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Mictomagnetism and suppressed thermal conduction of the prototype high-entropy alloy CrMnFeCoNi

Yang, J.*; Ren, W.*; Zhao, X.*; 菊地 龍弥*; Miao, P.*; 中島 健次; Li, B.*; Zhang, Z.*

Journal of Materials Science and Technology, 99, p.55 - 60, 2022/02

物性測定と中性子散乱を組み合わせることにより、面心立方高エントロピー合金CrMnFeCoNiの磁気および熱輸送特性を調べた。DCおよびAC帯磁率は、温度領域全体で反強磁性および強磁性相互作用が共存する常磁性挙動を示し、それぞれ、常磁性から反強磁性への遷移、反強磁性から強磁性への遷移、およびスピン凍結に対応して、約80, 50、および20Kで3つの異常が見られる。電気伝導率と熱伝導率はNiに比べて大幅に低下しており、格子熱伝導率の温度依存性はガラスのようなプラトーを示す。非弾性中性子散乱測定は弱い非調和性を示唆し、熱輸送は欠陥散乱によって支配されると思われる。


The $$^{59}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{60}$$Fe cross section from the surrogate ratio method and its effect on the $$^{60}$$Fe nucleosynthesis

Yan, S. Q.*; Li, X. Y.*; 西尾 勝久; Lugaro, M.*; Li, Z. H.*; 牧井 宏之; Pignatari, M.*; Wang, Y. B.*; Orlandi, R.; 廣瀬 健太郎; et al.

Astrophysical Journal, 919(2), p.84_1 - 84_7, 2021/10

The long-lived $$^{60}$$Fe (with a half-life of 2.62 Myr) is a crucial diagnostic of active nucleosynthesis in the Milky Way galaxy and in supernovae near the solar system. The neutron-capture reaction $$^{59}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{60}$$Fe on $$^{59}$$Fe (half-life=44.5 days) is the key reaction for the production of $$^{60}$$Fe in massive stars. This reaction cross section has been previously constrained by the Coulomb dissociation experiment, which offered partial constraint on the E1 $$gamma$$-ray strength function but a negligible constraint on the M1 and E2 components. In this work, for the first time, we use the surrogate ratio method to experimentally determine the $$^{59}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{60}$$Fe cross sections in which all the components are included. We derived a Maxwellian-averaged cross section of 27.5$$pm$$3.5 mb at $$kT$$ = 30 keV and 13.4$$pm$$1.7 mb at $$kT$$ = 90 keV, roughly 10%-20% higher than previous estimates. We analyzed the impact of our new reaction rates in nucleosynthesis models of massive stars and found that uncertainties in the production of $$^{60}$$Fe from the $$^{59}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{60}$$Fe rate are at most 25$$%$$. We conclude that stellar physics uncertainties now play a major role in the accurate evaluation of the stellar production of $$^{60}$$Fe.


Verification of probabilistic fracture mechanics analysis code for reactor pressure vessel

Li, Y.; 勝又 源七郎*; 眞崎 浩一; 林 翔太郎*; 板橋 遊*; 永井 政貴*; 鈴木 雅秀*; 関東 康祐*

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(4), p.041501_1 - 041501_8, 2021/08

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

It has been recognized that probabilistic fracture mechanics (PFM) is a promising methodology in structural integrity assessments of pressure boundary components of nuclear power plants, because it can rationally represent the influencing parameters in their inherent probabilistic distributions without over conservativeness. A PFM analysis code PASCAL has been developed by the Japan Atomic Energy Agency to evaluate the through-wall cracking frequencies of domestic reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and pressurized thermal shock (PTS) transients. In this study, as a part of the verification activities, a working group was established with seven organizations from industry, universities and institutes. Through one year activities, the applicability of PASCAL for structural integrity assessments of domestic RPVs was confirmed with great confidence. This paper presents the details of the verification activities of the working group.


Expansion of agriculture in northern cold-climate regions; A Cross-sectoral perspective on opportunities and challenges

Unc, A.*; Altdorff, D.*; Abakumov, E.*; Adl, S.*; Baldursson, S.*; Bechtold, M.*; Cattani, D. J.*; Firbank, L. G.*; Grand, S.*; Gudjonsdottir, M.*; et al.

Frontiers in Sustainable Food Systems (Internet), 5, p.663448_1 - 663448_11, 2021/07



Pilot study on seismic fragility evaluation for degraded austenitic stainless steel piping using the probabilistic fracture mechanics code PASCAL-SP

東 喜三郎*; 山口 義仁; Li, Y.

Proceedings of ASME 2021 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2021) (Internet), 7 Pages, 2021/07

Seismic probabilistic risk assessment is a standard methodology to quantify the risk of earthquakes including beyond-design-basis levels. The quality of fragility analysis is one of the major factors that affect the results of seismic probabilistic risk assessments. A previous study revealed that component degradation could affect seismic fragility. In practice, inspection and maintenance programs are implemented to control an undesirable effect of the degradation such as stress corrosion cracking. However, the relation between seismic fragility of degraded component and inspection, maintenance, and mitigation models has not been thoroughly discussed so far. This study discussed the effect of inspection and maintenance on seismic fragility of austenitic stainless steel piping susceptible to stress corrosion cracking. Failure probability was calculated by using a probabilistic fracture mechanics code. The results indicated that the adverse effects of stress corrosion cracking on failure probability could be controlled at a relatively low level if inspection, maintenance, and mitigation measures were implemented properly.


Effect of coolant water temperature of emergency core cooling system on failure probability of reactor pressure vessel

Lu, K.; 勝山 仁哉; 眞崎 浩一; 渡辺 正*; Li, Y.

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(3), p.031704_1 - 031704_8, 2021/06

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

Structural integrity assessment of reactor pressure vessel (RPV) is important for the safe operation of nuclear power plant. For an RPV in a pressurized water reactor (PWR), pressurized thermal shock (PTS) resulted from rapid coolant water injection due to a loss-of-coolant accident is an issue of particular concern. The coolant water temperature in the emergency core cooling system (ECCS) can influence the integrity of RPV subjected to PTS events; thus, this paper is focused on investigating the effect of coolant water temperature of ECCS on failure probability of an RPV. First, thermal-hydraulic (TH) analyses were conducted for a Japanese PWR model plant by using RELAP5, and different coolant water temperatures in ECCS were considered to investigate the effect of coolant water temperature on TH behaviors during a PTS event. Using the TH analysis results, probabilistic fracture mechanics (PFM) analyses were performed for the RPV of the Japanese model plant. Based on the PFM analysis results, the effect of coolant water temperature on failure probability of the RPV was quantified.


Pairing forces govern population of doubly magic $$^{54}$$Ca from direct reactions

Browne, F.*; Chen, S.*; Doornenbal, P.*; Obertelli, A.*; 緒方 一介*; 宇都野 穣; 吉田 数貴; Achouri, N. L.*; 馬場 秀忠*; Calvet, D.*; et al.

Physical Review Letters, 126(25), p.252501_1 - 252501_7, 2021/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Physics, Multidisciplinary)



Application of probabilistic fracture mechanics to reactor pressure vessel using PASCAL4 code

Lu, K.; 勝山 仁哉; Li, Y.; 吉村 忍*

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(2), p.021505_1 - 021505_8, 2021/04

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

Probabilistic fracture mechanics (PFM) is considered to be a promising methodology in structural integrity assessments of pressure-boundary components in nuclear power plants since it can rationally represent the inherent probabilistic distributions for influence parameters without over-conservativeness. To strengthen the applicability of PFM methodology in Japan, Japan Atomic Energy Agency has developed a PFM analysis code PASCAL4 which enables the failure frequency evaluation of reactor pressure vessels (RPVs) considering neutron irradiation embrittlement and thermal transients. PASCAL4 is expected to make a significant contribution to the probabilistic integrity assessment of Japanese RPVs. In this study, PFM analysis for a Japanese model RPV in a pressurized water reactor (PWR) was conducted using PASCAL4, and the effects of nondestructive examination (NDE) and neutron flux reduction on failure frequencies of the RPV were quantitatively evaluated. From the analysis results, it is concluded that PASCAL4 is useful for probabilistic integrity assessments of embrittled RPVs and can enhance the applicability of PFM methodology.


Development of a reference database for beta-delayed neutron emission

Dimitriou, P.*; Dillmann, I.*; Singh, B.*; Piksaikin, V.*; Rykaczewski, K. P.*; Tain, J. L.*; Algora, A.*; Banerjee. K.*; Borzov, I. N.*; Cano-Ott, D.*; et al.

Nuclear Data Sheets, 173, p.144 - 238, 2021/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.03(Physics, Nuclear)

核分裂の発見以降、核分裂片から放出される遅発中性子の存在には、数多くの関心が集められてきた。原子力発電では、遅発中性子は原子炉動特性の計算や炉の安全運転において非常に重要な役割を演じている。それに加え、遅発中性子は、核構造や天体核、特に新世代のRIビーム施設の中心課題である安定線から離れた原子核でも、大きなインパクトをもっている。現在、ベータ崩壊半減期と遅発中性子分岐比に関するいくつかの文献が利用可能であるが、測定と評価によって実施されるべき十分な考証は、それらの文献ではしばしば抜けている。この欠落部に注目し、遅発中性子の核データ評価とそれに関する新しい文献作成の作業が、国際原子力機関(IAEA)の援助の基に着手され、「ベータ遅発中性子用データベースの開発」に関するCoordinated Research Project (CRP)が結成された。本論文では、CRPで行われたこれまでの結果について報告をする。


First spectroscopic study of $$^{51}$$Ar by the ($$p$$,2$$p$$) reaction

Juh$'a$sz, M. M.*; Elekes, Z.*; Sohler, D.*; 宇都野 穣; 吉田 数貴; 大塚 孝治*; 緒方 一介*; Doornenbal, P.*; Obertelli, A.*; 馬場 秀忠*; et al.

Physics Letters B, 814, p.136108_1 - 136108_8, 2021/03

 被引用回数:1 パーセンタイル:79.03(Astronomy & Astrophysics)

($$p$$,$$2p$$)反応と$$gamma$$線分光を用いて$$^{51}$$Arの束縛状態と非束縛状態の核構造研究を行った。実験結果と殻模型計算を比較することで、2つの束縛状態と6つの非束縛状態を決定した。$$^{51}$$Arの束縛状態を生成する反応断面積が小さいことから、これは中性子数32, 34の顕著なsub-shell closureが存在している確かな証拠と解釈できる。


Analytical study of perforation damage in reinforced concrete slabs subjected to oblique impact by projectiles with different nose shapes

Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(1), p.20-00331_1 - 20-00331_16, 2021/02



Quasifree neutron knockout reaction reveals a small $$s$$-Orbital component in the Borromean nucleus $$^{17}$$B

Yang, Z. H.*; 久保田 悠樹*; Corsi, A.*; 吉田 数貴; Sun, X.-X.*; Li, J. G.*; 木村 真明*; Michel, N.*; 緒方 一介*; Yuan, C. X.*; et al.

Physical Review Letters, 126(8), p.082501_1 - 082501_8, 2021/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:97.59(Physics, Multidisciplinary)

ボロミアン核であり中性子ハロー構造が期待される$$^{17}$$Bに対する($$p$$,$$pn$$)反応実験を行った。断面積の運動量分布を分析することで、$$1s_{1/2}$$$$0d_{5/2}$$軌道の分光学的因子を決定した。驚くべきことに、$$1s_{1/2}$$の分光学的因子は9(2)%と小さいことが明らかになった。この結果は、連続状態を含むdeformed relativistic Hartree-Bogoliubov理論によってよく説明された。本研究の結果によると、現在知られているハロー構造を持つとされる原子核の中で$$^{17}$$Bは$$s$$および$$p$$軌道の成分が最も小さく、$$s$$または$$p$$軌道成分が支配的であることが必ずしもハロー構造の前提条件ではない可能性を示唆している。


大規模土砂移動発生履歴の高精度復元に向けた埋没樹木の年代測定; 歴史時代に中部山岳地域で発生した事例

山田 隆二*; 木村 誇*; 苅谷 愛彦*; 佐野 雅規*; 對馬 あかね*; Li, Z.*; 中塚 武*; 國分 陽子; 井上 公夫*

砂防学会誌, 73(5), p.3 - 14, 2021/01



Enhancement of fatigue resistance by overload-induced deformation twinning in a CoCrFeMnNi high-entropy alloy

Lam, T.-N.*; Lee, S. Y.*; Tsou, N.-T.*; Chou, H.-S.*; Lai, B.-H.*; Chang, Y.-J.*; Feng, R.*; 川崎 卓郎; Harjo, S.; Liaw, P. K.*; et al.

Acta Materialia, 201, p.412 - 424, 2020/12

 被引用回数:10 パーセンタイル:84.02(Materials Science, Multidisciplinary)

We examined fatigue-crack-growth behaviors of CoCrFeMnNi high-entropy alloys (HEAs) under as-fatigued and tensile-overloaded conditions using neutron-diffraction measurements coupled with diffraction peak-profile analyses. We applied both high-resolution transmission electron microscopy (HRTEM) and neutron-diffraction strain mapping for the complementary microstructure examinations. Immediately after a single tensile overload, the crack-growth-retardation period was obtained by enhancing the fatigue resistance, as compared to the as-fatigued condition. The combined mechanisms of the overload-induced larger plastic deformation, the enlarged compressive residual stresses and plastic-zone size, the crack-tip blunting ahead of the crack tip, and deformation twinning governed the pronounced macroscopic crack-growth-retardation behavior following the tensile overload.


$$N$$ = 32 shell closure below calcium; Low-lying structure of $$^{50}$$Ar

Cort$'e$s, M. L.*; Rodriguez, W.*; Doornenbal, P.*; Obertelli, A.*; Holt, J. D.*; Men$'e$ndez, J.*; 緒方 一介*; Schwenk, A.*; 清水 則孝*; Simonis, J.*; et al.

Physical Review C, 102(6), p.064320_1 - 064320_9, 2020/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:38.19(Physics, Nuclear)

理化学研究所RIBFにおいて、$$N$$=32同位体である$$^{50}$$Arの低励起構造を陽子・中性子ノックアウト反応,多核子剥離反応,陽子非弾性散乱と$$gamma$$線分光によって調査した。すでに知られていた2つに加えて、3$$^{-}$$状態の候補を含む5つの状態を新たに確認した。$$gamma$$ $$gamma$$ coincidenceによって得られた準位図は$$sd-pf$$模型空間での殻模型計算やカイラル2体・3体力による第一原理計算と比較した。陽子・中性子ノックアウト反応断面積の理論との比較により、新たに発見された2つの状態は2$$^{+}$$状態であり、また以前に4$$^{+}_{1}$$とされていた状態も2$$^{+}$$であることが示唆された。


Irradiation effects of swift heavy ions detected by refractive index depth profiling

雨倉 宏*; Li, R.*; 大久保 成彰; 石川 法人; Chen, F.*

Quantum Beam Science (Internet), 4(4), p.39_1 - 39_11, 2020/12

200MeV Xeイオンビームを照射したY$$_{3}$$Al$$_{5}$$O$$_{12}$$ (YAG)の屈折率変化の深さ分布測定を行った。その結果、3$$mu$$mまでの浅い領域では電子的エネルギー付与に起因した屈折率変化が見られ、さらに深い6$$mu$$mまでの中間領域では電子的エネルギー付与と弾性衝突によるエネルギー付与の重畳効果がみられ、さらに深い13$$mu$$mでは弾性衝突によるエネルギー付与に起因する屈折率変化が見られた。これらの光学特性の深さ分布は、必ずしも照射損傷の量と一致しないため、損傷の質(照射で誘起される材料歪みなど)も光学特性変化に影響を及ぼしている可能性が示唆された。


Photoelectron diffraction for probing valency and magnetism of 4$$f$$-based materials; A View on valence-fluctuating EuIr$$_2$$Si$$_2$$

Usachov, D. Yu*; Tarasov, A. V.*; Schulz, S.*; Bokai, K. A.*; Tupitsyn, I. I.*; Poelchen, G.*; Seiro, S.*; Caroca-Canales, N.*; Kliemt, K.*; Mende, M.*; et al.

Physical Review B, 102(20), p.205102_1 - 205102_11, 2020/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:0(Materials Science, Multidisciplinary)

Using photoelectron diffraction (PED) and magnetic dichroism measurements, we explore the electronic and magnetic properties of the near-surface region of the valence-fluctuating material EuIr$$_2$$Si$$_2$$. We present and discuss the methodology for modeling of the 4$$f$$ photoemission spectra, PED patterns and magnetic dichroism for rare-earth-based materials. For the Eu-terminated surface we found that the topmost Eu layer is divalent and exhibits a ferromagnetic order below 10 K. The valency of the next Eu layer, that is the 5th atomic layer, is about 2.8 at low temperature that is close to the valency in the bulk. The properties of the Si-terminated surface are drastically different. The first subsurface Eu layer (4th atomic layer below the surface) behaves divalently and orders ferromagnetically at much higher temperature. Experimental data indicate, however, that there is an admixture of trivalent Eu in this layer, resulting in its valency of about 2.1. The next deeper lying Eu layer (8th atomic layer below the surface) behaves mixed-valently, but the estimated valency of 2.4 is notably lower than the value in the bulk. The obtained results create a background for further studies of exotic surface properties of 4$$f$$-based materials, and allow to derive information related to valency and magnetism of individual rare-earth layers in a rather extended area near the surface.


GPU-acceleration of locally mesh allocated two phase flow solver for nuclear reactors

小野寺 直幸; 井戸村 泰宏; Ali, Y.*; 山下 晋; 下川辺 隆史*; 青木 尊之*

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.210 - 215, 2020/10

本研究では、ブロック型局所細分化(AMR)法に基づくPoisson解法のGPU高速化を実施した。ブロック型AMR法はGPUに適したデータ構造であり、複雑な構造物で構成された原子炉等の解析に必須な解析手法である。これに、最新の前処理手法であるマルチグリッド(MG)法を共役勾配(CG)法へと組み合わせることで、計算の高速化を実現した。MG-CG法を構成する計算カーネルをGPUスーパーコンピュータであるTSUBAME3.0上にて測定した結果、ベクトル-ベクトル和、行列-ベクトル積、およびドット積の帯域幅は、ピークパフォーマンスの約60%となり、良好なパフォーマンスを実現した。更に、MG法の前処理手法として、3段のVサイクル法および各段に対してRed-Black SOR法を適用した手法を用いて、$$453.0times10^6$$格子点の大規模問題の解析を実施した結果、元の前処理付きCG法と比較して、反復回数を30%未満に削減すると共に、2.5倍の計算の高速化を達成した。


PASCAL信頼性向上ワーキンググループ活動報告; 平成28及び29年度

Li, Y.; 廣田 貴俊*; 板橋 遊*; 山本 真人*; 関東 康祐*; 鈴木 雅秀*; 宮本 裕平*

JAEA-Review 2020-011, 130 Pages, 2020/09


日本原子力研究開発機構(以下「原子力機構」という。)では、原子炉圧力容器(Reactor Pressure Vessel、以下「RPV」という。)の構造健全性評価手法の高度化を目的として、加圧熱衝撃等の過渡事象が発生した場合のRPVの破損確率や破損頻度を評価する確率論的破壊力学解析コードPASCALを開発し、最新知見に基づきその機能の高度化を進めてきた。RPVの構造健全性評価において確率論的手法の活用が期待される中で、RPVの健全性評価に係る取組みを促進するためには、複数の機関によりPASCALの機能確認を実施し、その確認過程や確認結果を取りまとめておくことにより、コードの信頼性を向上させることが不可欠である。こうした背景を踏まえ、原子力機構では開発機関以外の当該分野に関する専門家の下で、本コードの信頼性を向上させることを目的として、PASCAL信頼性向上ワーキンググループを設立し、PASCALのソースコードレベルの確認を含む機能確認を行ってきた。本報は、PASCAL信頼性向上ワーキンググループの平成28及び29年度における活動内容及び活動結果についてまとめたものである。


Ultra-fine CeO$$_{2}$$ particles triggered strong interaction with LaFeO$$_{3}$$ framework for total and preferential CO oxidation

Zheng, Y.*; Xiao, H.*; Li, K.*; Wang, Y.*; Li, Y.*; Wei, Y.*; Zhu, X.*; Li, H.-W.*; 松村 大樹; Guo, B.*; et al.

ACS Applied Materials & Interfaces, 12(37), p.42274 - 42284, 2020/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:55.29(Nanoscience & Nanotechnology)

Interactions between the active components with the support are one of the fundamentally factors in determining the catalytic performance of a catalyst. In this study, we investigated the interaction between CeO$$_{2}$$ and LaFeO$$_{3}$$, the two important oxygen storage materials in catalysis area, by tuning the sizes of CeO$$_{2}$$ particles and highlight a two-fold effect of the strong oxide-oxide interaction in determining the catalytic activity and selectivity for preferential CO oxidation in hydrogen feeds. It is found that the anchoring of ultra-fine CeO$$_{2}$$ particles at the framework of three-dimensional-ordered macroporous LaFeO$$_{3}$$ surface results in a strong interaction between the two oxides that induces the formation of abundant uncoordinated cations and oxygen vacancy at the interface. This discovery demonstrates that in hybrid oxide-based catalysts, tuning the interaction among different components is essential for balancing the catalytic activity and selectivity.

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