Influence of steam flow rate on oxidation kinetics of silicon carbide at 1400-1600 C

Pham V. H.; 倉田 正輝; 永江 勇二; 石橋 良*; 佐々木 政名*

Corrosion Science, 255, p.113098_1 - 113098_9, 2025/10

https://doi.org/10.1016/j.corsci.2025.113098

Being expected as materials for accident tolerant fuel cladding tube, oxidation behavior and kinetics of silicon carbide (SiC) under extreme conditions like severe accidents must be elucidated. In this study, oxidation tests of SiC at 1400-1600 C for 1-5 h, at atmospheric pressure, under two different flow rates of HO/Ar gas mixture have been conducted to investigate the influence of steam flow rate on the formation of SiO scale and its subsequent volatilization. The oxidation tests were conducted via a newly developed test facility using laser as a heat source. Oxidation kinetics of SiC was evaluated via mass change of samples before and after the oxidation tests. Parabolic oxidation rate representative for SiO formation and linear volatilization rate reflecting its volatilization were calculated, based on these mass changes. The Arrhenius dependence of the parabolic oxidation and linear volatilization rate constants were then plotted. Results of this study indicated that SiC exhibits excellent performance under the conditions investigated. Steam flow rate has a significant influence on volatilization of SiO but has minor effects over its formation. Oxidation of SiC in steam at high temperature may follow mass gain or mass loss regime, depending on the steam flow rate. Two oxidation patterns were suggested and discussed. In the first oxidation pattern, the SiO formation is dominated over its volatilization. The second oxidation pattern (steady stage) is reached when the SiO formation rate is equivalent to its volatilization rate. Time to reach this steady stage was defined, based on the parabolic oxidation rate and linear volatilization rate.

Densities, surface tensions, and viscosities of molten high-silicon electrical steels with different silicon contents

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

https://doi.org/10.1002/srin.202400237

Density, surface tension, and viscosity of various liquid electrical steels are measured at different temperatures, varying in their silicon content between 3 and 6mass%.

Magnetoferroelectric phase transition induced by latent spin-lattice coupling in the geometrically frustrated magnet

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

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.111.134403

In multiferroic CuFeAlO, 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.

Study on the effect of radiation-resistant resin on water radiolysis

伊藤 辰也; 永石 隆二; 桑野 涼*; 神戸 正雄*; 吉田 陽一*

Radiation Physics and Chemistry, 226, p.112198_1 - 112198_5, 2025/01

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2024.112198

近年、放射線照射実験や非密封放射性同位元素実験用の容器として、ポリイミドやポリエーテルエーテルケトンなどの耐放射線性樹脂の使用が増えている。しかし、水の分解生成物と樹脂との相互作用の可能性が見つかり、樹脂が放射線場における水中の反応に影響を及ぼすことが懸念された。その相互作用を明らかにするために、線による水の放射線分解における重クロム酸イオン(CrO)の還元と過酸化水素(HO)の生成を樹脂の有無で比較した。同一線量で樹脂ありの水溶液中のCrO還元量は樹脂なしの場合よりも大きくなり、樹脂によってCrO還元が促進されることを示した。一方、電子捕捉剤の有無にかかわらず、純水中のHO生成は樹脂の有無にほとんど依存しなかった。これらは、放射線場において水と接触した樹脂とヒドロキシルラジカルとの相互作用を示唆している。

Muon spin relaxation in mixed perovskite (LaAlO)(SrAlTaO) with

伊藤 孝; 髭本 亘; 幸田 章宏*; 中村 惇平*; 下村 浩一郎*

Interactions (Internet), 245(1), p.25_1 - 25_7, 2024/12

https://doi.org/10.1007/s10751-024-01866-5

We report on muon spin relaxation (SR) measurements in a mixed perovskite compound, (LaAlO)(SrAlTaO) with (LSAT), which is widely used as a single-crystalline substrate for thin film deposition. In zero applied field (ZF), muon depolarization due to the distribution of nuclear dipole fields was observed in the temperature range from 4 K to 270 K. Interestingly, SR time spectra in ZF maintained a Gaussian-like feature over the entire range, while the depolarization rate exhibited a monotonic decrease with increasing temperature. This behavior may be attributed to the thermally activated diffusion of muons between a few adjacent sites within a confined space of the angstrom scale, where the motionally averaged local field that each muon experiences can remain non-zero and result in maintaining the Gaussian-like line shape. The spatial distribution of electrostatic potential at lattice interstices evaluated via density functional theory calculations suggests that such a restriction of muon diffusion paths can be caused by the random distribution of cations with different nominal valences in the mixed perovskite lattice.

Full-f gyrokinetic simulations of hydrogen isotope mixing in tokamak plasmas

井戸村 泰宏

Physics of Plasmas, 31(10), p.102504_1 - 102504_10, 2024/10

https://doi.org/10.1063/5.0229513

トカマクプラズマにおける水素同位体混合現象をfull-fジャイロ運動論シミュレーションを用いて解析した。モデルプラズマのパラメータは、重水素(D)ペレットを水素(H)プラズマに入射した後にエネルギー閉じ込め時間スケールで水素同位体混合が発生したJETの水素同位体ペレット実験に基づいて選択した。重水素ペレット入射前後のプラズマ分布を用いて2つの数値実験を行った。どちらの場合も、炉心の乱流揺動はイオン温度勾配駆動乱流によって特徴づけられるが、後者の場合、外側の領域に捕捉電子モード乱流が存在する。前者の場合、バルクHイオンの密度分布は準定常状態に保たれ、その粒子閉じ込め時間はエネルギー閉じ込め時間よりも一桁長い。後者の場合、バルクHイオンとペレットDイオンの密度分布は、エネルギー閉じ込め時間の時間スケールで過渡的な緩和を示し、早い水素同位体混合を示す。トロイダル角運動量バランスから、水素同位体混合はトロイダル電場応力によって駆動されることがわかった。

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4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; 東京工業大学*

JAEA-Review 2024-022, 59 Pages, 2024/09

JAEA-Review-2024-022.pdf:4.27MB

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4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4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ことに鑑み、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・速度論的に解明し得るマイクロ・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4年度には、マイクロ限外ろ過分離法を用いて金属酸化物ナノ粒子(TiO、CeO、ZrO、ZnO)の溶解特性を調べ、これら金属酸化物ナノ粒子と反応溶媒(純水、硝酸、HO)との組み合わせによって、個々のナノ粒子の変性挙動は異なっており、特に、HO処理がナノ粒子の変性と溶解の促進を引き起こすことを見出した。また、金属酸化物ナノ粒子と反応溶媒との衝突反応を観測できるマイクロデバイスを創出し、観察画像の輝度変化からナノ粒子の凝集速度を求めることに成功した。

Quantifying uncertainty induced by scattering angle distribution using maximum entropy method

丸山 修平; 山本 章夫*; 遠藤 知弘*

Annals of Nuclear Energy, 205, p.110591_1 - 110591_13, 2024/09

https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.110591

This study developed a new method for evaluating the uncertainty in reactor core/shielding characteristics attributable to the scattering angle distribution, employing a random sampling (RS) technique integrated with continuous energy Monte Carlo (CEMC) calculations. The impact of neutron scattering angle is not negligible in the analysis of fast reactor cores and shielding. Recent advancements have enabled the high-accuracy assessment of nuclear data-induced uncertainty by merging CEMC calculations and the RS technique. Nonetheless, a method to quantify uncertainty due to scattering angle distribution remains unestablished. This study introduces a new approach for uncertainty quantification related to scattering angle distribution in CEMC-RS, utilizing the maximum entropy method. The effectiveness of this method was verified through comparison with results from the classical deterministic uncertainty quantification approach based on generalized perturbation theory. Overall, this method offers a more accurate tool for nuclear engineers and researchers in evaluating and managing uncertainties in reactor design and safety analysis.

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4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 2024-014, 112 Pages, 2024/08

JAEA-Review-2024-014.pdf:8.22MB

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4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4年度分の研究成果について取りまとめたものである。酸化物デブリの逆解析では、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模擬燃料粒子の合成に成功した。さらに、サンプリングデータに基づき作成されたU1-No.15試料の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を模擬金属デブリへの落下試験より、それぞれ溶融反応が低下するメカニズムを明らかにした。さらにステンレス鋼とジルコニウム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に基づく大型試験体系での解析可能な簡素化モデルを提示、また圧力容器下部の材質を参照した大型試験体の実験より酸化物が圧力容器破損に与える影響を評価、さらに炉心部から先行して溶融・移行したステンレス鋼等の金属物質の再溶融過程におけるウラン混入条件の評価を行った。また、試験技術の整備として、二酸化ウランとジルコニウムと金属との半溶融模擬デブリの合成、少量のウランを用いる模擬燃料デブリ合成に最適な加熱炉の検討を行った。

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故での廃液沸騰時の貯槽内化学挙動試解析

吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史

JAEA-Research 2024-007, 24 Pages, 2024/08

JAEA-Research-2024-007.pdf:2.1MB

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(Ru)の揮発性の化学種(RuO)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。RuOの発生現象には、廃液の溶媒である硝酸の放射線分解で発生する亜硝酸が沸騰段階でのRuOの発生を抑制することが実験的に示されている。この現象を解析的に取り扱うには、廃液の当該事故時の硝酸及び亜硝酸を含めた窒素化合物の化学変化の解析が必要となる。廃液貯槽沸騰模擬コード:SHAWEDでは、硝酸-水-FP硝酸塩系での気液平衡の仮定に基づき廃液の温度上昇、硝酸及び水の蒸発量、気泡破裂に伴う飛沫生成量を計算する。現状の解析では、廃液中の亜硝酸濃度等の変化を模擬できない。より現象に即した模擬を可能にするため当該事故時の施設内の化学的な挙動を解析するSCHERNをSHAWEDと結合させ、放射線分解による亜硝酸の生成も考慮した廃液貯槽内の熱流動挙動解析及び化学挙動解析を同時に可能とするよう改良した。本報では、両計算コードを結合した計算の流れ、両者間でのデータの授受を概説し模擬結果の一例を示す。