Multi-aspect characterization of low-temperature tempering behaviors in high-carbon martensite

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

https://doi.org/10.2355/isijinternational.ISIJINT-2023-251

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.

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

https://doi.org/10.1007/s11085-023-10216-9

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 1350- 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, -Zr(O), or zirconium oxide (ZrO).

Development of a surrogate system of a plant dynamics simulation model and an abnormal situation identification system for nuclear power plants using deep neural networks

関 暁之; 吉川 雅紀; 西野宮 良太*; 沖田 将一朗; 高屋 茂; Yan, X.

Nuclear Technology, 12 Pages, 2024/00

https://doi.org/10.1080/00295450.2023.2273566

原子力プラントの安全な運転を支援するため、2種類のディープニューラルネットワーク(DNN)のシステムを構築した。一つは、原子力プラントの各種物理量についてシミュレーションよりも数桁少ない計算時間で推定するサロゲートシステム(SS)である。もう一つは、物理量から異常の原因となる外乱の状態を推定するシステム(ASIS)である。両システムとも、高温工学試験研究炉(HTTR)の挙動を様々なシナリオで再現することができる解析コード(ACCORD)から得られたデータを用いて学習を行った。DNNのモデルは、主要なハイパーパラメータを調整することにより構築された。これらの手順を経て、開発したシステムが高い精度で動作することを確認した。

Microstructural evolution of intermetallic phase precipitates in Cr-coated zirconium alloy cladding in high-temperature steam oxidation up to 1400C

Mohamad, A. B.; 根本 義之; 古本 健一郎*; 岡田 裕史*; 佐藤 大樹*

Corrosion Science, 224, p.111540_1 - 111540_15, 2023/11

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2023.111540

The steam oxidation test on the Cr-coated Zry cladding was studied up to 1400C to understand the oxidation behavior under the accidental conditions. The double-sided oxidation test study showed that Cr coating can protect Zry cladding at 1200C within 5 min. Cr coating has a protective effect on the Zry cladding up to 1200C in a steam environment. However, in the oxidation test up to 1200C/30 min and 1300C/5 min, Cr coating can no longer protect Zry cladding. Furthermore, at 1300C, the intermetallic phase of the Zr(Cr, Fe) phase that precipitated within the Zry substrate formed as globule microstructures with Fe enrichment. In addition, the transition of the intermetallic phase within the Zry substrate from the solid to the pre-liquid and liquid phases was observed, where it was determined at 1350C/60 min and 1400C/30 min within the ZrO phase (outer side region). The oxidation of the Zr(Cr, Fe) interlayer was also determined in this study, where it resulted in the formation of the oxide phase of Cr, Zr, and Fe. It is worth mentioning that further experiments, such as mechanical testing and modeling, should be considered to support the degradation of the Cr-coated Zry cladding mainly when the liquid phase of the intermetallic phase is obtained for beyond design-basis accident environment.

Key role of temperature on delamination in solid-state additive manufacturing via supersonic impact

Wang, Q.*; Ma, N.*; Huang, W.*; Shi, J.*; Luo, X.-T.*; 冨高 宙*; 諸岡 聡; 渡邊 誠*

Materials Research Letters (Internet), 11(9), p.742 - 748, 2023/09

https://doi.org/https://doi.org/10.1080/21663831.2023.2227221

Cold spray (CS) has emerged as a representative of solid-state additive manufacturing (AM) via supersonic impact. It enables a high deposition rate of solid-state microparticles. Delamination, however, tends to occur when depositing too thick; this remains to be conquered. Here, a CS-like process, warm spray (WS), was presented. Interestingly, it was found that the appropriate increase in particle temperature can effectively reduce the residual stress amplitude, relieving the concentrated tensile stress and safeguarding the additively manufactured components from interfacial delamination even when depositing too thick. The key role of temperature on delamination was identified in solid-state AM via supersonic impact.

原子力災害時における車両の汚染状況と除染措置に関する調査と検討

外川 織彦; 外間 智規; 平岡 大和

JAEA-Review 2023-013, 48 Pages, 2023/08

JAEA-Review-2023-013.pdf:2.11MB

原子力災害時に大気へ放射性物質が放出された場合には、住民等の被ばくを低減するための防護措置として、自家用車やバス等の車両を利用して避難や一時移転が実施される。避難等を実施した住民等の汚染状況を確認するため避難退域時検査が行われるが、その迅速性を損なわないことが重要である。現状の検査では、車両の指定箇所検査をワイパー部とタイヤ側面で実施し、要員によるGMサーベイメータ等の表面汚染検査用測定器で検査することを基本としている。また、車両の迅速かつ効率的な検査実施のため、可搬型車両用ゲート型モニタの活用も計画されているところである。本報告書では、迅速かつ効率的な避難退域時検査に資するため、原子力災害時における車両の汚染状況と除染措置に関する調査を実施した。利用可能な関連文献や情報はごく少数であったが、当該文献等に記載された調査結果を目的に応じて抽出して整理するとともに、避難退域時検査の迅速かつ効率的な運用という観点からその調査結果について検討を行った。

HTTR1次ヘリウム循環機フィルタの差圧上昇事象,1; 差圧上昇事象の原因調査

根本 隆弘; 荒川 了紀; 川上 悟; 長住 達; 横山 佳祐; 渡部 雅; 大西 貴士; 川本 大樹; 古澤 孝之; 猪井 宏幸; et al.

JAEA-Technology 2023-005, 33 Pages, 2023/05

JAEA-Technology-2023-005.pdf:5.25MB

HTTR (High Temperature engineering Test Reactor) RS-14サイクルの原子炉出力降下において、ヘリウムガス循環機のフィルタ差圧が上昇傾向となった。この原因を調査するため、1次ヘリウム純化設備のガス循環機の分解点検等を実施した結果、ガス循環機内のシリコンオイルミストがチャコールフィルタの性能低下で捕集できなくなり、1次系統に混入したためと推定された。今後は、フィルタ交換を実施するとともに、さらなる調査を進め、再発防止対策を策定する予定である。

Anisotropic enhancement of lower critical field in ultraclean crystals of spin-triplet superconductor candidate UTe

石原 滉大*; 小林 雅之*; 今村 薫平*; Konczykowski, M.*; 酒井 宏典; Opletal, P.; 常盤 欣文; 芳賀 芳範; 橋本 顕一郎*; 芝内 孝禎*

Physical Review Research (Internet), 5(2), p.L022002_1 - L022002_6, 2023/04

https://doi.org/10.1103/PhysRevResearch.5.L022002

重い電子系超伝導UTeの下部臨界磁場を決定した。直方晶UTeは軸が磁化容易軸であるがそれと垂直方向の磁場中ではが増強されかつ低温で上昇するという特徴を持つことを明らかにした。上部臨界磁場の異方性と比較することにより磁気揺らぎが超伝導に影響を与えていることが示唆された。

事故時の原子炉圧力容器及び炉内構造物の解析評価に用いる強度特性データ集

下村 健太; 山下 拓哉; 永江 勇二

JAEA-Data/Code 2022-012, 270 Pages, 2023/03

JAEA-Data-Code-2022-012.pdf:38.25MB

発電用原子炉である軽水炉において、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と同様な全交流電源喪失が発生した場合には、原子炉圧力容器(RPV: Reactor Pressure Vessel)内の冷却機能の喪失、炉内の水位低下による燃料棒の露出、炉心溶融に伴うRPVの破損やRPV破損に伴う炉内の放射線物質の漏えいが発生することが考えられる。事故進展におけるRPVの損傷、溶融した燃料デブリの流出・拡大等の過程を検証、推定することは、廃炉作業を進める上で重要な情報となる。RPVの破損要因については、RPV下部構造部に加えられる荷重・拘束に起因する破損(力学的破損)、低融点金属や高融点酸化物とRPV底部の構造部材との共晶現象による破損(材料間反応による破損)、RPV底部の構造部材の融点近傍での破損が考えられる。破損要因の内、力学的破損については、数値解析(熱流動解析及び構造解析)により検証を行う。このような数値解析を実施する際には、RPV及び炉内構造物を構成する材料(ジルコニウム,炭化ホウ素,ステンレス鋼,ニッケル合金,低合金鋼等)の融点近傍までの伝熱特性(熱伝導率,比熱,密度)や材料特性(熱膨張係数,ヤング率,ポアソン比,引張,クリープ)が必要となる。本資料においては、公開文献を基に、RPV及び炉内構造物を構成する各材料の融点近傍までの母材の特性データをデータ集として取りまとめた。なお、RPV及び炉内構造物を構成する構造物の中には溶接部も存在するため、今回限られたデータであるが、溶接部に関する特性データも併せて示した。

Implication of E3 ligase RAD18 in UV-induced mutagenesis in human induced pluripotent stem cells and neuronal progenitor cells

島田 幹男*; 徳宮 巧実*; 三宅 智子*; 塚田 海馬*; 神崎 訓枝; 柳原 啓見*; 小林 純也*; 松本 義久*

Journal of Radiation Research (Internet), 64(2), p.345 - 351, 2023/03

https://doi.org/10.1093/jrr/rrac099

Pluripotent stem cells (PSCs) have the potential to differentiate to any of the other organs. The genome DNA integrity of PSCs is maintained by a high level of transcription for a number of genes involved in DNA repair, cell cycle and apoptosis. However, it remains unclear how high the frequency of genetic mutation is and how these DNA repair factors function in PSCs. In this study, we employed Sup F assay for the measurement of mutation frequency after UV-C irradiation in induced pluripotent stem cells (iPSCs) as PSC models and neural progenitor cells (NPCs) were derived from iPSCs as differentiated cells. iPSCs and NPCs exhibited a lower mutation frequency compared with the original skin fibroblasts. In RNA-seq analysis, iPSCs and NPCs showed a high expression of RAD18, which is involved in trans-lesion synthesis (TLS) for the emergency tolerance system during the replication process of DNA. Although RAD18 is involved in both error free and error prone TLS in somatic cells, it still remains unknown the function of RAD18 in PSCs. In this study we depleted of the RAD18 by siRNA knockdown resulted in decreased frequency of mutation in iPSCs and NPCs. Our results will provide information on the genome maintenance machinery in PSCs.