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報告書

簡易非破壊測定に向けた革新的なn・$$gamma$$シンチレーション検出システムの開発(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 東北大学*

JAEA-Review 2025-046, 70 Pages, 2026/01

JAEA-Review-2025-046.pdf:5.46MB

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5年度に採択された研究課題のうち、「簡易非破壊測定に向けた革新的なn・$$gamma$$シンチレーション検出システムの開発」の令和5年度の研究成果について取りまとめたものである。令和5年度に1Fでは、原子炉格納容器(PCV)からの燃料デブリの取り出しが予定され、さらに、将来的には段階的な取り出し規模の拡大が検討されている。本研究では、標的試料取り出し時のスクリーニングならびに連続監視に資する、革新的なシンチレーション放射線検出システムを開発する。また、1Fをはじめとした原子力施設廃止措置の炉内調査に資する遠隔測定システムを実用化する。より具体的には、(1)革新的な中性子・$$gamma$$線核種弁別シンチレータの研究(東北大学)、(2)センサーならびに信号処理システムの小型化(東京大学)、(3)多様な放射線場構築と特性評価(産業技術総合研究所)、(4)簡易非破壊測定システムの開発とホットセル内実証試験(原子力機構)の各要素技術に対し、垂直統合的に研究を展開することでPCV内や各受け入れセル内において、10Gy/hを超える環境下で$$gamma$$線、中性子線を弁別し、それぞれの線量率と核種同定を同時に行う検出器の開発に向け、令和5年度に計画した各研究項目に関する研究開発を実施した。

論文

Development of LASSO based optimized scheme for reconstructing radioactive source distributions using monitoring air dose rates

Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 岡本 孝司*

Measurement, 258(Part D), p.119444_1 - 119444_15, 2026/01

https://doi.org/10.1016/j.measurement.2025.119444
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Engineering, Multidisciplinary)

Clarifying the distribution of radioactive sources within nuclear facilities is crucial for ensuring worker safety during decommissioning and for responding to accidents. However, air dose rate measurements in restricted areas are often limited due to complex structures and high radiation levels in contaminated rooms. To address this, we have proposed a machine learning-based approach, the Least Absolute Shrinkage and Selection Operator (LASSO), to reconstruct radioactive source distributions in simplified room models. LASSO method indicates the good performance of reconstructing radioactive source with high accuracy inside simple room model. However, in more complex environments, obstacles can degrade reconstruction accuracy. To overcome these limitations, we developed an optimized scheme based on the LASSO method to improve inverse estimation in complex rooms. In this scheme, the impact of shielding structures is mitigated by normalizing the radioactive contributions from sources. A series of numerical simulations demonstrate that the optimized approach outperforms the non-optimized version in accurately reconstructing source distributions. Furthermore, experiments in a room with complex structures validate the effectiveness of the optimized method. The inverse estimations performed on experimental data confirm that the use of a normalized contribution matrix significantly improves accuracy by reducing the influence of shielding. Conclusively, this paper optimizes LASSO scheme for reconstructing radioactive source distributions in complex building room using air dose rate measurements. It shows significant improvements over existing scheme and is verified to be successfully applied in complicated situations with high accuracy. We confirm that optimized LASSO scheme holds significant promise for future monitoring and decommissioning projects in both operational and damaged nuclear facilities.

報告書

簡易粘弾性評価モデルを用いた炉内黒鉛構造物の応力挙動の解析的検討

西條 友章; 島崎 洋祐; 石原 正博

JAEA-Technology 2025-010, 126 Pages, 2025/12

JAEA-Technology-2025-010.pdf:12.52MB

HTTR(高温工学試験研究炉)の運転中には、黒鉛構造物に熱応力が発生する。また、黒鉛材料は中性子照射により収縮挙動を示すとともに、クリープ現象が発生するため、原子炉停止時には黒鉛構造物に残留応力が発生する。そこで、HTTR炉心黒鉛構造物の設計においては、有限要素法応力解析コード「VIENUS」を用いた黒鉛構造物の応力解析を行ってきた。HTTRの黒鉛構造物は配置場所によって照射される温度域が400$$^{circ}$$Cから1200$$^{circ}$$Cと大きく異なるため、材料物性値や照射収縮などの照射挙動も黒鉛構造物ごとに異なる。一方、VIENUSコードは熱流動・熱伝導解析結果を解析条件として入力し応力を評価する解析コードであるため、温度条件や材料物性値をパラメータとした検討には向かない。そこで、本報告書ではVIENUSコードよりもパラメータスタディを効率的に実施できる2本のはり要素からなる簡易粘弾性評価モデルを用いて、400$$^{circ}$$Cから1200$$^{circ}$$Cの温度域にある黒鉛構造物の照射挙動が応力挙動に与える影響を解析し、運転時応力は黒鉛構造物の照射収縮の影響により、照射温度800$$^{circ}$$Cを境に2つの異なる挙動を示すことを明らかにした。また、原子炉停止時の残留応力は熱応力に漸近するため、照射収縮が大きくなった場合でも過度に大きくならないことがわかった。さらに、簡易粘弾性評価モデルとVIENUSの応力解析結果を比較した結果、応力挙動の傾向が一致し、簡易粘弾性評価モデルは応力挙動の把握に有用であることが明らかとなった。

報告書

ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 東海国立大学機構*

JAEA-Review 2025-034, 83 Pages, 2025/12

JAEA-Review-2025-034.pdf:6.9MB

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(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5年度に採択された研究課題のうち、「ペデスタル部鉄筋コンクリート損傷挙動の把握に向けた構成材料の物理・化学的変質に関する研究」の令和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、1F1号機原子炉格納容器(PCV)の内部調査で観測されたペデスタル鉄筋コンクリート部材において、鉄筋を残したままコンクリートだけ崩落するという、1号機固有の損傷状態に着目し、発生メカニズムを調査・検証を実施した。コンクリート固有の要因の調査・検証では、(1)高温による短期の溶解メカニズムの調査として、高温時の溶融実験でのデータ取得方法を検討し、溶解現象の有無を判断する解析フレームワークの構築及び剛体バネモデル解析において、加熱による体積変化を組み込む数値解析手法の構築を実施した。また、(2)温度履歴による長期の溶解メカニズムとして、実際のペデスタル部の温度・注水履歴の整理を実施し、実験時のコンクリートの曝露条件の決定及び材料選定や膨張量の測定手法の確立を行った。さらに、高温加熱後の水分供給による膨張現象の既往知見を整理した。次に、特殊な外部環境要因の調査・検証では、(1)燃料デブリの伝熱解析によるコンクリート熱条件の評価として、事故時の1号機PCVコンクリートの熱条件を評価するための伝熱予備解析を実施した。また、(2)コンクリート破損に関わる特殊な外部環境要因に対する要素挙動試験と総合試験として、コンクリート材の水蒸気雰囲気での高温保持小規模試験の予備試験と金属デブリとコンクリートの反応挙動に関する反応予備試験を実施した。さらに、ウラン酸化物の酸素量に着眼した試験に供するウラン含有亜酸化物を作製した。本研究では、これらの調査・検証により1F1号機固有のコンクリート損傷の発生メカニズムに関わる総合的な知見を蓄積した。

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning (IV); $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m,166g}$$Ho 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, 62(11), p.1086 - 1099, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2525327
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

During the decommissioning of nuclear facilities, large amounts of radioactive wastes are generated from structural materials. When considering the disposal or reuse of such wastes, accurate neutron capture cross-sections are required to evaluate the amounts of radioactive nuclides among the wastes. The present work selected $$^{165}$$Ho among nuclides included in the list for clearance levels in decommissioning, and measured the thermal-neutron capture cross-sections for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho, $$^{rm 166g}$$Ho reactions by the neutron activation method. The thermal cross-section measurements were performed with the graphite thermal column of the Kyoto University Research Reactor under the 5-MW operation and the thermal-neutron capture cross-sections were derived on the basis of Westcott's convention. In this work, a value of 2.79$$pm$$0.04 barn was obtained for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166m}$$Ho reaction, and 61.2$$pm$$0.6 barn for the $$^{165}$$Ho(n,$$gamma$$)$$^{rm 166g}$$Ho reaction. The combination of these cross-sections presented 64.0$$pm$$0.6 barn, which supports the recent evaluated data of 64.69 barn and 64.4$$pm$$1.2 barn within the limit of uncertainties.

論文

Measurements of neutron capture cross-sections for nuclides of interest in decommissioning (V); $$^{94}$$Zr(n, $$gamma$$)$$^{95}$$Zr and $$^{96}$$Zr(n, $$gamma$$)$$^{97}$$Zr reactions at JRR-3

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

Journal of Nuclear Science and Technology, 14 Pages, 2025/11

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2586632
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)

Decommissioning of nuclear facilities generates a wide variety of wastes in large quantities. To make matters more complicated, they are radioactive wastes due to neutron activation. Thus, the neutron capture cross-sections of decommissioned nuclides are required to evaluate the produced radioactivity. This study selected $$^{95}$$Zr and $$^{97}$$Zr nuclides from the nuclides targeted for decommissioning, and aimed to measure the thermal-neutron capture cross-sections of $$^{94}$$Zr and $$^{96}$$Zr, which contribute to the production of $$^{95}$$Zr and $$^{97}$$Zr, respectively. Considering the relatively small cross-sections of Zr isotopes, measurements were performed by a neutron activation method using the pneumatic tube PN-3 of the Japan Research Reactor-3 (JRR-3) because its thermal-neutron flux is 250 times larger than that of the graphite thermal column of the Kyoto University Research Reactor. A natural Zr foil was irradiated in the PN-3 and subjected to $$gamma$$-ray spectrometry. The thermal-neutron capture cross-sections were derived according to Westcott's convention to be 50.9$$pm$$0.6 millibarns for the $$^{94}$$Zr(n,$$gamma$$)$$^{95}$$Zr reaction, and 21.9$$pm$$0.3 millibarns for the $$^{96}$$Zr(n,$$gamma$$)$$^{97}$$Zr reaction. These results are consistent with recent evaluation and experimental data. It was demonstrated that the thermal-neutron capture cross-section of the order of millibarns could be straightforwardly measured by using the PN-3 of JRR-3.

論文

High-temperature oxidation failure in reactivity-initiated accidents; An Evaluation of failure criteria based on oxygen concentration from the previous NSRR experiments

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

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114222
 被引用回数：2 パーセンタイル：68.76(Nuclear Science & Technology)

For 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 $$beta$$-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): $$beta$$-Zr thickness of $$leqq$$ 0.9 wt% oxygen is less than 0.1 mm, and this corresponds to approximately 35% BJ-ECR.

論文

Measurement of transient fission gas release from high-burnup MOX fuel under a simulated reactivity-initiated accident condition using fission gas dynamics testing technique

谷口 良徳; 浦野 建太; 三原 武; 宇田川 豊; 垣内 一雄; 勝山 仁哉

Proceedings of TopFuel 2025; Nuclear Reactor Fuel Performance Conference (Internet), p.1292 - 1301, 2025/10

To investigate the fission gas release behavior of MOX fuel under reactivity-initiated accident (RIA) conditions, a RIA-simulated test on a high-burnup MOX fuel irradiated up to about 64.5 GWd/t (Test FGD-3) was conducted at the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) in JAEA by using recently developed Fission Gas Dynamics (FGD) testing technique. The concept of the FGD tests is to evaluate fission gas release during RIA-simulated test by measuring the pressure transient inside a rigid chamber containing the test fuel rod. We utilize Linear Variable Differential Transformer (LVDT)-type pressure sensor which less affected by gamma and/or neutron field in the NSRR core than conventional strain gauge-type pressure sensor. The maximum fuel enthalpy during Test FGD-3 was evaluated as 276 J/g, which is almost the same value as that of a previous FGD test on a high-burnup UO$$_{2}$$ fuel (about 61 GWd/t) (Test FGD-2). The measured pressure increased from 0.1 MPa to eventually stabilized at about 0.75 MPa: this increase of pressure roughly corresponds to a transient FGR of about 28%, which is higher than that obtained in Test FGD-2 (about 18%). Sensitivity analyses of effective gas permeability for axial gas communication inside the FGD-3 test fuel rod using fuel performance code RANNS showed that apparent gas permeability of the FGD-3 fuel was much higher than that of the FGD-2 fuel. These results suggest that transient fission gas release from high-burnup MOX fuel exceeds that from UO$$_{2}$$ fuel with similar burnup levels, and a significant portion released shortly after energy injection.

報告書

燃料デブリ周辺物質の分析結果に基づく模擬デブリの合成による実機デブリ形成メカニズムの解明と事故進展解析結果の検証によるデブリ特性データベースの高度化(委託研究); 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

廃炉環境国際共同研究センター; 福井大学*

JAEA-Review 2025-007, 120 Pages, 2025/09

JAEA-Review-2025-007.pdf:8.13MB

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、「燃料デブリ周辺物質の分析結果に基づく模擬デブリの合成による実機デブリ形成メカニズムの解明と事故進展解析結果の検証によるデブリ特性データベースの高度化」の令和3年度から令和5年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究では、酸化物デブリの形成条件の推定研究として、ガス浮遊法や微小な穴を持つタングステンパイプから溶融・噴出させる方法によりウランを含有する模擬燃料粒子を合成し、その生成条件と性状をまとめた。また、JAEAによりサンプリングデータに基づき作成された凝固パス図を再現し、鉄の挙動が熱力学予測と少し異なる結果などを得た。金属デブリの混合・溶融・凝固状態の評価では、溶融させた金属デブリのステンレスへの落下試験や溶融ステンレスの模擬金属デブリへの落下試験を行いその生成物を分析した。その結果ステンレス鋼温度が1000$$^{circ}$$C程度の場合は溶融金属のZr濃度に関わらず薄い反応相を形成してステンレス鋼損傷が抑制されることがわかり、またB$$_{4}$$C及びジルカロイのステンレス鋼融体への溶出速度を定量化した。さらに、ステンレス鋼とZrの混合物の各種圧力容器部材や溶接部材との反応速度データを拡充し、大型試験体系での解析可能な簡素化反応速度式を提案した。また、圧力容器下部の材質を参照した大型試験体の実験と反応速度式より、溶融金属と圧力容器構造材との反応による圧力容器下部破損挙動や溶融物流出挙動を評価した。さらに、圧力容器下部におけるデブリ再溶融過程でのウラン化合物とステンレス鋼等の金属物質の反応試験データを拡充し、金属デブリ層へのウラン移行挙動を評価した。また、試験技術の整備として、二酸化ウランとZrと金属との半溶融模擬デブリの合成と分析、CCIM炉とガス浮遊炉を用いた少量のウランの模擬燃料デブリ合成試験の検討を行った。

論文

Enhanced work hardening in ferrite and austenite of duplex stainless steel at 200 K; ${it In situ}$ 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 & Engineering A, 941, p.148602_1 - 148602_11, 2025/09

https://doi.org/10.1016/j.msea.2025.148602
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nanoscience & Nanotechnology)

Ferrite-austenite duplex stainless steels offer excellent strength and ductility, making them suitable for extreme environments. In this study, ${it in situ}$ 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.

論文

Preliminary study of diffusion and SP3 calculations in unstructured mesh geometry for core deformation reactivity evaluation on SFR

加藤 慎也; 堂田 哲広; 横山 賢治; 田中 正暁; 遠藤 知弘*

Proceedings of 2025 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2025) (Internet), 11 Pages, 2025/09

ナトリウム冷却高速炉におけるULOF事象及びUTOP事象に伴う原子炉出力の上昇時に、炉心構成要素の熱膨張による炉心変形がこの出力上昇を抑制する負の反応度フィードバック効果をもたらす。原子力機構ではこの炉心変形反応度の解析評価手法(設計手法)の開発を実施している。設計手法を構成する反応時計算モジュールは、計算理論に多くの近似を使用しているため、計算された炉心変形反応度の妥当性確認には、核計算の参照解を導出する詳細な評価手法が必要となる。本研究では、開発の第一段階として、設計手法の妥当性確認用の参照コードとして、非構造メッシュを使用できるSimplified P3(SP3)近似に基づく2次元有限体積法(FVM)コードの開発を実施し、拡散理論に基づくFVMコードの計算理論、コードへのSP3近似導入手順、これまでに開発された計算機能の検証結果を示す。

論文

Reaction behavior between sodium and molten salt caused by the heat transfer tube failure for sodium-cooled fast reactor coupled to thermal energy storage system

佐藤 理花; 近藤 俊樹; 梅田 良太; 菊地 晋; 山野 秀将

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 8, p.137 - 142, 2025/09

https://doi.org/10.15669/pnst.8.137

ナトリウム-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉では、ナトリウム(Na)と硝酸系溶融塩との熱交換器伝熱管破損に至るような仮想的な事故条件下でNaと硝酸系溶融塩との化学反応が発生する可能性がある。そのため、Naと硝酸系溶融塩の反応挙動は、当該システムの安全評価上、重要現象の一つとなっている。本研究では、NaNO$$_{3}$$-KNO$$_{3}$$の混合物であるソーラーソルトとNaとの反応試験を実施し、得られた試験結果について検討を行った。その結果、ソーラーソルトの融解が開始した後にNaとの反応が起こることが分かった。試験で得られた反応温度から、速度論的パラメータおよび反応速度を求め、Na-水反応と比較した。その結果、Na-溶融塩熱交換器を有する蓄熱式高速炉の伝熱管破損時の事象進展で勘案すべき時間スケール内にソーラーソルト反応が生じ得ることが分かった。

論文

その場中性子回折を用いたSUS310Sステンレス鋼の水素添加による強さ・伸び向上メカニズムの解明

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.

波紋, 35(3), p.129 - 133, 2025/08

Recent studies have shown that the addition of hydrogen to SUS310S stainless steel (Fe-24Cr-19Ni, mass%) simultaneously enhances both strength and ductility, indicating a phenomenon contrary to the conventional understanding of hydrogen embrittlement. In this study, we investigated the underlying mechanism through ${it in situ}$ neutron diffraction experiments during tensile deformation using TAKUMI at the MLF of J-PARC. The results revealed that solid-solution strengthening by hydrogen plays the most significant role in improving the mechanical properties. Solute hydrogen atoms distort the lattice to suppress dislocation motion, thereby increasing the strength. The raised stress in the hydrogen charged sample enables the onset of deformation twinning at a smaller strain compared to the non-hydrogen charged sample. Consequently, the twinning-induced plasticity effect contributes more significantly to work hardening and the improvement of uniform elongation due to the solid-solution strengthening by hydrogen. These findings suggest a new pathway for the effective utilization of hydrogen in austenitic steels.

報告書

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(委託研究); 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

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$$sim$$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。

論文

L$"u$ders band-assisted high uniform ductility in ultrastrong ferrous medium-entropy alloy via hierarchical microstructure

Kwon, 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

https://doi.org/10.1016/j.ijplas.2025.104378
 被引用回数：7 パーセンタイル：89.55(Engineering, Mechanical)

In this work, we harness a hierarchical microstructure to simultaneously tailor strengthening and deformation mechanisms in a Co$$_{21}$$Cr$$_{12.5}$$Fe$$_{55}$$Ni$$_{4}$$Mo$$_{7.5}$$ (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 $$sim$$1.60 GPa but can risk premature fracture. To overcome this, L$"u$ders deformation, enabled by ultrafine grain boundaries and stress-induced martensitic transformation at pre-existing nucleation sites, is employed. Stable L$"u$ders band propagation delays strain hardening and enables large uniform ductility. As a result, a tensile strength of $$sim$$1.84 GPa and uniform elongation of $$sim$$20% are achieved, matching the best tensile properties among reported multi-principal element alloys.

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

https://doi.org/10.1016/j.jmst.2024.11.057
 被引用回数：6 パーセンタイル：93.69(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

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, 62(7), p.617 - 630, 2025/07

https://doi.org/10.1080/00223131.2025.2457589
 被引用回数：2 パーセンタイル：86.98(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

Recommendations on fuel properties for fuel performance codes

Chauvin, N.*; Martin, P.*; 尾形 孝成*; Calabrese, R.*; Janney, D.*; 廣岡 瞬; 加藤 正人; Staicu, D.*; McClellan, K.*; White, J.*; et al.

NEA/NSC/R(2024)1 (Internet), 289 Pages, 2025/07

OECD/NEAのWorking Party on Scientific Issues of Advanced Fuel Cycles(WPFD)/Expert Group on Innovative Fuel Elementsでは、各国の核燃料研究の専門家による協力のもとで、酸化物及び金属燃料を対象とした推奨燃料物性値を取りまとめ、燃料照射挙動解析コードのベンチマークに反映する活動を行ってきた。本報告は、公開文献をベースに推奨燃料物性値を取りまとめたものであり、格子定数、融点、熱膨張、熱伝導率、比熱、弾性率、酸素ポテンシャル及び相変化について、物性値、評価式及びそれらの適用範囲を示す。

論文

Thermal aging effects on high temperature tensile strength of Mod.9Cr-1Mo steel with stress release treatment

豊田 晃大; 今川 裕也; 鬼澤 高志; 鈴木 章裕*

Proceedings of the ASME 2025 Pressure Vessels & Piping Conference (PVP2025) (Internet), 8 Pages, 2025/07

https://doi.org/10.1115/PVP2025-153101

Sodium-cooled fast reactors (SFRs) have been focused on to realize a decarbonized society and are being developed in Japan. Since there is concern that Mod.9Cr-1Mo steel, a candidate material for SFR steam generators, will be affected by thermal aging and lose strength when used at high temperatures for long periods of time, it is important to evaluate the effect of thermal aging over long periods of time. Mod.9Cr-1Mo steel requires post weld heat treatment (PWHT) after welding. In the Japan Society of Mechanical Engineers (JSME)code, Rules on the Design and Construction of Nuclear Power Plants, the allowable values for base metal are set using materials that have undergone stress relief heat treatment (SR) after normalizing and tempering (NT) to simulate the thermal history of the PWHT. This paper describes the post aging tensile strength of materials subjected to prolonged thermal aging in order to provide a more detailed evaluation of the effects of thermal aging on Mod. 9Cr-1Mo steels subjected to NT+SR than has been done in the past. The evaluation in this paper used tensile test results of material that had been actually thermal aged at 550$$^{circ}$$C for approximately 200,000 hours. The results of post aging tensile tests showed that there was a difference in strength loss after aging between the NT materials and NT+SR materials. This paper discusses the differences between NT materials and NT+SR materials from the tensile test results obtained and identifies issues that need to be resolved for further analysis.

論文

Unique deformation behavior of ultrafine-grained 304 stainless steel at 20 K

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

https://doi.org/10.1016/j.scriptamat.2025.116726
 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. ${it In-situ}$ 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.

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