Evaluation of residual stress distribution in linear friction welded steel joint neutron diffraction mapping measurement

山下 享介*; 柳樂 知也*; Gong, W.; 川崎 卓郎; Harjo, S.; 潮田 浩作*; 藤井 英俊*

ISIJ International, 66(5), p.673 - 684, 2026/04

https://doi.org/10.2355/isijinternational.ISIJINT-2025-405

In this study, neutron diffraction mapping was performed on linear friction welded (LFW) joints of 12 mm thick high-phosphorus weathering steel (SPA-H) to evaluate residual stress, dislocation density, and crystallographic orientation. Welding was conducted under applied pressures of 100 and 250 MPa. The weld interface mainly consisted of refined ferrite with minor retained austenite and martensite, indicating reverse transformation to austenite during welding. The 250 MPa condition resulted in a lower welding temperature. Elongated grains were observed near the surface along the oscillation direction, while equiaxed grains appeared at the center. Both joints showed high tensile residual stresses at the weld center and compressive stresses near the surface. Higher applied pressure increased dislocation density because of suppressed dynamic recovery. Strong texture formation due to plastic flow was observed, while the effect of applied pressure on texture development was limited.

Neutron diffraction-assisted constitutive modeling of directed energy deposited CoCrFeMnNi high entropy alloy

Jeong, S. G.*; Kwon, J.*; Kim, E. S.*; Prasad, K.*; Harjo, S.; Gong, W.; 川崎 卓郎; Estrin, Y.*; Bouaziz, O.*; Hong, S. I.*; et al.

Materials Science & Engineering A, 942, p.148712_1 - 148712_11, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.msea.2025.148712

The cellular structure plays a key role in determining the mechanical properties of metal additive manufacturing (MAM) components. This study presents in situ neutron diffraction and dislocation density-based modeling for a CoCrFeMnNi high-entropy alloy (HEA) made via directed energy deposition (DED). A constitutive model based on the Kocks-Mecking-Estrin framework was used to represent the cellular structure. Parametric analysis showed lower dislocation accumulation and annihilation rates in the as-built sample (with cellular structure) than in the heat-treated one. These differences are linked to dislocation forest networks and local stacking fault energy variations. Dislocation density across cell interiors and walls was also compared with deformation-induced dislocation cells.

Change in dislocation density via ausforming in Fe-5%Mn-C alloy with lath martensitic structure

高梨 美咲*; 日高 僚太*; 大久保 亘太*; 増村 拓朗*; 土山 聡宏*; 諸岡 聡; 前田 拓也*; 中村 修一*; 植森 龍治*

鉄と鋼, 111(9), p.503 - 513, 2025/06

https://doi.org/10.2355/tetsutohagane.TETSU-2024-092

The strengthening mechanism of ausforming in martensitic steels is believed to be due to the inheritance of dislocations in austenite by the subsequently transformed martensite. However, no studies to date have quantified the dislocation density before and after ausforming. In this study, the dislocation densities of Fe-5%Mn-C alloys were analyzed, and the relationship between hardening by ausforming and dislocation accumulation, as well as the effect of carbon on this relationship, were investigated. The hardness of ausformed martensite increased with the ausforming reduction in austenite, and the strengthening effect of ausforming increased with the addition of carbon. Similarly, the dislocation density of ausformed martensite increased with the ausforming reduction in austenite, and the dislocation accumulation by ausforming increased with the addition of carbon. Because the hardness of the ausformed martensite follows the Bailey-Hirsch relationship, the strengthening mechanism owing to ausforming could be explained by dislocation strengthening. To understand the dislocation accumulation process during ausforming, the dislocation density of austenite immediately after ausforming was measured by in-situ heating neutron diffraction. Consequently, the dislocation density of the ausformed austenite was not dependent on the carbon content, indicating that dislocations are not inherited in carbon-free steels. By contrast, in steels with sufficient carbon content, not only are dislocations inherited but additional dislocations are introduced during martensitic transformation.

加速器駆動核変換システムビーム窓とLBEの核解析

中野 敬太; 岩元 大樹; 西原 健司; 明午 伸一郎; 菅原 隆徳; 岩元 洋介; 竹下 隼人*; 前川 藤夫

JAEA-Research 2021-018, 41 Pages, 2022/03

JAEA-Research-2021-018.pdf:2.93MB

加速器駆動核変換システム(ADS: Accelerator-Driven System)の構成要素の一つであるビーム窓の核特性を粒子・重イオン輸送計算コードPHITS及び誘導放射能解析コードDCHAIN-PHITSを用いて評価した。本研究では日本原子力研究開発機構が提案するADSの運転時にビーム窓内部に生成される水素やヘリウム等の量、高エネルギー粒子により引き起こされるビーム窓材の原子弾き出し数、ビーム窓内部の発熱量及び分布を導出した。また、中性子源標的及び冷却材として用いられる鉛ビスマス共晶合金(LBE)中の生成核種、発熱密度及び放射能分布を求めた。ビーム窓解析の結果、300日間のADSの運転によりビーム窓中に最大で約12500appmのH及び1800appmのHeの生成と62.1DPAの損傷が発生することが判明した。一方で、ビーム窓内の最大発熱量は374W/cmであった。LBEの解析では、BiやPoが崩壊熱及び放射能の支配的な核種であることが判明した。さらに、陽子ビームによるLBE中の発熱はビーム窓下流5cm付近が最大であり、945W/cmであることがわかった。

Change in mechanical properties by high-cycle loading up to Gigacycle for 316L stainless steel

直江 崇; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Xiong, Z.*; 二川 正敏

JPS Conference Proceedings (Internet), 28, p.061009_1 - 061009_6, 2020/02

https://doi.org/10.7566/JPSCP.28.061009

J-PARCの核破砕中性子源に設置されている316L鋼製の水銀ターゲット容器は、陽子及び中性子照射環境により損傷する。照射損傷に加えて、陽子線励起圧力波により期待される設計寿命である5000時間の運転中に、約4.5億回の繰返し応力を受ける。これまでに容器構造材のギガサイクルまでの疲労挙動を調査するために、超音波疲労試験を実施し、疲労後の残強度を測定するなかで、繰返し硬化及び軟化現象を観測した。本研究では、ギガサイクルまでの繰返し硬化/軟化について調査するために、物質・生命科学実験施設(BL-19匠)で中性子回折により繰返し負荷後の試料の転位密度を測定した。その結果、受け入れ材は負荷の繰返し数の増加と共に転位密度が増加した。一方、照射による転位導入を模擬した冷間圧延材は、負荷の繰返し過程において転位の消滅と再蓄積が確認された。ワークショップでは、ターゲット容器構造材のギガサイクルまでの疲労試験の進捗と中性子回折の測定結果について報告する。

Magnetic structure of spin-density waves in Cr(001)/Sn multilayers with periodic monatomic spacer layers of nonmagnetic Sn

武田 全康; 壬生 攻*; 新庄 輝也*; 遠藤 康夫*; 鈴木 淳市

Physical Review B, 70(10), p.104408_1 - 104408_9, 2004/09

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.70.104408

中性子回折とメスバウアー分光を使って単原子層の非磁性Snを周期的に挿入したCr(001)/Sn多層膜のCrのスピン密度波(SDW)の構造について詳細に調べた。240nmの厚さのCr薄膜を基本構造として、全体の層厚を240nmに保ったまま、Sn層にはさまれたCr層の厚さを4.0nmから16.0nmになるように試料を作成した。すべての試料で、300KではバルクのCrで見られるSDW構造が観測されずに単純な反強磁性構造(CAF)を示すことがわかった。低温にすると、バルクでのSDWの波長よりも短いCr層厚を持つ4.0nmの試料では、このCAF構造はそのまま保たれているが、それよりも長いCr層厚を持つ試料では、低温でSDW構造に変わったが、その磁気構造はSn層できられたCr層の厚さによって大きく変化した。特に、Cr層厚が10.0nmの試料では温度領域によって、SDWの波長が非連続的に変化するのが観測された。これは、SDWを作ろうとするフェルミ面のネスティング効果で決まる波長とSnを挿入したことで導入された人工的な周期ポテンシャルによる競合の結果であると解釈される。

Evaluation of the Bi/Bi branching ratio of the Bi()Bi cross section in the neutron energy range from 200keV to 3.0MeV

市原 晃; 柴田 恵一

Journal of Nuclear Science and Technology, 40(11), p.980 - 982, 2003/11

https://doi.org/10.3327/jnst.40.980

高速炉の冷却材の候補として、Pb-Bi合金が研究されている。Biの中性子捕獲によるBi生成の断面積を、中性子入射エネルギー200keVEn3.0MeVの範囲内で、Hauser-Feshbach統計模型計算により評価した。さらに、基底状態(Bi)と準安定状態(Bi)のBi生成比を、線カスケード計算により見積もった。統計模型計算にはKoning-Delarocheの光学ポテンシャルと、核の殻効果を考慮したMengoni-Nakajimaのレベル密度関数を用いた。計算で得られたBi生成断面積及びBi/Bi分岐比は、最新の実験結果を定量的に再現した。そして今回の評価で、核データライブラリー(JENDL-3.3)とその特殊目的ファイル(JENDL/A-96)間でBi生成断面積が異なっていた問題を解決した。

International studies on burnup credit criticality safety by an OECD/NEA working group, 2; Calculation benchmarks for BWR spent fuels

奥野 浩; 内藤 俶孝*; 須山 賢也; 安藤 良平*

Proceedings of 6th International Conference on Nuclear Criticality Safety (ICNC '99), 2, p.566 - 575, 1999/00

沸騰水型原子炉(BWR)使用済燃料に対するベンチマーク計算が1996年以降OECD/NEAのワーキンググループによりフェーズIIIとして実施されてきた。ベンチマークは、現在使用されている計算コード及びデータライブラリのさまざまな組み合わせにおける整合性を、BWR使用済燃料集合体の中性子増倍率k(フェーズIIIA)及び原子個数密度(フェーズIIIB)について確認することを意図している。フェーズIIIAに対しては、9か国17機関から21の回答が寄せられた。参加者から得られた平均のkに対して、相対的なばらつきは1%k/kの幅に入った。フェーズIIIBについては、6か国12機関から14の回答が寄せられた。計算された原子個数密度は、平均値に対してほぼ10%の差に入った。しかし、この幅よりも大きくなった結果もあり、今後検討が必要である。関連の量も提出されており、この論文の中で報告した。

燃料密度が中性子増倍率に与える効果

荻野 晃久*; 内藤 俶孝

JAERI-M 91-164, 25 Pages, 1991/10

JAERI-M-91-164.pdf:0.73MB

臨界安全評価を行う場合に、核燃料密度が中性子増倍率にどのような影響を与えるかを一般的に明らかにするために、二酸化ウラン(UO)燃料の密度と中性子増倍率の関係を検討した。その結果、質量を保存して燃料密度を上げると中性子増倍率が大きくなることを確認した。これは質量を保存して燃料密度を上げると、体積は減少し形状バックリングBは増大するが中性子移動面積Mの方がよりいっそう減少し、その結果中性子漏洩量M・Bが減少するためである。結果として核燃料の臨界安全評価を行うときに燃料密度の効果を考慮しようとする場合は、燃料の種類に関係なく密度の一番高い燃料で安全を評価するとよいことが分かった。

Critical experiments on light-water moderated PuO-UO lattices

小林 岩夫; 鶴田 晴通; 須崎 武則; 大野 秋男; 村上 清信; 松浦 祥次郎; 湯本 鐐三*; 松本 忠邦*; 笹島 秀吉*; 板川 和男*

Journal of Nuclear Science and Technology, 15(3), p.166 - 182, 1978/03

https://doi.org/10.3327/jnst.15.166

プルトニウム燃料(PuO-UO)を用いた軽水減速正規格子実験を原研と動燃の共同研究の下に軽水臨界実験装置TCAを用いて行なった。Puの組成はPu,Pu,Pu,Puについてそれぞれ68,22,7,2w/oであり、Uは天然ウランである。実験対象の燃料格子はHとPuの原子数比(H/Pu)が295,402,494,704および922の5種類で、これらの体系について臨界質量、出力分布および全線の放射化率分布を求めた。 核計算はLASER、UGMG42-THERMOSおよびGTB-2を用いて得た小数群定数を用い、2次元拡散計算をPDQ.5コードで行なった。計算結果を実験値と比較した所、実効増倍係数については、-1.32から1.72%K/Kの差が認められ、熱中性子密度、熱外中性子束および出力分布については一致を示した。