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堀井 雄太; 廣岡 瞬; 宇野 弘樹*; 小笠原 誠洋*; 田村 哲也*; 山田 忠久*; 古澤 尚也*; 村上 龍敏; 加藤 正人
Journal of Nuclear Materials, 588, p.154799_1 - 154799_20, 2024/01
MOX燃料の照射により生成する主要なFPであるNd
O
及びSmO、模擬FPとして添加したMOXの熱伝導率を評価した。MOX中の模擬FPの均質性の観点から熱伝導率を評価するため、ボールミル法及び溶融法で作製した2種類の粉末を用いて、Nd及びSmの均質性が異なる試料を作製した。模擬FPが均質に固溶した試料では含有量が増加するにしたがってMOXの熱伝導率が低下するが、不均質な模擬FPは影響を及ぼさないことが分かった。熱伝導率に対するNd及びSmの影響を古典的フォノン輸送モデル
=(A+BT)
を用いてNd/Sm依存性を定量的に評価した結果、A(mK/W)=1.70
10
+ 0.93C
+ 1.20C
, B(m/W)=2.3910
と表された。
mixed oxidesVauchy, R.; 松本 卓; 廣岡 瞬; 宇野 弘樹*; 田村 哲也*; 有馬 立身*; 稲垣 八穂広*; 出光 一哉*; 中村 博樹; 町田 昌彦; et al.
Journal of Nuclear Materials, 588, p.154786_1 - 154786_13, 2024/01
Diffusion couples made of dense polycrystalline (U,Pu,Am)O oxides were annealed in various thermodynamic conditions (temperature, oxygen partial pressure), and for different durations. The associated actinide redistribution was quantified using Electron Probe Micro-Analysis (EPMA). Average diffusion profiles were obtained from elemental U, Pu, and Am X-ray maps and the resulting interdiffusion coefficients were calculated, then analyzed at the light of our model of point defect chemistry.
成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 587, p.154736_1 - 154736_8, 2023/12
To evaluate the oxidation and embrittlement behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, we conducted isothermal oxidation and ring-compression tests on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens. Further, we discussed the loss of coolable geometry of the reactor core loaded with the FeCrAl-ODS cladding tubes under LOCA conditions, using data from the ring-compression tests in this study and the integral thermal shock tests from our previous study. The results reveal that oxidation kinetics of the FeCrAl-ODS cladding tube at 1523 K is four orders of magnitude lower than that of a conventional Zircaloy cladding tube, which highlights the exceptional oxidation resistance of the FeCrAl-ODS cladding tube. The breakaway oxidation of the FeCrAl-ODS cladding tube was observed at 1623 K for durations equal to or exceeding 6 h, and melting was observed at 1723 K. The ring-compression and the integral thermal shock tests indicate that, depending on the oxidation time, the ductile to brittle transition threshold - as determined by the ring-compression test - exists between 1623 K and 1723 K. Meanwhile, the fracture threshold - established through the integral thermal shock test - falls between 1573 K and 1673 K. Therefore, taking a conservative approach based on available data, the fracture and non-fracture results from the integral thermal shock tests can define the lower and upper boundaries of the threshold for the loss of coolable geometry of the reactor core during a LOCA.
/MOX fuel oxidation under severe light water reactor accident conditionsLiu, J.; 三輪 周平; 唐澤 英年; 逢坂 正彦
Nuclear Materials and Energy (Internet), 37, p.101532_1 - 101532_5, 2023/12
To investigate the Mo release behavior and its influence on the fuel oxidation, the oxidation and evaporation behaviors of Mo powders and their influencing mechanism on the oxygen partial pressure around powders were researched by using a thermogravimetric analysis technique. The results revealed that during Mo oxidation and evaporation, the oxygen partial pressure around powders can be dramatically decreased to ensure the mass balance of oxygen. Under guidance of this finding, the oxygen consumption rate by Mo release and the oxidation rate of nuclear fuel in accident conditions were estimated and compared. It is suggested that Mo release can retard the oxidation progress of fuel.
渡部 創; 高畠 容子; 小木 浩通*; 大杉 武史; 谷口 拓海; 佐藤 淳也; 新井 剛*; 梶並 昭彦*
Journal of Nuclear Materials, 585, p.154610_1 - 154610_6, 2023/11
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02Treatment of spent scintillation cocktail generated by analysis of radioactivity is one of important tasks for management of nuclear laboratories. This study proposed a procedure consists of adsorption of radioactivity and solidification of residual liquid wastes, and fundamental performance of each step was experimentally tested. Batch-wise adsorption showed excellent adsorption performance of Ni onto silica-based adsorbent, and chelate reaction was suggested as the adsorption mechanism by EXAFS analysis. Alkaline activate material successfully solidified the liquid waste, and TG/DTA and XRD analyses revealed that the organic compounds exist inside the matrix. Only 1% of the loaded organic compounds were leaked from the matrix by a leaching test, and most of the organic compounds should be stably kept inside the matrix.
Wang, Y. W.*; Wang, H. H.*; Su, Y. H.; 徐 平光; 篠原 武尚
Materials Science & Engineering A, 887, p.145768_1 - 145768_13, 2023/11
A unique impact fracture behavior is found in a high-Mn austenitic steel (24Mn-4Cr-0.4C-0.3Cu) in this work. The steel exhibits concurrent twinning-induced plasticity (TWIP) effect and the transformation-induced plasticity (TRIP) effect. By analyzing the load-deflection curves recorded during Charpy impact testing, the resistance to crack initiation and propagation is quantified from the absorbed energy. The high-Mn steel demonstrates good resistance to crack initiation at 273 K and 77 K. However, as the temperature decreases from 273 K to 77 K, there is an accelerated transition from stable crack growth to unstable crack growth during impact, resulting in the deterioration of resistance to crack propagation. The plastic deformation of the impact-tested samples, especially in the region close to the crack-path profile was quantitatively analyzed using neutron Bragg-edge transmission (BET) imaging. The deformation zones, divided by using the width of the 200 Bragg edge, exhibit good agreement with the impact absorbed energy characteristics obtained from dynamic load-deflection curves. Moreover, the unstable growth transition point was roughly determined on the impact-tested sample. Then, the electron backscatter diffraction (EBSD) technique is employed to examine the deformation microstructure along the crack-path in the impact-tested samples. The results revealed the dual roles of TRIP effect in impact toughness of the high-Mn steel. On one hand, the TRIP effect plays a positive role in improving resistance to crack initiation and propagation. On the other hand, the excessive accumulation of brittle 
/
'-martensite caused by the enhanced TRIP effect at 77 K leads to quasi-cleavage fracture, thereby playing a negative role. Finally, we discussed the prominent toughening mechanisms associated with the TWIP and TRIP effects, which greatly impact the impact fracture behavior.
山口 正剛; 海老原 健一; 都留 智仁; 板倉 充洋
Materials Transactions, 64(11), p.2553 - 2559, 2023/11
アルミニウム合金中のMgZn
析出物とMgSi晶出物の非整合界面における水素トラップエネルギーを第一原理計算から計算することを試みた。非整合界面を含む単位胞は周期境界条件を満たさず、結晶ブロックが不連続になるため、不連続領域(真空領域)から離れた領域で水素トラップエネルギーを計算した。その結果、この原子論的配置を仮定した非整合界面では、水素原子のトラップエネルギーがかなり大きいことがわかった。また、アルミニウム母相中のMgSiの非整合界面における水素トラップによる凝集エネルギーの減少についても予備的計算を行った。
Vauchy, R.; 廣岡 瞬; 渡部 雅; 横山 佳祐; 村上 龍敏
Journal of Nuclear Materials, 584, p.154576_1 - 154576_11, 2023/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.02(Materials Science, Multidisciplinary)The room temperature lattice parameters of stoichiometric U1-yAmyO uranium-americium mixed oxides were re-evaluated at the light of our hybrid crystallographic model. The complex charge compensation mechanisms that take place in this solid solution were also considered to shed light on the available experimental unit-cell values.
鵜飼 重治; 坂本 寛*; 大塚 智史; 山下 真一郎; 木村 晃彦*
Journal of Nuclear Materials, 583, p.154508_1 - 154508_24, 2023/09
被引用回数：0 パーセンタイル：97.55(Materials Science, Multidisciplinary)Following the severe accident at the Fukushima Daiichi nuclear power plant in 2011, FeCrAl-ODS claddings have been developed in Japan. This paper presents an overview of the alloy design and the process used to manufacture the recrystallized cladding, together with an analysis of the applicability of these alloys as BWR fuel cladding and a summary of the simulated severe accident performance. It was verified that core excess reactivities affected by the increased neutron absorption by Fe, Cr, Al can be compensated by reducing the thickness to half that of Zircaloy cladding, while maintaining mechanical integrity. A simulated design basis LOCA event with assessment of post-LOCA ductility confirmed that FeCrAl-ODS cladding provided a greater safety margin. The SA code analysis indicated that melting of the Zircaloy core could be slightly accelerated due to release of the huge amount of exothermic reaction heat, whilst the water injection always acts toward cooling the FeCrAl-ODS core.
涌井 隆; 高岸 洋一*; 二川 正敏
Materials, 16(17), p.5830_1 - 5830_16, 2023/09
水銀ターゲット容器は、陽子ビームの入射に伴い、キャビテーション損傷を受けるため、キャビテーションバブルの位置や衝撃圧力分布の不確実さを考慮して、モンテカルロ・シミュレーションを用いたキャビテーション損傷を予測する手法を提案した。本手法では、個々のキャビテーション気泡の崩壊に起因する衝撃圧力の分布はガウス分布とし、衝撃圧力の最大値の確率密度分布は3種類の分布: デルタ関数、ガウス分布、ワイブル分布と仮定した。衝撃圧力の分布を記述する方程式の2つのパラメータについて、実験から得られたキャビテーション損傷の分布とシミュレーションから得られた累積塑性ひずみの分布を比較し、ベイズ最適化を使用して推定することができた。また、ワイブル分布を用いて得られた結果が、他の結果に比べて、実際のキャビテーションエロージョン現象を再現することが分かった。
Wang, Q.*; Ma, N.*; Huang, W.*; Shi, J.*; Luo, X.-T.*; 冨高 宙*; 諸岡 聡; 渡邊 誠*
Materials Research Letters (Internet), 11(9), p.742 - 748, 2023/09
Cold spray (CS) has emerged as a representative of solid-state additive manufacturing (AM) via supersonic impact. It enables a high deposition rate of solid-state microparticles. Delamination, however, tends to occur when depositing too thick; this remains to be conquered. Here, a CS-like process, warm spray (WS), was presented. Interestingly, it was found that the appropriate increase in particle temperature can effectively reduce the residual stress amplitude, relieving the concentrated tensile stress and safeguarding the additively manufactured components from interfacial delamination even when depositing too thick. The key role of temperature on delamination was identified in solid-state AM via supersonic impact.
-type layered manganese dioxide岡本 範彦*; 吉迫 大輝*; 市坪 哲
Energy Storage Materials, 61, p.102912_1 - 102912_9, 2023/08
Layered manganese dioxide (birnessite) that contains K cations and water molecules at interlayers exhibits reversible heat storage properties via a water-intercalation mechanism (0.5 mol HO per K
MnO). However, a certain amount of an irreversible capacity of water intercalation is observed after the initial thermal cycle, which limits the reversibly available energy density of the material for the subsequent cycles. In this study, crystal structures of the K-containing birnessite, KMnO, was analyzed before and after heat treatment, by electron diffraction and atomic-resolution scanning transmission electron microscopy, to elucidate the origin of the initial irreversible capacity (0.83 mol per KMnO).
成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 582, p.154467_1 - 154467_12, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：98.57(Materials Science, Multidisciplinary)To evaluate the behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions of light-water reactors (LWRs), the following two laboratory-scale LOCA-simulated tests were performed: the burst and integral thermal shock tests. Four burst and three integral thermal shock tests were performed on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens, simulating ballooning and rupture, oxidation, and quenching, which were postulated during a LOCA. The burst temperature of the FeCrAl-ODS cladding tube was 200-300 K higher than that of the Zircaloy cladding tube, and the FeCrAl-ODS cladding tube's maximum circumferential strain was smaller than or equal to the Zircaloy-4 cladding tube. These results indicate that the FeCrAl-ODS cladding tube has higher strength at high temperatures than the conventional Zircaloy cladding tube. The FeCrAl-ODS cladding tube did not fracture after being subjected to an axial restraint load of 
5000 N, which is more than 10 times higher than the axial restraint load estimated for existing LWRs, during quenching, following isothermal oxidation at 1473 K for 1 h. The FeCrAl-ODS cladding tube was hardly oxidized during this isothermal oxidation condition. However, it melted after a short oxidation at 1673 K and fractured after abnormal oxidation at 1573 K for 1 h. Based on these results, the FeCrAl-ODS cladding tube should not fracture in the time range expected during LOCAs below 1473 K, where no melting or abnormal oxidation occurs.
青木 聡; Engelberg, D. L.*
Materials, 16(15), p.5300_1 - 5300_13, 2023/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0本研究の目的は、2205型二相ステンレス鋼におけるすき間腐食の発生および進展挙動を、時間経過その場観察によって調査し視覚化することである。観察された全てのすき間腐食は、すき間の隙間が非常に狭いワッシャー端の近くで発生した。その後、すき間腐食はすき間形成ディスクの下ですき間口に向かってより広いすき間のある領域へと拡大した。このとき、アノード電流が上昇し、すきま内で水素ガスが発生することが確認された。すき間腐食がすき間口に達すると、腐食は円周方向だけでなく深さ方向にも進行した。
Lobzenko, I.; 都留 智仁; 椎原 良典*; 岩下 拓哉*
Materials Research Express (Internet), 10(8), p.085201_1 - 085201_12, 2023/08
金属ガラス(MG)は、高い機械的強度、硬度、優れた耐食性などの独自の特性を備えており、結晶系の金属に対する異なる特性を有している。MGは、結晶格子を持つ合金とは異なり特徴的な欠陥構造は存在しないが、弾性に近い状態であっても、機械的変形に対して非常に不均一な応答を示す。このような不均一な挙動は、MGの機械的特性の予測を困難にしている。本研究では、CuZr系MGの第一原理計算を用いた原子応力解析により、せん断ひずみに対する変形挙動を検討した。その結果、変位ベクトル、電荷移動、化学結合の変化などのパラメータと、原子フォンミーゼス応力の相関関係を評価することで、変形に対する局所的な力学応答を明らかにした。
-base GdO
precipitations in a Mg-Zn-Gd alloy伊東 祐斗*; 江草 大佑*; 山口 正剛; 阿部 英司*
Materials Transactions, 64(8), p.2022 - 2025, 2023/08
走査型透過電子顕微鏡によるその場観察で、Mg
Zn
Gd (at.%)合金を623Kで加熱すると、面心立方()系のGdナノ粒子がダイナミックに析出することを発見した。5.32
という観察された格子定数は、密度汎関数理論(DFT)計算による純粋な-Gdの5.06よりも大きいため、酸素原子が四面体の格子間サイトに部分的に挿入されているためである可能性が高いことがわかった。体系的なDFT計算により、四面体あるいは八面体の格子間サイトを占有することで、広い不定比性範囲を持つ-Gd系酸化物相が出現する可能性があり、GdOとして表現できることが分かった。
Pu
Am
O uranium-plutonium-americium mixed oxides at 1573, 1773, and 1873 KVauchy, R.; 砂押 剛雄*; 廣岡 瞬; 中道 晋哉; 村上 龍敏; 加藤 正人
Journal of Nuclear Materials, 580, p.154416_1 - 154416_11, 2023/07
被引用回数：1 パーセンタイル：82.84(Materials Science, Multidisciplinary)Oxygen potentials of UPuAmO incorporating 10 and 20 mol% of neodymium (Nd/Metal) were investigated by thermogravimetry at 1573, 1773, and 1873 K. The presence of neodymium induced an increase in the oxygen potential of the U-Pu mixed oxide. The correlation between oxygen partial pressure pO and deviation from stoichiometry x was analyzed, and a model of defect chemistry was proposed. Finally, the crystal structure of these mixed oxides was discussed at the light of the mechanisms of possible Nd(III)/U(V) charge compensation, and deviation from stoichiometry.
森 英喜*; 都留 智仁; 奥村 雅彦; 松中 大介*; 椎原 良典*; 板倉 充洋
Physical Review Materials (Internet), 7(6), p.063605_1 - 063605_8, 2023/06
析出物などの障害物を導入して転位の動きを制御することは、金属の機械的強度を設計するための有力な方法である。転位コアのサイズは1nm以下とナノスケールであるため、転位と障害物の相互作用を調べるには、原子レベルのモデリングが必要である。しかし、従来の経験的ポテンシャルでは十分な精度が得られなかったため、転位と障害物の相互作用の原子レベルでの詳細が解明されていない。そこで、本研究では、人工ニューラルネットワーク(ANN)の枠組みを用い、第一原理計算の高精度を生かした原子ポテンシャルを構築した。構築したANNポテンシャルを用いて、BCC鉄における
刃状転位と障害物の動的相互作用を調査した。転位が空隙を横切ると、Bow-out転位では超平滑で対称的な半ループが観察された。らせん転位を除き、ANNを用いて予測されたすべての転位のパイエルス応力は100MPa以下であった。さらに重要なことは、剛体球と転位の相互作用において、オロワンループが形成されることを確認したことである。さらに、オロワンループが剛体球と転位の相互作用の中で、2つの小さなループに分解する現象を発見した。
須山 賢也; 植木 太郎; 郡司 智; 渡邉 友章; 荒木 祥平; 福田 航大
Proceedings of 20th International Symposium on the Packaging and Transportation of Radioactive Materials (PATRAM22) (Internet), 5 Pages, 2023/06
1990年代以降計算機能力が向上して連続エネルギーモンテカルロコードが広く使用されるようになってから、どのような複雑な体系であっても必要なときに高精度な臨界計算が可能となり、臨界安全評価におけるハンドブック類の存在意義は大きく変化した。大量の計算をあらかじめ行ってデータを整理しておくことの価値は低下したため、1999年に第2版が公刊されて以降、過去四半世紀近く我が国では臨界安全ハンドブックの改訂は行われて来なかった。2011年に福島第一原子力発電所事故が発生した我が国では、複雑な構成元素を含む燃料デブリの輸送や貯蔵における臨界安全問題を取り扱う必要に迫られており、そのような複雑な物質の臨界安全管理のためのデータの整理が喫緊の課題となっている。また、燃焼度クレジットの分野では、事故の影響のために到達燃焼度の低い燃料集合体の輸送や貯蔵も課題となる。そして、連続エネルギーモンテカルロコードの入力となる核データは1990年代から数回改訂されてJENDL-5が2021年末から利用できるようになるなど、その取り入れも現場のニーズとして上がってきている。本報告では我が国における最新の臨界安全研究の概要と、輸送や貯蔵分野に適用することも可能な我が国における臨界安全ハンドブックの改訂計画について報告する。
Meer, H.*; Wust, S.*; Schmitt, C.*; Herrgen, P.*; Fuhrmann, F.*; Hirtle, S.*; Bednarz, B.*; Rajan, A.*; Ramos, R.*; Ni
o, M. A.*; et al.
Advanced Functional Materials, 33(21), p.2213536_1 - 2213536_6, 2023/05
The antiferromagnetic order in heterostructures of NiO/Pt thin films can be modified by optical pulses. After the irradiation with laser light, the optically induced creation of antiferromagnetic domains can be observed by imaging the created domain structure utilizing the X-ray magnetic linear dichroism effect. The effect of different laser polarizations on the domain formation can be studied and used to identify a polarization-independent creation of 180
domain walls and domains with 180 different N
el vector orientation. By varying the irradiation parameters, the switching mechanism can be determined to be thermally induced. This study demonstrates experimentally the possibility to optically create antiferromagnetic domains, an important step towards future functionalization of all optical switching mechanisms in antiferromagnets.
