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Zhang, Y.*; 丸澤 賢人*; 工藤 航平*; 諸岡 聡; Harjo, S.; 宮本 吾郎*; 古原 忠*
ISIJ International, 64(2), p.245 - 256, 2024/01
As-quenched martensite in carbon steels needs to be tempered to restore its ductility and toughness for practical applications. During tempering of martensite, microstructural evolutions induced by a series of reactions relevant to carbon diffusion is known to occur. In this study, multi-aspect characterization using advanced techniques such as in-situ neutron diffraction, transmission electron microscopy and three-dimensional atom probe tomography, was performed to investigate the changes in tetragonality, physical properties, microstructure and solute carbon content in high-carbon martensite, with an aim to clarify its low-temperature tempering behaviors. A binary alloy with a chemical composition of Fe-0.78 mass%C was austenitized and quenched to prepare the as-quenched martensite, followed by tempering in continuous heating at different heating rates. It was found that various reactions occurred sequentially during tempering, starting from the structure modulation generated by carbon clustering in the 0th stage, then followed by the precipitation of metastable 
-carbide particles on linear features in the 1st stage, towards the later decomposition of retained austenite and precipitation of cementite in the 2nd and 3rd stages, respectively. After analyzing the experimental results, the solute carbon content in martensite tempered under various conditions was found to be in good agreement with that estimated from the lattice volume expansion, whereas the evaluation based on the tetragonality might lead to some underestimation of the solute carbon content in martensite tempered at high temperatures.
Journeau, C.*; Delacroix, J.*; Gu
var, C.*; Testud, V.*; Brackx, E.*; Porcheron, E.*; Bouland, A.*; Berlemont, R.*; 池田 篤史
Science Talks (Internet), 6, p.100215_1 - 100215_9, 2023/05
One of the important challenges for the decommissioning of the damaged reactors of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) is the fuel debris retrieval. The URASOL (URAnium and aeroSOL) project has been undertaken by the French consortium laboratories consisting of ONET, CEA, and IRSN for JAEA. It aims at acquiring basic data on the generation and characteristics of radioactive aerosols from the thermal or mechanical processing of fuel debris simulant. Prototypic fuel debris samples were fabricated based on the average of the lower head compositions computed in the OECD/BSAF benchmark. Samples were heated in an induction furnace to simulate thermal cutting and released aerosols were collected during three temperature ramps using impactors. The collected aerosols were chemically analyzed by ICP-AES and ICP-MS. Iron and tin are the major elements found in these aerosols, followed by chromium and silicon. Significant releases of tellurium, barium and cerium were observed.
廃炉環境国際共同研究センター; 北海道大学*
JAEA-Review 2022-038, 102 Pages, 2023/01
JAEA-Review-2022-038.pdf:4.76MB
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「溶脱による変質を考慮した汚染コンクリート廃棄物の合理的処理・処分の検討」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。汚染水との接触により変質したと考えられる地下構造物コンクリートに焦点をあて、核種の移行挙動、変質コンクリートの特性に基づいて核種移行モデルを構築し、コンクリート廃棄物の物量推計及び廃棄物管理シナリオ評価を実施する。移行挙動は核種、化学形に依存し、I
の収着分配係数
はC-S-H及びC-A-S-H試料ではセメントペーストより2桁低くなったのに対し、Uでは試料によらず10
L kg
以上と高くなった。
Cの移行挙動は化学形によって大きく異なった。コンクリートの溶出挙動は非破壊CT-XRD連成法によって可視化でき、また、定量的に模擬できるよう既存モデルを改良した。合成C-S-H、高
Si含有合成C-A-S-H、劣化コンクリートから抽出したCS-Hを対象にNMRによる微細構造評価を実施した。固体廃棄物保管施設のコンクリート瓦礫等の線量測定結果をもとに放射性核種濃度を統計的に推定する手法を開発した。滞留水に浸漬したコンクリートの性状や核種の水中濃度を与条件として不確実性を含めて多核種の放射能濃度分布を推計した。また、
Iの汚染水への移行モデル及びCのソースタームを検討した。さらに、廃棄物管理工程の潜在的な放射線リスクの分析のため、SED指標の適用性を検討した。
Grazzi, F.*; Cialdai, C.*; Manetti, M.*; Massi, M.*; Morigi, M. P.*; Bettuzzi, M.*; Brancaccio, R.*; Albertin, F.*; 篠原 武尚; 甲斐 哲也; et al.
Rendiconti Lincei. Scienze Fisiche e Naturali, 32(3), p.463 - 477, 2021/09
被引用回数：3 パーセンタイル：22.01(Multidisciplinary Sciences)In this paper, we have studied an additively manufactured metallic component, intended for ultra-high vacuum application, the exit-snout of the MACHINA transportable proton accelerator beam-line. Metal additive manufacturing components can exhibit heterogeneous and anisotropic microstructures. Two non-destructive imaging techniques, X-ray computed tomography and Neutron Tomography, were employed to examine its microstructure. They unveiled the presence of porosity and channels, the size and composition of grains and intergranular precipitates, and the general behavior of the spatial distribution of the solidification lines. While X-ray computed tomography evidenced qualitative details about the surface roughness and internal defects, neutron tomography showed excellent ability in imaging the spatial density distribution within the component. The anisotropy of the density was attributed to the material building orientation during the 3D printing process. Density variations suggest the possibility of defect pathways, which could affect high vacuum performances. In addition, these results highlight the importance of considering building orientation in the design for additive manufacturing for UHV applications.
Harjo, S.; 川崎 卓郎; Grazzi, F.*; 篠原 武尚; 田中 眞奈子*
Materialia, 7, p.100377_1 - 100377_9, 2019/09
A mapping measurement using pulsed neutron diffraction with time-of-flight method is performed on a full-shape Japanese sword made in Keicho era (1596-1615) to elucidate the manufacturing process. The obtained diffraction patterns are analyzed by the Rietveld refinement and a line profile analysis. The constituent phases in the area closer to the back of the blade (ridge) are found to be ferrite and cementite, composing pearlite, while the area close to the edge is composed by martensite and austenite. The distributions of constituent phases are well explained with the distributions of dislocation density and crystallite size. The carbon contents and the residual macroscopic stresses are estimated from the obtained phase fractions and lattice parameters.
植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 5(5), p.18-00084_1 - 18-00084_9, 2018/10
プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO
-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2015年度より開始した模擬のYSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約18から21
mのZrC層の被覆に成功した。また、走査型電子顕微鏡(STEM)を通じて、臭化物法の原料ガスによるYSZ表面の劣化は観察されなかった。
植田 祥平; 相原 純; 水田 直紀; 後藤 実; 深谷 裕司; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Proceedings of 9th International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR 2018) (USB Flash Drive), 7 Pages, 2018/10
プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2017年度に実施した模擬のCeO-YSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約3から18mのZrC層の被覆に成功した。
植田 祥平; 相原 純; 後藤 実; 橘 幸男; 岡本 孝司*
Proceedings of 25th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-25) (CD-ROM), 4 Pages, 2017/07
プルトニウム燃焼高温ガス炉に用いるセキュリティ強化型安全(3S-TRISO)燃料においては、イットリア安定化ジルコニア(YSZ)を不活性母材とするPuO-YSZ燃料核へ、遊離酸素ゲッターの特性を有する炭化ジルコニウム(ZrC)を直接被覆する。2015年度より開始した模擬のYSZ粒子への臭化物化学蒸着法に基づくZrC被覆試験の結果、粒子装荷量100gの条件において被覆層厚さ約18から21mのZrC層の被覆に成功した。また、走査型電子顕微鏡(STEM)を通じて、臭化物法の原料ガスによるYSZ表面の劣化は観察されなかった。
戸澤 一清*; 桐山 幸治*; 三井 隆也; 塩飽 秀啓; 原見 太幹
AIP Conference Proceedings 705, p.671 - 674, 2004/00
大型放射光施設SPring-8において原研ビームラインBL11XUの分光結晶として、水冷ダイヤモンド結晶に代わり液体窒素冷却Si結晶を導入した。6keVから70keVまでの利用エネルギー全範囲でX線性能を向上させるために、Si(111)及びSi(311)の2個の結晶面を入射X線に垂直な水平軸(X軸)駆動ステージにより切り替えることのできるシステムを採用した。まず、結晶ホルダの組立などにより結晶に発生する歪みを見積もるために、結晶ホルダに結晶を組み込んだ状態における結晶性の評価をオフラインで行った。MoK
線を用い二結晶平行配置で両結晶面の第二結晶についてX線の入射位置を変化させてロッキングカーブ測定を行った。得られたロッキングカーブの半値幅はいずれもX線の入射位置に依存せず一様で、理論値とほぼ同等であり、結晶性が良いことがわかった。BL11XUにおいてアンジュレータ光を用いて強度測定及びロッキングカーブ測定を行った。結果的に、いずれの結晶面も十分な出力強度の増加が得られ、高熱負荷によるロッキングカーブの半値幅の増幅もなく、X線性能の飛躍的な向上が実現した。
MC'02企画委員会
JAERI-Conf 2003-001, 451 Pages, 2003/05
JAERI-Conf-2003-001.pdf:30.73MB
第3回材料化学国際シンポジウム(Third International Symposium on Material Chemistry in Nuclear Environment, MC'02)が、平成14年3月13日~15日の3日間、原子力基盤技術クロスオーバー研究の一環として、筑波研究交流センターで開催された。これまで、当該シンポジウムは原子力材料クロスオーバー研究グループが中心となって第1期(89~93),第2期(94~98)の各節目にそれぞれMC92,MC96として開催され、今回の第3期では計算科学及び陽電子ビームクロスオーバー研究グループと合同でMC'02として開催した。MC'02では、特に発電炉,再処理,核融合,加速器等の原子力技術の高度化に不可欠な複合環境用材料の課題と材料開発,計算科学,環境適応性評価技術等の最新技術開発動向に関して、国際的な専門家を集めて活発な討論が行われた。
小嶋 拓治; 須永 博美; 橘 宏行; 滝沢 春喜; 田中 隆一
IAEA-TECDOC-156, p.91 - 98, 2000/06
アラニン線量計を主として、原研で開発し使用している数種類の線量測定システムについて、線量率、放射線照射中の温度、線量計読み取り時の温度や素子の方向等が、線量応答に与える影響を定量的に明らかにした。これらにより、
Co
線、0.15~3MeV電子線及び制動放射X線のリファレンス/トランスファー線量計あるいはルーチン線量計としての特性を評価した。これとともに、線量相互比較を通じて、これらの線量測定システムにより与えられる線量値の信頼性をチェックした。本成果は、1995年より行われたIAEAの研究協力計画「放射線プロセスにおける品質保証のための大線量測定システムの特性研究と評価」の一環として得られたものである。
山脇 道夫*; 鈴木 敦士*; 横田 敏彦*; Luo, G.*; 山口 憲司*; 林 君夫
Proceedings of 1st Information Exchange Meeting on Basic Studies on High-Temperature Engineering, p.357 - 364, 1999/09
LiO,Li
SiO,LiTiO
,LiZrO,LiAlOのような核融合炉ブランケット用のセラミックス製トリチウム増殖材料の炉内照射試験においては、照射及びスイープガスのトリチウム抽出速度論に対する効果は、極めて重要である。格子欠陥生成及び吸脱着平衡に関連した気体-固体表面反応の測定は、高温で制御された雰囲気において仕事関数を測定できる高温ケルビン計によって行える。LiSiO及びLiZrOの場合には、測定した仕事関数の酸素分圧への依存性から、酸素空孔の形成が示唆された。一方、LiO,LiTiO,LiAlOの場合には、酸素空孔形成は観察されず、吸脱着反応が観察された。プロトンビーム照射下において、標準電極として用いる金について仕事関数を測定したところ、照射初期に急激に低下するが、照射後には徐々に回復することがわかった。第2回目の照射では、金の仕事関数は小さい値となった。これらの結果は、固体試料の表面近傍領域における欠陥形成について、原子炉等による照射下での固体表面のモニタリングの目的のために、高温ケルビン計を採用できる可能性があることを支持している。この方法の最近の開発状況について発表する。
湊 和生; 沢 和弘; 福田 幸朔; Baldwin, C. A.*; Gabbard, W. A.*; O.F.Kimball*; Malone, C. M.*; F.C.Montgomery*; B.F.Myers*; N.H.Packan*
JAERI-Research 98-021, 187 Pages, 1998/03
JAERI-Research-98-021.pdf:13.23MB
日米高温ガス炉燃料共同照射試験として、日本の燃料コンパクトを米国オークリッジ国立研究所のHFIR炉で照射し、引き続き照射後試験を行った。本報告書では、(1)被覆燃料粒子を含む燃料コンパクトの照射前特性評価、(2)照射条件及び被覆粒子燃料の照射健全性の指標となる照射中の核分裂ガス放出、(3)外観検査、寸法検査、断面組織観察、及び線測定などの照射後試験、並びに(4)事故時条件における燃料の健全性及び核分裂生成物の放出挙動を調べるための照射済み燃料を用いた1600~1800
Cにおける事故時挙動試験について記述した。
湊 和生; 芹澤 弘幸; 福田 幸朔; 伊藤 光雄
JAERI-Research 97-077, 17 Pages, 1997/10
JAERI-Research-97-077.pdf:1.09MB
半減期約21万年の超長寿命核分裂生成物である
Tcの消滅処理をめざして、テクネチウムの固体の研究を開始した。購入した粉末状の金属テクネチウムについて、X線回折測定、線測定、ならびにICP-AES法及びICP-MS法による不純物分析を行った。格子定数の測定値は、文献値に一致した。金属不純物はアルミニウム及び鉄などで約15ppmであり、線放出をともなう放射性の不純物は検出されなかった。この粉末試料を用いて、アーク溶解法により、ボタン、ロッド及びディスク状の金属テクネチウム試料を調製した。さらに、ディスク状の金属テクネチウム試料を用いて、レーザーフラッシュ法により、室温から1173Kまでの熱拡散率を測定した。金属テクネチウムの熱拡散率は、温度の上昇にともない減少したが、600K以上ではほとんど一定であった。
crystals with RBS/PIXE/XRDR.Q.Zhang*; 山本 春也; Dai, Z.*; 鳴海 一雅; 青木 康*; 楢本 洋; 宮下 敦巳
International Journal of PIXE, 7(3&4), p.265 - 275, 1997/00
FeTiO結晶の真の光学特性の評価のため、赤外線加熱形ふん囲気制御帯熔融法により、高純度・高完全度バルク単結晶の育成を行った。これらの人工結晶片と天然のイルメナイト結晶について、熱処理による結晶性向上、あるいは相分離の過程を、RBS法とPIXE法とを組合せた方法及びXRD法により詳細に調べた結果の報告である。
湊 和生; 菊地 啓修; 沢 和弘; 飛田 勉; 福田 幸朔
JAERI-Tech 95-056, 45 Pages, 1996/01
高温ガス炉燃料の日米共同照射試験として、原研で開発を進めている燃料コンパクトを米国オークリッジ国立研究所のHFIRで照射し、引き続き照射後試験を同所で実施することが計画された。本報告書は、日米共同HRB-22キャプセル照射試験用の原研燃料の製造プロセス及び照射前特性評価試験について記述したものである。この照射試験用の燃料コンパクトには、被覆燃料粒子のほかに、発熱量の調整のために模擬粒子が含まれていた。照射前特性評価試験は、被覆燃料粒子、模擬粒子及び燃料コンパクトを対象とし、不純物、寸法、密度、露出ウラン率、SiC層破損率などを測定した。また、光学顕微鏡、X線ラジオグラフィ及び走査電子顕微鏡により、燃料を観察した。その結果、これらの燃料コンパクトは、照射試料として適していること及び高い品質であることが明らかになった。
長尾 誠也; 妹尾 宗明
Humic Substances and Organic Matter in soil and Water Environments: Characterization,Transformations, 0, p.71 - 79, 1996/00
放射性廃棄物として固化された放射性核種が地下水中に溶出すると、地下水中の溶存有機物の大部分を占める腐植物質と錯体等を形成し、コロイドとして地質媒体中を保持されることなく移行する可能性がある。錯体形成及び移行挙動を理解するためには、腐植物質の特性を詳細に把握する必要がある。本研究では、錯体形成及び移行挙動に密接に関連している腐植物質の分子量分布に着目し、ゲル濾過高速液体クロマトグラフィーにより、複雑な濃縮等の前処理を行わずに簡易に測定する方法を検討した。その結果、通常のpH及びイオン強度範囲においてクロマトグラフは一致し、試水の化学的性質の違いによる影響は認められなかった。フミン酸0.5~100ppmのクロマトグラフの基本的な形状は一致し、再現性良く測定することができた。以上の結果は、本測定法により天然水中溶存腐植物質の分子量分布を直接測定できることを示唆している。
R.R.Schultz*; J.M.Cozzuol*; R.A.Shaw*; 与能本 泰介; 久木田 豊
NUREG/CP-0140 (Vol. 2), 0, p.217 - 238, 1995/00
原研では、米国NRCとの協定に基づき、WH社の開発になる次世代型PWRであるAP600炉の事故時挙動に関する熱水力総合実験(ROSA/AP600実験計画)を実施している。このため、原研のLSTF装置にAP600炉固有の受動的安全機器を付加し、改造後の装置について、各部の流動抵抗等、実験解析上重要な特性を実測し、仕様の範囲内にあることを確認した。また、第1回実験として実施したコールドレグ1インチ破断実験をREALP5/MOD3コードにより解析し、炉心補給水タンクによる安全注入など主要な現象が概ね再現されることを確認した。
microspheres by internal gelation processX.Cao*; 湊 和生; 小林 紀昭; 福田 幸朔
JAERI-M 89-180, 14 Pages, 1989/11
高温ガス炉被覆粒子燃料の微小UO核を内部ゲル化法により試作し、その粒子の特性を調べた。燃料核の製造は硝酸ウラン溶液にヘキサメチルテトラアミンと尿素を含む混合液滴を加温した流動パラフィン中に滴下する方法で行った。この試験では異なったノズルを使って2回の製造を行った。特性試験は直径、真球度、密度、結晶粒径及び強度について行い、また表面及び破面についてはSEM観察を行い、外部ゲル化法による燃料核との比較を行った。
中村 治人; 田代 晋吾
JAERI-M 83-076, 74 Pages, 1983/06
57年度に行った高レベル廃棄物処理処分に関する安全性研究の主な成果を集録した。1)処分環境での浸出率を評価するため、ガラス固化体の浸出機構を検討した。2)海外再処理に伴い発生する返還廃棄物の貯蔵及び処分の安全評価のため、COGEMA組成の模擬ガラス固化体の特性試験を行った。3)地層処分の安全評価のため、地下坑道内で岩盤及び埋戻し材の加熱特性試験を行った。また岩盤による浸出成分の移行遅延機構について検討した。4)廃棄物安全試験施設(WASTEF)の建設を完了し、ガラス固化試験及び大線源を使ったニャフィールド試験を開始した。
