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報告書

健全性崩壊をもたらす微生物による視認不可腐食の分子生物・電気化学的診断及び抑制技術の開発(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 物質・材料研究機構*

JAEA-Review 2023-031, 101 Pages, 2024/01

JAEA-Review-2023-031.pdf:24.47MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和2年度に採択された研究課題のうち、「健全性崩壊をもたらす微生物による視認不可腐食の分子生物・電気化学的診断及び抑制技術の開発」の令和2年度から令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、微生物が関与して誘起・加速する金属材料の腐食(微生物鉄腐食)に関して、加速検査試験片、オンサイト遺伝子検査などの革新的な診断技術を開発、1Fで想定される微生物腐食の発生・進行条件の洗い出しを行い、水質や環境コントロールによって微生物腐食を防ぐ方法を提案することを目的とした。具体的な研究成果として、微生物腐食反応の加速技術を材料と細菌集積の2つの方向から実現し、採水によるオンサイト加速試験の要素技術開発を行なった。さらに、局所的に激しい腐食を行う細菌の単離に成功し、新しい微生物腐食の抑止技術へと繋がる成果が得られた。さらに、これらの成果の大部分は、春に博士課程に進学した2人の修士課程の学生によって達成されたもので有り、高い学際性を持つリーダー人材の育成に貢献した。

論文

Probing deformation behavior of a refractory high-entropy alloy using ${it in situ}$ neutron diffraction

Zhou, Y.*; Song, W.*; Zhang, F.*; Wu, Y.*; Lei, Z.*; Jiao, M.*; Zhang, X.*; Dong, J.*; Zhang, Y.*; Yang, M.*; et al.

Journal of Alloys and Compounds, 971, p.172635_1 - 172635_7, 2024/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Chemistry, Physical)

The grain orientation-dependent lattice strain evolution of a (TiZrHfNb)$$_{98}$$$$N_2$$ refractory high-entropy alloy (HEA) during tensile loading has been investigated using ${it in situ}$ neutron diffraction. The equivalent strain-hardening rate of each of the primary $$<hkl>$$-oriented grain families was found to be relatively low, manifesting the macroscopically weak work-hardening ability of such a body-centered cubic (BCC)-structured HEA. This finding is indicative of a dislocation planar slip mode that is confined in a few single-slip planes and leads to in-plane softening by high pile-up stresses.

論文

The Precipitation and redistribution of alloying element in Zircaloy-4 cladding tube oxidized in high-temperature steam

天谷 政樹

High Temperature Corrosion of Materials, 15 Pages, 2024/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.04(Metallurgy & Metallurgical Engineering)

Zirconium (Zr)-based alloys are widely used as fuel cladding material for light water reactors. Under a loss-of-coolant accident (LOCA) condition, the oxidation of fuel cladding by high-temperature steam induces the degradation of mechanical properties of the cladding and would affect the integrity of fuel rods and/or assemblies, etc., during LOCA. In this study, the distribution of the elements (zirconium, oxygen, tin, iron and chromium) in Zircaloy-4 cladding specimens oxidized in the temperature range of $$sim$$ 1350- $$sim$$ 1700 K in steam was analyzed along the radial direction of the specimens by using SEM/EPMA, and the cause of element distribution in the specimens was discussed in consideration of the morphology of precipitates in the specimens and hypothesized phase diagrams related to the elements contained in the specimens. The form of the particles precipitated and the comparison between SEM/EPMA results and hypothesized phase diagrams of Zr-Sn-O system suggested that the liquefaction of tin-rich material and/or Zr-(Fe,Cr) compounds occurred during the oxidation test. The results obtained indicate that Zircaloy-4 cladding tubes would start melting at the melting point of tin-oxide and the eutectic point of Zr-(Fe,Cr)compounds, which is much lower than the melting point of Zr, $$alpha$$-Zr(O), or zirconium oxide (ZrO$$_{2}$$).

論文

Direct observation of concentration fluctuations in Au-Si eutectic liquid by small-angle neutron scattering

坂口 佳史*; 高田 慎一; 川北 至信; 藤村 由希; 近藤 啓悦

Journal of Physics; Condensed Matter, 35(41), p.415403_1 - 415403_11, 2023/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Physics, Condensed Matter)

It is well-known that eutectic gold-silicon (Au-Si) alloys exhibit anomalous melting point depression, which is more than 1000 $$^{circ}$$C from the melting point of elemental Si (1414 $$^{circ}$$C). The melting point depression in eutectic alloys is generally explained in terms of a decrease of the free energy by mixing. However, it is difficult to understand the anomalous melting point depression only from the stability of the homogeneous mixing. Some researchers suggest that there are concentration fluctuations in the liquids, where the atoms are inhomogeneously mixed. In this paper, we measure the small-angle neutron scattering (SANS) of Au$$_{81.4}$$Si$$_{18.6}$$ (eutectic composition) and Au$$_{75}$$Si$$_{25}$$ (off-eutectic composition) at temperatures from room temperature to 900 $$^{circ}$$C in both solid and liquid states to observe such concentration fluctuations directly.

論文

中性子回折によるハイエントロピー合金の変形挙動のその場観察

Harjo, S.

日本結晶学会誌, 65(3), p.178 - 182, 2023/08

Observations of deformation behavior of high entropy alloys using ${it in situ}$ neutron diffraction measurements during deformation at various temperatures are reviewed. Neutrons are used to investigate stresses and crystallographic microstructures inside engineering materials, taking advantage of their large penetrating power and the ability to see the arrangement of atoms by diffraction methods. The important structural details of high entropy alloys such as internal stresses, phase conditions, dislocations, texture etc. are discussed in relation to the deformation conditions. Some highlights are introduced: (a) Cooperative deformation in CrMnFeCoNi alloy at ultralow temperatures, (b) Stacking fault energies in CrFeCoNi and CrCoNi alloys, and (c) Load redistribution in eutectic high entropy alloy AlCoCrFeNi$$_{2.1}$$ during high temperature deformation.

論文

High-density nanoprecipitates and phase reversion via maraging enable ultrastrong yet strain-hardenable medium-entropy alloy

Kwon, H.*; Sathiyamoorthi, P.*; Gangaraju, M. K.*; Zargaran, A.*; Wang, J.*; Heo, Y.-U.*; Harjo, S.; Gong, W.; Lee, B.-J.*; Kim, H. S.*

Acta Materialia, 248, p.118810_1 - 118810_12, 2023/04

 被引用回数:13 パーセンタイル:99.28(Materials Science, Multidisciplinary)

Maraging steels, known for ultrahigh strength and good fracture toughness, derive their superior properties from lath martensite structure with high-density nanoprecipitates. In this work, we designed a novel Fe-based medium-entropy alloy with a chemical composition of Fe$$_{60}$$Co$$_{25}$$Ni$$_{10}$$Mo$$_5$$ in atomic% by utilizing the characteristics of the maraging steels. By a single-step aging of only 10 min at 650 $$^{circ}$$C, the alloy showed microstructures consisting of a very high number density of (Fe, Co, Ni)$$_7$$Mo$$_6$$-type nanoprecipitates in lath martensite structure and reverted FCC phase, which led to ultrahigh yield strength higher than 2 GPa. This work demonstrates a novel direction to produce strong and ductile materials by expanding the horizons of material design with the aid of high-entropy concept and overcoming the limits of conventional materials.

論文

Phase analysis of simulated nuclear fuel debris synthesized using UO$$_{2}$$, Zr, and stainless steel and leaching behavior of the fission products and matrix elements

頓名 龍太郎*; 佐々木 隆之*; 児玉 雄二*; 小林 大志*; 秋山 大輔*; 桐島 陽*; 佐藤 修彰*; 熊谷 友多; 日下 良二; 渡邉 雅之

Nuclear Engineering and Technology, 55(4), p.1300 - 1309, 2023/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:72.91(Nuclear Science & Technology)

UO$$_{2}$$・Zr・ステンレス鋼を出発物質として模擬デブリを合成し、形成された固相の分析と浸漬試験を行った。主要なU含有相は合成条件に依存し、不活性雰囲気下・1473KではUO$$_{2}$$相が維持されていた。1873Kでは(U,Zr)O$$_{2}$$固溶体相の形成が観測された。酸化性雰囲気では、1473Kの場合にはU$$_{3}$$O$$_{8}$$と(Fe,Cr)UO$$_{4}$$相の混合物が得られ、1873Kでは(U,Zr)O$$_{2}$$が形成された。浸漬試験により金属イオンの溶出挙動を調べるため、中性子照射により核分裂生成物を導入する、もしくは出発物質への添加によりその安定同位体を導入する処理を行った。試験の結果、Uの溶出挙動は、模擬デブリの性状や浸漬液の液性に依存することが確認された。CsやSr, Baは模擬デブリの固相組成に依存せず顕著な溶出を示した。一方で、多価イオンとなるEuとRuの溶出は抑制されることが観測され、模擬デブリ中でウラン相に固溶ないしは包含されたことによる影響が推察される。

論文

Evolution of austenite lattice parameter during isothermal transformation in a 0.4 C low alloyed steel

Wang, Y.*; 友田 陽*; 大村 孝仁*; Gong, W.; Harjo, S.

Materialia, 27, p.101685_1 - 101685_9, 2023/03

The evolution of internal stress during displacive transformation is a topic of continuous debate. Neutron diffraction was used to study the isothermal bainite transformation in a 0.4 C low alloyed steel from 773 to 623 K to provide a clearer basis for discussion regarding the change in the austenite lattice parameter. According to diffraction profile analysis, fresh bainite possesses a body-centered tetragonal structure, and its c/a ratio decreases rapidly over time. The austenite lattice parameter increases or decreases depending on whether the transformation temperature is above or below the nose of the Time-Temperature-Transformation (TTT) curve. This isothermal transformation behavior can be divided into two categories: above and below the nose of TTT curve, which correspond to the upper and lower bainites, respectively. The internal stresses caused by the transformation strains are relaxed by dislocation motion and vacancy formation. The yielded dislocations and vacancies not only affect the broadening of both austenite and bainitic ferrite diffraction peaks but also the lattice parameter.

論文

Tensile overload-induced texture effects on the fatigue resistance of a CoCrFeMnNi high-entropy alloy

Lam, T.-N.*; Chin, H.-H.*; Zhang, X.*; Feng, R.*; Wang, H.*; Chiang, C.-Y.*; Lee, S. Y.*; 川崎 卓郎; Harjo, S.; Liaw, P. K.*; et al.

Acta Materialia, 245, p.118585_1 - 118585_9, 2023/02

 被引用回数:8 パーセンタイル:80.32(Materials Science, Multidisciplinary)

The present study investigates the crystallographic-texture effects on the improved fatigue resistance in the CoCrFeMnNi high-entropy alloys (HEAs) with the full-size geometry of the ASTM Standards E647-99. We exploited X-ray nano-diffraction mapping to characterize the crystal-deformation levels ahead of the crack tip after stress unloading under both constant- and tensile overloaded-fatigue conditions. The crack-tip blunting-induced much higher deformation level was concentrated surrounding the crack-tip which delays the fatigue-crack growth immediately after a tensile overload. The predominant deformation texture orientation in the Paris regime was investigated, using electron backscatter diffraction and orientation distribution function analyses. The twinning formation-driven shear deformation gave rise to the development of the Goss-type texture within the plastic deformation regime under a tensile-overloaded-fatigue condition, which was attributed to enhance the crack deflection and thus the tensile induced crack-growth-retardation period in the CoCrFeMnNi HEA.

論文

Effect of extrusion ratio in hot-extrusion on kink deformation during compressive deformation in an $$alpha$$Mg/LPSO dual-phase magnesium alloy monitored by ${it in situ}$ neutron diffraction

Harjo, S.; Gong, W.; 相澤 一也; 川崎 卓郎; 山崎 倫昭*; 眞山 剛*; 河村 能人*

Materials Transactions, 64(4), p.766 - 773, 2023/02

 被引用回数:4 パーセンタイル:90.35(Materials Science, Multidisciplinary)

To elucidate the effect of extrusion ratio in hot-extrusion on the deformation behavior during compression of Mg$$_{97}$$Zn$$_{1}$$Y$$_{2}$$ alloy containing about 25-vol% long-period stacking ordered phase (LPSO) in the HCP structured $$alpha$$ matrix ($$alpha$$Mg), ${it in situ}$ neutron diffraction measurements were performed under compressive loading using four types of samples: as-cast and after hot extrusion at 623 K with extrusion ratios of 5.0, 7.5 and 12.5. The macroscopic yielding was observed to appear by the occurrence of basal slip of $$alpha$$Mg in the as-cast sample and at the onset of twinning in the hot extruded samples. The applied stress to initiate slip, twinning, and kinking increased by hot extrusion and then decreased with increasing extrusion ratio. LPSO shared higher stress than $$alpha$$Mg and the ratio to the strength increased as the extrusion ratio increased.

報告書

健全性崩壊をもたらす微生物による視認不可腐食の分子生物・電気化学的診断及び抑制技術の開発(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 物質・材料研究機構*

JAEA-Review 2022-045, 82 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-045.pdf:4.6MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「健全性崩壊をもたらす微生物による視認不可腐食の分子生物・電気化学的診断及び抑制技術の開発」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、微生物が関与して誘起・加速する金属材料の腐食(微生物鉄腐食)に関して、加速検査試験片、オンサイト遺伝子検査などの革新的な診断技術を開発、1Fで想定される微生物腐食の発生・進行条件の洗い出しを行い、水質や環境コントロールによって微生物腐食を防ぐ方法を提案することを目的とした。さらに、材料・微生物・電気化学を基盤とした研究拠点を発展的に形成し、現場技術者が使用可能な技術の開発、さらには高い学際性を持つリーダー人材の育成を目指す。本年度の実験から特に1Fと関連する環境サンプルから淡水では初となる電気微生物鉄腐食を行うメタン生成細菌が単離され、高い鉄腐食能が確認された。その他にも、局所的に激しい腐食を行う細菌の単離や、腐食細菌を集積する材料・技術開発が進んだ。

論文

Unexpected dynamic transformation from $$alpha$$ phase to $$beta$$ phase in zirconium alloy revealed by in-situ neutron diffraction during high temperature deformation

Guo, B.*; Mao, W.; Chong, Y.*; 柴田 曉伸*; Harjo, S.; Gong, W.; Chen, H.*; Jonas, J. J.*; 辻 伸泰*

Acta Materialia, 242, p.118427_1 - 118427_11, 2023/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:64.46(Materials Science, Multidisciplinary)

Dynamic transformation from alpha (HCP) to beta (BCC) phase in a zirconium alloy was revealed by the use of in-situ neutron diffraction during hot compression. The dynamic transformation was unexpectedly detected during isothermal compression at temperatures of 900$$^{circ}$$C and 950$$^{circ}$$C (alpha + beta two-phase region) and strain rates of 0.01 s$$^{-1}$$ and 0.001 s$$^{-1}$$, even though equilibrium two-phase states were achieved prior to the hot compression. Dynamic transformation was accompanied by diffusion of Sn from beta to alpha phase, which resulted in changes of lattice parameters and a characteristic microstructure of alpha grains. The details of dynamic transformation are discussed using the evolution of lattice constants.

論文

Engineering formulation of the irradiation growth behavior of zirconium-based alloys for light water reactors

垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊

Journal of Nuclear Materials, 573, p.154110_1 - 154110_7, 2023/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

The irradiation growth behavior of coupon specimens prepared from improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding, which have various additive elements and fabrication conditions, was investigated by conducting an irradiation test at 573 and 593 K under typical PWR coolant conditions up to a fast-neutron fluence of $$approx$$7.8$$times$$10$$^{21}$$ (n/cm $$^{2}$$, E $$>$$1 MeV) in the Halden reactor in Norway. Based on the dimensional change data measured at interim and final inspections, the amounts of irradiation growth of the improved Zr-based alloys were formulated from the viewpoint of engineering. The trends of the parameters which express the effects of additive elements on irradiation growth behavior were in good agreement with those previously reported, and it was found that the amount of irradiation growth can be expressed by using a summation rule of the effect of each additive element on irradiation growth.

論文

Structure, stability, and actinide leaching of simulated nuclear fuel debris synthesized from UO$$_{2}$$, Zr, and stainless-steel

桐島 陽*; 秋山 大輔*; 熊谷 友多; 日下 良二; 中田 正美; 渡邉 雅之; 佐々木 隆之*; 佐藤 修彰*

Journal of Nuclear Materials, 567, p.153842_1 - 153842_15, 2022/08

 被引用回数:4 パーセンタイル:78.52(Materials Science, Multidisciplinary)

福島第一原子力発電所事故では、UO$$_{2}$$やZr,ステンレス鋼(SUS)の高温反応により燃料デブリが形成されたとみられる。この燃料デブリの化学構造や安定性を理解するため、UO$$_{2}$$-Zr-SUS系模擬デブリ試料の合成と物性評価を行い、より単純な組成の試料と比較した。模擬デブリ試料の合成では、不活性雰囲気(Ar)もしくは酸化雰囲気(Ar + 2% O$$_{2}$$)において1600$$^{circ}$$Cで1時間から12時間の加熱処理を行った。$$^{237}$$Npおよび$$^{241}$$Amをトレーサーとして添加し、浸漬試験ではUに加えてこれらの核種の溶出を測定した。試料の物性評価は、XRD, SEM-EDX,ラマン分光法およびメスバウアー分光法により行った。その結果、模擬デブリの主なU含有相は、加熱処理時の雰囲気に依らず、Zr(IV)およびFe(II)が固溶したUO$$_{2}$$相であることが分かった。模擬デブリ試料の純水もしくは海水への浸漬試験では、1年以上の浸漬の後も主な固相の結晶構造には変化が観測されず、化学的に安定であることが示された。さらに、U, Np, Amの溶出率はいずれも0.08%以下と、溶出は極めて限定的であることが明らかとなった。

報告書

合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2022-009, 73 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-009.pdf:2.08MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(以下、「福島第一原発」という)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、平成30年度に採択された「合金相を含む燃料デブリの安定性評価のための基盤研究」の平成30年度から令和3年度の研究成果について取りまとめたものである(令和3年度まで契約延長)。本課題は令和3年度が最終年度となるため4年度分の成果を取りまとめた。本研究は、福島第一原発炉内にて、SUS配管や圧力容器等の構造材と溶融した燃料や被覆管成分が高温で反応して形成された合金相を含む燃料デブリに着目し、UO$$_{2}$$-SUS系やUO$$_{2}$$-Zr(ZrO$$_{2}$$)-SUS系の模擬デブリを高温熱処理により合成し、化学的特性や水中への溶出挙動を測定するとともに、模擬デブリの酸化物相および合金相の経年変化を分光学的に分析する研究・開発を行う。

論文

Irradiation growth behavior and effect of hydrogen absorption of Zr-based cladding alloys for PWR

垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊

Annals of Nuclear Energy, 171, p.109004_1 - 109004_9, 2022/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:78.52(Nuclear Science & Technology)

In order to understand the dimensional stability of the fuel rod during long-term use in commercial LWRs, an irradiation growth testing in the Halden reactor of Norway was conducted on various fuel cladding materials including the improved Zr alloy. In this paper, the effect of hydrogen, which was absorbed in the cladding tube due to corrosion, on the irradiation growth behavior was evaluated. Comparison between the specimens with or without pre-charged hydrogen revealed that the effect of hydrogen absorption, accelerating irradiation growth, became significant when the hydrogen content exceeded the hydrogen solubility limit in the corresponding irradiation temperature. Analysis based on this understanding derived growth acceleration effect (0.06$$pm$$0.01)%/100 ppm, whose denominator is defined as the amount of absorbed hydrogen involved in hydride precipitation under irradiation as a relevant parameter.

論文

Release behaviors of elements from an Ag-In-Cd control rod alloy at temperatures up to 1673 K

永瀬 文久; 大友 隆; 上塚 寛*

Nuclear Technology, 208(3), p.484 - 493, 2022/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

Ag-In-Cd制御棒合金をアルゴンあるいは酸素中、1073-1673Kで60-3600s間加熱し、元素放出挙動を調べた。1123Kと1173Kの間の温度で合金の明らかな液化が起こるが、それ以下の温度では元素放出は少なかった。アルゴン中では、1173Kで3600s後に、1573Kでは60s後にほぼ全てのCdが放出されたが、AgとInの放出割合はそれぞれ3%以下及び8%以下であった。酸素中では、1573K以下でのCd放出は非常に少ないが、1673Kでは短時間に30-50%が放出された。調べた範囲では酸素中のAgとInの放出は少なかった。実験結果との比較から、従来の経験モデルはシビアアクシデント時に制御棒が破損した直後に相当する比較的低い温度範囲でCdの放出を過小評価している可能性がある。

報告書

健全性崩壊をもたらす微生物による視認不可腐食の分子生物・電気化学的診断及び抑制技術の開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 物質・材料研究機構*

JAEA-Review 2021-059, 71 Pages, 2022/02

JAEA-Review-2021-059.pdf:4.25MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(以下、「1F」という)の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「健全性崩壊をもたらす微生物による視認不可腐食の分子生物・電気化学的診断及び抑制技術の開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、微生物が関与して誘起・加速する金属材料の腐食(微生物鉄腐食)に関して、加速検査試験片、オンサイト遺伝子検査などの革新的な診断技術を開発、1Fで想定される微生物腐食の発生・進行条件の洗い出しを行い、水質や環境コントロールによって微生物腐食を防ぐ方法を提案することを目的とした。さらに、材料・微生物・電気化学を基盤とした研究拠点を発展的に形成し、現場技術者が使用可能な技術の開発、さらには高い学際性を持つリーダー人材の育成を目指す。本年度の実験から特に1Fと関連する環境サンプルから微生物による腐食反応が確認できており、この腐食反応を抑制する条件の特定が今後進むことが期待できる。その他の計画に関しても、次年度以降の重要な実験を始めるための予備的な知見が得られた。

論文

Work hardening behavior of hot-rolled metastable Fe$$_{50}$$Co$$_{25}$$Ni$$_{10}$$Al$$_{5}$$Ti$$_{5}$$Mo$$_{5}$$ medium-entropy alloy; In situ neutron diffraction analysis

Kwon, H.*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Gong, W.; Jeong, S. G.*; Kim, E. S.*; Sathiyamoorthi, P.*; 加藤 秀実*; Kim, H. S.*

Science and Technology of Advanced Materials, 23(1), p.579 - 586, 2022/00

 被引用回数:6 パーセンタイル:66.14(Materials Science, Multidisciplinary)

Metastability engineering is a strategy to enhance the strength and ductility of alloys via deliberately lowering phase stability and prompting deformation-induced martensitic transformation. In this work, the martensitic transformation and its effect on the mechanical response of a Fe$$_{50}$$Co$$_{25}$$Ni$$_{10}$$Al$$_{5}$$Ti$$_{5}$$Mo$$_{5}$$ medium-entropy alloy (MEA) were studied by in situ neutron diffraction under tensile loading. This work shows how great a role FCC to BCC martensitic transformation can play in enhancing the mechanical properties of ferrous MEAs.

論文

Work hardening behavior of dual phase copper-iron alloy at low temperature

山下 享介*; 古賀 紀光*; 川崎 卓郎; 諸岡 聡; 友野 翔平*; 梅澤 修*; Harjo, S.

Materials Science & Engineering A, 819, p.141509_1 - 141509_10, 2021/07

 被引用回数:21 パーセンタイル:83.73(Nanoscience & Nanotechnology)

In-situ neutron diffraction measurements were performed on a cold-rolled copper-iron (Cu-Fe) alloy during tensile tests at 293 K and 150 K. The roles of Cu and Fe on the deformation behavior of alloys were discussed and clarified. The strength and work-hardening rate of the alloy increased with decreasing test temperature. Furthermore, the phase stress of Fe increased considerably with decreasing test temperature; however, the response of this stress to the applied true stress exhibited no dependence on the temperature. The phase stresses of Cu changed only slightly with decreasing test temperature. However, the Cu phase stress response to the applied true stress increased with decreasing test temperature, indicating an increase in the work-hardening rate. The strengthening of Fe and the increase in the work-hardening of Cu contributed to an increase in the strength and work-hardening rate of the Cu-Fe alloy at low temperatures.

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