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高梨 美咲*; 日高 僚太*; 大久保 亘太*; 増村 拓朗*; 土山 聡宏*; 諸岡 聡; 前田 拓也*; 中村 修一*; 植森 龍治*
ISIJ International, 65(9), p.1384 - 1393, 2025/08
This study investigates the strengthening mechanism of ausforming in martensitic steels, focusing on the role of dislocation inheritance from austenite. By analyzing Fe-5%Mn-C alloys, the researchers quantified dislocation densities before and after ausforming and examined how carbon content affects hardening. Results show that both hardness and dislocation density of ausformed martensite increase with greater deformation in austenite and higher carbon content. The findings support that ausforming strengthens martensite through dislocation accumulation, consistent with the Bailey-Hirsch relationship. 
neutron diffraction revealed that dislocation inheritance occurs only in steels with sufficient carbon, while additional dislocations are introduced during martensitic transformation.
高梨 美咲*; 日高 僚太*; 大久保 亘太*; 増村 拓朗*; 土山 聡宏*; 諸岡 聡; 前田 拓也*; 中村 修一*; 植森 龍治*
鉄と鋼, 111(9), p.503 - 513, 2025/06
The strengthening mechanism of ausforming in martensitic steels is believed to be due to the inheritance of dislocations in austenite by the subsequently transformed martensite. However, no studies to date have quantified the dislocation density before and after ausforming. In this study, the dislocation densities of Fe-5%Mn-C alloys were analyzed, and the relationship between hardening by ausforming and dislocation accumulation, as well as the effect of carbon on this relationship, were investigated. The hardness of ausformed martensite increased with the ausforming reduction in austenite, and the strengthening effect of ausforming increased with the addition of carbon. Similarly, the dislocation density of ausformed martensite increased with the ausforming reduction in austenite, and the dislocation accumulation by ausforming increased with the addition of carbon. Because the hardness of the ausformed martensite follows the Bailey-Hirsch relationship, the strengthening mechanism owing to ausforming could be explained by dislocation strengthening. To understand the dislocation accumulation process during ausforming, the dislocation density of austenite immediately after ausforming was measured by in-situ heating neutron diffraction. Consequently, the dislocation density of the ausformed austenite was not dependent on the carbon content, indicating that dislocations are not inherited in carbon-free steels. By contrast, in steels with sufficient carbon content, not only are dislocations inherited but additional dislocations are introduced during martensitic transformation.
井澤 一彦; 石井 淳一; 大久保 卓哉; 小川 和彦; 外池 幸太郎
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/09
日本原子力研究開発機構は臨界実験装置STACYを非均質体系に変更する更新計画を進めている。更新されたSTACYでは、福島第一原子力発電所事故によって生成された燃料デブリを想定した臨界解析結果の検証のための実験が計画されている。STACY更新炉の初臨界は2021年初めに予定されている。初臨界後は、STACYでは「基本炉心」を構成し、運転員の習熟と実験結果の不確かさを把握するための一連の運転が行われる。STACY更新炉の初臨界に先立ち、基本炉心の核特性を把握するための一連の核特性解析を行った。本発表では、基本炉心の炉心構成条件を示すとともに、新規制基準のもとで炉心に課される諸条件をあきらかにする。
渡邉 友章; 大久保 清志*; 荒木 祥平; 外池 幸太郎
Proceedings of 11th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2019) (Internet), 8 Pages, 2019/09
The fuel debris produced by the accident of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) is probably in a state of mixture of burned fuels with different burnups each other. In such a case, the mixing ratio of burned fuels in fuel debris would affect its criticality. This report shows computation results of criticality characteristics of fuel-debris compositions prepared by mixing nuclide compositions of burned fuels in various patterns based on a fuel loading pattern. The results indicate that fuel debris is potentially subcritical when 1-cycle fuels, whose average burnup is several GWd/t, are included homogeneously in fuel debris because remaining 
Gd and 
Gd in 1-cycle fuels works to reduce neutron multiplication. The results also indicate that 
Gd/
U ratio well characterize criticality of fuel debris.
外池 幸太郎; 大久保 清志; 高田 友幸*
Proceedings of International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC 2015) (DVD-ROM), p.292 - 300, 2015/09
福島第一原子力発電所1
3号機の原子炉には溶融炉心コンクリート相互作用(MCCI)を経て生じた多孔質の燃料デブリが相当量存在しているかもしれない。このような核分裂性物質を含む低密度のMCCI生成物は、中性子減速能が大きいことから、特に冠水状態において、臨界管理に十分に配慮しなければならない。本発表ではMCCI生成物の臨界特性を解析した結果を示すが、これは廃炉作業中の臨界リスク評価に資するものである。解析結果は、コンクリート中に結合したあるいはコンクリート中に閉じ込められた水分が、臨界の発生確率の観点及び冷却水への中性子毒物注入による影響緩和の実効性の観点で、リスクを押し上げることを示唆している。
佐々木 研治*; 内藤 克昭*; 大木 繁夫; 大久保 努; 小竹 庄司*
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 4, p.94 - 98, 2014/04
実用高速炉の直接炉心冷却系(DRACS)は異常・事故時に炉心を冷却するために設けられた安全上重要なシステムである。DRACSの2次系配管は非管理区域に引回す計画であるため、DRACSの炉内熱交換器(DHX)内の2次系ナトリウムの放射化量を制限する必要がある。本研究ではモンテカルロ計算コードMCNPと核データ・ファイルJENDL-3.3を用いて、炉心から漏えいする中性子によるDHX内の2次系Na-24生成量、DRACSのNa-24放射能濃度、2次系配管周りの線量率を評価し、非管理区域に引回しても、遮へい設計の観点からは問題ないことを確認した。
-concrete system井澤 一彦; 内田 有里子; 大久保 清志; 戸塚 真義; 曽野 浩樹; 外池 幸太郎
Journal of Nuclear Science and Technology, 49(11), p.1043 - 1047, 2012/11
被引用回数：14 パーセンタイル：68.20(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故のような軽水炉の過酷事故においては、溶融炉心-コンクリート反応(MCCI)により、核燃料とコンクリートが混合した燃料デブリが生成される可能性がある。このような燃料デブリを取り扱う際の臨界管理の必要性を確認するため、低濃縮二酸化ウランとコンクリートを混合した体系の無限増倍率を解析した。解析の結果、二酸化ウランとコンクリートの混合物の無限増倍率が1を超える条件が存在し、臨界となる可能性が示された。本報告では、コンクリートが有効な減速材であり、UO-コンクリート系の未臨界性を確保するためにはさらなる検討が必要であることを示す。
上松 敬; 宇野 定則; 千葉 敦也; 山田 圭介; 横山 彰人; 齋藤 勇一; 石井 保行; 佐藤 隆博; 大久保 猛; 横田 渉; et al.
JAEA-Review 2011-043, JAEA Takasaki Annual Report 2010, P. 173, 2012/01
平成22年度にTIARA3台の静電加速器は順調に稼動し、計画されたイオン照射実験はユーザーの都合で中止及び東日本大震災(2011年3月11日)の影響による中止を除いてすべて実施した。10月以降に国際原子力人材育成イニシアチブ事業による土曜日運転を実施したため、年間運転時間は平年並みで、タンデム加速器,シングルエンド加速器,イオン注入装置についてそれぞれ2116, 2367, 1800時間であった。整備では、シングルエンド加速器タンク内の高電圧ターミナルの発電機の交換を行った。また、イオン注入装置では新規ビームラインの増設を決定し、これに必要なビーム振分け電磁石を設置した。新ビーム開発においては、タンデム加速器でInイオンについて500nA程度の生成が可能となった。
山田 圭介; 奈良 孝幸; 石堀 郁夫; 倉島 俊; 吉田 健一; 湯山 貴裕; 石坂 知久; 上松 敬; 宇野 定則; 千葉 敦也; et al.
Proceedings of 8th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (インターネット), 3 Pages, 2011/08
原子力機構のイオン照射研究施設TIARAが有するAVFサイクロトロン(K110),3MVタンデム加速器,3MVシングルエンド加速器,400kVイオン注入装置の2010年度の運転状況,保守・整備及び技術開発の概要を報告する。年間運転時間はサイクロトロン3343時間,タンデム加速器2115時間,シングルエンド加速器2367時間,イオン注入装置1800時間であった。サイクロトロンについてはイオン種・エネルギー変更回数234回,加速モードの変更回数55回であった。東北地方太平洋沖地震後の運転を点検及び東京電力の計画停電の影響のために中止した。地震により、サイクロトロンでは遮蔽扉のロックピンが破損した他、入射系のターボ分子ポンプが故障した。全加速器について点検後の調整運転でビーム加速・輸送に問題がないことを確認した。技術開発では、多重極磁場による大面積均一照射技術の開発を進めるために専用の照射チャンバーをサイクロトロンのビームラインに設置した。また、2009年に設置したサイクロトロンのアクセプタンス測定装置の性能試験を開始するとともに、主磁場の迅速切替え技術の開発をほぼ完了した。イオン注入装置ではクラスターイオン専用のビームラインを増設するために偏向電磁石の入れ替えを行った。新ビーム開発では、サイクロトロンで190MeV 
N
, 490MeV 
Xe
を、タンデム加速器でIn
、イオン注入装置でGd
及びC
をそれぞれ加速した。
大久保 努; 大木 繁夫; 小倉 理志*; 大久保 良幸*; 小竹 庄司*
Proceedings of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '11) (CD-ROM), p.479 - 486, 2011/05
大型の日本型Na冷却高速商用炉を対象とした概念設計検討と関連する技術開発が、高速炉サイクル実用化研究開発(FaCT)プロジェクトの一環として実施されている。JSFRでは、次世代のプラント概念として、経済性確保や信頼性と安全性の向上のため、多くの革新技術を採用している。本論文では、JSFR炉心の概念設計検討の最新の結果について述べる。炉心設計における最も重要な点は、150GWd/tの高燃焼度の達成であり、このための被覆管としてODS鋼を想定している。増殖比に関しては柔軟性を有する設計としており、1.0から1.2程度の範囲に関して互換性を有する燃料集合体設計とすることを基本思想としている。また、軽水炉から高速炉への移行期において予想される幅広い燃料組成を想定している。これまでの設計研究から、直径10mm程度の太径の燃料棒を使用する高内部転換型炉心概念に基づいたJSFR炉心概念によって、上述の特性を含む設計目標や要求を満足できることが明らかになった。
上松 敬; 宇野 定則; 千葉 敦也; 山田 圭介; 横山 彰人; 齋藤 勇一; 石井 保行; 佐藤 隆博; 大久保 猛; 横田 渉; et al.
JAEA-Review 2010-065, JAEA Takasaki Annual Report 2009, P. 181, 2011/01
平成21年度にTIARA3台の静電加速器は順調に稼動し、計画されたイオン照射実験はユーザーの都合で中止したものを除いてすべて実施した。年間運転時間は、タンデム加速器,シングルエンド加速器,イオン注入装置についてそれぞれ2100, 2416, 1866時間と例年並であった。整備では、シングルエンド加速器の高電圧ターミナルのイオン源用発信管とSBライン制御用シーケンサが故障し新品に交換した。また、イオン注入装置ではフリーマンイオン源のオーブンコントローラの更新を行った。新ビーム開発においては、タンデム加速器でMnイオンについて150nA程度の生成が可能となった。
千葉 敦也; 宇野 定則; 山田 圭介; 横山 彰人; 上松 敬; 横田 渉; 北野 敏彦*; 高山 輝充*; 金井 信二*; 織茂 貴雄*; et al.
第23回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.119 - 122, 2010/11
各加速器のこの10年の年間運転時間は、タンデム加速器が約2000時間,シングルエンド加速器が約2500時間,イオン注入装置が約1900時間の水準を保っており、平成22年3月末までの積算運転時間は、各32,422時間, 36,864時間, 28,875時間となっている。21年度の主な整備内容は、タンデム加速器では、コロナプローブニードルをスチール材質のものからタングステン製(NPS)に交換した。これにより、ターミナル電圧は高い安定度を長時間維持できるようになった。イオン注入装置では、フリーマン型イオン源のオーブンコントロールシステムが製造中止になり、修理が困難になったため更新した。21年度はマシンタイムに影響するようなトラブルはなく、予定していた実験をすべてこなすことができた。
吉田 健一; 奈良 孝幸; 石堀 郁夫; 倉島 俊; 湯山 貴裕; 石坂 知久; 上松 敬; 宇野 定則; 千葉 敦也; 山田 圭介; et al.
Proceedings of 7th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan (DVD-ROM), p.23 - 26, 2010/08
原子力機構のイオン照射研究施設TIARAが有する各加速器の2009年度の運転状況と近年の技術開発の概要を報告する。2009年度はいずれの加速器においても大きなトラブルはなく、サイクロトロン:3148時間,タンデム加速器:2100時間,シングルエンド加速器:2416時間,イオン注入装置:1866時間の運転を行った。技術開発については、サイクロトロンのビーム引き出し効率の向上等を図るため、加速周波数を上下にスキャンしたときの引き出し前のビーム電流の変化からビームの加速位相を算出し、その結果をもとに中心領域の磁場分布を調整することでビームの加速位相を制御する方法を開発した。またタンデム加速器では、負イオンの荷電変換効率を高めるために重要なパラメータであるガスセル内のガス圧力を加速管の出口後の真空度から算出する方法を確立した。イオン注入装置では、フラーレンビーム形状を正確に測定するためのマルチファラデーカップを開発した。
上松 敬; 宇野 定則; 千葉 敦也; 山田 圭介; 横山 彰人; 齋藤 勇一; 石井 保行; 佐藤 隆博; 大久保 猛; 横田 渉; et al.
JAEA-Review 2009-041, JAEA Takasaki Annual Report 2008, P. 175, 2009/12
平成20年度にTIARAの3台の静電加速器は順調に稼動し、計画されたイオン照射実験はユーザーの都合で中止したものを除いてすべて実施した。年間運転時間は、タンデム加速器,シングルエンド加速器,イオン注入装置についてそれぞれ2009, 2426, 1882時間と例年並であった。整備では、タンデム加速器の制御系の更新を行うとともに、ターミナルの機械的振動による加速電圧の不安定をペレットチェーンの駆動機構の調整により改善した。また、シングルエンド加速器のSF
ガスの高純度化及びストレージタンクの再塗装を行った。新ビーム開発においては、イオン注入装置でBi
イオンについて0.5
A程度の生成が可能となった。
齋藤 勇一; 横田 渉; 奈良 孝幸; 上松 敬; 奥村 進; 宇野 定則; 石堀 郁夫; 倉島 俊; 吉田 健一; 湯山 貴裕; et al.
Proceedings of the 8th International Workshop on Radiation Effects on Semiconductor Devices for Space Applications (RASEDA-8), p.95 - 98, 2008/12
The accelerators at TIARA of Japan Atomic Energy Agency are dedicated to researches in the field of biotechnology and material science. These researches require beams of various ion species covering a wide range of energy and a number of different methods of irradiation. In order to satisfy the requirements, outstanding technologies such as microbeam formation and wide-area high-uniformity irradiation have been developed as well as accelerator technologies. The paper describes the major accelerator/ beam formation/ irradiation technologies developed in recent years.
上松 敬; 宇野 定則; 千葉 敦也; 山田 圭介; 横山 彰人; 齋藤 勇一; 石井 保行; 佐藤 隆博; 大久保 猛; 水橋 清; et al.
JAEA-Review 2008-055, JAEA Takasaki Annual Report 2007, P. 191, 2008/11
平成19年度のTIARA施設3台の静電加速器は順調に稼動し、計画されたイオン照射実験はユーザーの都合で中止したものを除いてすべて実施した。年間運転時間は、タンデム加速器,シングルエンド加速器,イオン注入装置についてそれぞれ1949, 2437, 1900時間と例年並であった。整備では、タンデム加速器のSFガス回収装置からの微少のガス漏れの改善を行った。ガス回収装置に残留するガスが高圧であることが漏れの要因であるため、複数のパッキンを交換するとともに、残留高圧ガスをストレージタンクへ逃がす配管を増設し圧力を下げることで改善し、新ビーム開発では、イオン注入装置においてPbイオンを高温オーブン方式で生成し、1.5A程度の生成が可能となった。
横田 渉; 奈良 孝幸; 石堀 郁夫; 倉島 俊; 吉田 健一; 湯山 貴裕; 石坂 知久; 上松 敬; 宇野 定則; 千葉 敦也; et al.
Proceedings of 5th Annual Meeting of Particle Accelerator Society of Japan and 33rd Linear Accelerator Meeting in Japan (CD-ROM), p.22 - 24, 2008/08
高崎量子応用研究所のTIARAは4基の加速器を擁し、広範囲のイオン種・エネルギーのビームをさまざまな材料開発及びバイオ技術開発に供している。各加速器の運転状況,ビーム利用の研究分野の概要を報告するとともに、多様で高度な照射のために行われているマイクロビーム形成,クラスターイオン加速に関する加速器技術開発を中心に現状を報告する。
外池 幸太郎; 三好 慶典; 大久保 清志
Journal of Nuclear Science and Technology, 40(4), p.238 - 245, 2003/04
被引用回数：2 パーセンタイル：18.38(Nuclear Science & Technology)STACYにおいて、低濃縮(U濃縮度10%)の硝酸ウラニル水溶液を内蔵する同形の2ユニットを用いて、中性子相互干渉の反応度効果を測定した。一つのユニットの厚さは350mm,幅は690mmであり、二つのユニットの間隔が0mmから1450mmまで可変である。溶液の条件はウラン濃度約290gU/L,遊離硝酸濃度約0.8規定,温度2427
C,溶液密度約1.4g/cm
であった。反応度効果はユニット間隔に応じて495mmから763mmまで変化した臨界液位から評価した。また、立体角法、及び連続エネルギーモンテカルロコードMCNP-4Cと核データライブラリーJENDL3.2を用いた数値計算によっても反応度効果を評価した。本報告ではこれらの反応度評価結果を比較する。
皆藤 威二; 大塚 智史; 井上 賢紀; 浅山 泰; 大久保 努; 水野 朋保; 大久保 良幸*; 小竹 庄司*
no journal, ,
JSFRの炉心・燃料には、経済性向上の観点から、優れた耐照射特性と高温強度特性を有するODS鋼を燃料被覆管に採用することにより、取出平均燃焼度約150GWd/tの達成を可能とする炉心・燃料設計概念の構築を目指している。これらの革新技術についてJSFR炉心への採否判断のための評価を実施した結果を報告する。
佐々木 研治*; 内藤 克昭*; 大木 繁夫; 大久保 努; 小竹 庄司*
no journal, ,
実用高速炉の直接炉心冷却系(DRACS)は異常・事故時に炉心を冷却するために設けられた安全上重要なシステムである。DRACSの2次系配管は非管理区域に引回す計画であるため、DRACSの炉内熱交換器(DHX)内の2次系ナトリウムの放射化量を制限する必要がある。本研究ではモンテカルロ計算コードMCNPと核データ・ファイルJENDL-3.3を用いて、炉心から漏えいする中性子によるDHX内の2次系Na-24生成量,DRACSのNa-24放射能濃度,2次系配管周りの線量率を評価し、非管理区域に引回しても、遮へい設計の観点からは問題ないことを確認した。
