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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.
Li, X.; 山路 哲史*; 佐藤 一憲*; 山下 拓哉
Annals of Nuclear Energy, 214, p.111217_1 - 111217_13, 2025/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The decommissioning of Fukushima Daiichi NPP Unit-2 requires understanding of reactor damage and fuel debris distribution for effective debris retrieval. This study numerically analyzes potential Reactor Pressure Vessel (RPV) boundary failure due to eutectic melting of Control Rod Drive (CRD) housings during reheating after debris bed dryout. The Moving Particle Semi-implicit (MPS) method, with an enthalpy-based temperature algorithm and Boussinesq approximation, is applied to simulate melt/solid interactions in a 2-D model of the lower plenum. The CRD housing melting temperature is set at 1523 K based on a quasi-binary phase diagram of 304 Stainless Steel (SS) and Zirconium (Zr) and ELSA experiments. Results suggest local RPV failure at CRD housings, leading to melt release and refreezing. The estimated failure occurs 8-12 hours post-dryout (ca. 12:00-16:00 on 3/15/2011), providing insights into melt progression and boundary breach scenarios in Unit-2.
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 (
, 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 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.
玉造 博夢; 内原 猛*; 満田 節生*; 石井 祐太*; 中尾 裕則*; 竹端 寛治*; 今中 康貴*
Physical Review B, 111(13), p.134403_1 - 134403_9, 2025/04
In multiferroic CuFe
Al
O
, applying uniaxial pressure 
generates a magnetoferroelectric phase distinct from the well-studied spin-driven ferroelectric phase associated with helical magnetic ordering in this system. Using a four-circle neutron diffractometer, the magnetic structure of the -induced magnetoferroelectric phase is determined as the collinear sinusoidal type, which itself does not break the inversion symmetry in this system. Additionally, synchrotron radiation X-ray diffraction experiments are conducted to investigate how the triangular lattice in CuFeAlO is distorted by applied . Although lattice distortion during the magnetic phase transition in CuFeAlO is mitigated by the substitution of nonmagnetic Al
, the application of along the conjugate direction revives the "latent" spin-lattice coupling, causing the triangular lattice to distort during magnetic phase transition. The application of a magnetic filed considerably reduces -induced ferroelectric polarization, but does not affect lattice distortion. These results indicate that -induced ferroelectric polarization is not a consequence of the piezoelectric effect. Instead, the sinusoidal magnetic structure would contribute to the emergence of -induced ferroelectric polarization through spin-lattice coupling.
櫻井 惇也*; 鳥形 啓輔*; 松永 学*; 高梨 直人*; 日比野 真也*; 木津 健一*; 森田 聡*; 井元 雅弘*; 下畠 伸朗*; 豊田 晃大; et al.
鉄と鋼, 111(5), p.246 - 262, 2025/04
Creep testing is time-consuming and costly, leading institutions to limit the number of tests conducted to the minimum necessary for their specific objectives. By pooling data from each institution, it is anticipated that predictive models can be developed for a wide range of materials, including welded joints and degraded materials exposed to service conditions. However, the data obtained by each institution is often highly confidential, making it challenging to share with others. Federated learning, a type of privacy-preserving computation technology, allows for learning while keeping data confidential. Utilizing this approach, it is possible to develop creep life prediction models by leveraging data from various institutions. In this paper, we constructed global deep neural network models for predicting creep rupture life of heat-resistant ferritic steels in collaboration with eight institutions using the federated learning system we developed for this purpose. Each institution built a local model using only its own data for comparison. While these local models demonstrated good predictive accuracy for their respective datasets, their predictive performance declined when applied to data from other institutions. In contrast, the global model constructed using federated learning showed reasonably good predictive performance across all institutions. The distance between each institution's data was defined in the space of explanatory variables, with the NIMS data, which had the largest dataset, serving as the reference point. The global model maintained high predictive accuracy regardless of the distance from the NIMS data, whereas the predictive accuracy of the NIMS local model significantly decreased as the distance increased.
普天間 章; 眞田 幸尚; 中間 茂雄; 佐々木 美雪; 越智 康太郎; 澤幡 義郎*; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; 萩野谷 仁*; et al.
JAEA-Technology 2024-022, 170 Pages, 2025/03
JAEA-Technology-2024-022.pdf:15.09MB
2011年(平成23年)3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による津波が原因で、東京電力福島第一原子力発電所事故が発生し、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、有人ヘリコプター等を用いた航空機モニタリングが活用されている。日本原子力研究開発機構は、原子力規制庁からの受託事業として、本モニタリング技術を原子力施設等の事故時における緊急時モニタリングに活用し、モニタリング結果を迅速に提供するため、全国の発電所周辺におけるバックグラウンド放射線量や地形的特徴、管制空域等の情報を事前に整備している。令和5年度の受託事業では以下について実施した。九州電力(株)川内原子力発電所の周辺について航空機モニタリングを実施し、バックグラウンド放射線量及び管制区域等の情報を整備した。緊急時における航空機モニタリングの実効性向上に資するため、原子力総合防災訓練において航空機モニタリングを実施するとともに、国内初となる原子力防災訓練での無人機の訓練フライトを実施した。無人航空機による放射線モニタリングの技術開発を進め、緊急時モニタリングに必要とされる要件を満たす無人航空機を選定し、その飛行性能を調査した。本報告書は、これら令和5年度の受託研究において得られた結果及び抽出された技術的課題についてまとめたものであり、今後の緊急時対応技術向上に資する知見を提供する。
普天間 章; 眞田 幸尚; 中間 茂雄; 佐々木 美雪; 越智 康太郎; 長久保 梓; 澤幡 義郎*; 川崎 義晴*; 岩井 毅行*; 平賀 祥吾*; et al.
JAEA-Technology 2024-021, 232 Pages, 2025/03
JAEA-Technology-2024-021.pdf:25.79MB
2011年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震による津波に起因する東京電力福島第一原子力発電所事故では、大量の放射性物質が周辺環境に飛散した。事故直後から、放射線の分布を迅速かつ広範囲に測定する手段として、航空機を用いた空からの測定方法が採用されている。日本原子力研究開発機構は、原子力規制庁からの受託事業として、有人ヘリコプター及び無人ヘリコプターを使用して、東京電力福島第一原子力発電所周辺の航空機モニタリングを継続的に実施してきた。本報告書では、令和5年度に実施したモニタリング結果について取りまとめ、過去のモニタリング結果との比較から空間線量率等の変化量を評価し、その変化要因について考察した。また、航空機モニタリングによる計数率から空間線量率への換算精度向上のために、地形の起伏を考慮に入れた解析を行った。地形の起伏を考慮する前後の解析結果を比較し、本手法による換算精度向上の効果を評価した。さらに、有人ヘリコプターについては、空気中のラドン子孫核種の弁別手法を測定結果に適用し、ラドン子孫核種が航空機モニタリングに与える影響を評価した。加えて、より効率的に広範囲な航空機モニタリングを展開するため、無人航空機によるモニタリングの技術開発を進めた。
福島マップ事業対応部門横断グループ
JAEA-Technology 2024-017, 208 Pages, 2025/03
JAEA-Technology-2024-017.pdf:27.32MB
東京電力(株)福島第一原子力発電所(福島第一原発)事故による放射性物質の分布状況を平成23年6月より調査してきた。本報告書は、令和5年度の調査において得られた結果をまとめたものである。空間線量率については、走行サーベイ、平坦地上でのサーベイメータによる定点サーベイ、歩行サーベイ及び無人ヘリコプターサーベイを実施し、測定結果から空間線量率分布マップを作成するとともにその経時変化を分析した。放射性セシウムの土壌沈着量に関しては、in-situ測定及び土壌中深度分布調査をそれぞれ実施した。さらに、これまで蓄積した測定結果を基に空間線量率及び沈着量の実効半減期を評価した。モニタリングの重要度を相対的に評価するスコアマップを作成するとともに、スコアの年次変化について分析した。海水中のトリチウム濃度の評価結果を原子力規制庁へ報告する体制を構築・運用し、ALPS処理水の海洋への放出前後のトリチウム濃度の変動について解析評価した。令和5年度までに総合モニタリング計画に基づき実施された海域モニタリングの測定結果を集約するとともに、過去からの変動などに関して解析評価を行った。階層ベイズ統計手法を用いて、令和5年度調査での走行サーベイや歩行サーベイ等の調査により取得した空間線量率分布データを統合し、空間線量率統合マップを作成した。避難指示解除区域への帰還後に想定される複数の代表的な生活行動パターンを設定し、積算の被ばく線量を算出するとともに当該地方自治体・住民に向けた説明資料を作成した。これらの他、令和5年度測定結果のWebサイトでの公開、総合モニタリング計画に基づく放射線モニタリング及び環境試料分析測定データのCSV化を実施した。
BE資源・処分システム開発部
JAEA-Evaluation 2024-002, 86 Pages, 2025/03
JAEA-Evaluation-2024-002.pdf:8.29MB
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構は、「国の研究開発評価に関する大綱的指針(平成28年12月21日内閣総理大臣決定)」に基づき、令和6年3月21日に「原子力施設の廃止措置及び関連する放射性廃棄物の処理に関する技術開発」に関する第4期中長期目標期間の研究開発計画のうち、令和3年度以降に開始した研究テーマに対する事前評価を廃止措置研究開発・評価委員会に諮問した。これを受けて、廃止措置研究開発・評価委員会は定められた評価の観点に従い評価を行った。
永田 寛; 河内山 真美; 茅根 麻里奈; 菅谷 直人; 西村 嵐; 石川 譲二; 坂井 章浩; 井手 広史
JAEA-Data/Code 2024-016, 44 Pages, 2025/03
JAEA-Data-Code-2024-016.pdf:3.54MB
原子炉施設の構造材の元素組成は、廃止措置計画の策定などの際に評価を行う放射化計算において、重要なパラメータの一つとして使用されている。このうち、試験研究炉の構造材として使用されているアルミニウム合金などの元素組成については、主要成分以外の元素については十分なデータが得られていない。このことから、材料試験炉「JMTR」の主要な構造材として使用されてきたアルミニウム合金、ベリリウム、ハフニウムなどから試料を採取し、元素組成の分析を実施した。本報告書は、令和5年度に取得した78元素の元素組成データについてまとめたものである。
Kim, M.*; Lee, C.*; 杉田 裕; Kim, J.-S.*; Jeon, M.-K.*
Geomechanics for Energy and the Environment, 41, p.100628_1 - 100628_9, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Energy & Fuels)この研究では、DECOVALEX-2023プロジェクトの一環として幌延の地下研究施設で実施された実規模大の人工バリア試験の数値解析を使用して、非等温二相流のモデリングに対する主要変数の選択の影響を調査した。検証済みの数値モデルを使用して、人工バリアシステム内の不均質多孔質媒体の熱-水連成挙動を解析した。支配方程式を離散化する際の2つの異なる主要変数スキームを比較したところ、結果に大きな違いがあることが明らかになった。
大野 宏和; 高山 裕介*
Geomechanics for Energy and the Environment, 41, p.100636_1 - 100636_14, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Energy & Fuels)In the geological disposal of high-level radioactive waste, the overpack lifetime and initial conditions of radionuclide migration are essential considerations along with the assessments of the environmental conditions, including study of the evolution of near-field thermal, hydrological, mechanical, and chemical processes following the emplacement of an engineered barrier system. In this study, experimental data from an in situ full-scale engineered barrier experiment at Horonobe Underground Research Laboratory were used to assess the applicability of a simulation model to evaluate near-field coupled processes.
冠城 雅晃; 宮本 勇太; 森 教匡; 岩井 紘基; 手塚 将志; 黒澤 俊介*; 田川 明広; 高崎 浩司
Journal of Nuclear Science and Technology, 62(3), p.308 - 316, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)Nuclear decommissioning has recently accelerated, particularly following the accident at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, Tokyo Electric Power Holdings. 
-ray/X-ray (radiation photon) spectroscopy provides information on the types of radionuclides with radiation photon emissions. Radiation photon spectroscopy in a control rod guide tube positioned at the center of Fugen was conducted. Fugen is a prototype advanced thermal reactor with 165 MWe electric power generation that is being decommissioned. The dose rates measured in a control rod guide tube positioned at the center of the reactor were 4.1 - 9.1 Gy/h. The dose rate considerably increased at a position close to a tank that contained 
Co caused by the radioactivation of stainless steel. Radiation photon spectroscopy was performed without radiation shielding, identifying Co with an energy resolution better than 5.4% at 1333 keV and 
Nb with an energy resolution better than 5.9% at 871 keV.
Fe(n,)
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, 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 
s convention. The present work obtained 1.36
0.03 barns for the Fe(n,)Fe reaction. The present result supports the JENDL-5 evaluation within 2
. If updated with currently recommended nuclear data, some of the reported past data would support the present result.
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
, 67(3), p.198 - 202, 2025/03
鉛等で隠匿された
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
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。
Np, 
Am, and 
Am reaction rates in highly enriched uranium fuel cores at Kyoto University Critical AssemblyPyeon, C. H.*; 大泉 昭人; 方野 量太; 福島 昌宏
Nuclear Science and Engineering, 199(3), p.429 - 444, 2025/03
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)京都大学KUCAの高濃縮ウラン燃料による複数の炉心で取得したNp、Am、Amの核分裂率とNp捕獲反応率に関する積分実験データに対して、ENDF/B-VIII.0及びJENDL-5とSerpent2コードを用いた実験解析を実施した。Np/U、Am/U、Am/Uの核分裂率比の実験値と解析値の比較では、ENDF/B-VIII.0及びJENDL-5のいずれにおいて、それぞれ約5、15、および10%の精度が示された。Np/
Auの捕獲反応率比については、熱中性子スペクトルの炉心において高い精度が得られることを明らかにした。また、Np/U、Am/U、Am/Uの核データに起因した不確かさは、概ね4%以内であることを示した。
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。
北條 智彦*; 小山 元道*; 熊井 麦弥*; Zhou, Y.*; 柴山 由樹; 城 鮎美*; 菖蒲 敬久; 齋藤 寛之*; 味戸 沙耶*; 秋山 英二*
ISIJ International, 65(2), p.284 - 296, 2025/02
Stress and plastic strain distributions and those partitioning behaviors of ferrite and retained austenite were investigated in the medium manganese (Mn) and the transformation-induced plasticity-aided bainitic ferrite (TBF) steels, and the martensitic transformation behaviors of retained austenite during Luders elongation and work hardening were analyzed using synchrotron X-ray diffraction at SPring-8. The stress and plastic strain of retained austenite and volume fraction of retained austenite were remarkably changed during Luders deformation in the medium Mn steel, implying that the medium Mn steel possessed inhomogeneous deformation at the parallel part of the tensile specimen. On the other hand, the distributions of the stress, plastic strain and volume fraction of retained austenite were homogeneous and the homogeneous deformation occurred at the parallel part of the tensile specimen at the plastic deformation regime with work hardening in the medium Mn and TBF steels. The martensitic transformation of retained austenite at uders deformation in the medium Mn steel was possessed owing to the application of high stress and preferential deformation at retained austenite, resulting in a significant increase in the plastic deformation and reduction of stress in the retained austenite. The martensitic transformation of retained austenite at the plastic deformation regime with work hardening was induced by the high dislocation density and newly applied plastic deformation in retained austenite in the medium Mn steel whereas the TBF steel possessed gradual transformation of retained austenite which is applied high tensile stress and moderate plastic deformation.
Naeem, M.*; Ma, Y.*; Tian, J.*; Kong, H.*; Romero-Resendiz, L.*; Fan, Z.*; Jiang, F.*; Gong, W.; Harjo, S.; Wu, Z.*; et al.
Materials Science & Engineering A, 924, p.147819_1 - 147819_10, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nanoscience & Nanotechnology)Face-centered cubic (fcc) medium-/high-entropy alloys (M/HEAs) typically enhance strength and ductility at cryogenic temperatures via stacking faults, twinning, or martensitic transformation. However, in-situ neutron diffraction on VCoNi MEA at 15 K reveals that strain hardening is driven solely by rapid dislocation accumulation, without these mechanisms. This results in increased yield strength, strain hardening, and fracture strain. The behavior, explained by the Orowan equation, challenges conventional views on cryogenic strengthening in fcc M/HEAs and highlights the role of dislocation-mediated plasticity at low temperatures.
大西 貴士; 小山 真一*; 横山 佳祐; 森下 一喜; 渡部 雅; 前田 茂貴; 矢野 康英; 大木 繁夫
Nuclear Engineering and Design, 432, p.113755_1 - 113755_17, 2025/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The burning of minor actinide (MA) elements, such as neptunium (Np) and americium (Am), in fast reactors (FRs) has been proposed to reduce the volume of high-level radioactive waste. Evaluation of the transmutation behavior of Am for a wide spectral range from thermal to fast neutrons requires experimental validation based on the irradiation of Am targets with well-known isotopic compositions. Four samples each of two types of Am targets, Am-241 oxide and Am-243 oxide, were prepared and irradiated in the experimental fast reactor Joyo under fast neutron flux. Additionally, a ninth sample consisting of Am-241 oxide contained in a MgO pellet was prepared and irradiated in the JMTR under thermal neutron flux. All irradiated samples were analyzed by a radiochemical method. Indexes of the transmutation behavior such as the transmutation ratio, the ratio between burnup and accumulation of an actinide could be evaluated based on the analytical results.
