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論文

Mechanical properties of base metal and heat-affected zone in friction-stir-welded AA6061-T6 at ultra-low temperature of 20 K

Nguyen, T.-D.*; Singh, C.*; Kim, Y. S.*; Han, J. H. *; Lee, D.-H.*; Lee, K.*; Harjo, S.; Lee, S. Y.*

Journal of Materials Research and Technology, 31, p.1547 - 1556, 2024/07

https://doi.org/10.1016/j.jmrt.2024.06.165

This study investigates the mechanical properties of a friction-stir-welded (FSW) AA6061-T6 aluminum alloy at ultra-low temperature (ULT) of 20 K. In-situ neutron diffraction and orientation imaging microscopy were employed to compare the tensile deformation behavior of the base metal (BM) and heat-affected zone (HAZ) in the FSW aluminum plate. The results demonstrate that compared to room-temperature (RT), ULT induces a significant improvement in tensile strength and ductility in both the BM and HAZ. The enhanced mechanical properties in BM at ULT result from a more homogeneous deformation than occurs at RT. On the other hand, HAZ at ULT exhibits an even lower yield strength than at RT, but the strain hardening rate (SHR) is the most significant among the alloys, leading to a tensile strength of 346 MPa and the highest ductility of 46.8%. The lowest yield strength corresponds to the lowest-hardness zones in HAZ, caused by dissolved/coarsened precipitates during the FSW process.

論文

Thinning behavior of solid boron carbide immersed in molten stainless steel for core disruptive accident of sodium-cooled fast reactor

江村 優軌; 高井 俊秀; 菊地 晋; 神山 健司; 山野 秀将; 横山 博紀*; 坂本 寛*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.911 - 920, 2024/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2287109
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

Boron carbide (B$$_4$$C)- stainless steel (SS) eutectic reaction behavior is one of the most important issues in the core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the immersion experiments using B$$_4$$C pellets with molten SS were conducted to evaluate the CDA sequences such as contact event of solid B$$_4$$C with degraded core materials including SS at very high temperature. The immersion experiment aims at understanding the kinetic behavior of solid B$$_4$$C-liquid SS reaction based on the reduced thickness of B$$_4$$C pellet after the experiment in the temperature ranges from 1763 to 1943 K, which is higher than the temperature of solid B$$_4$$C-solid SS reaction. Based on the kinetic consideration of the reaction rate constants for solid B$$_4$$C-liquid SS reaction, it was found that similar temperature dependency was identified between solid B$$_4$$C-liquid SS and solid B$$_4$$C-solid SS. Besides, the reaction rate constants of solid B$$_4$$C-liquid SS were smaller than those of solid B$$_4$$C-solid SS extrapolated in higher temperature region by two or more orders of magnitude due to two different evaluation method for B$$_4$$C side/SS side. It was confirmed that this difference was reasonable through the consideration of previous reaction tests in solid-solid contact for B$$_4$$C side/SS side.

論文

Mutual separation of Am and Cm using ADAAM (alkyl DiAmide AMine) and reduction of volumes for liquid waste generated via batch-wise multistage extractions

佐々木 祐二; 金子 政志; 伴 康俊; 鈴木 英哉*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.883 - 893, 2024/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2283214
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

アルキルジアミドアミン(ADAAM)を使ったAm/Cm相互分離を行った。ADAAMは硝酸-ドデカン系で非常に高いAm/Cm分離比5.9を示した。1.5M硝酸-0.2M ADAAM条件を用いる多段抽出で抽出後の有機相中にAm 96.5%、Cm 1.06%回収できることを確認した。Am/Cm相互分離後に発生した水相、有機相体積削減のための付加的な多段抽出を行い、Am, Cmを2, 3段の水相に濃縮できることを確認した。

論文

The Development of Petri Net-based continuous Markov Chain Monte Carlo methodology applying to dynamic probability risk assessment for multi-state resilience systems with repairable multi-component interdependency under longtermly thereat

Li, C.-Y.; 渡部 晃*; 内堀 昭寛; 岡野 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.935 - 957, 2024/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2290067
 被引用回数：1 パーセンタイル：63.33(Nuclear Science & Technology)

For all the nuclear reactor systems, quantitative assessment of the accident management (AM) effects against long-term external hazards became one of the essential issues after the lesson learned from the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident. However, the influence from the safety systems' stochastic and dynamic shifting between multiple working states, which is related to the interaction with the adjacent components/systems in general, has not been accounted for yet. Therefore, this research aims to develop a dynamic probability risk assessment tool considering repairable multi-component interdependency for investigating the AM influences on the multi-state safety systems under long-term external hazards. Based on the newly proposed methodology in this research via integrating the Petri Net (PN) model with the continuous Markov chain Monte Carlo (CMMC) method, a framework applying PN-CMMC methodology to a severe accident analysis code, SPECTRA, had been originally constructed. Different AM influences on the multi-state decay heat removal systems against long-term volcanic ashfall were also quantitatively confirmed, indicating that halving the repairing time is more influential in suppressing the core damage frequency than doubling the number of adjacent electricity support systems. Therefore, the PN-CMMC-SPECTRA framework can further assess the uncharted dynamic multi-state concerns, leading to a safer AM strategy.

論文

Power profile analysis of criticality accidents involving fissile solution boiling with considering evaporation

渡邉 友章; 山根 祐一

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.958 - 966, 2024/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2290711
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

核分裂性溶液の沸騰を伴う臨界事故では、沸騰中に比較的高い核分裂出力が継続するため、放出される総核分裂エネルギーが高くなる傾向がある。このような場合において総核分裂エネルギーを推定するためには、沸騰中の核分裂出力変化を正確に模擬することが必要不可欠と考えられる。沸騰時の核分裂出力は、核分裂性物質の濃度や溶液の蒸発に伴う体積によって変化する。本研究では、長時間の沸騰における核分裂生成物濃度と体積の変化が総核分裂エネルギー推定に与える影響を調査した。改良準定常法に核分裂性溶液の蒸発を計算するモデルを導入し、沸騰中の出力変化を模擬した。3つのCRAC実験と1959年のIdaho Chemical Processing Plant(ICPP)臨界事故を解析した。その結果、沸騰時の濃度と体積変化を考慮して得られたエネルギー計算値は、エネルギー測定値をよく再現した。

論文

Detailed visualization of radioactive hotspots inside the Unit 1 reactor building of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station using an integrated Radiation Imaging System mounted on a Mecanum wheel robot

佐藤 優樹; 寺阪 祐太; 大浦 正利*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(7), p.856 - 870, 2024/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2282551

In the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, understanding the distribution of radioactive substances and dose-equivalent rates is crucial to develop detailed decontamination plans and minimize worker exposure. In this study, we remotely visualized radioactive hotspots and dose-equivalent rate distribution in Unit 1 reactor building of the station using a Mecanum wheel robot equipped with a Compton camera, simultaneous localization and mapping device, and survey meter. We successfully visualized high-concentration radiation hotspots on the U-shaped piping of the drywell humidity control system and the atmospheric control piping in the ceiling in front of the transverse in-core probe room. Furthermore, the hotspot location was identified in three dimensions using the Compton camera used to analyze the atmospheric control piping. By simultaneously analyzing the dose-equivalent rate data acquired by the survey meter and the hotspot locations visualized by the Compton camera, it was confirmed that the hotspots caused elevated dose-equivalent rates in the surrounding area. Using this robot system in unexplored areas, such as the higher floors of reactor buildings, in future will enable us to obtain information on radiation hotspot locations and dose-equivalent rate distribution.

論文

Quantitative analysis of microstructure evolution, stress partitioning and thermodynamics in the dynamic transformation of Fe-14Ni alloy

Li, L.*; 宮本 吾郎*; Zhang, Y.*; Li, M.*; 諸岡 聡; 及川 勝成*; 友田 陽*; 古原 忠*

Journal of Materials Science & Technology, 184, p.221 - 234, 2024/06

https://doi.org/10.1016/j.jmst.2023.10.037
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

Dynamic transformation (DT) of austenite ($$gamma$$) to ferrite ($$alpha$$) in the hot deformation of various carbon steels was widely investigated. However, the nature of DT remains unclear due to the lack of quantitative analysis of stress partitioning between two phases and the uncertainty of local distribution of substitutional elements at the interface in multi-component carbon steels used in the previous studies. Therefore, in the present study, a binary Fe-Ni alloy with $$alpha$$+$$gamma$$ duplex microstructure in equilibrium was prepared and isothermally compressed in $$alpha$$+$$gamma$$ two-phase region to achieve quantitative analysis of microstructure evolution, stress partitioning and thermodynamics during DT. $$gamma$$ to $$alpha$$ DT during isothermal compression and $$alpha$$ to $$gamma$$ reverse transformation on isothermal annealing under unloaded condition after deformation were accompanied by Ni partitioning. The lattice strains during thermomechanical processing were obtained via in-situ neutron diffraction measurement, based on which the stress partitioning behavior between $$gamma$$ and $$alpha$$ was discussed by using the generalized Hooke's law. A thermodynamic framework for the isothermal deformation in solids was established based on the basic laws of thermodynamics, and it was shown that the total Helmholtz free energy change in the deformable material during the isothermal process should be smaller than the work done to the deformable material. Under the present thermodynamic framework, the microstructure evolution in the isothermal compression of Fe-14Ni alloy was well explained by considering the changes in chemical free energy, plastic and elastic energies and the work done to the material. In addition, the stabilization of the soft $$alpha$$ phase in Fe-14Ni alloy by deformation was rationalized since the $$gamma$$ to $$alpha$$ transformation decreased the total Helmholtz free energy by decreasing the elastic and dislocation energies.

論文

Development of nuclear data processing code FRENDY version 2

多田 健一; 山本 章夫*; 国枝 賢; 今野 力; 近藤 諒一; 遠藤 知弘*; 千葉 豪*; 小野 道隆*; 東條 匡志*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(6), p.830 - 839, 2024/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2278600
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

核データ処理コードは評価済み核データライブラリと放射線輸送計算を繋げる重要なコードである。核データ処理コードFRENDY第1版は簡単な入力データを用いてACE形式の断面積ファイルを生成するために2019年に公開された。FRENDY第1版の公開後、中性子多群断面積の生成、物質中の異なる核種間の共鳴干渉効果の考慮、共鳴上方散乱の考慮、ACEファイルの摂動、ENDF-6形式ファイルの修正など、多くの機能が開発された。これらの新機能をまとめ、FRENDY第2版を公開した。FRENDY第2版では、ACE形式の断面積ファイルからGENDF及びMATXS形式の中性子多群断面積ファイルを生成する。本論文では、FRENDY第2版で実装された新機能と本コードの中性子多群断面積生成機能の検証について説明する。

論文

Creep deformation and rupture behavior of 9Cr-ODS steel cladding tube at high temperatures from 700$$^{circ}$$C to 1000$$^{circ}$$C

今川 裕也; 橋立 竜太; 宮澤 健; 鬼澤 高志; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 皆藤 威二; 大沼 正人*; 光原 昌寿*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(6), p.762 - 777, 2024/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2269178

日本原子力研究開発機構は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)の燃料被覆管材料として9Cr-ODS鋼の開発を進めている。これまでの研究で、650$$^{circ}$$Cから850$$^{circ}$$Cを対象にクリープ破断式が策定されている。本研究では、700$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$Cでのクリープ強度評価を目的とし、クリープ試験を実施した。クリープ試験には内圧クリープ試験法と開発中のリングクリープ試験法の2種類の試験方法を使用し、リングクリープ試験方法の妥当性の検証も合わせて実施した。その結果、9Cr-ODS鋼は母相の相変態による強度変化がほとんど起こらず、700$$^{circ}$$Cから1000$$^{circ}$$Cまでを対象に一つの式でクリープ破断傾向を表せることが明らかとなった。リングクリープ試験方法の妥当性検証では、解析により試験片への応力集中の影響を明らかにした。初期応力が高いと塑性変形が起こり、早期破断に至る可能性がある。これらの検討の結果は、今後、中性子照射した9Cr-ODS鋼のクリープ試験の実施と評価をする際に不可欠である。

論文

Benchmark simulation code for the thermal-hydraulics design tool of the accelerator-driven system; Validation and benchmark simulation of flow behavior around the beam window

山下 晋; 近藤 奈央; 菅原 隆徳; 文字 秀明*; 吉田 啓之

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(6), p.740 - 761, 2024/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2268676
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

本稿では、ANSYS FluentのRANS (Reynolds-Averaged Navier-Stokes)モデルに基づくADS (Accelerator-Driven System)のビーム窓(BW)周りの熱流動設計ツールの有効性を確認するために、詳細熱流動コードJUPITER (JAEA Utility Program for Interdisciplinary Thermal-hydraulics Engineering and Research)を用いたベンチマークシミュレーションコードの構築を行った。まず、JUPITERの妥当性を確認するために、水中の模擬BWを用いた実験結果とJUPITERの結果を比較した。その結果、数値計算結果は実験結果とよく一致することが確認され、JUPITERはベンチマークコードとしての有効性を有することが示された。また、検証済みのJUPITERを用いたRANS計算のベンチマークシミュレーションを実施し、BW周辺の流速分布や水平方向の平均値などが互いに一致することを確認した。故に、JUPITERは熱流動設計ツールの流体力学ソルバーとしての検証において良好な性能を示すことが確認された。また、FluentはADSの熱流動設計ツールとして十分な精度を有していることが確認された。

論文

Securing reversibility of U$$^{V}$$O$$_{2}$$$$^{+}$$/U$$^{VI}$$O$$_{2}$$$$^{2+}$$redox equilibrium in [emim]Tf$$_{2}$$N-based liquid electrolytes towards uranium redox-flow battery

鷹尾 康一朗*; 大内 和希; 小松 篤史; 北辻 章浩; 渡邉 雅之

European Journal of Inorganic Chemistry, 27(14), p.e202300787_1 - e202300787_7, 2024/05

https://doi.org/10.1002/ejic.202300787

U$$^{rm V}$$O$$_{2}$$$$^{+}$$/U$$^{rm VI}$$O$$_{2}$$$$^{2+}$$の1-エチル-3-メチルイミダゾリウムビス(トリフルオロメチル)スルホニルアミド([emim]Tf$$_{2}$$N)イオン液体中での電気化学的挙動を研究し、劣化ウランをレドックスフロー電池の電極活物質として利用するために、U$$^{rm V}$$O$$_{2}$$$$^{+}$$/U$$^{rm VI}$$O$$_{2}$$$$^{2+}$$の酸化還元可逆性を達成するために何が必要かを明らかにした。結果として、Cl$$^{-}$$存在下の[emim]Tf$$_{2}$$N中において、グラッシーカーボンを作用電極として用いU$$^{rm V}$$O$$_{2}$$$$^{+}$$/U$$^{rm VI}$$O$$_{2}$$$$^{2+}$$の酸化還元反応の可逆性を得ることに成功した。また、溶質の拡散性を向上させるために、補助分子溶媒であるN,N-ジメチルホルムアミド(DMF)で希釈した。Cl$$^{-}$$を含む50:50v/vの[emim]Tf$$_{2}$$N-DMF液体電解質中で[U$$^{rm VI}$$O$$_{2}$$Cl$$^{4}$$]$$^{2-}$$ + e$$^{-}$$ = [U$$^{rm V}$$O$$_{2}$$Cl$$^{4}$$]$$^{3-}$$の可逆的酸化還元反応を示すことに成功した。

論文

Numerical study of initiating phase of core disruptive accident in small sodium-cooled fast reactors with negative void reactivity

石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(5), p.582 - 594, 2024/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2243949
 被引用回数：1 パーセンタイル：63.33(Nuclear Science & Technology)

To improve the safety of future SFRs, the development of SFRs with low void reactivity has been promoted. Small SFRs can have a negative void coefficient of reactivity, so the analysis of the CDA event sequence in small SFRs is valuable for the investigation of the reactor characteristics for the future research and development of SFRs. In this study, the typical initiating events of a CDA in small SFRs were evaluated with the computational code, SAS4A. The event progression of ULOF and UTOP in the low void reactivity reactor is found to be slow due to the effective operation of the negative reactivity feedback and the absence of significant positive reactivity insertion. No power excursion occurs in the initiating phase. In ULOF, the cladding melt and relocation behavior becomes more important for the evaluation of the event progression due to its positive reactivity.

論文

Basic study on tritium monitor using plastic scintillator for treated water discharge at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

眞田 幸尚; 阿部 智久; 佐々木 美雪; 菅野 麻里奈*; 山田 勉*; 中曽根 孝政*; 宮崎 信之*; 押切 圭介*; 渡部 浩司*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(5), p.693 - 702, 2024/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2258880
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

主な放射性物質を除去した「処理水」にはトリチウムが含まれており、日本のステークホルダーからはどのように処理するかが議論されている。施設内の処理水の量は限界に達しており、日本政府は、2023年度(年度:年度)までに海に放流することを決定した。本研究では、福島第一原子力発電所(FDNPS)のトリチウム水放出用のシンプルで実用的なトリチウムモニターを開発した。シンプルで実用的なトリチウムモニターは、薄いプラスチックシンチレーターシートに基づくFDNPSトリチウム水放出用に開発された。開発されたデバイスは、標準的なトリチウム溶液と最小検出可能活性を計算する方法を使用して較正された。厚さ0.25mmのシンチレータ15個を0.26Lのフローセルに配置して、サンプル水を供給し、3,200mm$$^{2}$$の有効表面積を得ることができる。完全な水でのトリチウム水の効率は0.000035cpsBq$$^{-1}$$である。単純なシールド条件下で検出可能な最小活性は7,800BqL$$^{-1}$$であった(測定時間は3,600秒であった)。

論文

Two-dimensional elemental mapping of simulated fuel debris using laser-induced breakdown spectroscopy

Batsaikhan, M.; 赤岡 克昭; 佐伯 盛久*; 狩野 貴宏; 大場 弘則; 若井田 育夫

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(5), p.658 - 670, 2024/05

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2255186
 被引用回数：1 パーセンタイル：63.33(Nuclear Science & Technology)

この実験研究では、レーザー誘起ブレークダウン分光法(LIBS)を用いて模擬燃料デブリの二次元元素マッピングを実行し、サンプル表面の元素組成と分布を決定した。本物の燃料デブリはサンプルとして入手できないため、化合物や金属などの予測材料から模擬燃料デブリを作製した。Nd:YAGレーザーの第2高調波を使用して、サンプル表面にプラズマを生成させた。さらに、エシェル分光器を使用して、435$$sim$$650nmの可視波長範囲でプラズマからの発光を検出した。収集されたデータセットのサイズと複雑さから従来のデータ分析方法では良い効果が得られないことが判明した。そのため本研究では、主成分分析や多変量曲線分解能代替最小二乗法などのラベルフリー化学測定法に基づく方法を実装して、サンプル内の各成分に関する空間情報およびスペクトル情報を取得した。結果として、LIBSと化学測定法の統合が、事前知識がほとんどまたは全く無くてもサンプル(燃料デブリなど)に関する定性情報を取得するための非常に効果的なツールであることを実証した。

論文

Evaluation of the production amount of $$^{225}$$Ac and its uncertainty through the $$^{226}$$Ra(n,2n) reaction in the experimental fast reactor Joyo

佐々木 悠人*; 佐野 亜々留; 佐々木 新治; 岩本 信之; 大内 和希; 北辻 章浩; 高木 直行*; 前田 茂貴

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(4), p.509 - 520, 2024/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2243941

$$^{225}$$Acは医薬品向け$$alpha$$放出核種として注目されており、今後需要が増えることが見込まれる。創薬分野の研究開発のみならず経済安全保障の観点でも国産化が急務である。「常陽」では、$$^{225}$$Ac製造の技術基盤を確立するため、「常陽」に隣接するPIE施設への照射装置の迅速な払出し技術の確立、$$^{226}$$Raの中性子照射による$$^{225}$$Ac製造量評価、$$^{226}$$Raから$$^{225}$$Acを効率的に回収するための分離プロセスを検討している。本発表では、「常陽」での照射からPIE施設への移送、化学処理の経過時間による減衰並びに核反応断面積及び解析の不確かさを考慮しても十分な$$^{225}$$Ac製造が可能なこと及びDGAレジンを吸着材として用いることにより、Ra及び照射により生成が予想される不純物を除去しAcを単離できる見通しについて報告する。また、医療側のニーズを踏まえた製造量についても報告する。

論文

Tensile properties of modified 316 stainless steel (PNC316) after neutron irradiation over 100 dpa

矢野 康英; 上羽 智之; 丹野 敬嗣; 吉武 庸光; 大塚 智史; 皆藤 威二

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(4), p.521 - 529, 2024/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2243943
 被引用回数：1 パーセンタイル：63.33(Nuclear Science & Technology)

高速実験炉「常陽」で中性子照射したPNC316の引張特性に及ぼす中性子の影響を評価した。PNC316被覆管とラッパ管は、照射温度400ら735$$^{circ}$$Cで照射量21から125dpaで照射された。照射後の引張試験は室温と照射温度で実施された。照射材の著しい硬化と軟化は確認されたが、照射後の引張延性は工学的なレベルを維持できていた。また、400から500$$^{circ}$$Cの範囲で110dpa照射されたPNC316ラッパ管の最大スエリング量は2.5%であり、10%以上のスエリングが生じたPNC316や15Cr-20Ni鋼のような日本の20%冷間加工材は、塑性不安定は小さかったけれども、十分な延性と加工硬化性能を維持していることが分かった。

論文

$$^{241}$$Am neutron capture cross section measurement using the NaI(Tl) spectrometer of the ANNRI beamline of J-PARC

Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 中村 詔司; 遠藤 駿典; 岩本 修; 岩本 信之; 片渕 竜也*; 児玉 有*; 中野 秀仁*; 佐藤 八起*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(4), p.459 - 477, 2024/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2239885
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

The neutron capture cross-section of $$^{241}$$Am was measured from 10 meV to about 1 MeV using the NaI(Tl) spectrometer of the Accurate Neutron-Nucleus Reaction Measurement Instrument (ANNRI) beamline in the Materials and Life Science (MLF) facility of the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The total energy detection principle was applied in conjunction with the pulse-height weighting technique to derive the neutron capture yield. The present cross-section results were normalized using a $$^{197}$$Au sample measurement by applying the saturated resonance method. The thermal cross section was measured to be 708 $$pm$$ 22 b, in agreement within uncertainties to the present evaluation in JENDL-5 of 709 b. Moreover, the results of a shape resonance analysis of the resolved resonance region are also provided in the present dissertation.

論文

Optimization of dissolved hydrogen concentration for mitigating corrosive conditions of Pressurized Water Reactor primary coolant under irradiation, 1; Evaluation of water radiolysis

端 邦樹; 塙 悟史; 知見 康弘; 内田 俊介

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(4), p.448 - 458, 2024/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2239810

PWR一次冷却水中の腐食環境評価の1つの主要な目的は、主な構造材への悪影響を抑えつつ、PWSCCを抑制するための最適水素濃度を決定することにある。この目的に資するため、本研究ではラジオリシス解析と腐食電位(ECP)解析を併用したECP評価手法を提案した。この手法は元々BWRを対象に整備したものであるが、若干のプログラムやパラメータの修正を加えつつ、BWRとは異なる水化学パラメータ(pH、温度、線質)を考慮することにより、PWR用に拡張した。修正箇所には、$$alpha$$線の影響やLi$$^{+}$$とH$$^{+}$$のアノード分極曲線への影響等を考慮した点が含まれる。本報告は、このうちPWR条件下(高pH、$$alpha$$線存在下)のラジオリシス解析結果について議論するものである。特にH$$_{2}$$O$$_{2}$$に着目し、水素添加量に対する挙動を計算した。解析の結果、ラジオリシス由来の水和電子が高pH環境下でH$$_{2}$$O$$_{2}$$の抑制に寄与することがわかった。ここで得られた解析結果を後続のECP評価に活用し、次報にてPWR環境下のECP評価を行う。

論文

TRU oxide sample reactivity worths measured in the FCA-IX assemblies with systematically changed neutron energy spectra

福島 昌宏; 岡嶋 成晃*; 向山 武彦*

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(4), p.478 - 497, 2024/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2240872
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)

1980年代に高速炉臨界実験装置FCAにおいてTRU核種断面積積分実験の一環として7つのウラン炉心(FCA-IX炉心)が構築され、マイナーアクチノイドを含む超ウラン($$^{237}$$Np, $$^{238}$$Pu, $$^{240}$$Pu, $$^{241}$$Am、および$$^{243}$$Am)の酸化物サンプルを用いた反応度価値が各炉心中心で測定された。FCA-IX炉心では、燃料プレート及び希釈材プレート(グラファイト又はステンレス)の単純な組合せにより燃料領域が構成され、その混合割合を調整することで炉心中心の中性子スペクトルが系統的に変化しているのが特徴である。本論文では、超ウラン酸化物サンプルの反応度価値実験に関する実験手法の詳細とともに、最新の知見を反映して再評価した実験値及びその誤差評価を報告する。また、本積分実験を活用して、汎用評価済核データライブラリJENDL-5の積分評価も併せて報告する。

論文

${it In situ}$ neutron diffraction revealing the achievement of excellent combination of strength and ductility in metastable austenitic steel by grain refinement

Mao, W.; Gong, W.; Harjo, S.; 諸岡 聡; Gao, S.*; 川崎 卓郎; 辻 伸泰*

Journal of Materials Science & Technology, 176, p.69 - 82, 2024/03

https://doi.org/10.1016/j.jmst.2023.07.036
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

Fe-24Ni-0.3C(wt.%)準安定オーステナイト鋼の降伏応力は、平均結晶粒径が35$$mu$$m(粗粒[CG])から0.5$$mu$$m(超微細粒[UFG])に減少すると3.5倍(158$$rightarrow$$551MPa)に増加したが、引張伸びは大きく維持された(0.87$$rightarrow$$0.82)。結晶粒径が力学特性と変形機構に及ぼす影響を定量的に明らかにするため、室温での引張変形中にCGとUFG Fe-24Ni-0.3C鋼のその場中性子回折測定を行った。CGとUFG試料における塑性変形の初期段階は転位すべりによって支配され、変形後期には変形誘起マルテンサイト変態(DIMT)も生じた。結晶粒の微細化により、DIMTの開始応力が大きく増加し、ひずみに関するDIMTの速度が抑制されることがわかった。結果として、(i)結晶粒微細化によりオー ステナイトが安定化し、DIMTに対して最も安定な結晶粒である$$<$$111$$>$$//LD(LD:負荷方向)オーステナイト粒でのDIMTの開始が大幅に遅れた。その結果、UFG試験片の$$<$$111$$>$$//LDオーステナイト粒のほとんどはマルテンサイトに変態しなかった。(ii)結晶粒の微細化は、マルテンサイト変態の自己促進効果も抑制した。それにもかかわらず、UFG試験片の変態速度が低いDIMTは、CG試験片のより応力を増加させるのに効率がよく、変形中に均一な変形を維持するのに適していた。以上の現象は、UFG準安定オーステナイト鋼の優れた強度と延性の両立に相互に寄与している。

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