廃棄物安全試験施設(WASTEF)におけるガンマ線照射利用

佐野 成人; 山下 直輝; 渡邊 勝哉; 塚田 学*; 星野 一豊*; 平井 功希; 池上 雄太*; 田代 信介; 吉田 涼一朗; 畠山 祐一; et al.

JAEA-Technology 2023-029, 36 Pages, 2024/03

JAEA-Technology-2023-029.pdf:2.47MB

廃棄物安全試験施設(WASTEF)においては、令和元年度に原子力科学研究所内の第4研究棟よりガンマ線照射装置「ガンマセル220」を移設し、ガンマ線照射利用が開始された。当初は本装置の所有者である安全研究センター燃料サイクル安全研究ディビジョン サイクル安全研究グループがメインユーザーとして試験を実施していたが、令和4年度以降、日本原子力研究開発機構外部も含む他のユーザーの利用も開始された。ガンマ線照射装置「ガンマセル220」は、カナダNordion International Inc.製であり、平成元年度に購入してから、内蔵されるCo線源の線源更新を1回実施し、核燃料サイクル等に係る安全研究の目的で、今日まで利用されている。本報告書は、ガンマ線照射装置「ガンマセル220」設備概要、WASTEFにおける許認可、利用状況、保守点検及び今後の展望についてまとめたものである。

Atomic position and the chemical state of an active Sn dopant for Sn-doped -GaO(001)

Tsai, Y. H.*; 小畠 雅明; 福田 竜生; 谷田 肇; 小林 徹; 山下 良之*

Applied Physics Letters, 124(11), p.112105_1 - 112105_5, 2024/03

https://doi.org/10.1063/5.0198160

Recently, gallium oxide (GaO) has attracted much attention as an ultra-wide bandgap semiconductor with a bandgap of about 5 eV. In order to control device properties, it is important to clarify the chemical state of dopants and doping sites. X-ray absorption near edge structure (XANES) and hard X-ray photoemission spectroscopy were used to investigate the dopant sites and chemical states of Sn in Sn-doped -GaO(001) samples. The results show that the chemical state of the Sn dopant is the Sn oxidation state and that the bond lengths around the Sn dopant atoms are longer due to the relaxation effect after Sn dopant insertion. Comparison of experimental and simulated XANES spectra indicates that the octahedral Ga substitution site in -GaO(001) is the active site of the Sn dopant.

Fe-5Mn-0.1C中Mn鋼におけるリューダース変形中の微視組織および塑性の発達

小山 元道*; 山下 享介*; 諸岡 聡; 澤口 孝宏*; Yang, Z.*; 北條 智彦*; 川崎 卓郎; Harjo, S.

鉄と鋼, 110(3), p.197 - 204, 2024/02

https://doi.org/10.2355/tetsutohagane.TETSU-2023-038

The local plasticity and associated microstructure evolution in Fe-5Mn-0.1C medium-Mn steel (wt.%) were investigated in this study. Specifically, the micro-deformation mechanism during Lders banding was characterized based on multi-scale electron backscatter diffraction measurements and electron channeling contrast imaging. Similar to other medium-Mn steels, the Fe-5Mn-0.1C steel showed discontinuous macroscopic deformation, preferential plastic deformation in austenite, and deformation-induced martensitic transformation during Lders deformation. Hexagonal close-packed martensite was also observed as an intermediate phase. Furthermore, an in-situ neutron diffraction experiment revealed that the pre-existing body- centered cubic phase, which was mainly ferrite, was a minor deformation path, although ferrite was the major constituent phase.

Martensitic transformation behavior of Fe-Ni-C alloys monitored by neutron diffraction during cryogenic cooling

山下 享介*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; 諸岡 聡; Gong, W.; 藤井 英俊*; 友田 陽*

ISIJ International, 64(2), p.192 - 201, 2024/01

https://doi.org/10.2355/isijinternational.ISIJINT-2023-208

neutron diffraction measurements were performed on Fe-33Ni-0.004C alloy (33Ni alloy) and Fe-27Ni-0.5C alloy (27Ni-0.5C alloy) during cooling from room temperature to the cryogenic temperature (4 K) to evaluate changes in the lattice constants of austenite and martensite, and changes in the tetragonality of martensite due to thermally induced martensitic transformation. As the martensitic transformation progressed, the lattice constants of austenite in both alloys deviated to smaller values than those predicted considering the thermal shrinkage, accompanied by an increase in the full width at half maximum of austenite. The fresh martensite formed in both alloys had a body-centered tetragonal (BCT) structure, regardless of the carbon content. The tetragonality of martensite decreased with progressive martensitic transformation during cooling in the 33Ni alloy, but was almost constant in the 27Ni-0.5C alloy. This suggests that carbon is necessary to maintain the tetragonality of martensite during cooling. The tetragonality of martensite in the 27Ni-0.5C alloy decreased during room temperature aging because of carbon mobility.

The Hydrogen-bond network in sodium chloride tridecahydrate; Analogy with ice VI

山下 恵史朗*; 中山 和也*; 小松 一生*; 大原 高志; 宗像 孝司*; 服部 高典; 佐野 亜沙美; 鍵 裕之*

Acta Crystallographica Section B; Structural Science, Crystal Engineering and Materials (Internet), 79(5), p.414 - 426, 2023/10

https://doi.org/10.1107/S2052520623007199

最近発見された塩化ナトリウムの超水和物(NaCl 13H(D)O)の構造を1.7GPa, 298Kでのその場単結晶中性子回折によって決定した。この物質は大きな水素結合ネットワークを持ち、いくつかの水分子は分岐水素結合や5配位水分子のような歪んだ結合の特徴を持つ。水素結合ネットワークは、ネットワークトポロジーと水素結合の無秩序性という点で、氷VIと類似している。擬似対称性によって接続されたネットワークの構成要素を区別しなければ、このハイドレートの全体的なネットワーク構造は、氷VIのネットワーク構造に対応する小さな構造単位に分解することで表現できる。この水素結合ネットワークは、既知の塩水和物とは対照的に、水分子の配向の乱れを含んでいる。ここでは、イオン種を含む水素結合ネットワークに関するさらなる洞察のための例を示す。

Numerical simulation method using a Cartesian grid for oxidation of core materials under steam-starved conditions

山下 晋; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 倉田 正輝; 吉田 啓之

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(9), p.1029 - 1045, 2023/09

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2162996

We newly developed a detailed simulation method for the oxide layer growth/recession under steam-starved conditions using computational fluid dynamics (CFD) methodologies to elaborate the understanding of failure conditions of fuel assemblies during severe accidents. The new method uses the concept of the distance function in a Cartesian grid and is implemented in the original multiphase/multicomponent CFD code named JUPITER (JAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research). A distance calculation of the normal direction from the interface is generally difficult in a Cartesian grid. However, the distance function can give a distance normal to the surface of materials by referring to the value of the function. Thus, the growth/recession calculations, which require the distance normal to the interface, become very easy. We checked the availability of JUPITER, considering these models against the verification and validation problems. As a result, we confirmed that JUPITER gives good results, which may contribute to understanding the progress of core degradation under steam-starved conditions.

Development of a numerical simulation method for air cooling of fuel debris by JUPITER

山下 晋; 上澤 伸一郎; 小野 綾子; 吉田 啓之

Mechanical Engineering Journal (Internet), 10(4), p.22-00485_1 - 22-00485_25, 2023/08

https://doi.org/10.1299/mej.22-00485

乾式での燃料デブリ取り出しにおいて、実機での燃料デブリの詳細な空冷評価が重要である。多孔質体として仮定されるPCV内部の燃料デブリ周囲の熱伝達を機構論的に理解するために、多相多成分CFDコードであるJUPITERに多孔質体モデルを新たに導入した。多孔質体モデルに関して、JUPITERと親和性の高いDarcy-Brinkmanモデルを採用した。このモデルはJUPITERに採用されている多相流解析手法の一つである1流体モデルと同様に、流体相と多孔質体相を一つの方程式で同時に解くことができる。また、非線形性が卓越する高速度の自然対流場については、非線形効果として速度の2乗の項を支配方程式に加えることで対応した。導入したモデルの妥当性を確認するために、例えば、矩形多孔質体領域内の自然体流解析や多孔質体を含む自然体流熱伝達試験といった単純な妥当性確認解析と実験解析を行った。検証解析の結果、先行研究の結果と実験解析の結果と良い一致を示した。また、改良されたJUPITERの応用として、1F2号機の条件を考慮したPCV内部の燃料デブリの空冷予備解析を行った。その結果、燃料デブリ周囲の温度場や速度場は、非物理的挙動を示すことなく安定に計算できることが分かった。故に、JUPITERは詳細且つ精度良く燃料デブリの熱流動挙動を予測できる可能性を有していることが分かった。

Development of numerical simulation method of natural convection around heated porous medium by using JUPITER

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

福島第一原子力発電所の廃炉における汚染水対策として、注水低減,間欠注水,空冷が検討されている。しかし、格納容器内には燃料デブリの不確実性があるため、燃料デブリの分布状態や燃料デブリ取り出し作業の進捗状況に応じて、最適な冷却方法を事前に検討する必要がある。そのため我々は、燃料デブリの位置,発熱,気孔率の影響を含む空冷中の熱挙動を推定する方法の開発を進めている。多孔体と考えられる燃料デブリの内部構造をモデル化した上で大規模な熱流動解析を行うことは困難であることから、JUPITERに多孔体モデルを追加することにより多孔体の熱流動の解析を可能にした。本研究では、多孔体モデルを導入したJUPITERの妥当性検証結果について報告するとともに、多孔体の伝熱モデルについて直列,平行,幾何平均モデルのどのモデルが最も有効かについて議論する。多孔体周辺の自然対流の検証データについては、多孔体を含む系における自然対流の伝熱流動実験を独自に行った。実験と各モデルでの数値解析と比較を行ったところ、幾何平均モデルを用いた数値結果が実験結果に最も近い結果を得られた。しかしながら、定量的には温度と速度ともに実験結果よりも過大評価しており、特に、多孔体と空気との境界付近の温度は、より過大評価していることを確認した。

東海再処理施設周辺の環境放射線モニタリング結果; 2021年度

中田 陽; 金井 克太; 瀬谷 夏美; 西村 周作; 二川 和郎; 根本 正史; 飛田 慶司; 山田 椋平*; 内山 怜; 山下 大智; et al.

JAEA-Review 2022-078, 164 Pages, 2023/03

JAEA-Review-2022-078.pdf:2.64MB

核燃料サイクル工学研究所では、「日本原子力研究開発機構核燃料サイクル工学研究所再処理施設保安規定、第IV編環境監視」に基づき、再処理施設周辺の環境放射線モニタリングを実施している。本報告書は、2021年4月から2022年3月までの間に実施した環境放射線モニタリングの結果、及び大気、海洋への放射性物質の放出に起因する周辺公衆の線量算出結果について、取りまとめたものである。なお、上記の環境放射線モニタリングの結果において、2011年3月に発生した東京電力株式会社(2016年4月1日付けで東京電力ホールディングス株式会社に変更)福島第一原子力発電所事故で放出された放射性物質の影響が多くの項目でみられた。また、環境監視計画の概要、測定方法の概要、測定結果及びその経時変化、気象統計結果、放射性廃棄物の放出状況、平常の変動幅の上限値を超過した値の評価について付録として収録した。

Neutron stress measurement of W/Ti composite in cryogenic temperatures using time-of-flight method

西田 真之*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; 山下 享介*; Gong, W.

Quantum Beam Science (Internet), 7(1), p.8_1 - 8_15, 2023/03

https://doi.org/10.3390/qubs7010008

In this study, the thermal stress alterations generated in a tungsten fiber reinforced titanium composite (W/Ti composite) were evaluated by the neutron stress measurement method at cryogenic temperatures. The W/Ti composite thermal loads were repeated from room temperature to the cryogenic temperature (10 K), and alterations in thermal residual stress were evaluated using the neutron in situ stress measurement method. In this measurement, the stress alterations in the titanium matrix and the tungsten fibers were measured. This measurement was carried out by TAKUMI (MLF-BL19) of J-PARC, a neutron research facility in the Japan Atomic Agency. The measurement method of TAKUMI is the time-of-flight (TOF) method. Owing to this measurement method, the measurement time was significantly shortened compared to the angle-dispersion type measurement by a diffractometer. As a result of the measurement, large compressive stresses of about 1 GPa were generated in the tungsten fibers, and tensile stresses of about 100 MPa existed in the titanium matrix. The thermal stresses due to the temperature change between room temperature and cryogenic temperature is caused by the difference of thermal expansions between the tungsten fibers and the titanium matrix, and these stress values can be approximated by a simple elastic theory equation.