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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
Co
Ni
Mo
in atomic% by utilizing the characteristics of the maraging steels. By a single-step aging of only 10 min at 650 
C, the alloy showed microstructures consisting of a very high number density of (Fe, Co, Ni)
Mo
-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.
Mg/LPSO dual-phase magnesium alloy monitored by 
neutron diffractionHarjo, 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
Zn
Y
alloy containing about 25-vol% long-period stacking ordered phase (LPSO) in the HCP structured matrix (Mg), 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 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 Mg and the ratio to the strength increased as the extrusion ratio increased.
ceramicsVauchy, R.; 廣岡 瞬; 渡部 雅; 横山 佳祐; 砂押 剛雄*; 山田 忠久*; 中道 晋哉; 村上 龍敏
Ceramics International, 49(2), p.3058 - 3065, 2023/01
被引用回数：8 パーセンタイル：75.06(Materials Science, Ceramics)Pure and low -AlO
-SiO co-doped ceria specimens were prepared by conventional ceramic processing using powder metallurgy. The effect of co-doping on the microstructural and structural properties of cerium dioxide was investigated by means of optical microscopy, scanning electron microscopy, X-ray diffraction and Raman spectroscopy. The co-addition of alumina and silica promoted liquid phase sintering (LPS) and significantly contributed to grain growth, even in the small concentrations of the present study (1 wt% and 2 wt%). A glassy-look phase precipitated at the grain boundaries, characteristic of liquid phase sintering. The addition of dopants to the formulation greatly enhanced the grain growth process without disturbing the CeO structure.
石田 真也; 深野 義隆; 飛田 吉春; 岡野 靖
Journal of Nuclear Science and Technology, 13 Pages, 2023/00
被引用回数：1 パーセンタイル：0.01(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.
堀口 直樹; 吉田 啓之; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Proceedings of 12th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS12) (Internet), 6 Pages, 2022/10
シビアアクシデント時の軽水炉の安全性評価において、プール中を落下しブレイクアップする溶融燃料ジェットから発生する微粒化物の物理量の推定が重要である。このため、燃料と冷却材間の相互作用(FCI)に含まれる流体力学的相互作用を伴う液体ジェットとしての挙動の評価手法が開発されている。炉外で想定される浅いプールの場合、溶融燃料は液状の壁面衝突噴流として振る舞い、微粒化物を伴うあるいは伴わない液膜流として拡がることが想定される。我々の研究では、流体力学的相互作用と過渡的かつ三次元的に床面を拡がる点に着目し、詳細二相流解析コードTPFITを用いた数値シミュレーションによる評価手法と、この妥当性確認のために液液系において3D-LIF法を用いた実験手法を開発している。過去の研究で、微粒化を伴う壁面衝突噴流が特徴的な構造を過渡的に有することを観察しており、その各部に依存した微粒化物の物理量の変化、ひいては安全評価への影響が考えられることから、各部におけるこの物理量の計測が重要と考える。本報は、数値シミュレーションの妥当性確認に資するべく実施した、浅水プール中の壁面衝突噴流における微粒化物の物理量の計測について説明する。3D-LIF法による実験を行い、分散相追跡法によって液膜流上の微粒化位置に基づいて実験データを各部に区分した。この区分したデータから微粒化物の径および総量を計測し、これらの変化傾向を検討した結果について述べる。
加藤 慎也; 松場 賢一; 神山 健司; Akaev, A.*; Vurim, A.*; Baklanov, V.*
Proceedings of 13th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-13) (Internet), 12 Pages, 2022/09
炉心崩壊事故(CDA)における溶融炉心物質の原子炉内保持(IVR)はナトリウム冷却高速炉の安全性を高めるために最も重要である。IVRを確保するための主要な課題の一つは、溶融炉心物質を炉心領域から効率的に排出するための制御棒案内管(CRGT)の設計である。CRGTの設計の有効性はCDA解析によって評価されるが、この解析には試験研究と連携した計算機コードの開発が合理的である。そこで、EAGLE-3プロジェクトと呼ばれる共同研究において、CRGTを介した溶融炉心物質の流出挙動を課題の一つとして試験研究が進められてきた。本試験研究で得られた知見はSIMMERコードの開発に反映される。このプロジェクトでは、CRGTを通じた溶融炉心物質の流出挙動を把握するために、溶融アルミナを燃料模擬物質とした一連の炉外試験が行われた。本研究では、CRGT内の内部構造物が溶融炉心物質の流出挙動に与える影響を調べるため、内部構造物を有するダクトを溶融アルミナが流下する炉外試験のデータを分析した。さらに、SIMMERコードによる試験後の解析を行い、試験結果との比較を行った。
吉田 啓之; 堀口 直樹; 小野 綾子; 古市 肇*; 上遠野 健一*
Proceedings of 29th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 29) (Internet), 7 Pages, 2022/08
About the boiling transition (BT) that determines the maximum thermal output of the BWR, it is considered that the spacers have significant effects on the occurrence of BT. And occurrence conditions of BT can be changed by devising the spacer shapes. In the light water cooled fast reactor: RBWR, thermal-hydraulics conditions are more severe than the current BWR. Then, the effect of the spacer on BT should be sufficiently utilized in the RBWR. In the thermal-hydraulics design for the current BWR, large-scale tests were carried out and used to evaluate BT conditions. The RBWR is still in the design stage, and there is room to be changed to many parameters. Then, it is not reasonable to determine the shape of the spacer by evaluation only for large-scale tests. On the other hand, by applying a two-phase CFD method with remarkable development in recent years, we can develop a model that can predict the effect of spacers mechanistically. This research used the detailed two-phase flow simulation code TPFIT developed by JAEA to simulate annular dispersed flow in RBWR subchannels. In the occurrence of BT, it is considered that the two-phase flow pattern is the annular dispersed flow, and we want to evaluate the effects of spacer shape on annular dispersed flow in RBWR subchannels. As the first step of this research, we performed numerical simulations of annular dispersed flow in the simplified subchannel of RBWR. We used a circular tube with the same hydraulic diameter as the RBWR subchannel to consider the basic effects of spacer on the annular dispersed flow. As a simulation parameter, we choose the existence of the spacer. The spacer used in the simulation has a simplified shape and the same blockage ratio as the RBWR. In this paper, we describe the result of numerical simulation. We evaluated droplets' size and velocity based on simulation results for the spacer's existence and non-existence cases.
and GeO liquids河口 宗道; 宇埜 正美*
Journal of Crystal Growth, 585, p.126590_1 - 126590_7, 2022/05
過冷却ケイ酸塩,SiO,GeO融液中の11種類の酸化物または混合酸化物の結晶化におけるフェーズフィールド易動度
と結晶成長速度をフェーズフィールドモデル(PFM)を用いて計算し、の物質依存性を議論した。実験の結晶成長速度と
のPFMシミュレーションから得られた結晶成長速度の比は、両対数プロットで結晶成長における固液界面プロセスの
のべき乗に比例した。また
のパラメータ
と
は
m
J
s,
であり、材料に固有の値であることが分かった。決定されたを用いたPFMシミュレーションにより、実験の結晶成長速度を定量的に再現することができた。は
における単位酸素モル質量あたりの陽イオンモル質量の平均の拡散係数と両対数グラフで比例関係にある。は化合物中の酸素モル質量あたりの陽イオンのモル質量の総和
に依存する。
では、陽イオンのモル質量が大きくなるにつれては小さくなる。陽イオンのモル質量は陽イオンの移動の慣性抵抗に比例するため、は陽イオンのモル質量の逆数で減少する。
の重い陽イオンのケイ酸塩の結晶化では、は約
で飽和し、
となる。
佐藤 一憲; 山路 哲史*; Li, X.*; 間所 寛
Mechanical Engineering Journal (Internet), 9(2), p.21-00436_1 - 21-00436_17, 2022/04
Interpretation for the two-week long Unit 3 ex-vessel debris cooling behavior was conducted based on the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Plant (1F) data and the site data such as pressure, temperature, gamma ray level and live camera pictures. It was estimated that the debris relocated to the pedestal was in partial contact with liquid water for about initial two days. With the reduction of the sea water injection flowrate, the debris, existed mainly in the pedestal region, became "dry", in which the debris was only weakly cooled by vapor and this condition lasted for about four days until the increase of the sea water injection. During this dry period, the pedestal debris was heated up and it took further days to re-flood the heated up debris.
堀口 直樹; 吉田 啓之; 山村 聡太*; 藤原 広太*; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 14 Pages, 2022/03
In severe accidents of nuclear reactors, molten fuel and structural materials leak out of the pressure vessel into the water pool on the pedestal floor. If the water pool is shallow, the molten material enters the shallow pool as a liquid jet, disperses as debris, spreads over the floor, and it cooled by fuel-coolant interaction (FCI). Numerical simulations and experiments with state-of-the-art visualization techniques are developed and used to consider the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet as a debris jet. By performing these simulations and experiments, we obtain detailed 3-dimensional shapes of the liquid jet interfaces. However, to evaluate the thermal-hydraulic behavior of the liquid jet, we require not only 3-dimensional shapes but also the velocity and size of dispersed liquid. We have developed a dispersed phase tracking method by using time-series data of 3-dimensional shapes of the melt interface obtained by numerical simulations or experiments to obtain these data. Firstly, we verified the applicability of the developed method by applying a simple system. Next, we applied the method to the numerical results of a liquid jet entering a shallow pool by TPFIT. The results show that the liquid jet entering the shallow pool reproduces the dispersion behavior of the fragments. The generated fragments were quantitively confirmed to have curved and rotational trajectories with complex nonlinear motions. In the relationship between the volume equivalent diameter of the fragments and the magnitude of velocity, it was confirmed that the larger the equivalent diameter, the smaller the velocity fluctuation.
小野 綾子; 山下 晋; 鈴木 貴行*; 吉田 啓之
Proceedings of 19th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-19) (Internet), 16 Pages, 2022/03
原子力機構では、軽水炉燃料の安全性評価において必須である限界熱流束の評価において、新型燃料設計にかかわる大型モックアップ試験によるコストの削減や、想定外事象に対応するためにモックアップ試験の試験範囲よりも幅広い範囲において、限界熱流束を機構論に基づき評価する研究に着手している。本研究では、機構論的流動解析手法であるJUPITERを用いて、スワールベーンおよびスプリットベーン付きの燃料集合体内の国際ベンチマーク問題を対象とした単相流解析および同体系における二相流解析を実施し、各種ベーンによる流動場および気泡挙動に与える効果、解析における課題の抽出を行った結果を報告する。
大川 富雄*; 森 昌司*; Liu, W.*; 小瀬 裕男*; 吉田 啓之; 小野 綾子
日本原子力学会誌ATOMO
, 63(12), p.820 - 824, 2021/12
原子炉設計における効率的な燃料設計および最適な安全評価のために、機構論に基づいた限界熱流束評価技術が望まれている。この長年の技術課題は、近年の詳細解析技術及び計測技術の体系的統合を段階的に進めることで、打開できる可能性がある。このため本研究専門委員会では、将来的な限界熱流束評価技術の構築に向けて、過去の膨大な研究を精査することで必要な知見を整理する。これらの議論を通して、原子炉における機構論的限界熱流束評価技術に必要な研究課題を提示する。Part2では、これまでの限界熱流束機構に関する基礎研究や限界熱流束の予測手法確立に必須な数値解析手法の発展にふれ、課題提起を行う。
伊奈 拓也*; 井戸村 泰宏; 今村 俊幸*; 山下 晋; 小野寺 直幸
Proceedings of 12th Workshop on Latest Advances in Scalable Algorithms for Large-Scale Systems ScalA21) (Internet), 8 Pages, 2021/11
被引用回数：1 パーセンタイル：50.67(Computer Science, Software Engineering)多相熱流動解析コードJUPITERにおける前処理付き共役勾配法(P-CG)ソルバおよびマルチグリッド前処理付き共役勾配法(MGCG)ソルバに対して反復改良(IR)法に基づく新しい混合精度前処理を開発した。このIR前処理では全てのデータを半精度で格納してメモリアクセスを削減するが、全ての演算処理を単精度で行う。このハイブリッド半精度/単精度実装は単精度処理と同様の収束特性を維持しつつ、計算性能は半精度処理に近くなる。開発ソルバを富岳(A64FX)で最適化し、JUPITERの悪条件行列に適用した。新しいIR前処理を用いたP-CGソルバとMGCGソルバは8,000ノードまで良好な強スケーリングを示し、8,000ノードにおいて、これらのソルバはOakforest-PACS(KNL)における従来ソルバに比べてそれぞれ4.86倍および2.39倍に高速化された。
Han, X.*; Shen, X.*; 山本 俊弘*; 中島 健*; 孫 昊旻; 日引 俊*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 178, p.121637_1 - 121637_24, 2021/10
被引用回数：7 パーセンタイル：58.99(Thermodynamics)This paper studies the flow regimes, their transitions and the drift-flux correlations in upward gas-liquid two-phase flows in vertical rod bundle flow channels. The flows are classified into 5 flow regimes, namely, bubbly, finely dispersed bubbly, cap-bubbly, churn and annular flows according to their different flow characteristics. Transition criteria between the flow regimes are proposed mechanistically. Those criteria can correctly predict 83% of the existing experimental observation of the flow regime. The drift-flux correlations for the distribution parameter and the drift velocity are also improved. The void fractions predicted by those correlations are compared with the existing experimental data, showing satisfactory agreement with mean relative error of 8%.
野間 雄一郎*; 小手川 恒*; 久保 徹郎*; 藤 秀樹*; 播磨 尚朝*; 芳賀 芳範; 山本 悦嗣; 大貫 惇睦*; 伊藤 公平*; 仲村 愛*; et al.
Journal of the Physical Society of Japan, 90(7), p.073707_1 - 073707_5, 2021/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Physics, Multidisciplinary)Ferromagnetic fluctuation relevant to the pressure-induced superconductivity in UGe is investigated by means of NMR spectroscopy. Longitudinal magnetic fluctuations were observed in the spin-echo decay rate near the ferromagnetic critical point where superconductivity takes place. This result strongly suggests that superconductivity in ferromagnets is universally mediated by anisotropic magnetic fluctuations.
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.
佐藤 一憲; 荒井 雄太*; 吉川 信治
Journal of Nuclear Science and Technology, 58(4), p.434 - 460, 2021/04
被引用回数：6 パーセンタイル：72.21(Nuclear Science & Technology)The vapor formation within the reactor pressure vessel (RPV) is regarded to represent heat removal from core materials to the coolant, while the hydrogen generation within the RPV is regarded to represent heat generation by metal oxidation. Based on this understanding, the history of the vapor/hydrogen generation in the in-vessel phase of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 was evaluated based on the comparison of the observed pressure data and the GOTHIC code analysis results. The resultant vapor/hydrogen generation histories were then converted to heat removal by coolant and heat generation by oxidation. The effects of the decay power and the heat transfer to the structures on the core material energy were also evaluated. The core materials are suggested to be significantly cooled by water within the RPV, especially when the core materials are relocated to the lower plenum.
B佐藤 芳樹*; 本多 史憲*; Maurya, A.*; 清水 悠晴*; 仲村 愛*; 本間 佳哉*; Li, D.*; 芳賀 芳範; 青木 大*
Physical Review Materials (Internet), 5(3), p.034411_1 - 034411_9, 2021/03
被引用回数：1 パーセンタイル：6.33(Materials Science, Multidisciplinary)Single-crystal growth and magnetic properties of NdPtB are reported on a enantiopure crystal. We observed multiple phase transitions at 9.5 and 11 K under zero magnetic field. Nontrivial magnetic phase diagram demonstrates the competitive interactions in this system.
岡垣 百合亜; 与能本 泰介; 石垣 将宏; 廣瀬 意育
Fluids (Internet), 6(2), p.80_1 - 80_17, 2021/02
Many thermohydraulic issues about the safety of light water reactors are related to complicated two-phase flow phenomena. In these phenomena, computational fluid dynamics (CFD) analysis using the volume of fluid (VOF) method causes numerical diffusion generated by the first-order upwind scheme used in the convection term of the volume fraction equation. Thus, in this study, we focused on an interface compression (IC) method for such a VOF approach; this technique prevents numerical diffusion issues and maintains boundedness and conservation with negative diffusion. First, on a sufficiently high mesh resolution and without the IC method, the validation process was considered by comparing the amplitude growth of the interfacial wave between a two-dimensional gas sheet and a quiescent liquid using the linear theory. The disturbance growth rates were consistent with the linear theory, and the validation process was considered appropriate. Then, this validation process confirmed the effects of the IC method on numerical diffusion, and we derived the optimum value of the IC coefficient, which is the parameter that controls the numerical diffusion.
齋藤 慎平*; De Rosis, A.*; Fei, L.*; Luo, K. H.*; 海老原 健一; 金子 暁子*; 阿部 豊*
Physics of Fluids, 33(2), p.023307_1 - 023307_21, 2021/02
被引用回数：31 パーセンタイル：98.32(Mechanics)流れ場で沸騰が発生する現象は強制対流沸騰として知られている。今回、飽和条件の流れ場中の円柱上での沸騰システムを数値的に調査した。複雑な気液相変化現象に対処するために、擬ポテンシャル格子ボルツマン法(LBM)に基づく数値スキームを開発した。高いレイノルズ数の数値安定性を高めるため、衝突項を中心モーメント(CM)の空間で解いた。CMベースのLBMに適した力場スキームを採用することで簡潔でありながら堅牢なアルゴリズムとなっている。さらに、熱力学的一貫性を確保するために必要な追加項をCMの枠組みにおいて導出した。現在のスキームの有効性は、核形成,成長、および30-30000の間で変化するレイノルズ数の蒸気泡の離脱を含む一連の沸騰プロセスに対してテストされた。開発したCMベースのLBMは、初期気相などの人工的な入力なしに、核沸騰,遷移沸騰、および膜沸騰の沸騰様式を再現できる。結果からプール沸騰ではなく強制対流システムでも抜山曲線として知られる典型的な沸騰曲線が現れることが分かった。また、今回のシミュレーションは膜沸騰領域でも断続的な直接固液接触の実験的観察を支持することが分かった。
