Synergistic strength-ductility enhancement in carbide-free FeMnCoNiC high entropy alloys via interstitial carbon solution

Fang, W.*; Liu, C.*; 吉田 周平*; Peng, T. X.*; 徐 平光; Han, Y.*; Li, J.*; Yin, F.*; 辻 伸泰*

Materials Science & Engineering A, 977, p.151109_1 - 151109_12, 2026/12

https://doi.org/10.1016/j.msea.2026.151109

Interstitial alloying is an effective strategy for enhancing the mechanical properties of high-entropy alloys (HEAs). However, in carbon-containing HEAs, the coexistence of interstitial carbon and carbides complicates the investigation of interstitial carbon's individual effects on strength and ductility. To address this, a carbide-free interstitial strengthened HEA, FeMnCoNiC, was designed by incorporating elements with low carbon affinity, enabling a clear assessment of the role of interstitial carbon. The results demonstrate that interstitial carbon solution simultaneously improves strength, ductility, and work hardening capability. Synchrotron radiation experiments reveal that the interstitial carbon containing alloy sustains higher lattice elastic strain, dislocation density, and stacking fault probability during tensile deformation, with the increased dislocation density being the primary contributor to enhanced work hardening. First principles calculations further elucidate the lattice distortion, chemical inhomogeneity and electronic localization effects induced by interstitial carbon, as well as their potential influence on strength and ductility. This study highlights the importance of carbide-free interstitial carbon-strengthened HEAs for a fundamental understanding of carbon's influence on mechanical properties.

Development of a 3D-printed two-stage virtual impactor for radioactive aerosol size classification and direct analysis

Laffolley, H.; 坪田 陽一; 黒江 彩萌; 加藤 友彰

ACS Omega (Internet), 11(30), p.45423 - 45438, 2026/08

https://doi.org/10.1021/acsomega.6c04521

放射性エアロゾルの粒径分級は、被ばく評価や廃炉作業において極めて重要である。本研究では、エアロゾルを3つの空気動力学径クラス(10m超、110m、1m未満)に分離し、内蔵フィルター上での直接分析を可能にする3Dプリント製2段式バーチャルインパクター「SPLIT」の開発を報告する。本装置は低コストで製造でき、使用後は焼却廃棄が可能なため、洗浄時の被ばくリスクや金属廃棄物の発生を回避できる。流路は数値流体力学により最適化し、光造形法で作製した。シミュレーションではカットオフ径を9.0mおよび1.3mと予測し、シャープな分離が示されたが、フロー間のわずかな粒子混入の課題も確認された。プロトタイプの寸法測定では流路の収縮や角の丸みがみられ、製造時の補正の必要性が示された。線香の煙を用いた実験では、サブミクロン粒子が主に1m未満のクラスに捕集された。また、平均径1.70mのRn娘核種含有NaCl粒子を用いた試験では、中間フィルター(110mクラス)で最大の放射能が検出され、予想通りの分級結果が得られた。本成果は、粒径分級と放射性粒子の直接分析を同時に実現する、軽量かつ低コストなインパクターの概念を実証するものである。

Effect of temperature on radiolytically generated hydrogen yield from actual nuclear fuel-derived solution

樋川 智洋; 宝徳 忍; 熊谷 友多; 阿部 侑馬*; 小山 幹一*; 深谷 洋行; 津幡 靖宏; 伴 康俊; 木田 孝; 長谷川 聡*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 63(8), p.969 - 975, 2026/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2026.2637453

核燃料再処理における安全性評価のため、放射線分解によって生成される水素の温度依存性を調査した。放射線分解で生成される水素は可燃性であり、換気のない閉鎖空間で蓄積されると危険性が高まる。本研究では、実際の使用済み核燃料由来の溶液を用いて水素生成を評価した。従来のプルトニウム硝酸溶液を用いた研究と比較し、照射後の燃料組成を反映したより現実的な条件下での水素生成量を検討している。複数の温度における水素のG値を測定し、PHITSシミュレーションを用いて線、線、線の線量寄与を評価した。その結果、高濃度硝酸および溶解した金属イオンによるラジカル捕捉効果により水素生成量が減少し、温度依存性は小さいことが確認された。撹拌条件下では、温度上昇に伴うG値の緩やかな減少傾向が見られ、これはパラジウム種による水素消費と関連している可能性がある。

Potential and solution conductivity inside stainless steel crevices in a very dilute bulk solution

相馬 康孝; 小松 篤史; 五十嵐 誉廣

Corrosion Science, 265, p.113182_1 - 113182_13, 2026/06

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2026.113812

This study investigates the ion enrichment behavior inside stainless steel crevices in a very dilute solution (water containing 10~ppb Cl), under conditions where no localized corrosion occurred. In~situ measurements of the crevice potential () and solution conductivity () were performed and analyzed using a finite element model. In crevices with sufficiently large depth-to-gap ratios (), an initial decrease in increased the potential difference between the crevice interior and the external surface (), thereby promoting an increase in due to chloride accumulation. At later stages, increased owing to a decrease in pH and a reduction in the IR drop, causing to peak and subsequently decrease. Larger ratios resulted in lower and higher . For the largest condition investigated (~mm, m), and reached 0.218~V and 195.3~Scm, respectively, after ~s, corresponding to an estimated chloride enrichment factor exceeding . These results indicate that a driving force for chloride enrichment can be sustained for long durations even in passive crevices.

Durability of U-Zr oxide solid solution in aqueous HO solution

熊谷 友多; 日下 良二; 高野 公秀; 渡邉 雅之

Journal of Nuclear Materials, 625, p.156553_1 - 156553_7, 2026/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2026.156553

U-Zr酸化物固溶体は、重大な原子炉事故時に形成される燃料デブリ中に一般的に含まれる相である。本研究では、放射線分解により生成する主要な酸化剤である過酸化水素に対するU-Zr酸化物固溶体の耐性を研究した。過酸化水素との繰り返し接触により、ウランの溶解は初期に進行するが次第に抑制され、ジルコニウムの溶解はより緩やかに進行した。ラマン分光およびX線回折により、表面の化学変化は限定的であり、ウラニル過酸化物の生成もわずかであった。表面に酸化還元活性サイトが存在するとした反応速度論モデルにより実験結果を再現した。解析の結果は反応活性サイトの表面密度は低いことを示唆した。これらの結果は、U-Zr酸化物固溶体の高い耐久性が保護被膜の形成によるものではなく、表面の酸化還元反応性の低さ自体に起因することを示唆する。

Redox dynamics of cerium ions in soda-lime glass during cooling analyzed by in situ X-ray absorption fine structure

小澤 沙記*; 塩沢 優大*; 西條 佳孝*; 宮嶋 達也*; 松村 大樹; 辻 卓也; 中瀬 正彦*; 前原 輝敬*

Journal of the American Ceramic Society, 109(3), p.e70621_1 - e70621_10, 2026/03

https://doi.org/10.1111/jace.70621

The optical properties of glass are strongly influenced by the redox states of trace multivalent elements. Ce ions are commonly added to soda-lime glass to remove Fe-induced coloration via the redox reaction Ce + Fe Ce + Fe during cooling. Herein, the redox dynamics of cerium ions in soda-lime glass melts during model industrial cooling processes (from 1523 K at 20 Kmin) were investigated using in situ time-resolved Ce K-edge dispersive X-ray absorption fine-structure (DXAFS) spectroscopy. To evaluate the effect of the iron concentration, three soda-lime glass samples containing 2 mass% CeO were examined: Fe-free, Fe-05 (0.5 mass% FeO), and Fe-20 (2.0 mass% FeO). Above 1383 K, the Ce/total Ce ratio remained stable for all samples, showing no significant change during cooling. Below 1383 K, the ratio decreased for the Fe-free glass, indicating the oxidation of Ce ions, and increased for the Fe-containing glass owing to the reduction of Ce ions. The temperature dependence of the redox change (Ce redox) showed Fe-dependent behavior: Fe-20 exhibited more pronounced Ce reduction above 1200 K, while Fe-05 showed accelerated changes mainly below approximately 1100 K. These results indicate that cerium oxidation in Fe-free glass is strongly influenced by oxygen transport limitations, while cerium reduction is closely associated with availability of Fe ions, providing quantitative insights into the control of Ce-based decolorization during industrial cooling.

A Novel kinetic model for dissolution and precipitation of oxide on stainless-steel surface in stagnant liquid sodium

河口 宗道*; 池田 明日香; 斉藤 淳一

Annals of Nuclear Energy, 226, p.111880_1 - 111880_9, 2026/02

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111880

This study performed sodium experiments and developed a new kinetic model to investigate the oxide dissolution and precipitation behavior on the stainless-steel (SS) surface in stagnant liquid sodium. The experiment revealed that the oxygen of NaFeO on the SS surface was dissolved into the liquid sodium with v 9.3 10 wt.ratio/h in less than 20 h, and the oxide precipitation occurred on the SS surface with v 1.4 10 wt.ratio/h after the dissolution. Furthermore, the phase-field (PF) calculation code was developed to investigate the dependence of six parameters (T, c, , D , k, and t) of the oxide precipitation velocity in the liquid sodium. As a result, the precipitation velocity increased linearly as the oxygen concentration (c) and the oxygen diffusion coefficient (D) in liquid sodium increased. In contrast, its velocity decreased exponentially as the sodium temperature (T) and the interfacial energy of oxide () increased. The quasi-partial coefficient (k) and the time step (t) did not affect the calculation results at all. In these sensitivity analyses, the oxide precipitation velocity obtained by the PF calculation shows consistency with the laboratory-scale experimental findings of Latge et al.

Selective extraction and back-extraction of strontium using crown ether in 1-octanol/dodecane mixed solvents; Control of acid co-extraction and separation from multi-element systems

佐賀 要; 伴 康俊

Solvent Extraction and Ion Exchange, 44(3), p.289 - 306, 2026/02

https://doi.org/10.1080/07366299.2026.2627283

The solvent extraction behavior of Sr using a crown ether extractant, DtBuCHC, was systematically investigated with particular emphasis on controlling acid co-extraction through the use of a 1-octanol/dodecane mixed organic solvent. Increasing the 1-octanol volume ratio with dodecane improved solubility and complexation stability of DtBuCHC, enhancing Sr extraction. However, this also led to the co-extraction of nitric acid, significantly hindering back-extraction of Sr due to acid accumulation in the organic phase. The number of co-extracted nitric acid molecules was strongly dependent on the solvent composition, ranging from approximately 1 under 100% 1-octanol to 3 under 10% 1-octanol conditions. Moreover, separation factors of Sr against various coexisting metals, including Ba, Mo, and Ag were evaluated. Back-extraction experiments under multi-element conditions demonstrated that a 1-octanol content of 10% also provided high Sr stripping efficiency (90%) in the recovered aqueous phase. The findings of this study highlight the importance of solvent composition control in designing extraction systems capable of achieving high selectivity and purity for Sr separation from complex multi-element solutions.

高放射線耐性の低照度用太陽電池を利用した放射線場マッピング観測システム開発(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; 理化学研究所*

JAEA-Review 2025-031, 124 Pages, 2025/12

JAEA-Review-2025-031.pdf:7.93MB

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4年度に採択された研究課題のうち、「高放射線耐性の低照度用太陽電池を利用した放射線場マッピング観測システム開発」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、自立・遠隔で駆動するセンサーを応用した放射線場マッピングが可能なシステムを開発することで、原子炉格納容器(PCV)内の放射線情報を網羅的かつリアルタイムで取得し、非常に透過性が高く、事故の要因となりえるガンマ線や中性子などの漏洩監視により、作業員や住民に対する安全性が担保可能なシステムを実環境に実装するため実証研究を行うものである。太陽電池型線量計は、宇宙用太陽電池として開発された高放射線耐性を有する半導体素子を利用し、自立駆動形の省電力・小型センサーとして開発を進め、PCVへの適応可能性について議論してきたが、CIGS太陽電池型線量計をベースとした1F実装には、素子の高機能化及びシステム化が必要となる。高機能化として、さらなる難アクセス箇所への探索を目指したフレキシブルシート化、マッピングモニタリングシステム開発基盤となる多接続化及び再臨界事故評価システム開発に向けたガンマ線・中性子検出構造の最適化を実施している。令和5年度は、CIGS太陽電池素子構造をベースとしたフレキシブル素子作成条件の探査とガラス基板CIGS素子を用いた試作機による初期特性をガンマ線、電子線及び中性子線照射試験により解明する。中性子検出構造においては、変換材料のホウ素を塗布による成膜条件の探査、ミリングによる粉末材料粒径の調整条件の解明や塗布法及び溶剤条件に関する選定を行う。また、マッピング計測では、複数のセンサーの計測及び線量情報を表示可能なシステム開発を行う。

マイクロ・ナノテクノロジーを利用したアルファ微粒子の溶解・凝集分散に及ぼすナノ界面現象の探求(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; 東京科学大学*

JAEA-Review 2025-026, 72 Pages, 2025/11

JAEA-Review-2025-026.pdf:7.97MB

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4年度に採択された研究課題のうち、「マイクロ・ナノテクノロジーを利用したアルファ微粒子の溶解・凝集分散に及ぼすナノ界面現象の探求」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。安全で合理的な燃料デブリ取出しを進めるためには、デブリ加工時に発生するアルファ微粒子の溶解や変性挙動の把握は不可欠である。本研究は、金属酸化物ナノ粒子の凝集、溶解、変性挙動を熱力学的・速度論的に解明しうるマイクロ・ナノデバイスを創出すると共に、数理科学と組み合わせることで、アルファ微粒子の溶解・凝集・変性プロセスのメカニズム解明と反応モデル化を実現することを目的としている。具体的には、(1)ナノ粒子溶解特性評価、(2)溶解ダイナミクス分析、(3)凝集ダイナミクス分析、(4)表面微構造解析、(5)数理科学的モデリングの5項目を日本側・英国側で分担し、互いに有機的に連携しながら推し進める。令和5年度には、模擬燃料デブリ微粒子(UOメカニカル微粒子、UOケミカル微粒子及び(U,Zr)O微粒子)のバルク及びマイクロ溶解試験を実施し、これらナノ粒子の溶解挙動に与える粒子サイズ、反応時間、HO濃度の効果について解析することに成功した。特に、(U,Zr)Oデブリ微粒子では、HO濃度に応じてZrの触媒反応の進行度合いが異なり、HO濃度に依存してガス発生量とU溶解量が変化することを明らかにした。また、ナノ粒子分散液と反応溶液とを瞬時に反応させ、動的な凝集・溶解挙動の評価及び溶出したUを定量することができるマイクロ流体デバイスを構築し、マイクロ流路内でのHO処理によるUの凝集・溶解速度を算出した。英国側研究者と連携を密にして研究を進め、所期の目標を達成した。