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Luu, V. N.; 谷口 良徳; 宇田川 豊; 勝山 仁哉
Nuclear Engineering and Design, 442, p.114222_1 - 114222_15, 2025/10
被引用回数：0For near-term application, coated-Zr alloy claddings show potential for enhancing safety by providing better oxidation resistance and minimizing hydrogen absorption under design-basis accidents (DBA). This benefit could extend the burnup and operational cycles of fuel rods. In assessing safety, reactivity-initiated accidents (RIA) are considered as one of the DBA conditions. The current safety criteria for high-temperature oxidation failure, one of the failure modes linked to RIA, are defined by peak fuel enthalpy values that range from 205 to 270 cal/g. This wide variability presents challenges when attempting to generalize criteria for modified-Zr alloy claddings with superior oxidation resistance. Therefore, it may be more relevant to apply failure criteria based on embrittlement mechanisms, such as oxygen concentration in the 
-Zr phase. This study aimed to assess the failure based on both peak fuel enthalpy and cladding embrittlement by analyzing previous NSRR experiments conducted with conventional materials using the RANNS fuel performance code. The findings suggest that the failure criteria associated with cladding embrittlement can provide a rational evaluation of failure behavior compared to the existing criterion based on peak fuel enthalpy. The local failure criterion leading to the formation of through-wall cracks during quenching is consistent with Chung's proposal (NUREG/CR-1344): -Zr thickness of 
0.9 wt% oxygen is less than 0.1 mm, and this corresponds to approximately 35% BJ-ECR.
Mn
N and Fe
Co
N filmsYin, W.*; 伊藤 啓太*; 坪和 優佑*; 辻川 雅人*; 白井 正文*; 梅津 理恵*; 高梨 弘毅
Journal of Magnetism and Magnetic Materials, 628, p.173157_1 - 173157_8, 2025/09
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)Fe
N exhibits a large anomalous Nernst effect (ANE), which motivates a systematic study of enhancing the anomalous Nernst coefficient (S
) by modulating its electronic and magnetic structures. In this study, Mn and Co substitution effects for Fe in FeN on S
were investigated. FeMnN and FeCoN films in wide ranges of x and y were grown epitaxially on MgO(001) and (LaAlO
)
(Sr
TaAlO
)
(001) substrates, respectively, using molecular beam epitaxy. The S value of the FeN film is suppressed by substituting Fe with Mn or Co. By measuring the ANE, Seebeck effect, and anomalous Hall effect, the transverse thermoelectric conductivity (
) was evaluated. The composition dependence of S was dominated by the change of for both FeMnN and FeCoN films. First-principles calculations were conducted for the transverse electric conductivity (
) and of FeN and Fe
Co
N, and large leading to large S was predicted in FeCoN.
neutron diffraction study山下 享介*; 古賀 紀光*; Mao, W.*; Gong, W.; 川崎 卓郎; Harjo, S.; 藤井 英俊*; 梅澤 修*
Materials Science and Engineering A, 941, p.148602_1 - 148602_11, 2025/09
被引用回数：0Ferrite-austenite duplex stainless steels offer excellent strength and ductility, making them suitable for extreme environments. In this study, 
neutron diffraction during tensile testing at 293 K and 200 K was used to investigate stress partitioning and phase-specific deformation. Phase stress was calculated using a texture-compensated method. At both temperatures, ferrite showed higher phase stress than austenite, acting as the harder phase. At 200 K, both phases exhibited increased strength and work hardening. Austenite showed significant stacking fault formation alongside dislocation migration, while ferrite retained its dislocation-based deformation mode, becoming more effective. Stress contributions from both phases were comparable. No martensitic transformation occurred. Strengthening and enhanced work hardening in both phases led to high strength at 200 K, with ductility similar to that at 293 K.
寺阪 祐太; 佐藤 優樹; 一場 雄太*
Radiation Measurements, 187, p.107486_1 - 107486_8, 2025/09
We measured the distribution of beta-ray emitters inside the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Unit 3 reactor building using a novel optical fiber-based position-sensitive radiation sensor designed for operation in high dose rate environments. Plastic scintillation fibers (PSFs) were installed inside the Unit 3 reactor building, where scintillation light generated through interactions between radiation and the PSFs was detected by a spectrometer to obtain the wavelength spectrum. By applying an unfolding method to the wavelength spectrum, we estimated the distribution of beta ray emitters along the PSFs. To isolate the beta ray contribution in a high gamma dose rate field, we compared measurements taken with and without a stainless steel tube serving as a beta ray shield. As a result, we identified a hotspot predominantly influenced by beta rays for the first time in the high dose rate area on the southern side of the first floor of the Unit 3 reactor building.
Nguyen, H.
Annals of Nuclear Energy, 218, p.111361_1 - 111361_9, 2025/08
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)本研究では、炉心中心に位置する燃料が溶融してさまざまな形状の燃料デブリとなる一方、炉心端に位置する燃料は無傷のままである部分損傷炉モデルの臨界特性を調べた。調査はSerpentコードとJENDL-5核データライブラリを用いて実施した。計算の結果、燃料デブリの体積が小さく一定に保たれている場合、燃料デブリの形状は系のk
の変動則に大きな変化をもたらさないことがわかった。一方、燃料デブリの体積が変化するシナリオでは、システム温度が300Kで水中にホウ素が存在しない基準ケースにおいて、kの変動則は2つのグループに分けられる。第一のグループは立方体と円筒形の燃料デブリからなり、第二のグループは球形、円錐形、切頭円錐形の燃料デブリからなる。
廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2025-004, 186 Pages, 2025/07
JAEA-Review-2025-004.pdf:11.9MB
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5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3年度に採択された研究課題のうち、「建屋応答モニタリングと損傷イメージング技術を活用したハイブリッド型の原子炉建屋長期健全性評価法の開発研究」の令和3年度から令和5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、高放射線量率と高汚染のため、現場への接近性が極端に限られるような事故を経験した原子炉建屋の長期構造健全性の見通しを得るために必要な評価手法を開発しようとするものである。3ヵ年計画の最終年度目である令和5年度は、令和4年度までの成果を踏まえ、本研究の最終的な成果をまとめることを目的として、(1)地震等の外乱応答モニタリングによる建屋の振動性状・応答評価法の開発、(2)電磁波を用いたコンクリート構造物の損傷検知技術の開発、(3)損傷検知情報に基づくコンクリート材料・構造物の性能評価法の開発、(4)総合的な建屋安全性評価手法の開発と長期保全計画の提案、(5)研究推進の研究項目について試験、解析や活動を行い、3ヵ年計画の所期の目標を達成した。
廃炉環境国際共同研究センター; 福島大学*
JAEA-Review 2025-002, 108 Pages, 2025/07
JAEA-Review-2025-002.pdf:5.25MB
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5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、令和元年度に採択された研究課題のうち、「化学計測技術とインフォマティックスを融合したデブリ性状把握手法の開発とタイアップ型人材育成」の令和元年度から令和5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、新しい化学分析法の構築によるインフォマティックスとの融合技術の実現を目指し、少ない情報量で全体像を推定するシステムの開発を実施することを目的とする。JAEA研究者とのタイアップ方式による研究を実施することで、博士前期課程
ポスドクまでの研究者の地域実践型の深化する横断的な人材育成を行うとともに、国際感覚豊かな人材の育成を目指し、実施した。
長住 達; 長谷川 俊成; 中川 繁昭; 久保 真治; 飯垣 和彦; 篠原 正憲; 七種 明雄; 野尻 直喜; 齋藤 賢司; 古澤 孝之; et al.
JAEA-Research 2025-005, 23 Pages, 2025/07
JAEA-Research-2025-005.pdf:2.68MB
高温ガス炉の異常状態での安全性を示すため、HTTRを用いて安全性実証試験を行った。制御棒による停止操作の失敗事象を模擬した状態で、原子炉熱出力100%(30MW)での定常運転時に1次ヘリウムガス循環機を急停止させ、炉心の強制循環冷却機能が全喪失した後の原子炉出力および原子炉圧力容器まわり温度の経時変化データを取得した。事象発生(冷却材の流量がゼロ)後、炉心温度上昇に伴う負の反応度フィードバックにより原子炉熱出力は速やかに低下し、再臨界を経て低出力(約1.2%)の安定な状態まで原子炉出力が自発的に移行することを確認した。また、原子炉圧力容器表面から、その周囲に設置されている炉容器冷却設備(水冷パネル)への放熱により、低出力状態で原子炉温度を一定化させるために必要な除熱量が確保されることを確認した。このように、出力100%(30MW)で炉心強制冷却を停止したケースにおいて、能動的停止操作をせずとも原子炉の状態が事象発生から安定的(安全)状態へ移行すること、すなわち高温ガス炉の固有の安全性を実証した。
荒木 祥平; 會澤 栄寿; 村上 貴彦; 新垣 優; 多田 裕太; 神川 豊; 長谷川 健太; 吉川 智輝; 住谷 正人; 関 真和; et al.
Annals of Nuclear Energy, 217, p.111323_1 - 111323_8, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、臨界集合体STACYを均質溶液体系から非均質軽水減速体系へと更新した。STACY更新炉においても最大熱出力は200Wと定められており、熱出力校正は運転を行う上で重要である。熱出力測定においては、溶液系STACYで用いていたFPの分析による熱出力の評価が適応できなかったため、放射化法をベースとする実験データと数値計算を組み合わせて出力を評価する手法をSTACY更新炉の体系に適応し、測定を実施した。測定データを基に出力校正を実施した結果、校正後の指示値は放射化法による測定結果と3%以内で一致した。
ders band-assisted high uniform ductility in ultrastrong ferrous medium-entropy alloy via hierarchical microstructureKwon, H.*; Lee, J. H.*; Zargaran, A.*; Harjo, S.; Gong, W.; Wang, J.*; Gu, G. H.*; Lee, B.-J.*; Bae, J. W.*; Kim, H. S.*
International Journal of Plasticity, 190, p.104378_1 - 104378_18, 2025/07
被引用回数：0In this work, we harness a hierarchical microstructure to simultaneously tailor strengthening and deformation mechanisms in a Co
Cr
Fe
NiMo
(at%) ferrous medium-entropy alloy (MEA). A simple thermomechanical process (cold rolling and 90 s annealing) produces ultrafine recrystallized grains, non-recrystallized grains with substructures, and intragranular nanoprecipitates. This structure, with high dislocation density and fine grains, yields a high strength of 1.60 GPa but can risk premature fracture. To overcome this, Lders deformation, enabled by ultrafine grain boundaries and stress-induced martensitic transformation at pre-existing nucleation sites, is employed. Stable Lders band propagation delays strain hardening and enables large uniform ductility. As a result, a tensile strength of 1.84 GPa and uniform elongation of 20% are achieved, matching the best tensile properties among reported multi-principal element alloys.
Gu, G. H.*; Jeong, S. G.*; Heo, Y.-U.*; Harjo, S.; Gong, W.; Cho, J.*; Kim, H. S.*; 他4名*
Journal of Materials Science & Technology, 223, p.308 - 324, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Materials Science, Multidisciplinary)Face-centered cubic (FCC) equi-atomic multi-principal element alloys (MPEAs) exhibit excellent mechanical properties from cryogenic to room temperatures. At room temperature, deformation is dominated by dislocation slip, while at cryogenic temperatures (CTs), reduced stacking fault energy enhances strain hardening with twinning. This study uses in-situ neutron diffraction to analyze the temperature-dependent deformation behavior of Al
(CoNiV)
, a dual-phase (FCC/BCC) medium-entropy alloy (MEA). At liquid nitrogen temperature (LNT), deformation twinning in the FCC matrix leads to additional strain hardening through the dynamic Hall-Petch effect, giving the appearance of improved strengthening at LNT. In contrast, BCC precipitates show dislocation slip at both 77 K and 298 K, with temperature-dependent lattice friction stress playing a significant role in strengthening. The study enhances understanding of deformation behaviors and provides insights for future alloy design.
Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照
Progress in Nuclear Energy, 185, p.105771_1 - 105771_13, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)This study, motivated by previous TEPSYS analysis, examined how different temperatures on the 4th and 5th floors of the Fukushima Daiichi Unit 3 reactor building (R/B) influenced non-condensable gas distribution during the 2011 severe accident. Understanding this is vital for assessing risks related to gas accumulation, especially since the hydrogen explosion may have involved multiple stages. An experimental study was conducted using the CIGMA facility, designed to mimic the R/B structure, where steam and helium (as a substitute for hydrogen) were injected for 10,000 seconds to simulate leakage. Two cooling conditions were tested: 50
C (Case 1) and 90C (Case 2). Results showed that the highest concentration of non-condensable gases was often found downstream rather than near the injection point. In Case 1, after 10,000 seconds, helium concentration reached 65% in the middle region (4th floor) and 45% in the top region (5th floor). Analysis indicated that the gas mixture in the middle region posed a potential detonation risk. This study offers crucial insights for enhancing safety measures and risk mitigation strategies in nuclear reactor designs.
Mao, W.*; Gong, W.; 川崎 卓郎; Gao, S.*; 伊東 達矢; 山下 享介*; Harjo, S.; Zhao, L.*; Wang, Q.*
Scripta Materialia, 264, p.116726_1 - 116726_6, 2025/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nanoscience & Nanotechnology)An ultrafine-grained 304 austenitic stainless steel exhibited pronounced serrated Luders deformation at 20 K, with stress and temperature oscillations reaching 200 MPa and 20 K. 
neutron diffraction and digital image correlation revealed discontinuous Luders band propagation and burst martensite formation. During deformation, austenite phase stress remained lower than at upper yielding, indicating elastic behavior. Notably, martensite phase stress stayed lower than austenite until fracture, likely due to stress relaxation from burst martensitic transformation at 20 K. The low martensite stress delayed brittle fracture until austenite plastically yielded during uniform deformation.
福島廃炉安全工学研究所 楢葉遠隔技術開発センター
JAEA-Review 2025-017, 43 Pages, 2025/06
JAEA-Review-2025-017.pdf:2.73MB
楢葉遠隔技術開発センターは、東京電力ホールディングス株式会社が実施する福島第一原子力発電所の廃炉作業に資するため、遠隔操作機器・装置による廃炉作業の実証試験・要素試験が実施できる施設・設備を有している。2023年度は88件の施設利用を支援し、福島第一原子力発電所廃炉作業等に貢献した。また、福島第一原子力発電所の廃炉・除染に携わる事業者、災害対応分野においてロボット技術等を必要としている事業者との技術マッチングの機会として開催された廃炉・災害対応ロボット関連技術展示実演会に出展し、地域活性化・福島県の産業復興に協力した。さらに、第8回廃炉創造ロボコン等の支援を通じて、長期にわたる福島第一原子力発電所の廃炉関連業務を担う次世代の人材育成に貢献した。2020年度から開始した楢葉町教育委員会が実施している「ならはっ子こども教室」等への協力として、楢葉町小学生を対象とした遠隔ロボット操作及びVRの体験会並びに楢葉町中学生を対象としたキャリアスクールを実施し、地域教育活動に貢献した。また、2023年度に採択された「廃炉・汚染水・処理水対策事業費補助金(原子炉建屋内の環境改善のための技術の開発(被ばく低減のための環境・線源分布のデジタル化技術の高機能化開発))」に関する補助事業の開発業務を計画通りに進めた。本報告書は、2023年度における楢葉遠隔技術開発センターの施設・設備の整備・利用状況及びそれに係る取組み、緊急時対応遠隔操作資機材の整備・訓練等の活動状況等について取りまとめたものである。
廃炉環境国際共同研究センター; 東京大学*
JAEA-Review 2025-001, 94 Pages, 2025/06
JAEA-Review-2025-001.pdf:6.21MB
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5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、令和元年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のための遠隔技術に関する研究人材育成」の令和元年度から令和5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、燃料デブリ取り出し時における炉内状況把握のためのモニタリングプラットフォームの構築及びプラットフォーム上を移動するセンサによる計測・可視化に関する研究開発を行う。また、このような研究課題に参画することによる研究教育、講義等の座学、施設見学の3つの柱で研究人材を育成することを目的とする。令和5年度は、各システムの検証とともに、模擬環境においてモニタリングプラットフォーム上の移動カメラから取得された画像を用いて立体復元モデルを生成し、可視化対象に対して最適視点からの映像提示が可能であることを、各研究項目協力のもと統合実験として実施した。
廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*
JAEA-Review 2024-064, 118 Pages, 2025/06
JAEA-Review-2024-064.pdf:6.73MB
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5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、令和元年度に採択された研究課題のうち、「燃料デブリ分析のための超微量分析技術の開発」の令和元年度から令和5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、燃料デブリの取り扱い、臨界管理、保管管理等に必要な性状把握において、キーとなるアクチノイド核種の化学分析を中心に、最適な試料前処理・分離・分析プロセスを開発し、将来計画されている燃料デブリ分析の効率化・合理化を図るとともに、一連の研究業務における人材育成を通し、1F廃炉推進に資することを目的とする。特に、近年分析化学分野、放射化学分野で成果を上げつつある誘導結合プラズマ質量分析法(ICP-MS/MS)を原子力分野に応用することにより、測定核種を単離するための前処理をせずに高精度で分析できる手法を開発し、分離前処理を省力化し、迅速な分析工程を確立するとともに大学、企業を含めた体制が構築された。
柳澤 宏司; 求 惟子
JAEA-Research 2025-001, 99 Pages, 2025/06
JAEA-Research-2025-001.pdf:1.98MB
中性子吸収棒の反応度価値に関する安全検査データのより深い理解と反応度価値の測定技術の向上のために、TRIGA-ACPR(環状炉心パルス炉)に分類されるNSRR(原子炉安全性研究炉)の初回起動炉心の臨界解析用詳細計算モデルを作成した。本モデルの形状、材料、運転データの誤差から伝播する中性子実効増倍率(keff)の不確かさを、最新の核データライブラリJENDL-5及び旧版のJENDLライブラリとMVP第3版コードを用いて詳細に評価した。その結果、本モデルにおけるkの全体的な不確かさは、0.0027から0.0029
kの範囲と評価した。本モデルは、TRIGA-ACPRのkのベンチマークとして利用されることが期待される。さらに、全体的な不確かさは、NSRRで測定された吸収棒価値よりも十分小さいことを確認した。よって、本モデルはNSRRにおける吸収棒反応度価値に関する今後の解析にも適用できる。
竹田 武司
JAEA-Data/Code 2025-005, 106 Pages, 2025/06
JAEA-Data-Code-2025-005.pdf:2.93MB
JAEAでは、加圧水型軽水炉(PWR)解析のためのRELAP5/MOD3.3コードの入力データを、主に大型非定常実験装置(LSTF)の参照4ループPWRである敦賀発電所2号機の設計情報を基に作成してきた。PWR解析に関する代表的なOECD/NEAの活動として、BEMUSEプログラムの枠組みにおける低温側配管大破断冷却材喪失事故(LBLOCA)の計算が挙げられる。また、わが国の新規制基準に係るPWRの炉心損傷防止対策の有効性評価事象には、低温側配管LBLOCA時の非常用炉心冷却系(ECCS)の再循環機能喪失事象が含まれる。本検討において、PWRの安全設計上想定すべき設計基準事故の一つであるLBLOCAを解析するための入力データを整備した。本報告書では、PWRLBLOCA解析の入力データの主な特徴を示す。PWRの原子炉容器、加圧器(PZR)、高温側配管、蒸気発生器(SG)、SG二次系、クロスオーバーレグ、低温側配管、ECCSなどをモデル化し、参照4ループPWRを2ループで模擬した。その際、PZRは3ループ分を模擬するループAに接続し、破断口は1ループ分を模擬するループBに設置した。PWRのコンポーネントのノード分割は、LSTFのコンポーネントのノード分割を参照した。また、PWRLBLOCA解析の主な入力データに対して、解釈を加えるとともに、設定根拠などの付加情報を提供した。さらに、整備した入力データを用いて、ECCS再循環機能喪失事象を対象とした過渡解析を実施した。RELAP5/MOD3.3コードによる既往研究の計算と比較することにより、過渡解析は概ね妥当であることを確認した。加えて、RELAP5/MOD3.3コードを用いて感度解析を実施し、破断口の流出係数や代替再循環注水流量が燃料棒被覆管表面温度に及ぼす影響を明らかにした。本報告書では、設定した条件の範囲内での感度解析結果について示し、ECCS再循環機能喪失事象に対する既往研究の計算内容の一部を補完する。
Park, M.-H.*; 柴田 曉伸*; Harjo, S.; 辻 伸泰*
Acta Materialia, 292, p.121061_1 - 121061_13, 2025/06
被引用回数：1 パーセンタイル：84.88(Materials Science, Multidisciplinary)Dual-phase (DP) steel, composed of soft ferrite and hard martensite, offers excellent strength-ductility balance and low cost. This study found that refining the DP microstructure enhanced both yield strength and strain hardening, improving strength and ductility. Digital image correlation (DIC) revealed strain localization in ferrite, but refinement reduced strain differences between ferrite and martensite, suppressing crack initiation. More ferrite/martensite interfaces promoted plasticity in martensite via enhanced deformation constraint. neutron diffraction showed martensite bore higher phase stress, which increased with refinement. By combining 
-DIC and neutron data, individual stress-strain curves for ferrite and martensite were constructed for the first time, explaining the strength-ductility synergy through interphase constraint. These findings offer guidance for designing heterostructured materials to overcome the strength-ductility trade-off.
上澤 伸一郎; 山下 晋; 佐野 吉彦*; 吉田 啓之
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(6), p.523 - 541, 2025/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)東京電力福島第一原子力発電所(1F)の廃炉における汚染水対策として、日本原子力研究開発機構(JAEA)では、燃料デブリの位置や発熱、空隙率の影響を含む、空冷時の熱挙動を計算するため、ポーラスモデルを用いたJUPITERコードによる数値解析手法の開発を進めている。本研究では、ポーラスモデルを用いたJUPITERの妥当性確認を行うため、多孔質体を用いた自然対流熱伝達実験とその数値シミュレーションを実施した。実験とシミュレーションの温度と速度の分布を比較すると、多孔質体の上面付近の温度を除き、シミュレーションの温度分布は実験の温度分布と良く一致した。また、速度分布も実験結果と定性的に一致した。妥当性確認に加えて、本研究では、多孔質体の内部構造に基づく有効熱伝導率が自然対流熱伝達に及ぼす影響について検討するために、様々な有効熱伝導率モデルを用いた数値シミュレーションも実施した。その結果、多孔質媒体内の温度分布や自然対流の速度分布はモデルごとに大きく異なることがわかり、燃料デブリの有効熱伝導率は1Fの熱挙動解析における重要なパラメータの一つであることがわかった。
