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論文

Heat transfer coefficient modeling for downward saturated boiling flows in vertical pipes

和田 裕貴; 柴本 泰照; 日引 俊詞*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 249, p.127219_1 - 127219_16, 2025/10

Two saturated boiling heat transfer correlations for downward flows in vertical circular pipes depending on wall superheat or wall heat flux as input parameters were developed based on a heat transfer experimental database. Owing to the absence of heat transfer correlations specifically developed for downward flows, existing heat transfer correlations for different flow directions were evaluated to determine their applicability to predicting the downward flow heat transfer coefficient. The results revealed that even the most accurate correlation showed a mean absolute percentage error (MAPE) of 66.5%, highlighting the need for improving predictive performance. In response, the downward flow heat transfer correlation was modeled by integrating a nucleate boiling heat transfer term and a forced convection heat transfer term. The Dong-Hibiki correlation, a two-component, two-phase heat transfer correlation for downward flows, was adopted for the forced convection heat transfer term. The Forster-Zuber correlation, developed as a wall superheat function, and the Cooper correlation, developed as a wall heat flux function, were used for the nucleate boiling term to develop the heat transfer correlations where either wall superheat or wall heat flux is known. Notably, the Dong-Hibiki correlation has been validated over a wide range of experimental conditions. A correction factor was applied to the nucleate boiling term to address errors caused by applying Foster-Zuber and Cooper correlations to downward flows. The two developed correlations achieved an MAPE value of approximately 20%, representing an improvement of roughly 40% over existing correlations of heat transfer coefficients.

論文

A Simplified quantification method for seismic risk assessment of nuclear fuel cycle facilities using Clark approximation

久保 光太郎; 森 憲治*; 村松 健

Nuclear Engineering and Design, 442, p.114176_1 - 114176_14, 2025/10

Nuclear fuel cycle facilities are important elements for supporting the efficient use of energy resources by establishing a nuclear fuel cycle. However, given that the risks of these facilities are lower than those of nuclear power plants, it is considered reasonable to apply simplified assessment methods when evaluating seismic risks. In this study, a simplified quantification method is proposed for seismic risk assessment at such facilities. Traditional simplified methods have streamlined the assessment process by selecting only representative components, often neglecting others. In contrast, the proposed method simplifies the required computational processes while considering all components by applying Clark approximation. Clark approximation is a mathematical method for approximating the maximum of two normal distributions as a new normal distribution. The proposed method was validated by comparing its seismic probabilistic risk assessment with those performed using Monte Carlo simulations and traditional simplified methods. Results showed that although the proposed method overestimated the high confidence of low probability of failure by a relative difference of 0.15 compared with that of the Monte Carlo method under completely independent condition, the overall plant-level fragility curve was generally within the range of the 5% and 95% confidence fragility curves. The proposed method accounted for the impact of correlated failure, which is critical in seismic risk assessments. Thus, this method enabled the seismic risk assessment of nuclear fuel cycle facilities in a simplified manner without compromising accuracy, potentially contributing to examining risk mitigation measures and developing risk-informed safety regulations for these facilities.

論文

Experimental study on light gas transport during containment venting by using the large-scale test facility CIGMA

相馬 秀; 石垣 将宏*; 柴本 泰照

Annals of Nuclear Energy, 219, p.111455_1 - 111455_12, 2025/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

Containment venting is one of the accident mitigation measures during severe accidents in nuclear power plants for preventing overpressure failure of the containment vessels. Because of the capability of releasing hydrogen generated in the containment vessel, the hydrogen risk can be also reduced. In this study, we conducted experiments with the large-scale test facility CIGMA to investigate the light gas transport during the venting action, mainly focusing on the effect of sump water boiling caused by the vent. The CIGMA test vessel initially pressurized by steam, air, and helium (hydrogen simulant) that formed a helium-rich density stratification was depressurized with and without sump water, with different venting flow rates, and at different venting positions. As the sump water became a steam source due to flash boiling, the helium stratification was diluted and the venting time increased twofold compared to the case without sump water, which significantly affected the amount of helium discharged to the atmosphere. Especially for the high venting flow rate condition, the amount of helium remaining in the vessel at the end of depressurization was half that of the case without sump water. Lowering the venting position from within the initial stratification to 3 m below its interface led to a threefold increase in the amount of helium remaining at the same low pressure, because of the longer time until the helium-rich stratification reached the venting position.

論文

Sharp surface tension model with pressure discontinuity and refined curvature for multiphase particle methods

Wang, Z.; 松本 俊慶; 柴本 泰照; Duan, G.*

Journal of Computational Physics, 537, p.114072_1 - 114072_29, 2025/09

In this study, we develop a novel sharp surface tension (SST) model for multiphase particle methods. Our approach integrates surface tension directly into pressure computation, enabling precise representation of pressure discontinuities across interfaces and effectively mitigating parasitic currents. In addition, to improve curvature accuracy, particularly in scenarios involving topological changes, a co-directional scheme is proposed to faithfully consider interfacial normal vectors. Furthermore, we reconstruct the interfacial particle shifting scheme to separately address tangential, normal, and repulsive components, effectively suppressing the common problem of interface particle mixing in multiphase particle methods. The effectiveness and reliability are rigorously validated through a series of numerical tests, including the Rayleigh-Taylor instability, curvature verification, droplet deformation and coalescence, as well as bubble rising and coalescence. The results demonstrate the superior accuracy and robustness of the proposed method, marking a significant advancement in simulations of multiphase flow with surface tension.

論文

Impact of molybdenum on iodine chemistry during fission product transport phenomenology

Rizaal, M.; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 三輪 周平

Annals of Nuclear Energy, 218, p.111433_1 - 111433_10, 2025/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

The release of iodine in a case of severe nuclear accident is directly linked to short-term radiological consequences. This concern raises issues in understanding the chemical forms of the transported iodine to devise proper accident management measures/strategies. In contributing to such efforts, this work presents experimental and theoretical approaches to defining the impact of molybdenum as a semi-volatile fission product toward iodine speciation in the gas phase. Given humid atmospheric conditions with different oxygen potentials, the interactions were revealed through the reaction products consisting of both gas and aerosols upon their transport and condensation in the temperature range of 1150-450 K. Through thermodynamic equilibrium calculations where new thermodynamic data of cesium molybdates have been incorporated, the experimental observation was reproduced, hence general interaction mechanism was proposed in this work.

論文

Integrated thermal power measurement in the modified STACY for the performance inspections

荒木 祥平; 會澤 栄寿; 村上 貴彦; 新垣 優; 多田 裕太; 神川 豊; 長谷川 健太; 吉川 智輝; 住谷 正人; 関 真和; et al.

Annals of Nuclear Energy, 217, p.111323_1 - 111323_8, 2025/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

原子力機構では、臨界集合体STACYを均質溶液体系から非均質軽水減速体系へと更新した。STACY更新炉においても最大熱出力は200Wと定められており、熱出力校正は運転を行う上で重要である。熱出力測定においては、溶液系STACYで用いていたFPの分析による熱出力の評価が適応できなかったため、放射化法をベースとする実験データと数値計算を組み合わせて出力を評価する手法をSTACY更新炉の体系に適応し、測定を実施した。測定データを基に出力校正を実施した結果、校正後の指示値は放射化法による測定結果と3%以内で一致した。

論文

Non-condensable gas accumulation and distribution due to condensation in the CIGMA Facility; Implications for Fukushima Daiichi Unit 3 (1F3)

Hamdani, A.; 相馬 秀; 安部 諭; 柴本 泰照

Progress in Nuclear Energy, 185, p.105771_1 - 105771_13, 2025/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

This study, motivated by previous TEPSYS analysis, examined how different temperatures on the 4th and 5th floors of the Fukushima Daiichi Unit 3 reactor building (R/B) influenced non-condensable gas distribution during the 2011 severe accident. Understanding this is vital for assessing risks related to gas accumulation, especially since the hydrogen explosion may have involved multiple stages. An experimental study was conducted using the CIGMA facility, designed to mimic the R/B structure, where steam and helium (as a substitute for hydrogen) were injected for 10,000 seconds to simulate leakage. Two cooling conditions were tested: 50$$^{circ}$$C (Case 1) and 90$$^{circ}$$C (Case 2). Results showed that the highest concentration of non-condensable gases was often found downstream rather than near the injection point. In Case 1, after 10,000 seconds, helium concentration reached 65% in the middle region (4th floor) and 45% in the top region (5th floor). Analysis indicated that the gas mixture in the middle region posed a potential detonation risk. This study offers crucial insights for enhancing safety measures and risk mitigation strategies in nuclear reactor designs.

報告書

再処理施設の高レベル廃液蒸発乾固事故のMELCORを用いた施設内の熱流動解析モデルの検証

吉田 一雄; 桧山 美奈*; 玉置 等史

JAEA-Research 2025-003, 24 Pages, 2025/06

JAEA-Research-2025-003.pdf:2.06MB

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$$_{4}$$)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。

報告書

Steam Explosion Simulation Code JASMINE v.3 User's Guide; Revised for code version 3.3c

岩澤 譲; 松本 俊慶; 森山 清史*

JAEA-Data/Code 2025-001, 199 Pages, 2025/06

JAEA-Data-Code-2025-001.pdf:9.71MB

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。

論文

Technical basis for revising the fatigue crack growth rates for ferritic steels in the ASME Code Section XI

長谷川 邦夫; 山口 義仁; Udyawar, A.*

Journal of Pressure Vessel Technology, 147(3), p.034501_1 - 034501_7, 2025/06

 被引用回数:0

Fatigue crack growth thresholds and reference fatigue crack growth rate da/dN curves for ferritic steels in air environment are provided in Appendix Y of the ASME Code Section XI. Therein, the thresholds and da/dN are expressed as a function of stress ratio R; however, the R is not explicit, when R is negative. The thresholds are given as constant values for negative R. In addition, the ASME provides two equations for da/dN under negative R; however, the boundary between the two equations is not technically known. Thus, the dependency of negative R on da/dN is not well understood. Herein, revised threshold values for negative R are provided based on experimental data, and a new boundary between the two equations for da/dN is defined using crack opening behavior and the R dependency of da/dN based on a literature survey.

論文

Experimental study on the rewetting velocity on dry out surface due to stepwise boundary condition changes

佐藤 聡; 和田 裕貴; 柴本 泰照

Nuclear Engineering and Design, 437, p.114020_1 - 114020_14, 2025/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

沸騰遷移後(ポストBT)の熱伝達は、軽水炉における異常過渡および事故時の被覆管表面のドライアウト継続時間やピーク温度を分析する上で不可欠である。ドライアウト継続時間の評価には、リウェット現象が非常に重要だが、高流量および高熱流束条件下でのリウェット速度に関する実験データベースが不足しているため、モデルの開発および検証に十分なデータが存在しない。そこで、単管実験装置を用いて、幅広い熱水力条件下でステップ状の境界条件の変化によって生じるリウェット速度に関するデータベースを構築した。このデータベースと得られたリウェット速度の特性に基づいて、リウェット速度の実験的相関式を提案した。この相関式は、ステップ状過渡変化における液相または気相の質量フラックスの変化をパラメータとして用いることで、リウェット速度を正確に予測する。これは、再冠水過程と比較して、極めて高い質量流束条件下では、液膜前面近傍における気相または液相の質量流束の変化がリウェットに強く影響することを示唆している。

論文

Ingestion doses from radionuclides in seafood before and after the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident

森 愛理; Johansen, M. P.*; McGinnity, P.*; 高原 省五

Communications Earth & Environment (Internet), 6, p.356_1 - 356_11, 2025/05

 被引用回数:0

The presence of radionuclides in seafood following the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident in March 2011 have led to widespread and persistent concerns over seafood safety. We assess seafood ingestion doses before and after the accident for adults in the Tohoku Region of Northeast Japan. Using a Monte Carlo approach, we evaluate 23 anthropogenic and natural radionuclides alongside realistic seafood consumption rates. In the first year after the accident, the ingestion dose from accident-derived radionuclides was 19 $$mu$$Sv for consumers exposed to the 95th percentile dose, contributing only 2% of the total seafood ingestion dose, which includes natural radionuclides such as $$^{210}$$Po and $$^{210}$$Pb. After the third year, the dose from accident-derived radionuclides was indistinguishable to that from pre-accident background levels. These findings suggest that, with seafood restrictions in place, the impact of accident-related releases on seafood ingestion doses was minor and relatively short-lived compared with that of natural radionuclides.

論文

Nickel binding with magnetite nanoparticles

Fablet, L.*; P$'e$drot, M.*; Choueikani, F.*; Kieffer, I.*; Proux, O.*; Pierson-Wickmann, A.-C.*; Cagniart, V.*; 蓬田 匠; Marsac, R.*

Environmental Science; Nano, 12(5), p.2815 - 2827, 2025/05

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Chemistry, Multidisciplinary)

ニッケル(Ni)は環境中に遍在する微量元素である。Niは酸化鉄ナノ粒子との親和性が高く、土壌や水中から酸化鉄ナノ粒子、特に環境中に普遍的に存在する磁鉄鉱によって除去することができれば、環境浄化のための新たな戦略の1つとなり、その研究の意義は大きい。しかし、磁鉄鉱の化学量論(Fe(II)とFe(III)の比率)を制御することが困難であるため、Niと磁鉄鉱の相互作用は十分に理解されていなかった。そこで本研究では、異なるFe(II)とFe(III)の比率を持つ磁鉄鉱ナノ粒子を用い、吸着実験とX線吸収分光法によって溶液中と嫌気雰囲気下におけるNiと磁鉄鉱の相互作用を調べた。この研究により明らかにされた磁鉄鉱とNiの相互作用は、将来的にNi汚染の環境浄化戦略を立案する上で重要な知見となりうる。

論文

Improvement in automated particle measurement using micromanipulation and large geometry secondary ion mass spectrometry to remove the particle mixing effect of uranium particles

富田 涼平; 富田 純平; 鈴木 大輔; 宮本 ユタカ; 安田 健一郎

Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2025/05

本研究では、大型二次イオン質量分析装置の粒子自動計測機能と粒子マニピュレーション技術を組み合わせることによって、複数のウラン粒子を単一粒子と誤認させるミキシング効果を除去し、より正確に試料内のウラン同位組成の分布を取得する手法を考案した。複数のウラン同位体組成を含む試験試料を作成し、従来法と新法でそれぞれ分析を実施し、結果の比較を行った。従来法はミキシング効果により複数のウラン粒子の同位体組成が平均化された試料内に存在しない誤った結果を多く含んでいたが、新法では粒子マニピュレーションによりミキシング効果を除去することで試料に含まれるウラン同位体組成を正確に取得することに成功した。

論文

Evaluating the effect of temporal variations in wind speed on sheltering effectiveness and developing a simplified correction method to account for these variations

廣内 淳; 高原 省五; 渡邊 正敏*

Journal of Radiological Protection, 45(2), p.021506_1 - 021506_13, 2025/05

 被引用回数:0

屋内退避は原子力発電所事故時の放射線被ばくを緩和するための重要な防護措置である。吸入被ばくを低減する屋内退避の効果は一般的に屋内外の積算線量の比である低減係数を用いて評価される。屋内での線量は主に自然換気率、浸透率、室内での沈着率に依存する。加えて、自然換気率は風速に依存する。今までの研究では、低減係数は一定値として扱われるか、風速一定の条件で計算された。しかしながら、実際には風速は変動する。本研究では風速の時間変化による低減係数への影響を調査し、これら変動を考慮するための簡易的な補正方法を開発した。結果として、風速の時間変化はファクター2程度の低減係数の違いを生じさせることを示した。さらに簡易補正方法を用いることで、補正した低減係数は、実際の風速変動を利用して計算した低減係数と平均で10%以内で一致した。さらに計算コストは20倍以上削減できることを示した。

論文

Nuclear structural engineering

上坂 充*; 鬼沢 邦雄; 笠原 直人*; 鈴木 一彦*; Li, Y.

Nuclear structural engineering; An Advanced Course in Nuclear Engineering, Vol.6, 595 Pages, 2025/05

本教科書は、東京大学大学院工学系研究科原子力国際専攻等において「原子力構造工学」の講義及び演習で用いる教材を主目的に刊行するものである。軽水炉及び高温炉(高速増殖炉)の構造工学の主要テーマである、材料力学・構造力学、材料強度・構造強度、有限要素解析、破壊力学、並びに、軽水炉と高温炉の構造設計、耐震設計、製造、検査及び構造健全性評価について、現状の知見をまとめるとともに、今後の動向についても言及した。機構所属の著者は本教科書の第8章、10章及び11章を担当した。

論文

Heat transfer characteristics of downward saturated boiling flow in vertical round pipes

和田 裕貴; 柴本 泰照; 日引 俊*

International Journal of Heat and Mass Transfer, 239, p.126598_1 - 126598_18, 2025/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:27.01(Thermodynamics)

This study reviewed the saturated boiling heat transfer research in downward flows. A database of downward flow heat transfer experiments was created using experimental studies. Saturated boiling heat transfer correlations in internal flows were collected, and no downward flow-specific heat transfer correlations were identified. The applicability of heat transfer correlations to downward flow heat transfer experiments was evaluated, and no correlation could predict the heat transfer coefficients accurately for all experimental databases. However, correlations that could predict heat transfer coefficients reasonably well were determined for each channel size. Cooper's correlation [Int. Chem. Eng. Symp. Ser. 86 (1984) 785-792] had a mean absolute percentage error (MAPE) of 11.7% for mini-channels and Kim and Mudawar's correlation [Int. J. Heat Mass Transf. 64 (2013) 1239-1256] had an MAPE of 66.5% for macro-channels. Furthermore, because the advection direction between the liquid-phase and the generated bubbles differed depending on the liquid-phase velocity in downward flows, we evaluated the prediction performance of the heat transfer coefficient for the liquid-phase velocity. For some experimental data, the prediction performance of the existing correlation for downward flow heat transfer worsened as the advection velocity of the bubbles decreased. This result is one of the issues to be addressed in the future development of heat transfer correlations.

論文

Impact of nuclear data updates from JENDL-4.0 to JENDL-5 on burnup calculations of light-water reactor fuels

渡邉 友章; 多田 健一; 遠藤 知弘*; 山本 章夫*

Journal of Nuclear Science and Technology, 16 Pages, 2025/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Nuclear Science & Technology)

本研究では、JENDL-4.0(J4)からJENDL-5(J5)への核データ更新が軽水炉燃料燃焼計算に与える影響を調査した。燃焼計算はPWRピンセル及びBWR燃料集合体形状について実施した。計算の結果、中性子増倍率(k$$_{rm inf}$$)に燃焼度に依存した大きな差異があることがわかった。燃焼度0-50GWd/tの範囲において、J5のk$$_{inf}$$はJ4のk$$_{rm inf}$$よりも一貫して小さく、その差は燃焼が進むにつれて徐々に大きくなった。各核種の断面積データをJ4からJ5に置き換えた計算の結果、$$^{235}$$U, $$^{238}$$U, $$^{239}$$Puの断面積とH$$_{2}$$O中のHの熱中性子散乱則データの更新がk$$_{inf}$$の差に顕著な影響を与えることが分かった。Gd燃料を含むBWR集合体形状では、10-15GWd/tの燃焼度範囲で大きなk$$_{inf}$$の違いが観測された。この差異は主に$$^{235}$$U, $$^{155}$$Gd, $$^{157}$$Gd断面積の更新とH$$_{2}$$O中のHの熱中性子散乱則データに起因することが分かった。さらに、核種数密度、中性子エネルギー依存の感度係数、中性子スペクトルを調査することにより、核データの更新がk$$_{rm inf}$$にどのように影響を与えたかを明らかにした。

論文

Development of scaling parameter S$$_{rm R}$$ for negative stress ratios R based on trend in experimental data for fatigue crack growth rates of austenitic stainless steels for ASME code Section XI

Negyesi, M.*; 山口 義仁; 長谷川 邦夫; Lacroix, V.*; Morley, A.*

Journal of Pressure Vessel Technology, 147(2), p.021201_1 - 021201_7, 2025/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Engineering, Mechanical)

Fatigue crack growth rates for stainless steels in air environment are provided by the ASME Code Section XI. When the stress ratio R is positive from 0 to 1, the scaling parameter SR increases with the increasing ratio R, and the crack growth rates increase with the increasing stress ratio R. When R is less than 0, the parameter SR=1. Hence, fatigue crack growth rates under negative R ratios are independent of stress ratios R according to the ASME Code Section XI. However, from the literature survey, experimental data reveal that the fatigue crack growth rates decreases with decreasing R ratios below zero. The objective of this paper is to assess fatigue crack growth rates under such negative stress ratios for stainless steels in air environment. An equation determined from trends in experimental data surveyed in this study is proposed for negative stress R ratios to calculate the parameter SR for the ASME Code Section XI.

論文

Concentration dependence of constituent elements on grain boundary migration in high-entropy alloys

塩谷 光平; 新山 友暁*; 下川 智嗣*

Materials Transactions, 66(6), p.704 - 711, 2025/04

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.00(Materials Science, Multidisciplinary)

ハイエントロピー合金(HEA)は、ほぼ等量ずつの5種類以上の元素により構成される多元系合金である。本論文では、HEAにおける粒界移動の分子動力学シミュレーションを実施し、HEAの各構成元素の濃度が粒界移動挙動に及ぼす影響を系統的に調査した。解析の結果、HEAの粒界移動に必要な駆動力は、粒界の移動が間欠的になるか、あるいは粒界移動速度が低下する条件において最大になることがわかった。また、最大の駆動力は粒界への元素の偏析度合いが最大になるときに達成された。さらに、粒界偏析の度合いはHEAの構成元素組成によってさまざまに制御可能であり、粒界偏析は粒界の移動に必要な駆動力や粒界移動速度といった粒界の移動挙動に強く影響を与えることがわかった。本研究は、HEAの元素組成が粒界移動挙動を決定する上で重要な役割を果たすことを示し、得られた結果は優れた機械的特性を有するHEAの設計に貢献するものである。

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