセスの研究開発状況と反応器用触媒について解説する。

論文

クリープ破断時間および高温引張強度予測モデルの連合学習

櫻井 惇也*; 鳥形 啓輔*; 松永 学*; 高梨 直人*; 日比野 真也*; 木津 健一*; 森田 聡*; 井元 雅弘*; 下畠 伸朗*; 豊田 晃大; et al.

鉄と鋼, 111(5), p.246 - 262, 2025/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:40.12(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

Creep testing is time-consuming and costly, leading institutions to limit the number of tests conducted to the minimum necessary for their specific objectives. By pooling data from each institution, it is anticipated that predictive models can be developed for a wide range of materials, including welded joints and degraded materials exposed to service conditions. However, the data obtained by each institution is often highly confidential, making it challenging to share with others. Federated learning, a type of privacy-preserving computation technology, allows for learning while keeping data confidential. Utilizing this approach, it is possible to develop creep life prediction models by leveraging data from various institutions. In this paper, we constructed global deep neural network models for predicting creep rupture life of heat-resistant ferritic steels in collaboration with eight institutions using the federated learning system we developed for this purpose. Each institution built a local model using only its own data for comparison. While these local models demonstrated good predictive accuracy for their respective datasets, their predictive performance declined when applied to data from other institutions. In contrast, the global model constructed using federated learning showed reasonably good predictive performance across all institutions. The distance between each institution's data was defined in the space of explanatory variables, with the NIMS data, which had the largest dataset, serving as the reference point. The global model maintained high predictive accuracy regardless of the distance from the NIMS data, whereas the predictive accuracy of the NIMS local model significantly decreased as the distance increased.

報告書

令和5年度東京電力福島第一原子力発電所周辺における航空機モニタリング及び無人飛行機による放射線モニタリングに係る技術開発(受託研究)

普天間 章; 眞田 幸尚; 中間 茂雄; 佐々木 美雪; 越智 康太郎; 長久保 梓; 澤幡 義郎*; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; et al.

JAEA-Technology 2024-021, 232 Pages, 2025/03

JAEA-Technology-2024-021.pdf:25.79MB

2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による津波に起因する東京電力福島第一原子力発電所事故では、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、航空機を用いた空からの測定方法が採用されている。日本原子力研究開発機構は、原子力規制庁からの受託事業として、有人ヘリコプター及び無人ヘリコプターを使用して、東京電力福島第一原子力発電所周辺の航空機モニタリングを継続的に実施してきた。本報告書では、令和5年度に実施したモニタリング結果について取りまとめ、過去のモニタリング結果との比較から空間線量率等の変化量を評価し、その変化要因について考察した。また、航空機モニタリングによる計数率から空間線量率への換算精度向上のために、地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮する前後の解析結果を比較し、本手法による換算精度向上の効果を評価した。さらに、有人ヘリコプターについては、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用し、ラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響を評価した。加えて、より効率的に広範囲な航空機モニタリングを展開するため、無人航空機によるモニタリングの技術開発を進めた。

論文

Effects of Al addition on Vickers hardness increase by thermal aging of Fe-Cr-Al alloys; Evaluation by systematic experiments, machine learning modeling, and first-principles calculations

阿部 陽介; 都留 智仁; 藤田 洋平*; 大友 政秀*; 佐々木 泰祐*; 山下 真一郎; 大久保 成彰; 鵜飼 重治

Journal of Nuclear Materials, 606, p.155606_1 - 155606_12, 2025/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:94.36(Materials Science, Multidisciplinary)

軽水炉の事故耐性燃料被覆管用として開発中の酸化物分散強化型Fe-Cr-Al合金では、Crリッチ析出物($$alpha^prime$$相)に起因する脆化挙動の解明と予測が課題となっている。我々は、熱時効によるFe-Cr-Alモデル合金における$$alpha^prime$$相の形成に対するAl添加の影響を調査した。ビッカース硬さ試験と過去の研究のデータベースを用いて作成した機械学習モデルにより、低Al添加合金では$$alpha^prime$$相の形成が促進され、高Al添加合金では抑制されることが示された。第一原理計算では、Cr-Al-空孔複合体はCr-Cr対よりも安定であり、$$alpha^prime$$相の核生成時にAl原子を取り込むことがエネルギー的に有利である可能性があることが示された。一方、Al-Al対の形成は非常に不安定である。Al添加量が少ない場合には、$$alpha^prime$$相の界面付近でのAl-Al対の形成は回避できる。しかし、Al添加量が多量の場合には、Al-Al対の形成が避けられなくなり、$$alpha^prime$$相の不安定化につながることが示唆された。

論文

Gyro-spintronic material science using vorticity gradient in solids

能崎 幸雄*; 介川 裕章*; 渡邉 紳一*; 柚木 清司*; 洞口 泰輔*; 中山 颯人*; 山野井 一人*; Wen, Z.*; He, C.*; Song, J.*; et al.

Science and Technology of Advanced Materials, 26(1), p.2428153_1 - 2428153_39, 2025/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

We present a novel method for generating spin currents using the gyromagnetic effect, a phenomenon discovered over a century ago. This effect, crucial for understanding the origins of magnetism, enables the coupling between various macroscopic rotational motions and electron spins. While higher rotational speeds intensify the effect, conventional mechanical rotations, typically, below 10,000 RPM, produce negligible results comparable to geomagnetic fluctuations, limiting applied research. Our studies demonstrate that spin current generation comparable to that of rare metals can be achieved through atomic rotations induced by GHz- range surface acoustic waves and the rotational motion of conduction electrons in metallic thin films with nanoscale gradient modulation of electrical conductivity. These effects, termed the acoustic gyromagnetic effect and the current-vorticity gyromagnetic effect, are significant in different contexts.

論文

Status of numerical tool development for the initiating phase in severe accidents of SFR in Japan

深野 義隆; 石田 真也; 久保 重信

IAEA-TECDOC-2079, p.163 - 175, 2025/01

The SAS4A code has been developed and used for the analyses of initiating phase including those for licensing of sodium-cooled fast reactors (SFRs) in Japan. The SAS4A code had been originally developed in the Argonne National Laboratory (ANL) in U.S. for analysis of initiating phase during severe accident. It was further developed and improved for oxide fuels in cooperation with the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) and European research institutes, including the addition of new models based on the findings from the in-pile CABRI test. In recent years, the phenomena identification and ranking table (PIRT) method has been applied to select important phenomena to be verified for unprotected loss-of-flow (ULOF) and unprotected transient overpower (UTOP) in a medium-sized SFR. Through these studies, 16 and 14 physical phenomena were extracted for ULOF and UTOP respectively. Then 10 and 8 key important phenomena respectively were identified through the ranking of extracted phenomena. Furthermore, validation test matrix was created for the extracted important phenomena, and validation was conducted according to the validation test matrix. These studies further improved the validity and reliability of the SAS4A code. The SAS4A code has been used in a lot of severe accident analyses and licensing of SFRs. Examples of the evaluation of ULOF event for a medium-sized SFR showed the prompt criticality was avoided in the initiating phase and total reactivity remained negative at the time of the wrapper tube melting that was the application limit of SAS4A. Compared to previous evaluations, the present SAS4A calculations show that the elimination of mechanical energy release due to prompt criticality during initiating phase is possible even under conservative conditions due to the reduction of excess uncertainty. The paper describes the status of development and application of SAS4A code in JAEA and the future research plan.

論文

高温ガス炉水素製造システムの概要と開発の状況

久保 真治

金属, 95(1), p.25 - 33, 2025/01

高温ガス炉は、炉心溶融しない設計が可能など優れた安全性を有する次世代の革新炉である。高温ガス炉より発生可能な熱・蒸気・電気などを水素製造プロセスのエネルギー源として利用することができる。本報告では、水素製造に必要な一次エネルギーとしての高温ガス炉の位置付け、高温ガス炉の構造とその安全性、様々な原子力を用いた水素製造法の概要、高温ガス炉による高温熱供給方法および高温ガス炉を熱源とするおよび水素製造技術の研究開発の状況について解説する。

論文

In-situ detection of high-energy beta ray emitter $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using a liquid light guide Cherenkov counter

寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 古田 禄大*; 久保 信*; 一場 雄太*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1070, Part 2 , p.170021_1 - 170021_9, 2025/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:26.14(Instruments & Instrumentation)

We have developed a method to directly detect $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y under a high gamma ray background using a liquid light guide Cherenkov counter. Cherenkov radiation has the characteristic that the angle of radiation varies depending on the energy of the charged particles. Using this feature, we have developed a surface contamination detector capable of discriminating between 662 keV gamma rays from $$^{137}$$Cs and beta rays from $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y through time-of-flight analysis of the Cherenkov radiation generated inside the liquid light guide. With this detector, we conducted a measurement test of $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building and achieved the first in-situ detection of $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y under a high gamma-ray background.

論文

Quantitative evaluation of leakage flow rate in the sealing part using graphite gland packing to mount a hydrogen separation membrane tube for HI decomposition membrane reaction

杉本 千紘; Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 竹上 弘彰; 久保 真治

International Journal of Hydrogen Energy, 95, p.98 - 107, 2024/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Physical)

The thermochemical iodine-sulfur (IS or SI) process can produce hydrogen by decomposing water through chemical reactions and nuclear heat. The hydrogen iodine (HI) decomposition reaction of the IS process thermally decomposes HI at ca. 500$$^{circ}$$C to produce hydrogen. The thermal efficiency of hydrogen production in the thermochemical IS process can be effectively enhanced using a membrane reactor for the HI decomposition reaction; hydrogen separation membrane tubes made of ceramic are attached to a tube plate via sealing parts. The applicability of a sealing method using the expanded graphite grand packing was investigated. During 50 thermal cycles ranging between 25 $$^{circ}$$C-450 $$^{circ}$$C and gas pressure of 0.2-0.8 MPa (gauge), the leakage flow rate was approximately 2$$times$$10$$^{-5}$$ Pa m$$^{3}$$ s$$^{-1}$$. This value is comparable to a detection limit of the standard bubble leak test, indicating that this sealing method works effectively.

論文

Systematic experimental and model-based evaluation of the synergistic effects of alloy composition and damage rate on the formation of Cr-rich precipitates in Fe-Cr-Al alloys under ion irradiation

阿部 陽介; 佐々木 泰祐*; 山下 真一郎; 大久保 成彰; 鵜飼 重治

Journal of Nuclear Materials, 600, p.155271_1 - 155271_12, 2024/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:60.19(Materials Science, Multidisciplinary)

軽水炉用燃料被覆管として開発中のFeCrAl-ODS (ODS:酸化物分散強化)合金のモデル合金として、CrとAlの組成を系統的に変化させた14種類のFe-Cr-Al合金を$$350^{circ}$$Cで10.5MeVの自己イオンにより0.24dpaまで照射した。中性子照射条件下でのCrリッチ析出物(CrRP)の生成挙動を予測するために、3水準の損傷速度を選択した。3次元アトムプローブ解析の結果、Cr組成の増加、Al組成の減少及び損傷速度の減少に伴い、CrRP数密度、体積率及びCr濃度が増加することがわかった。重回帰分析の結果、これらの主要な効果に加えて、CrRP体積率には次の交互作用があることが示された:(1)Al組成が高いほど、Cr組成の増加に伴うCrRP体積率の増加は小さく、(2)Cr組成が低いほど、Al組成および損傷速度の低下に伴うCrRP体積率の増加は小さい。また、中性子照射下でのCrRP生成挙動に対する損傷速度の影響を理解するためには、損傷量依存性の観点に加えて、損傷速度ゼロの限界として熱時効データを利用することが有効であることを強調した。本研究で構築した体系的なCrRP関連量のデータベースは、数値予測モデルのさらなる開発と検証に貢献するものと考えられる。

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