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論文

Temperature-dependent deformation behavior of dual-phase medium-entropy alloy; In-situ neutron diffraction study

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$$_{7}$$(CoNiV)$$_{93}$$, 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.

論文

Role of solute hydrogen on mechanical property enhancement in Fe-24Cr-19Ni austenitic steel; An ${it in situ}$ neutron diffraction study

伊東 達矢; 小川 祐平*; Gong, W.; Mao, W.*; 川崎 卓郎; 岡田 和歩*; 柴田 曉伸*; Harjo, S.

Acta Materialia, 287, p.120767_1 - 120767_16, 2025/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

Incorporating solute hydrogen into Fe-Cr-Ni-based austenitic stainless steels enhances both strength and ductility, providing a promising solution to hydrogen embrittlement by causing solid-solution strengthening and assisting deformation twinning. However, its impacts on the relevant lattice defects evolution (${it i.e.}$, dislocations, stacking faults, and twins) during deformation remains unclear. This study compared the tensile deformation behavior in an Fe-24Cr-19Ni (mass%) austenitic steel with 7600 atom ppm hydrogen-charged (H-charged) and without hydrogen-charged (non-charged) using ${it in situ}$ neutron diffraction. Hydrogen effects on the lattice expansion, solid-solution strengthening, stacking fault probability, stacking fault energy, dislocation density, and strain/stress for twin evolution were quantitatively evaluated to link them with the macroscale mechanical properties. The H-charged sample showed improvements in yield stress, flow stress, and uniform elongation, consistent with earlier findings. However, solute hydrogen exhibited minimal influences on the evolution of dislocation and stacking fault. This fact contradicts the previous reports on hydrogen-enhanced dislocation and stacking fault evolutions, the latter of which can be responsible for the enhancement of twinning. The strain for twin evolution was smaller in the H-charged sample compared to the non-charged one. Nevertheless, when evaluated as the onset stress for twin evolution, there was minimal change between the two samples. These findings suggest that the increase in flow stress due to the solid-solution strengthening by hydrogen is a root cause of accelerated deformation twinning at a smaller strain, leading to an enhanced work-hardening rate and improved uniform elongation.

論文

In situ neutron diffraction study of strain evolution and load partitioning during elevated temperature tensile test in HIP-Treated electron beam powder bed fusion manufactured Ti-6Al-4V

Pandian, K.*; Neikter, M.*; Ekh, M.*; Harjo, S.; 川崎 卓郎; Woracek, R.*; Hansson, T.*; Pederson, R.*

JOM, 77(4), p.1803 - 1815, 2025/04

To produce dense Ti-6Al-4V components, electron beam powder bed fusion is typically followed by post-heat treatment like hot isostatic pressing (HIP). Standard HIP at 920$${}^circ$$C/100 MPa for 2 h coarsens the microstructure and reduces yield strength, while low-temp HIP at 800$${}^circ$$C/200 MPa for 2 h limits coarsening and retains strength comparable to as-built material. A coarser microstructure negatively affects tensile properties. Tensile tests at various temperatures suggest that thermally activated slip systems may influence elongation, requiring further study. In situ neutron time-of-flight diffraction during tensile loading enables analysis of strain evolution and slip plane activity. A two-phase elastic-plastic self-consistent model was used to compare with experiments. Results show basal slip {0002} activated at 20$${}^circ$$C, pyramidal slip {10-11} at 350$${}^circ$$C, and $$beta$$ phase carrying higher stress than $$alpha$$ in the plastic regime.

論文

Crystal structures of ReO$$_3$$ under hydrostatic pressure; A Combined neutron, X-ray, Raman, and first-principles calculation study

Efthimiopoulos, I.*; Klotz, S.*; Kunc, K.*; Baptiste, B.*; Chauvigne, P.*; 服部 高典

Physical Review B, 111(13), p.134103_1 - 134103_13, 2025/04

X線回折、中性子回折、ラマン散乱、第一原理計算を用いて、ReO$$_3$$の高圧力下での挙動を15GPaまで包括的に調べた。常圧$$Pm$$=3$$m$$構造は0.7GPaで空間群$$Im$$=3の立方晶相に連続的に相転移し、その後少なくとも15GPaまで安定であることがわかった。過去この圧力領域で報告されていた単斜晶$$C2/c$$構造や菱面体晶$$R$$=3$$c$$構造への転移は、試料に高輝度放射光X線を照射したことによる試料の劣化によるものであり、人工的なものであることが分かった。また今回、$$Im$$=3相の構造の圧力依存性と正確な状態方程式および天然試料と同位体濃縮$$^{18}$$O試料のラマン散乱データを示した。このデータから、リジッドなReO$$_6$$八面体が圧力とともに回転することによって、相転移および高密度化が起こることが分かった。

報告書

JRR-3利用申請システムRING (Research Information NaviGator)の拡張

阿部 一英

JAEA-Review 2024-065, 26 Pages, 2025/03

JAEA-Review-2024-065.pdf:2.55MB

日本原子力研究開発機構が保有する試験研究炉「JRR-3」は、令和3年2月26日に約10年ぶりに運転を再開した。この研究炉は供用施設として運営されており、外部からの利用者も受け入れている。利用課題の提案から成果報告書の提出までの手続きは、オンラインシステム「JRR-3 RING(Research Information NaviGator)」(https://jrr3ring.jaea.go.jp/)を通じて行われる。RINGは、課題申請、スケジュール調整、データ共有、成果報告までを一括して管理できるシステムであり、供用再開に向けた整備が進められてきた。RINGは特にビーム利用ユーザーの利便性を重視して設計されており、申請手続きの簡略化やスケジュール調整の柔軟性向上、データ管理機能の強化が特徴である。このシステムの導入によりユーザーは効率的かつ安全に研究を進めることが可能になった。今後JRR-3は国内外の多様な研究者に利用される中性子研究のプラットフォームとしての役割を拡大していく。供用再開とRINGの拡張は、中性子利用研究の活性化に寄与し、産業界や学術界との連携を推進する重要な一歩である。今回、新たに整備された機能や今後の展望について、報告する。

論文

Robustness of ferromagnetism in van der Waals magnet Fe$$_3$$GeTe$$_2$$ to hydrostatic pressure

Wang, Y.*; Zeng, X.-T.*; Li, B.*; Su, C.*; 服部 高典; Sheng, X.-L.*; Jin, W.*

Chinese Physics B, 34(4), p.046203_1 - 046203_6, 2025/03

 被引用回数:0

二次元ファンデルワールス強磁性体Fe$$_3$$GeTe$$_2$$(FGT)は、その高いキュリー温度、容易な調整性、空気中での優れた構造安定性から、スピントロニクスデバイスへの応用に大きな可能性を秘めている。理論的研究により、外部パラメータとしての圧力が強磁性特性に大きく影響することが示されている。本研究では、5GPaまでの高圧中性子粉末回折(NPD)実験を行い、FGTの静水圧による構造及び磁気特性の変化を調べた。NPDデータは、静水圧による見かけ上の抑制にもかかわらず、FGTにおける強磁性の頑健性を明らかにした。圧力が0から5GPaまで増加すると、キュリー温度は225(5)Kから175(5)Kまで単調減少し、Feの秩序モーメントが劇的に抑制されることがわかった。圧力による構造相転移は5GPaまで観測されなかったが、結合長と結合角の変化を定量的に解析した結果、交換相互作用が大きく変化していることがわかった。

論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (II); $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.300 - 307, 2025/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

As nuclear facilities are dismantled in decommissioning, large amount of various waste is generated. Even more inconveniently, waste is radioactive due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate the radioactivity produced. In this work, $$^{58}$$Fe nuclide was selected among objective nuclides for decommissioning, and its thermal-neutron capture cross-section was measured by a neutron activation method at the graphite thermal column of Kyoto University Research Reactor in 5-MW operation. The thermal-neutron capture cross-section was derived using ${it Westcott'}$s convention. The present work obtained 1.36$$pm$$0.03 barns for the $$^{58}$$Fe(n,$$gamma$$)$$^{59}$$Fe reaction. The present result supports the JENDL-5 evaluation within 2$$sigma$$. If updated with currently recommended nuclear data, some of the reported past data would support the present result.

論文

隠匿された核物質の現場検知システムの開発; 核セキュリティ強化に向けた取組

田辺 鴻典*; 米田 政夫; 藤 暢輔; 北村 康則*; 三澤 毅*

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 67(3), p.198 - 202, 2025/03

鉛等で隠匿された$$^{235}$$Uに対する非破壊測定技術の開発は、長年、核セキュリティ上の最重要課題と言われてきたが、依然として現場レベルでの検知は困難な状況にある。我々は$$^{252}$$Cf回転照射法と呼ばれる新たな核物質非破壊測定手法を提案し、回転照射装置と水チェレンコフ中性子検出器で構成される運搬性の高い現場検知システムを開発、本システムによる核物質検知を実証した。本報では、開発したシステムを概説するとともに今後の展望について解説する。

論文

Monte Carlo and experimental assessment of the optimal geometry of the source and collimator for a table-top NRTA system for small nuclear material measurement

Guembou Shouop, C. J.; 土屋 晴文

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1072, p.170189_1 - 170189_14, 2025/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Instruments & Instrumentation)

The development of a compact mobile neutron resonance transmission analysis (NRTA) instrument is in progress for measuring nuclear materials in the field of nuclear nonproliferation and nuclear security. The present paper focuses on research/developments on designing the source, moderators and shielding for the table-top NRTA system utilising a $$^{252}$$Cf spontaneous neutron. To this end, three source configurations were assessed using Monte Carlo (MC) simulations-based Particle and Heavy Ion Transport code System (PHITS) by evaluating each configuration's neutron/gamma fluxes. Experimental validation of the MC simulation was conducted using an EJ270 plastic scintillation detector, a $$10^4$$ Bq $$^{252}$$Cf source, and a thin In sample. The Monte Carlo simulations and experimental results confirmed that an optimal configuration for the table-top NRTA system involves sandwiching the $$^{252}$$Cf source between the polyethylene (PE) moderator (PE closer to the detector) and the W reflector. Furthermore, the MC simulations showed that resonance dips from NatU and Pu (energy lines of 1.06 and 2.60 eV of $$^{240}$$Pu and 0.30 eV of $$^{239}$$Pu) can be observed in the Time-of-Flight spectra obtained using the table-top NRTA system with an appropriate collimator for a small pellet sample. The preliminary experimental results with a 2 mm thick In sample displayed the 1.46 eV resonance dip of $$^{115}$$In, showing that the table-top NRTA system using a $$^{252}$$Cf neutron source can measure TOF spectra and observe dips caused by low energy resonances in a sample. These findings suggest the system is well-suited for measuring small pellet samples of Pu and U.

報告書

Evaluation report for sludge measurement by nondestructive assay (Plutonium Scrap Multiplicity Counter)(Joint research)

谷川 聖史; 瀬谷 和仁*; 浅川 直也*; 林 宏幸*; 堀籠 和志; 向 泰宣; 北尾 貴彦; 中村 仁宣; Henzlova, D.*; Swinhoe, M. T.*; et al.

JAEA-Technology 2024-014, 63 Pages, 2025/02

JAEA-Technology-2024-014.pdf:3.02MB

プルトニウム転換技術開発施設の廃液処理工程で発生したスラッジ中のPu量を評価する上で、スラッジは生成上、多くの不純物(Na, Fe, Ni等)を含み不均質であるため、従来の破壊分析ではサンプリングによる代表性が乏しく、Pu量測定に係る測定不確かさが大きかった(約24%)。この測定不確かさを低減させるために、日本原子力研究開発機構と米国ロスアラモス国立研究所は共同で中性子を利用した非破壊測定装置のPlutonium Scrap Multiplicity Counter (PSMC)を用いた測定技術の開発を進めた。MOX粉末を用いた模擬スラッジやモンテカルロ法により検証等を行いPSMC検出器パラメーター(predelay, doubles gatefraction等)を最適化し、高分解能ガンマ線分光分析を組み合わせて測定した結果、含有不純物の影響はないことが確認でき、従来法と比べ新たに設定した非破壊測定方法における測定不確かさは約6.5%まで低減できた。さらに、PSMC測定値の妥当性を評価するため、IAEA立ち合いの下、ガンマ線を測定しPu量を評価するIn Situ Object Counting System (ISOCS)を用いた比較測定した結果、ISOCSとPSMCの測定値は両方の測定不確かさの範囲内で一致したため、PSMCによる測定値の妥当性が確認された。これらの結果より、本非破壊測定技術はスラッジのように不純物を多く含み、サンプリングの代表性が乏しいアイテムに有効であり、スラッジの計量管理に適用することが認められた。

論文

Revealing an origin of temperature-dependent structural change in intrinsically disordered proteins

井上 倫太郎*; 小田 隆; 中川 洋; 富永 大輝*; 池上 貴久*; 小沼 剛*; 岩瀬 裕希*; 川北 至信; 佐藤 衛*; 杉山 正明*

Biophysical Journal, 124(3), p.540 - 548, 2025/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Biophysics)

Intrinsically disordered proteins (IDPs) show structural changes stimulated by changes in external conditions. This study aims to reveal the temperature dependence of the structure and the dynamics of the intrinsically disordered region of the helicase-associated endonuclease for fork-structured DNA, one of the typical IDPs, using an integrative approach. Small-angle X-ray scattering (SAXS) and circular dichroism (CD) studies revealed that the radius of gyration and ellipticity at 222 nm remained constant up to 313-323 K, followed by a decline above this temperature range. NMR studies revealed the absence of a promotion of the $$alpha$$-helix. As a result, SAXS, CD, and NMR data strongly suggest that these temperature-dependent structural changes were primarily due to a reduction in the content of the polyproline II (PPII) helix. Moreover, quasielastic neutron scattering studies revealed a slight change in the activation energy in a similar temperature range. Considering the concept of glass transition, it is posited that dynamical cooperativity between the PPII helix and water may play a significant role in these structural changes. The findings suggest that internal dynamics are crucial for regulating the structure of IDPs, highlighting the importance of considering dynamical cooperativity in future studies of protein behavior under varying temperature conditions.

論文

Verification of direct coupling code system using FRENDY version 2 and GENESIS for light water reactor lattices

藤田 達也; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 62(2), p.179 - 196, 2025/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

本研究では、核反応断面積の摂動に伴う間接効果を考慮したランダムサンプリングに基づく不確かさ定量化を容易に実施可能とするため、核データ処理コードFRENDYバージョン2と3次元非均質中性子輸送計算コードGENESISからなる直接結合コードシステム(FRENDY-V2/GENESIS)を新たに構築した。GENESIS用に準備された多群断面積はFRENDYバージョン2により生成された。Dancoff係数はneutron current methodにより計算した。次に、Carlvik二項有理近似に基づいて背景断面積を計算した。FRENDY-V2/GENESISの計算精度を検証するため、無限中性子増倍率(k-infinity)とUO$$_{2}$$及びMOX燃料格子体系における核分裂反応率分布をMVP3と比較した。また、キャラクタリスティックス法のレイトレーシング等の離散化条件に関する感度解析も併せて実施した。FRENDY-V2/GENESISとMVP3の比較を通して、SHEM361群構造に基づくFRENDY-V2/GENESISは、k-infinityを約50pcm以内、核分裂反応率分布を平均二乗偏差で約0.1%以内で計算可能であった。以上の結果から、FRENDY-V2/GENESISの適用性が検証された。今後は、FRENDY-V2/GENESISは多群断面積の摂動に伴う間接効果に係る議論に活用される。

論文

Characterization of neutrons emitted by an expected small amount of fuel debris in a trial retrieval from Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

松村 太伊知; 奥村 啓介; 坂本 雅洋; 寺島 顕一; Riyana E. S.; 近藤 千博*

Nuclear Engineering and Design, 432, p.113791_1 - 113791_9, 2025/02

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

Retrieving objects with a small amount of fuel debris, such as a few grams, will begin soon at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F) at the start of decommissioning. Objects retrieved from the primary containment vessel are not necessarily fuel debris; fuel debris is an object from which neutrons are emitted because it contains nuclear-fuel material. However, the characteristics of the neutrons emitted by fuel debris are unknown. Fuel debris was categorized into five types according to the elapsed time from the accident, burnup, and fuel type (UO$$_{2}$$ or mixed oxide). The number and energy spectra of ($$alpha$$, ${it n}$) and spontaneous fission neutrons emitted from 1 g of each fuel debris type were estimated using the SOURCES 4C code to obtain the neutron characteristics. The results showed that the average neutron energy is approximately 2.1 MeV, regardless of the type of fuel debris. However, the intensities of neutrons emitted from the fuel debris in 1F Units 2 and 3 varied by four orders of magnitude according to the fuel debris type.

論文

Measurements of neutron capture cross-section for nuclides of interest in decommissioning (III); $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er and $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reactions

中村 詔司; 芝原 雄司*; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦

Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2025/00

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

In the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive waste are generated due to neutron activation. In that case, neutron capture cross-sections of nuclides targeted in decommissioning are required to evaluate their radioactivities produced. The present study selected two nuclides, $$^{171}$$Er and $$^{181}$$Hf, among objective ones for decommissioning, and thermal-neutron capture cross-sections for their parent nuclides were measured by the neutron activation method at the Kyoto University Research Reactor under 1-MW operation. The thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. The present study obtained the results as follows: 8.19$$pm$$0.35 barns for the $$^{170}$$Er(n,$$gamma$$)$$^{171}$$Er reaction and 13.57$$pm$$0.14 barns for the $$^{180}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{181}$$Hf reaction. As a by-product, the measurements of the Hf sample also yielded 0.427$$pm$$0.006 barns for the $$^{179}$$Hf(n,$$gamma$$)$$^{180m}$$Hf reaction. This study revealed that some experimental and data evaluations differ from the present results by more than the experimental uncertainties.

論文

Solid-state Alder-ene reaction of 1-hexene under high pressure

Xu, J.*; Lang, P.*; Liang, S.*; Zhang, J.*; Fei, Y.*; Wang, Y.*; Gao, D.*; 服部 高典; 阿部 淳*; Dong, X.*; et al.

Journal of Physical Chemistry Letters (Internet), p.2445 - 2451, 2025/00

 被引用回数:0

アルダー-エン反応は、アルケンとアリル水素との化学反応であり、C-C結合を構築する効率的な方法である。従来、この反応には触媒、高温、あるいは光触媒が必要であった。本研究では、触媒を用いずに室温下で加圧することで成功した1-ヘキセンのアルダー-エン反応を報告する。1-ヘキセンは4.3GPaで結晶化し、18GPaで重合してオレフィンを形成する。ガスクロマトグラフィー-質量分析法により、1-ヘキセンが高圧下でのアルダー-エン反応により二量体を生成することを発見した。その場中性子回折から、この反応過程はトポケミカル則に従わないことがわかった。理論計算により、1つのC-H $$sigma$$結合と2つのアルケン$$pi$$結合を含む6員環遷移状態が示され、そのエネルギーは20GPaまで圧縮すると明らかに減少した。本研究は、触媒を用いずに室温でアルダー-エン反応を実現する新規かつ有望な方法を提供し、この重要な反応の応用を拡大するものである。

論文

Possible criticality scenario and its mechanism of the Windscale Works criticality accident in 1970 analyzed by computational fluid dynamics and Monte Carlo neutron transport

福田 航大

Annals of Nuclear Energy, 208(1), p.110748_1 - 110748_10, 2024/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

The Windscale Works criticality accident in 1970 resulted from mixing an aqueous solution with an organic solvent with different plutonium concentrations and densities. Although this accident has been studied using improved computer capabilities in recent years, a precise criticality scenario has not yet been identified. This study aims to clarify a possible criticality scenario of the accident-the time variation of reactivity and its mechanism. The accident was simulated by combining the multiphase computational fluid dynamics solver of OpenFOAM and the delta-tracking-based Monte Carlo neutron transport code Serpent2. Consequently, the periodic uneven arrangement of fluids might have caused oscillations in neutron leakage and absorption, resulting in periodic wavy reactivity changes. Furthermore, the emulsion, which was thought to be the primary cause, might not be the dominant mechanism for reactivity change, although it contributed to the criticality of the accident.

論文

Role of retained austenite and deformation-induced martensite in 0.15C-5Mn steel monitored by ${it in situ}$ neutron diffraction measurement during tensile deformation

山下 享介*; 諸岡 聡; Gong, W.; 川崎 卓郎; Harjo, S.; 北條 智彦*; 興津 貴隆*; 藤井 英俊*

ISIJ International, 64(14), p.2051 - 2060, 2024/12

An Fe-0.15C-5Mn-0.5Si-0.05Nb steel annealed at 660$$^{circ}$$C and 685$$^{circ}$$C showed L$"u$ders deformation followed by high work hardening, with variations in L$"u$ders strain and hardening behavior. ${it In situ}$ neutron diffraction during tensile tests analyzed phase stresses, strength contributions, and austenite orientation. Deformation-induced martensite contributed $$sim$$1000 MPa to strength near tensile failure, while austenite mainly enhanced ductility via transformation-induced plasticity. Austenite transformed to martensite during L$"u$ders deformation regardless of orientation, though 311-oriented grains tended to remain along the tensile direction.

論文

核破砕中性子源水銀標的容器の材料劣化評価に対する押込み試験技術の適用

涌井 隆; 斎藤 滋; 二川 正敏

実験力学, 24(4), p.212 - 218, 2024/12

J-PARCの核破砕中性子源水銀ターゲット容器の寿命を決定する主要な要因の一つは照射損傷である。使用済み容器の材料劣化を把握するため、使用済み容器の構造材料に対する押込み試験と数値実験による逆解析を用いた評価を行う予定である。照射量の異なる2種類のイオン照射材料に対して、この評価手法を適用した。照射量の増加に伴い、引張強度が増加し、全伸びが減少することが確認された。これらの傾向は、ばらつきを考慮した微小試験片の引張試験によって報告されている材料劣化挙動と同等である。さらに、容器は繰り返し熱負荷を受け、定格最大ビーム出力では容器の温度が140$$^{circ}$$Cを超えると推定されるため、温度上昇に伴う全伸びと照射材料の疲労強度の低下について検討した。

報告書

令和3・4年度JRR-3中性子ビーム利用における独自利用研究・技術開発報告

物質科学研究センター

JAEA-Review 2024-037, 141 Pages, 2024/11

JAEA-Review-2024-037.pdf:13.08MB

JRR-3(Japan Research Reactor No.3)には、日本原子力研究開発機構(原子力機構)が所管する15台の中性子ビーム利用実験装置が設置されており、装置高度化を含めた原子力機構の独自利用を行うとともに施設供用装置として外部利用者に供し、様々な研究成果を創出している。本報告書は、運転再開後の令和3年度、令和4年度の独自利用研究および中性子ビーム利用実験装置の高度化などの技術開発の進捗状況を取りまとめたものである。

論文

レーザー駆動中性子源を用いた非破壊分析技術の開発

小泉 光生; 伊藤 史哲*; Lee, J.; 弘中 浩太; 高橋 時音; 鈴木 敏*; 有川 安信*; 安部 勇輝*; Wei, T.*; 余語 覚文*; et al.

第45回日本核物質管理学会年次大会会議論文集(インターネット), 4 Pages, 2024/11

Neutron resonance transmission analysis (NRTA) is a non-destructive method applicable for measuring nuclear material using a time-of-flight (TOF) technique with a pulsed neutron source. To realize a high resolution compact NRTA system, use of a short-pulsed neutron source is essential. Laser-driven neutron sources (LDNSs) are well-suit for generating such neutron beams due to their short pulse width. The advances in laser technology will further reduce the system's size and improve practicality. In this study, we demonstrate the measurement of a neutron transmission TOF spectrum of a sample containing indium and silver using the LDNS of the Osaka University. The obtained spectrum was analyzed using the least-square nuclear-resonance fitting program, REFIT, showcasing for the first time the potential of an LDNS for nondestructive areal-density material characterization.

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