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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 and Engineering A, 941, p.148602_1 - 148602_11, 2025/09
Ferrite-austenite duplex stainless steels offer excellent strength and ductility, making them suitable for extreme environments. In this study, 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.
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
被引用回数:0An 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. 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.
吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史
JAEA-Research 2025-003, 24 Pages, 2025/06
再処理施設の過酷事故の一つである高レベル放射性廃液貯槽の冷却機能喪失による蒸発乾固事故では、沸騰により廃液貯槽から発生する硝酸-水混合蒸気とともにルテニウム(RuO)の揮発性の化学種が放出される。このためリスク評価の観点からは、Ruの定量的な放出量の評価が重要な課題である。揮発性Ruは施設内を移行する過程で床面に停留するプール水中の亜硝酸によって化学吸収が促進されることが想定され、施設内の硝酸-水混合蒸気の凝縮水量がRuの施設内での移行に重要な役割を担う。当該事故の施設内の熱流動解析では、水の熱流動を解析対象とするMELCORコードを用いている。解析では、凝縮の支配因子である蒸発潜熱が、事故時での施設内の温度帯域で同程度であることから硝酸をモル数が等しい水として扱っている。本報では、この解析モデルの妥当性を確認するために、MELCORの制御関数機能を用いて硝酸-水混合蒸気を水蒸気で近似することによって生じる誤差を補正する解析モデルを作成し解析を実施し補正効果を比較することで従来の解析モデルの妥当性を確認した。その結果、補正解析モデルの適用によって各区画のプール水量の分布は変化するものの施設内のプール水量の総和には影響しないことを確認した。
岩澤 譲; 松本 俊慶; 森山 清史*
JAEA-Data/Code 2025-001, 199 Pages, 2025/06
水蒸気爆発では、揮発性を有する低温の液体に高温の液体が接触した場合に高温の液体から低温の液体への急激な熱伝達により、高温の液体の細粒化と低温の液体の爆発的な相変化が連鎖的に発生する。爆発的な相変化により発生する衝撃波は低温の液体の内部を伝播する。衝撃波の伝播に伴い高温の液体と低温の液体の混合物が膨張することにより、周囲に存在する構造体に機械的な負荷を与える可能性がある。軽水炉のシビアアクシデントでは、原子炉格納容器へ移行した溶融炉心(溶融物)と冷却水との相互作用に起因して発生する水蒸気爆発が原子炉格納容器の健全性に対する脅威となることが想定される。このことから、水蒸気爆発の発生が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することが安全評価の観点から重要となる。原子力機構では、実際の原子炉にて発生した水蒸気爆発が周囲に存在する構造体へ与える機械的な負荷を評価することを目的としてJASMINEコードを開発した。機構論的な手法を取り入れることにより、JASMINEコードは水蒸気爆発を数値解析上で取り扱うことができる。本書はJASMINEコードに採用されている基礎方程式、数値解法及び数値解析例を記載した取扱説明書である。本書に記載した数値解析例を参照することにより、JASMINEコードによる数値解析で得られた結果を検証できるように配慮した。入力条件の作成方法、コードの実行手順及び補助ツールの使用方法を記載することにより、JASMINEコードを用いた数値解析を実践できるよう配慮した。本書は「水蒸気爆発解析コードJASMINE v.3ユーザーズガイド(JAEA-Data/Code 2008-014)」の改訂版である。公開されているJASMINE 3.3bの軽微な不具合の修正に加えて、UNIX 系システムで広く使用されているGNU コンパイラー等に適合するための修正を施した最新版を JASMINE 3.3cとした。改訂版は、新規に公開される JASMINE 3.3cによる数値解析の結果に基づき作成されているために、掲載されている数値解析の結果を再現できる。数値解析の実施に際しては、既存研究により提案されている調整係数の決定方法を採用した。
Birkholzer, J. T.*; Graupner, B. J.*; Harrington, J.*; Jayne, R.*; Kolditz, O.*; Kuhlman, K. L.*; LaForce, T.*; Leone, R. C.*; Mariner, P. E.*; McDermott, C.*; et al.
Geomechanics for Energy and the Environment, 42, p.100685_1 - 100685_17, 2025/06
The DECOVALEX initiative is an international research collaboration (www.decovalex.org), initiated in 1992, for advancing the understanding and modeling of coupled thermo-hydro-mechanical-chemical (THMC) processes in geological systems. DECOVALEX stands for "DEvelopment of COupled Models and VALidation against EXperiments". DECOVALEX emphasizes joint analysis and comparative modeling of the complex perturbations and coupled processes in geologic repositories and how these impact long-term performance predictions. More than fifty research teams associated with 17 international DECOVALEX partner organizations participated in the comparative evaluation of eight modeling tasks covering a wide range of spatial and temporal scales, geological formations, and coupled processes. This Virtual Special Issue on DECOVALEX-2023 provides an in-depth overview of these collaborative research efforts and how these have advanced the state-of-the-art of understanding and modeling coupled THMC processes. While primarily focused on radioactive waste, much of the work included here has wider application to many geoengineering topics.
大橋 智典*; 坂巻 竜也*; 舟越 賢一*; Steinle-Neumann, G.*; 服部 高典; Yuan, L.*; 鈴木 昭夫*
Journal of Mineralogical and Petrological Sciences (Internet), 120(1), p.240926a_1 - 240926a_13, 2025/06
0-6GPa, 1000-1300Kのドライおよび含水NaSi
O
融体の構造と高温高圧から回収したガラスの構造をその場中性子回折及びX線回折により調べた。また、0-10GPa, 3000Kの融体の構造をab-initio分子動力学シミュレーションにより調べた。その場中性子実験から、-O-D-O-架橋種の形成によりD-O距離が圧縮とともに増加することが明らかになり、分子動力学シミュレーションでも再現された。圧力による-O-D-O-形成は、水素がより強固に取り込まれることを反映しており、実験的に観測されたケイ酸塩融体中の水の高い溶解度のメカニズムとして働く。一方、0-10GPa, 3000KにおけるドライNa
Si
O
の圧縮は、Si-O-Si角の曲げに支配される。さらに、含水Na
Si
O
融体の分子動力学シミュレーションから、圧力上昇とともに、2(
Si-O
+ Na
)
Si-(O-
Si-O)
+ 2Na
およびSi-O
+ Na
+ Si-OH
Si-(O-H-O-Si)
+ Na
で示される反応により、ナトリウムイオンがネットワーク修飾の役割を果たさなくなることを示唆している。
中村 詔司; 遠藤 駿典; Rovira Leveroni, G.; 木村 敦; 芝原 雄司*
KURNS Progress Report 2024, P. 31, 2025/06
本研究は、生成放射能を評価するために、廃止措置で問題となる核種について熱中性子捕獲断面積を測定するものである。本件では、対象核種の中からHoを選定し、京大原子炉にて放射化法によりその熱中性子捕獲断面積を測定した。今回、
Ho(n,
)
Ho反応について2.79
0.04 barnを得た。従来の報告値は3.4
0.5(b)に対して、誤差1.4
に向上して導出することができた。また副産物として、
Ho(n,
)
Ho反応について61.2
0.6 barnを得た。
Hoと
Hoの生成の断面積を合わせて、64.0
0.6 barnを求めた。今回の結果は、TOF法による過去の報告値64.4
2.8(b)や、最近の評価値64.69 barn、64.4
1.2 barnを誤差の範囲で支持した。
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.
宇佐美 博士; 吉永 恭平*; 藤川 圭吾*
日本原子力学会誌ATOMO, 67(5), p.295 - 299, 2025/05
日本原子力研究開発機構では、東京電力HD(株)福島第一原子力発電所の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に資するため、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超えて緊密に融合・連携させることにより、基礎的・基盤的研究や、産学が連携した人材育成の取組を推進している。令和6年度から「シビアエンジニアリングマネジメント学」という新たな学問体系を基軸としたこれまでにないユニークな研究人材育成事業を開始したため、本事業の概要や狙い、現在までの取組状況について紹介する。
長谷 竹晃; 小菅 義広*; 相楽 洋*; 中岫 翔; 能見 貴佳; 奥村 啓介
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.41 - 46, 2025/05
This paper provides an overview of plutonium quantification in irradiated fuel including fuel debris at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plants, named Dual Time Measurement (DTM) method. Spontaneous fission nuclides in irradiated fuel decrease exponentially with the passage of time according to the mainly half-life of Cm-244 (half-life of about 18.11 years). By measuring neutrons two times with long time intervals, Pu-240 effective mass (half-life of about 6,500 years) and Cm-244 mass can be quantified. Pu mass can be quantified by utilizing the correlation between ratio of Cm-244/ Pu-240 effective mass and Pu/ Pu-240 effective mass. The applicability of DTM method was evaluated numerically. The results show that long time interval was required to reduce the random errors. In the case that the interval between the first and second measurements is 32 years, Pu-240 effective mass and Pu can be quantified with uncertainties of 10-50% depending on the presence of water in storage canister and the burnup condition of irradiated fuel including the mixture of several burnup compositions in fuel debris.
Myagmarjav, O.; 田中 伸幸; 野口 弘喜; 上地 優; 小野 正人; 野村 幹弘*; 竹上 弘彰
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 7, p.235 - 242, 2025/05
Hydrogen plays an important role in the transition to clean energy and the achievement of net-zero emissions. Thermochemical iodine-sulfur (IS) process, which uses nuclear heat to decompose water, is considered the most prospective method for producing large amounts of hydrogen without emitting carbon dioxide. The IS process consists of three coupled chemical reactions (Bunsen reaction, sulfuric acid decomposition, and hydrogen iodide decomposition). A major challenge for the practical application of the IS process is the efficient separation of hydrogen from the mixed corrosive gas of hydrogen iodide and iodine generated during hydrogen iodide decomposition (2HI H
+ I
). A membrane that can efficiently separate H
while treating this corrosive HI gas has not yet been developed. In this study, a membrane with high separation performance and corrosion stability was developed by fabricating a three-layer structure consisting of a base
-alumina support tube, a middle silica layer and a top H
-selective silica layer. By selecting the dipping time and CVD time, which are critical to the properties of the resulting silica layers, the prepared membrane showed high separation performance. For instance, the H
/SF
selectivity varied between 1622 and 1671 in the temperature range of 30-200
C. The result suggests that the developed membranes had no defects, especially existence of pinholes. HI stability tests also showed that these membrane were stable in corrosive environments.
西 剛史*; 松本 早織*; 山野 秀将; 林 喜一郎*; 遠藤 理恵*; Bell, M. R.*; Neubert, L.*; Volkova, O.*
Steel Research International, 96(5), p.2300766_1 - 2300766_6, 2025/05
被引用回数:4 パーセンタイル:75.40(Metallurgy & Metallurgical Engineering)ニッケル基超合金について、密度は最大気泡圧法、粘度はるつぼ振動法、表面張力は最大気泡圧法により、測定データを得た。
Neubert, L.*; Bell, M. R.*; 山本 泰生*; 西 剛史*; 山野 秀将; Ahrenhold, F.*; Volkova, O.*
Steel Research International, 96(5), p.202400237_1 - 202400237_8, 2025/05
被引用回数:2 パーセンタイル:0.00(Metallurgy & Metallurgical Engineering)Density, surface tension, and viscosity of various liquid electrical steels are measured at different temperatures, varying in their silicon content between 3 and 6mass%.
Beyer, D. C.*; Spektor, K.*; Vekilova, O. Y.*; Grins, J.*; Barros Brant Carvalho, P. H.*; Leinbach, L. J.*; Sannemo-Targama, M.*; Bhat, S.*; Baran, V.*; Etter, M.*; et al.
ACS Omega (Internet), 10(15), p.15029 - 15035, 2025/04
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Multidisciplinary)SiH八面体部位を特徴とするヒドリドケイ酸塩は、水素貯蔵と水素化物イオン伝導に関連する潜在的な性質を持つかなり新しい化合物のクラスである。ここでは、Zintl相水素化物BaSiH
を4GPa以上の圧力でH
流体と反応させ、その後常圧まで減圧して得られた新しい代表的なBaSiH
について報告する。SiH
イオンはBa
対イオンによって八面体に配位している。Ba原子とSi原子の配置は理想的なfcc NaCl構造からわずかにずれている。IRとラマンスペクトルからSiH
の屈曲と伸縮モードがそれぞれ800-1200と1400-1800cm
の範囲で観測された。BaSiH
は95
Cまで熱的に安定であり、それ以上ではBaH
とSiに分解する。DFT計算により、直接バンドギャップは2.5eVであることが示された。BaSiH
の発見により、ギガパスカル圧力(10GPa以下)のシリサイドの水素化反応からアクセス可能なヒドリドケイ酸塩の化合物クラスが固まった。BaSiH
の構造的性質は、超伝導ポリハイドライドBaSiH
を予測されるより高い圧力で水素化するための中間体(あるいは前駆体)であることを示唆している。
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.
石川 毅彦*; 織田 裕久*; 小山 千尋*; 下西 里奈*; 池内 留美子*; Paradis, P.-F.*; 岡田 純平*; 福山 博之*; 山野 秀将
International Journal of Microgravity Science and Application, 42(2), p.420202_1 - 420202_10, 2025/04
Samples of stainless steel (SS) - boron carbide (BC) alloys were levitated in the Electrostatic Levitation Furnace onboard the International Space Station (ISS-ELF) to measure the thermophysical properties of their melts. Melting of samples of two different compositions (SS-12.3, and 28 mass% B
C) were attempted in the furnace. Even though only one sample (SS-12.3 mass% B
C) could be melted, its density was successfully obtained.
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
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)In multiferroic CuFeAl
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 CuFe
Al
O
is distorted by applied
. Although lattice distortion during the magnetic phase transition in CuFe
Al
O
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.
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
被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)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の高圧力下での挙動を15GPaまで包括的に調べた。常圧
=3
構造は0.7GPaで空間群
=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
構造や菱面体晶
=3
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、
=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
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
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。
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
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。
阿部 一英
JAEA-Review 2024-065, 26 Pages, 2025/03
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。