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Gu, G. H.*; Jeong, S. G.*; Heo, Y.-U.*; Harjo, S.; Gong, W.; Cho, J.*; Kim, H. S.*; 他4名*
Journal of Materials Science & Technology, 223, p.308 - 324, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)Face-centered cubic (FCC) equi-atomic multi-principal element alloys (MPEAs) exhibit excellent mechanical properties from cryogenic to room temperatures. At room temperature, deformation is dominated by dislocation slip, while at cryogenic temperatures (CTs), reduced stacking fault energy enhances strain hardening with twinning. This study uses in-situ neutron diffraction to analyze the temperature-dependent deformation behavior of Al
(CoNiV)
, a dual-phase (FCC/BCC) medium-entropy alloy (MEA). At liquid nitrogen temperature (LNT), deformation twinning in the FCC matrix leads to additional strain hardening through the dynamic Hall-Petch effect, giving the appearance of improved strengthening at LNT. In contrast, BCC precipitates show dislocation slip at both 77 K and 298 K, with temperature-dependent lattice friction stress playing a significant role in strengthening. The study enhances understanding of deformation behaviors and provides insights for future alloy design.
長谷川 邦夫; 山口 義仁; Udyawar, A.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 147(3), p.034501_1 - 034501_7, 2025/06
Fatigue crack growth thresholds and reference fatigue crack growth rate da/dN curves for ferritic steels in air environment are provided in Appendix Y of the ASME Code Section XI. Therein, the thresholds and da/dN are expressed as a function of stress ratio R; however, the R is not explicit, when R is negative. The thresholds are given as constant values for negative R. In addition, the ASME provides two equations for da/dN under negative R; however, the boundary between the two equations is not technically known. Thus, the dependency of negative R on da/dN is not well understood. Herein, revised threshold values for negative R are provided based on experimental data, and a new boundary between the two equations for da/dN is defined using crack opening behavior and the R dependency of da/dN based on a literature survey.
上澤 伸一郎; 小野 綾子; 永武 拓; 山下 晋; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(5), p.432 - 456, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ワイヤメッシュセンサ(WMS)の精度を明らかにするため、単一の球形気泡と気泡流に対してWMSの静電場シミュレーションを実施した。単一気泡の静電場シミュレーションでは、様々な気泡位置における電流密度分布と、送信ワイヤから受信ワイヤまでの電流経路を示した。その結果、WMS周囲の不均一な電流密度分布に基づく系統的誤差があることを明らかにした。また、数値流体解析コードJAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research (JUPITER)で得られた気泡流結果に対して静電場シミュレーションを実施したところ、線形近似やMaxwellの式などの、WMS信号からボイド率への既存の変換方法では0と1の間の瞬間ボイド率の中間値を定量的に推定できなかった。また、WMS信号に対してボイド率
0.2という大きなばらつきがあり、瞬間ボイド率を定量的に計測することが困難であることがわかった。一方で、時間平均ボイド率においては、流路の中心付近のボイド率は線形近似を使用して推定でき、流路壁面近くのボイド率はMaxwellの式を使用して推定できることがわかった。
佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 一場 雄太*
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(4), p.389 - 400, 2025/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Understanding the distribution of radioactive substances and dose-equivalent rates during the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) is crucial for developing detailed decontamination plans and minimizing worker exposure to radiation. This study used an integrated Radiation Imaging System comprising a Compton camera, survey meter, and simultaneous localization and mapping device to visualize the dose-equivalent rate and radioactive contamination distribution around the startup transformer of Unit 3 at the FDNPS. While previous measurements using this system have helped visualize radioactive hotspots where radioactive contamination has accumulated in pipes or specific equipment, this demonstration test helped visualize the radioactive contamination widely distributed on the ground or concrete surfaces inside the nuclear power station. Furthermore, the reconstructed image intensity of radioactive contamination was compared with the dose rate at the target surface, showing for the first time the possibility of creating a calibration curve between the two.
for negative stress ratios R based on trend in experimental data for fatigue crack growth rates of austenitic stainless steels for ASME code Section XI Negyesi, M.*; 山口 義仁; 長谷川 邦夫; Lacroix, V.*; Morley, A.*
Journal of Pressure Vessel Technology, 147(2), p.021201_1 - 021201_7, 2025/04
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Mechanical)Fatigue crack growth rates for stainless steels in air environment are provided by the ASME Code Section XI. When the stress ratio R is positive from 0 to 1, the scaling parameter SR increases with the increasing ratio R, and the crack growth rates increase with the increasing stress ratio R. When R is less than 0, the parameter SR=1. Hence, fatigue crack growth rates under negative R ratios are independent of stress ratios R according to the ASME Code Section XI. However, from the literature survey, experimental data reveal that the fatigue crack growth rates decreases with decreasing R ratios below zero. The objective of this paper is to assess fatigue crack growth rates under such negative stress ratios for stainless steels in air environment. An equation determined from trends in experimental data surveyed in this study is proposed for negative stress R ratios to calculate the parameter SR for the ASME Code Section XI.
冠城 雅晃; 宮本 勇太; 森 教匡; 岩井 紘基; 手塚 将志; 黒澤 俊介*; 田川 明広; 高崎 浩司
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.308 - 316, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Nuclear decommissioning has recently accelerated, particularly following the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, Tokyo Electric Power Holdings. 
-ray/X-ray (radiation photon) spectroscopy provides information on the types of radionuclides with radiation photon emissions. Radiation photon spectroscopy in a control rod guide tube positioned at the center of Fugen was conducted. Fugen is a prototype advanced thermal reactor with 165 MWe electric power generation that is being decommissioned. The dose rates measured in a control rod guide tube positioned at the center of the reactor were 4.1 - 9.1 Gy/h. The dose rate considerably increased at a position close to a tank that contained 
Co caused by the radioactivation of stainless steel. Radiation photon spectroscopy was performed without radiation shielding, identifying Co with an energy resolution better than 5.4% at 1333 keV and 
Nb with an energy resolution better than 5.9% at 871 keV.
Fe(n,)
Fe中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.300 - 307, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)As nuclear facilities are dismantled in decommissioning, large amount of various waste is generated. Even more inconveniently, waste is radioactive due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate the radioactivity produced. In this work, Fe nuclide was selected among objective nuclides for decommissioning, and its thermal-neutron capture cross-section was measured by a neutron activation method at the graphite thermal column of Kyoto University Research Reactor in 5-MW operation. The thermal-neutron capture cross-section was derived using 
s convention. The present work obtained 1.360.03 barns for the Fe(n,)Fe reaction. The present result supports the JENDL-5 evaluation within 2
. If updated with currently recommended nuclear data, some of the reported past data would support the present result.
瀬川 麻里子; 藤 暢輔; 前田 亮; 甲斐 哲也
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.268 - 277, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Degerming temperatures with small uncertainties is important for neutron thermometry, required for both fundamental science and industrial applications. Conventionally, neutrons transmitted through a sample in shielded materials are detected. The sample temperature is then derived by analyzing the energy dependence of the transmission neutrons at resonances influenced by the Doppler-broadening effect. However, reducing the temperature-determination uncertainty is extremely hard with the conventional method, because it is determined only by the small changes at the resonances, i.e. temperature-sensitive components, compared to the primary neutrons. Therefore, we propose a new thermometry method named neutron self-indication thermometry (NSIT), which combines the Doppler-broadening effect with a self-indication technique that irradiates the sample and an indicator containing the same nuclide as the sample. The NSIT can enhance temperature sensitivity by measuring prompt gamma-rays to indirectly obtain the temperature-sensitive components at resonances by employing the same resonance twice. This study compared the temperature sensitivity and uncertainty of the conventional and NSIT methods by varying the sample temperatures from 23.0
C to 492.6C. The results demonstrated that the NSIT was approximately 1.6 times more sensitive and had lower uncertainty in determining temperature. These findings highlight the potential of the NSIT as an effective alternative to remote thermometry.
鈴木 英哉*; 伴 康俊
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(2), p.157 - 166, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Nitrilotriacetamide (NTA amide) has been developed as an extractant for the mutual separation of minor actinides (MA; Am and Cm) and rare earth elements (RE) by solvent extraction. NTA amide is a tertiary amine in which the three carboxyl groups of nitrilotriacetic acid are amidated. NTA amides have six hydrophobic long-chain alkyl groups on the side chains, they have enhanced solubility in organic solvents, thereby allowing for the use of nonpolar diluents, such as n-dodecane. This study examined the extraction behavior of MA and REs using four NTA amides with six side chains comprising n-octyl groups, 2-ethylhexyl groups, and a mixture of these groups. The results showed that the linear type hexaoctyl NTA amide (HONTA) had the highest extraction ability for MA. Furthermore, the extraction behavior of MA and REs was different under low and high nitrate conditions, and that of scandium (Sc) was found to be considerably different depending on the side chains.
藤田 達也; 山本 章夫*
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(2), p.179 - 196, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、核反応断面積の摂動に伴う間接効果を考慮したランダムサンプリングに基づく不確かさ定量化を容易に実施可能とするため、核データ処理コードFRENDYバージョン2と3次元非均質中性子輸送計算コードGENESISからなる直接結合コードシステム(FRENDY-V2/GENESIS)を新たに構築した。GENESIS用に準備された多群断面積はFRENDYバージョン2により生成された。Dancoff係数はneutron current methodにより計算した。次に、Carlvik二項有理近似に基づいて背景断面積を計算した。FRENDY-V2/GENESISの計算精度を検証するため、無限中性子増倍率(k-infinity)とUO
及びMOX燃料格子体系における核分裂反応率分布をMVP3と比較した。また、キャラクタリスティックス法のレイトレーシング等の離散化条件に関する感度解析も併せて実施した。FRENDY-V2/GENESISとMVP3の比較を通して、SHEM361群構造に基づくFRENDY-V2/GENESISは、k-infinityを約50pcm以内、核分裂反応率分布を平均二乗偏差で約0.1%以内で計算可能であった。以上の結果から、FRENDY-V2/GENESISの適用性が検証された。今後は、FRENDY-V2/GENESISは多群断面積の摂動に伴う間接効果に係る議論に活用される。
吉越 章隆; 津田 泰孝; 小畠 雅明; 岡根 哲夫; 佐藤 志彦; 大河内 拓雄*
e-Journal of Surface Science and Nanotechnology (Internet), 23(1), p.16 - 21, 2025/02
Synchrotron radiation photoemission electron microscopy (SR-PEEM) combining with hard X-ray photoelectron spectroscopy (HAXPES) was utilized to obtain detailed structural and chemical insights into radioactive cesium-bearing microparticles (CsMPs) smaller than 10 
m. HAXPES data revealed the presence of several elements such as C, O, Mg, Al, Si, Sr and Cs, while the chemical mapping images obtained by SR-PEEM clearly demonstrated that Cs atoms almost exclusively cover the particle surface. Owing to the surface-sensitive nature of SR-PEEM, the results notably indicate inhomogeneous distributions of elements, suggesting an eggshell-like structure with a Cs shell, with a thickness greater than the escape depth of the photoelectrons (a few nanometers). These novel findings strongly suggest that the aggregation of Cs atoms likely occurs at the microparticle surface and are expected to have applications in the remediation of nuclear power plant accidents.
中村 聡志; 石井 翔*; 加藤 仁*; 伴 康俊; 蛭田 健太; 吉田 拓矢; 上原 寛之; 小畑 裕希; 木村 康彦; 高野 公秀
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(1), p.56 - 64, 2025/01
被引用回数：1 パーセンタイル：62.55(Nuclear Science & Technology)過酸化ナトリウム(NaO)融解処理法を用いた燃料デブリの元素組成分析法を検討した。融解処理条件として、2種類の模擬デブリ試料((Zr,RE)Oの固溶体及び溶融炉心-コンクリート相互作用生成物(MCCI)など)を用いて融解処理温度及びるつぼ材について検討した。検討の結果、るつぼ材にNiを用いて、923Kで融解処理を行うことが最適な処理条件であることが示唆された。これを受けて、TMI-2デブリを用いたコンクリートセルでの実証試験に適用し、燃料デブリの完全溶解を確認した。得られたTMI-2デブリ溶解液の元素組成は再現性に優れ、SEM/WDX及びXRDによる分析結果と良好な一致を示し、妥当性を確認した。したがって、本手法は燃料デブリの元素組成分析において、有効であると考えられる。
and Fe-Zr melt中島 邦久; 高野 公秀
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(1), p.78 - 85, 2025/01
被引用回数：1 パーセンタイル：62.55(Nuclear Science & Technology)1Fでは、シビアアクシデント解析コードを用いた解析や汚染水からの逆解析により相当量のCsが炉内にまだ残っていると推定されている。そのため、炉心領域で想定されるCs蒸気とUOあるいはFe-Zr融体との化学的な相互作用の有無を調べた。その結果、CsUO
やCsZrO
の生成が確認され、燃料から放出されたCsがUO燃料やFe-Zr融体と化学的な相互作用により付着する可能性があることが分かった。
坂本 雅洋; 奥村 啓介; 神野 郁夫; 松村 太伊知; 寺島 顕一; Riyana E. S.; 金子 純一*; 溝上 暢人*; 溝上 伸也*
Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2025/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)In this paper, we propose a new nuclide inventory estimation method based on computational methods, called a "theoretical scaling factor method" for difficult-to-measure (DTM) nuclides in fuel debris and radioactive wastes. The theoretical scaling factor method provides a method similar to a conventional scaling factor method. The theoretical scaling factor method, however, does not require performing many measurements to obtain correlations between a key nuclide which is easy-to-measure and a DTM nuclide. Instead of actual analytical measurements, the results of theoretical calculations are used. A correlation equation between the key nuclide and the DTM nuclide is created based on the results of theoretical calculations, and the DTM nuclide is deterministically estimated using the measurement value of the key nuclide only. In this paper, we selected Cs-135 as the DTM nuclide and Cs-137 as the key nuclide. Cs-135 has a long half-life of 2.3
10
years and is one of the important fission products in the safety evaluation for the geological disposal of high-level radioactive waste, because it dissolves and migrates in groundwater easily. We confirmed the validity of the proposed method using measured data of Cs-137 and Cs-135 on radioactive wastes from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) accident obtained by many researchers. It can be used as a rational and efficient technology to reduce the analysis costs of various types of fuel debris and radioactive waste present at 1F.
矢野 康英; 宮澤 健; 丹野 敬嗣; 赤坂 尚昭; 吉武 庸光; 皆藤 威二; 大塚 智史
Journal of Nuclear Science and Technology, 8 Pages, 2025/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)照射された改良SUS316鋼(PNC316)被覆管の引張特性に及ぼすひずみ速度の影響を評価した。PNC316被覆管は高速実験炉「常陽」のCRT402制御棒集合として400Cで25dpaまで照射された。照射後稟議引張試験は、350Cの試験温度で、3.310
, 3.310
and 3.310
s
の歪速度で実施した。ひずみ速度が最も遅い3.310 sにおいてわずかな全伸びの低下がみられたが、明確なひずみ速度依存性は確認されなかった。加えて、被覆管の内面側の破断部近傍において粒界剥離が全てのひずみ速度で確認されたが、ひずみ速度が最も遅い場合でのみ一部の破壊様式が粒界破壊を示した。破壊様式と被覆会内面近傍に高密度に存在するヘリウムが密接に関係していることが示唆された。
-, - and X-ray spectra大島 真澄*; 後藤 淳*; 早川 岳人*; 浅井 雅人; 篠原 宏文*; 鈴木 勝行*; Shen, H.*
Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2025/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)スペクトル定量法(SDM)は、線や線のスペクトル全体の形を、標準線及び線スペクトルを用いて最小自乗フィッティング解析することで放射能を定量する方法である。本論文では、Ge検出器と液体シンチレーション検出器で測定された2つのスペクトルを統合した統合スペクトルに対して新しくSDMを適用した。統合スペクトルを解析することで、放射能の値の不確かさを改善することができた。40核種が等しい強度で含まれる統合スペクトルを解析し、それぞれの放射能の値を正しく求めることができた。
須藤 彩子; 佐藤 拓未; 高野 公秀
Journal of Nuclear Science and Technology, 9 Pages, 2025/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)福島第一原子力発電所事故において、注入された海水が溶融コリウムおよびコンクリートと反応した可能性がある。燃料デブリの取出しや保管方法を検討する上で、海水成分が燃料デブリ中の生成物の特性に与える影響を把握することが必要である。そこで、海水による燃料デブリの微細組織の変化を理解するため、温度勾配下での海水塩を加えた模擬コリウムとコンクリート反応試験を行った。その結果、海水塩成分のうち、硫黄は金属中に鉄硫化物を形成した。また、蒸発物の分析により、海水塩に含まれるClの大部分、およびNa、Kの一部は、模擬コリウムやコンクリートと反応せずに、加熱中に揮発することが示された。海塩に含まれるカルシウムと少量のMg、Na、Kは、模擬コリウム中のケイ酸塩ガラス中に残留したものと考えられる。
Er(n,)
Er and 
Hf(n,)
Hf reactions中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦
Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2025/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)In the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive waste are generated due to neutron activation. In that case, neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate their radioactivities produced. The present study selected two nuclides, Er and Hf, among objective ones for decommissioning, and thermal-neutron capture cross-sections for their parent nuclides were measured by the neutron activation method at the Kyoto University Research Reactor under 1-MW operation. The thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. The present study obtained the results as follows: 8.190.35 barns for the Er(n,)Er reaction and 13.570.14 barns for the Hf(n,)Hf reaction. As a by-product, the measurements of the Hf sample also yielded 0.4270.006 barns for the 
Hf(n,)
Hf reaction. This study revealed that some experimental and data evaluations differ from the present results by more than the experimental uncertainties.
月森 和之; 矢田 浩基
Journal of Pressure Vessel Technology, 147, p.031901_1 - 031901_9, 2025/00
日本では、福島第一原子力発電所の事故以来、原子力プラントに対して厳しい安全対策が取られている。シビアアクシデント時において、放射性物質を内包する危機がそのバウンダリ機能を維持できるか否かが重要な関心事となる。本研究では、高速炉の1時冷却材を内包する容器等のバウンダリを構成する構造部材である鏡板とベローズに着目し、設計を超える過大な圧力を受けた場合の座屈、座屈後変形、さらにバウンダリの貫通破損(バウンダリ機能喪失)までの挙動を検討した。研究は、2013年度に始まり、段階的に進められたが、最終段階として、新たに提案する破損クライテリアの鏡板、ベローズへの適用結果を示すものである。
曽根原 正晃; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 大木 裕*
Journal of Nuclear Science and Technology, 12 Pages, 2024/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)ナトリウム冷却高速炉では、ナトリウム漏えい事故を管理するためにナトリウムの燃焼挙動を理解することが極めて重要である。本研究では、多次元熱流動解析コードAQUA-SFを用いて、サンディア国立研究所(SNL)のT3実験のベンチマーク解析を実施した。この実験は、容器容積100m
、ナトリウム流量1kg/sの密閉空間で実施され、ナトリウム注入直後の局所的な温度上昇がもたらす多次元的な影響を明らかにした。本研究では、AQUA-SFの機能を拡張することを目的として、このような多次元的な温度変動、特に容器底部における高温領域の形成のシミュレーションに焦点を当てた。提案したモデルには、ナトリウム液滴着火の一時停止と床面上のナトリウム飛沫の噴霧燃焼が含まれる。さらに、底部高温域の再現性を高めるためには、床部近傍に熱源を追加することが不可欠であることを示した。そこで、噴霧円錐角の感度解析と床面上の液滴の長時間燃焼を含むケーススタディを実施した。この包括的なアプローチにより、ナトリウム冷却高速炉におけるナトリウム燃焼のダイナミクスと安全対策に関する貴重な知見を得ることができた。
