Potential and solution conductivity inside stainless steel crevices in a very dilute bulk solution

相馬 康孝; 小松 篤史; 五十嵐 誉廣

Corrosion Science, 265, p.113182_1 - 113182_13, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2026.113812

This study investigates the ion enrichment behavior inside stainless steel crevices in a very dilute solution (water containing 10~ppb Cl), under conditions where no localized corrosion occurred. In~situ measurements of the crevice potential () and solution conductivity () were performed and analyzed using a finite element model. In crevices with sufficiently large depth-to-gap ratios (), an initial decrease in increased the potential difference between the crevice interior and the external surface (), thereby promoting an increase in due to chloride accumulation. At later stages, increased owing to a decrease in pH and a reduction in the IR drop, causing to peak and subsequently decrease. Larger ratios resulted in lower and higher . For the largest condition investigated (~mm, m), and reached 0.218~V and 195.3~Scm, respectively, after ~s, corresponding to an estimated chloride enrichment factor exceeding . These results indicate that a driving force for chloride enrichment can be sustained for long durations even in passive crevices.

大規模イベント等のための核セキュリティ技術開発(共同研究)

高橋 時音; 持丸 貴則*; 小泉 光生; 吉見 優希*; 山西 弘城*; 若林 源一郎*; 伊藤 史哲*

JAEA-Review 2025-039, 34 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-039.pdf:2.18MB

大規模イベント等において、核・放射性物質を用いたテロ行為を未然に防ぐために、それらの物質を持ち込ませない、あるいは、持ち込まれたとしても迅速に検知し対応するための監視技術の強化が求められている。従来は、イベント会場及びその周辺の要所にゲートモニターを設置し、通過する人や車両等を監視して、不審な物品の持ち込みがないことを確認する手法がとられてきたが、監視をすり抜ける場合を考慮すると、ゲート内のエリアを継続的にサーベイする補完的な技術が必要である。サーベイする領域が広い場合には、移動しながら放射線を測定し、各測定点の放射線量を地図上に記録していく放射線マッピングが有効である。複数の検出器を用いて並行して測定を進め、結果を集約することで、より効率的にサーベイを行うことができる。そこで本技術開発では、屋外で位置情報と放射線を同時に計測できる可搬型検出器を開発し、測定結果をネットワークで集約し、即時にマップ上で確認できる技術の開発を進めた。屋内においては、通過した場所の周辺環境地図を作成するSLAMに放射線測定結果を統合し、3次元地図を作成する技術を開発した。また、核物質を含む中性子源の迅速な検知のために、高速中性子検出器を用いた線源探索技術開発を進めた。本稿では、広域サーベイシステムのコンセプトについて述べるとともに、これまでの技術開発で得られた成果等について報告する。

Re-evaluation of nuclear criticality characteristics for infinite and finite heterogeneous lattice systems composed of uranium-zirconium hydride fuel rods used in the TRIGA annular core pulse reactor NSRR

柳澤 宏司; 求 惟子

JAEA-Research 2025-010, 197 Pages, 2025/11

JAEA-Research-2025-010.pdf:3.5MB

TRIGA燃料棒の臨界リスクの把握とその取扱いの安全対策の検討のため、NSRR燃料棒からなる無限及び有限非均質格子体系の臨界特性を、燃料棒の詳細な計算モデルを用いて再評価した。再評価には、最新バージョンのJENDL-5を含むJENDLライブラリとMVPバージョン3コードが使用された。臨界特性として、無限及び水反射有限体系の中性子増倍率の変化を、格子ピッチと減速材水の密度をパラメータとして詳細に調べた。再評価された臨界特性の結果から、JENDL-5ライブラリを用いて、水反射の六角格子体系の最小臨界燃料棒本数は46.80.2本と得られた。さらに、TRIGA燃料棒には水素化ジルコニウム減速材と黒鉛反射材が備わっているため、減速材及び反射材としての水が存在しない場合の臨界到達可能性を検討した。その結果、水が存在しない場合でも、NSRR標準炉心に装荷されている燃料棒の本数よりも少ない115.70.6本の燃料棒で臨界に到達することが可能であることが分かった。

Microscopic insights into the mechanical behavior of a Ni-Co-based superalloy through neutron diffraction

Liu, Y.*; Yan, Z.*; Gao, Y.*; Li, Y.*; Gan, B.*; Harjo, S.; Gong, W.; 川崎 卓郎; Li, S.*; Wang, Y.-D.*

Microstructures (Internet), 5(4), p.2025096_1 - 2025096_15, 2025/10

https://doi.org/10.20517/microstructures.2025.28

The micromechanical behaviors and dislocation evolution in a polycrystalline Ni-Co-based superalloy were systematically investigated by neutron diffraction tensile testing combined with line profile analysis. The results reveal the sequential activation of ' shearing and Orowan looping mechanisms, with interphase load partitioning governed by strain-dependent interactions of dislocation and precipitate. During the initial plastic deformation, the and ' phases undergo co-deformation through dislocation shearing without load transfer, while the Orowan looping facilitates the load transfer from to ' phase at a higher strain level. Furthermore, the low stacking fault energy leads to a rising fraction of screw dislocations by suppressing cross-slip. Crucially, the pinning effect of ' precipitates hinders the rearrangement of these dislocations into low-energy structures, resulting in the formation of high-energy, weakly screened dislocation configurations. These findings provide new evidence for the planar slip dominance in Ni-Co-based superalloys, enabling quantitative assessment of microstructural evolution and micromechanical responses.

Performance evaluation of floating seismic isolation system

森 隆*; 島田 貴弘*; 茂木 春樹*; 甲斐 聡流*; 大谷 章仁*; 山本 智彦; Yan, X.

Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2025) (Internet), 9 Pages, 2025/07

https://doi.org/10.1115/PVP2025-153210

Floating-type nuclear plants have been studied and in some cases deployed as marine systems. Although horizontal components of seismic waves may be naturally isolated from the floating plant due to little transfer of shear forces in water, the vertical component can propagate through water to the plant from the seafloor in what is called a "seaquake" phenomenon. The concept of a Floating Seismic Isolation System (FSIS) has been proposed by the authors. The FSIS is a unique seismic isolation mechanism having a number of cavities and orifices embedded in the bottom of the floating structure. The cavity is designed to reduce the peak vibration response of the structure to vertical seismic input, whereas the orifice is used to add damping for residual vibration reduction. The demonstration test to verify the seismic isolation performance of FSIS has been completed on the 3D Full-Scale Earthquake Testing Facility called "E-Defense" in Japan. The test model is a 1/15 scale mockup down-sized by similarity from an FSIS-paired small module reactor (SMR) plant design for floating in a pool. The peak acceleration input is up to 1.3G horizontally and 1.0G vertically, and three sets of frequency response spectra must be determined from the most significant earthquakes recorded in Japan. This paper presents a post-test analysis of the measurements and evaluation of the seismic isolation potential of the FSIS. The results presented herein support that the FSIS can reduce seismic responses of a floating nuclear reactor plant by substantial levels in horizontal and vertical directions.

Development of analysis methods for SFR severe accidents in JAEA and assessment of applicability to safety analysis

飛田 吉春; 田上 浩孝; 石田 真也; 小野田 雄一; 曽我部 丞司; 岡野 靖

IAEA-TECDOC-2079, p.72 - 84, 2025/01

https://doi.org/10.61092/iaea.xpz1-gu7q

高速炉の炉心は最大反応度配置ではないため、仮想的な炉心損傷事故が発生すると、炉心物質配置の変化により即発臨界に至る可能性があり、それに伴うエネルギー発生は高速炉安全上の課題の一つとなっており、事故で発生するエネルギーの影響を緩和・抑制するための適切な方策が求められている。これらの緩和策の効果を評価するため、高速炉のATWSにおける事象推移やエネルギー発生挙動を解析する一連の計算コードが、原子力機構の国際協力のもとで開発・整備・改良されてきた。事象推移を支配する重要な物理現象は、事故の進行に伴い変化するため、事故解析では事故全体をいくつかのフェーズに分け、各フェーズにおける事象推移を解析するための専用の解析手法を用意している。本稿では、これらの解析手法の構成と概要について述べる。これらの解析手法を我が国の許認可手続きにおける原子炉安全評価に適用する際の検証アプローチの代表例として、事故時のエネルギー発生を解析するうえで重要な炉心物質の移動と原子炉出力を解析するコードSIMMERの原子炉解析への適用性を確認する検証試験を紹介する。SIMMERコードの検証研究により、SIMMERの原子炉解析への適用性を確認するとともに、原子炉解析においてその不確かさの影響を確認すべき重要な現象が認識された。

無線UWBとカメラ画像分析を組合せたリアルタイム3D位置測位・組込システムの開発・評価(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; 東海国立大学機構*

JAEA-Review 2024-027, 77 Pages, 2024/11

JAEA-Review-2024-027.pdf:6.0MB

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4年度に採択された研究課題のうち、「無線UWBとカメラ画像分析を組合せたリアルタイム3D位置測位・組込システムの開発・評価」の令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、原子炉建屋内の空間線量計測における人やロボットによる10㎝精度未満での簡易リアルタイム3D位置測位を目標とし、最新普及技術である『無線UWB(Ultra Width Band)』と『複数カメラ物体認識』の2種類を組合せた組込システムの実現を目指している。その中で、岐阜大学・福島高専グループがカメラ撮影機能・カメラ分析機能・無線通信機能を有する組込装置を開発し、それら複数装置用いて、カメラ画像群の分析に基づくリアルタイム3D位置測位の実現を目指す。東京大学・LocationMind(株)グループが、UWBリアルタイム位置測位技術の原子炉建屋内へ適用を行い、安定性向上技術の開発を試みる。なお、名古屋大学グループが電磁波吸収材料を使用し、ハード面からの無線UWB安定化の検証を担当する。そして耐放射線評価は、原科研グループ・福島高専グループが協力して行う。

Spin caloritronics in metallic superlattices

関 剛斎*; 内田 健一*; 高梨 弘毅

Journal of Physics; Condensed Matter, 36(33), p.333001_1 - 333001_11, 2024/05

https://doi.org/10.1088/1361-648X/ad4761

Spin caloritronics, a research field studying on the interconversion between a charge current (J) and a heat current (J) mediated by a spin current (J) and/or magnetization (M), has attracted much attention not only for academic interest but also for practical applications. Newly discovered spin-caloritronic phenomena such as the spin Seebeck effect (SSE) have stimulated the renewed interest in the thermoelectric phenomena of a magnet, which have been known for a long time, e.g. the anomalous Nernst effect (ANE). These spin-caloritronic phenomena involving the SSE and the ANE have provided with a new direction for thermoelectric conversion exploiting J and/or M. Importantly, the symmetry of ANE allows the thermoelectric conversion in the transverse configuration between J and J. Although the transverse configuration is totally different from the conventional longitudinal configuration based on the Seebeck effect and has many advantages, we are still facing several issues that need to be solved before developing practical applications. The primal issue is the improvement of conversion efficiency. In the case of ANE-based applications, a material with a large anomalous Nernst coefficient (S) is the key for solving the issue. This review article introduces the increase of S can be achieved by forming superlattice structures, which has been demonstrated for several kinds of materials combinations. The overall picture of studies on spin caloritronics is first surveyed. Then, we mention the pioneering work on the transverse thermoelectric conversion in superlattice structures, which was performed using Fe-based metallic superlattices, and show the recent studies for the Ni-based metallic superlattices and the ordered alloy-based metallic superlattices.

プルトニウム廃棄物処理開発施設 第2難燃物焼却工程設備の更新

山下 健仁; 牧 翔太; 横須賀 一裕; 福井 雅裕; 家村 圭輔

JAEA-Technology 2023-023, 97 Pages, 2024/03

JAEA-Technology-2023-023.pdf:8.21MB

プルトニウム廃棄物処理開発施設第2難燃物焼却室に設置されている第2難燃物焼却工程設備は、混合酸化物燃料製造等に伴い発生する放射性固体廃棄物のうち塩化ビニル(主にビニルバッグ)、RI用ゴム手袋等の難燃性廃棄物の減容処理技術開発を目的に2002年から焼却処理実証運転を行ってきた。しかし、難燃性廃棄物を処理する際に発生する塩化水素等による設備内部の腐食が進むとともに、焼却炉内壁の耐火物に亀裂の発生、進展が確認されたため、2018年から2022年に運転停止期間を設け、焼却炉等の更新を行った。本設備は廃棄物供給工程、焼却工程、廃ガス処理工程、灰取出工程により構成されており、このうち2020年3月から2021年3月にかけて廃ガス処理工程のスプレー塔の更新を、2021年1月から2022年2月にかけて焼却工程の焼却炉の更新を実施した。また、更新機器の腐食・劣化状況調査のため既設機器の撤去・解体作業中に焼却炉、スプレー塔から試料採取を行い、走査型電子顕微鏡/X線マイクロアナライザーによる観察とX線回折による分析を行った。本報告書ではスプレー塔・焼却炉の撤去・解体に係るグリーンハウスの設営方法、更新手順、更新対象機器の腐食・劣化状況の分析結果について報告する。

Ionic radii in halites

Vauchy, R.; 廣岡 瞬; 村上 龍敏

Materialia, 32, p.101943_1 - 101943_8, 2023/12

https://doi.org/10.1016/j.mtla.2023.101943

The construction of the halite unit-cell from the ionic radii of the constitutive species is proposed with the use of our hybrid model, considering flexible anion and cation radii. 312 binary halite-structured stoichiometric compounds were analyzed. This systematic study focuses first on the revision of the ionic radii of the considered species then on the proposition of relations between the anionic radius as a function of the cation's size.