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中道 勝; 金 宰煥; 宗像 健三*; 柴山 環樹*; 宮本 光貴*
Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S465 - S471, 2013/11
被引用回数：12 パーセンタイル：64.32(Materials Science, Multidisciplinary)Advanced neutron multipliers with low swelling and high stability at high temperature are desired for pebble bed blankets. Beryllium intermetallic compounds (beryllides) are the most promising advanced neutron multipliers. Development of advanced neutron multiplier has been started between Japan and the EU in the DEMO R&D of the International Fusion Energy Research Centre (IFERC) project as a part of the Broader Approach activities. The plasma sintering method has been selected as a new beryllides synthesis method. The plasma sintering results in starting powder particle surface activation that enhances sinterability and reduces high temperature exposure. The plasma sintering shows that the intermetallic compound beryllide such as Be
Ti, Be
Ti
and BeTi can be directly synthesized from mixed elemental powders of Be and Ti at a temperature lower than the melting point. In this report, the preliminary characterization of plasma sintered Be-Ti beryllide was carried out such as reactivity with water vapor, microstructure analysis by ion irradiation effect and deuterium retention property compared with beryllium (Be) metal. From the result of the preliminary characterization, it revealed that plasma sintered Be-Ti beryllide sample has a good performance as a neutron multiplier. This beryllide sample has enough oxidation resistance, high radiation resistance and low deuterium retention property more than Be metal.
伊藤 達哉*; 山内 有二*; 日野 友明*; 柴山 環樹*; 信太 祐二*; 江里 幸一郎; 鈴木 哲; 秋場 真人
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1147 - 1149, 2011/10
被引用回数：13 パーセンタイル：67.37(Materials Science, Multidisciplinary)The influence of 50 eV hydrogen ion irradiation on the deuterium retention and desorption behavior in the reduced activation ferritic-martensitic steel F82H was investigated by thermal desorption spectroscopy. The amount of retained deuterium in the hydrogen irradiated F82H was up to 10 times larger than without the hydrogen irradiation. In the F82H irradiated by the low energy hydrogen ions at 300 and 523 K, the desorption peak of deuterium was shifted to lower temperatures than for samples unirradiated or irradiated at 773 K. In the F82H irradiated by hydrogen at 773 K, the amount of retained deuterium decreased compared to materials irradiated at 300 or 523 K.
柴山 環樹*; 中道 勝; 宮本 光貴*; 久我 典義*; Dorn, C. K.*; Knudson, T.*
プラズマ・核融合学会誌, 87(4), p.259 - 267, 2011/04
ベリリウムは、(n,2n)反応により中性子増倍材料として原子力では必要不可欠の機能材料である。核融合炉では、プラズマに対向するアーマー材料としても重要な機能材料である。近年、さらなる高温強度や安全性を付与したベリリウム金属間化合物の研究開発が、日本を中心に進められている。そこで、ベリリウム金属間化合物の研究開発の状況を紹介しながら、安全にかつ機能材料として要求される材料科学的なデータを整備するための取り組みについて詳述する。
矢野 康英; 山下 真一郎; 大塚 智史; 皆藤 威二; 赤坂 尚昭; 柴山 環樹*; 渡辺 精一*; 高橋 平七郎
Journal of Nuclear Materials, 398(1-3), p.59 - 63, 2010/03
被引用回数：13 パーセンタイル：63.32(Materials Science, Multidisciplinary)11Crフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)についてFFTF/MOTAで炉内クリープ破断試験を823Kから943Kで実施した。また、引張及び急速加熱バースト試験用の被覆管は照射温度693から1013K、照射量3.5から102dpaで高速実験炉「常陽」を用いて照射された。引張及び急速加熱バースト試験では、照射温度873K以下での強度低下は確認されなかったが、照射温度903K以上では顕著な強度低下がみられた。一方、炉内クリープ破断強度は、すべての照射温度で炉外のクリープ強度と同等あるいはそれ以上の強度を示した。このクリープ破断特性は、短時間強度と異なる挙動を示すことが明らかとなった。
中道 勝; 柴山 環樹*; 蓼沼 克嘉*; 米原 和男
Proceedings of 9th IEA International Workshop on Beryllium Technology (BeWS-9), p.40 - 43, 2009/09
Beryllium intermetallic compounds (beryllides) are the most promising advanced neutron multipliers. In this study, it reports on the preliminary results of beryllide synthetic using a plasma sintering method. The plasma sintering results in starting powder particle surface activation that enhances powder particle sinterability and reduces high temperature exposure. Trial fabrication test of TiAl intermetallic as an alternative material of beryllide was carried out using mixed with Ti and Al powder particles. The formations of TiAl and Ti
Al intermetallics were identified at 1223 K for 5 min under 34 MPa pressure using starting mixed powder particles of Ti and Al. From the result of this trial fabrication, it is assumed that the intermetallic compound as beryllide could be directly synthesized by the plasma sintering method from mixed powder particles of Be and Ti at a lower temperature than melting point. In this report, trial synthetic results of beryllide will be also present.
柴山 環樹*; 岸本 弘立*; 香山 晃*; 矢野 康英
まてりあ, 47(12), P. 628, 2008/12
ガス冷却高速炉は、700
C以上のガス取り出し温度を想定していることから、SiC/SiC複合材料が炉心構成材料として期待されており異種材料との接合技術開発が切望されていた。また、原子炉特有の照射中の破壊メカニズムの理解とその結果から導き出される構造制御が次世代の機能性材料開発の鍵である。そこで、われわれは超高圧電子顕微鏡を用い照射下でピエゾ(圧電)素子により任意の場所をナノスケールでせん断変形させクラックの進展をその場観察可能な革新的解析技術であるナノメカニクス接合解析技術を開発した。本研究成果は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成17
19年度「ガス冷却高速炉用先進材料のナノメカニクス接合解析技術の開発」の成果を取りまとめたものである。
三島 良直*; 吉田 直亮*; 河村 弘; 石田 清仁*; 波多野 雄治*; 柴山 環樹*; 宗像 健三*; 佐藤 芳幸*; 内田 宗範*; 土谷 邦彦; et al.
Journal of Nuclear Materials, 367-370(2), p.1382 - 1386, 2007/08
被引用回数：29 パーセンタイル：85.39(Materials Science, Multidisciplinary)高い発電効率を目指した核融合原型炉ブランケットに必要な「高温・高照射量に耐えうる先進機能材料であるベリリウム金属間化合物の開発」を全日本規模の産学官連携で実施し、平成1617年度に得られた新たな結果と今後の研究開発計画についてまとめた。その結果、Be-Ti合金は既存の中性子増倍材料であるベリリウム金属と比較して、構造材料(F82H)等との両立性が良いこと、トリチウムインベントリーが小さいことなどの優れた特性を有することを明らかにした。
土谷 邦彦; 河村 弘; 三島 良直*; 吉田 直亮*; 田中 知*; 内田 宗範*; 石田 清仁*; 柴山 環樹*; 宗像 健三*; 佐藤 芳幸*; et al.
プラズマ・核融合学会誌, 83(3), p.207 - 214, 2007/03
原型炉用増殖ブランケットに必要な「高温・高照射に耐えうる先進中性子増倍材料」の開発について、ベリリウム金属間化合物であるBeTi等に着目し、各種特性(機械的特性,化学的特性,照射特性等)及び微小球製造技術開発を全日本規模の産学官連携のもとで実施している。この先進中性子増倍材料の開発における最近の成果について紹介する。
河村 弘; 土谷 邦彦; 三島 良直*; 吉田 直亮*; 宗像 健三*; 石田 清仁*; 波多野 雄治*; 柴山 環樹*; 佐藤 芳幸*; 内田 宗範*; et al.
INL/EXT-06-01222, p.1 - 7, 2006/02
高い発電効率を目指した原型炉用高温発電ブランケットに必要な「高温・高照射量に耐えうる先進的機能材料であるベリリウム金属間化合物開発」を全日本規模の産学官連携で実施し、平成1617年度に得られた新しい結果と今後の開発についてまとめた。その結果、BeTiは既存のベリリウム金属と比較して、構造材料等との両立性が良いこと、スエリングが小さいこと、トリチウムインベントリが小さいことなどの優れた特性を有することを国内での産学官連携により明らかにした。
Ti柴山 環樹*; 中道 勝*; 内田 宗範*; 河村 弘; 木下 博嗣*; 鬼柳 善明*; 高橋 平七郎*; 野村 直之*
JAERI-Conf 2004-006, p.216 - 219, 2004/03
Beは中性子増倍材料の候補材料であるが、14MeVの中性子照射を受けるブランケット内では、はじき出し損傷だけではなく核変換による劣化も起こる。近年、BeTiがBeよりも優れた機械的特性を有する材料として開発された。本研究ではBeTiの20000appmHe, 700CまでのHe照射効果、特にミクロ組織の挙動をマルチビーム超高圧電子顕微鏡を用いてその場(In-situ)観察で評価した。また、機械的特性をナノインデンタで評価した。その結果、BeTiはBeに比べてHe及び電子線の照射による欠陥生成が少ないことを明らかにした。また、機械的特性の劣化が小さいことを明らかにした。
岩元 洋介; 若井 栄一; 中川 祐貴*; 柴山 環樹*
no journal, ,
原子力,加速器,航空宇宙等の放射線場において、材料内部の欠陥などの状態を正確に計測できる新たな非破壊検査技術の構築が期待されている。本研究では、北海道大学大学院工学研究院付属複合量子ビーム超高圧顕微解析研究室のパルスレーザー(20Hz)を用いて、レーザー照射中における直径250
mの銅,アルミニウム、及びニオブの金属ワイヤー、及び厚さ400mのシリコン板の電気抵抗の時間変化を測定した。また、得られた電気抵抗率の増加値から、レーザーが電子励起等の作用によって原子を弾き出したと仮定した条件で、原子空孔と格子間原子のフレンケル対の生成数、及び転位が形成した場合の数密度を推定した。試料の電気抵抗は、熱起電力を減らすことが可能な、ケースレー社製2182A型ナノボルトメータと6221型電流源のデルタモードを活用した4端子法を用いて測定した。本実験から、金属は照射量の増加に伴い、物質内部に形成される欠陥量の増加が推定された。一方、シリコンでは、レーザー照射による価電子帯への電子遷移により、電気抵抗率は減少することがわかった。今後、微小硬さ測定,微細組織観察,シミュレーション等を進め、その詳細なメカニズムを明らかにしていく。
若井 栄一; 岩元 洋介; 柴山 環樹*; 佐藤 紘一*; 豊田 晃大; 鬼澤 高志; 涌井 隆; 石田 卓*; 牧村 俊助*; 中川 祐貴*; et al.
no journal, ,
加速器標的システム,原子力,航空宇宙等の分野では放射線による構造材や機器の劣化が生じるため、高い耐久性向上や優れた機能を持つ材料開発が期待される。本研究では、放射線場で使用できるイノベーション材料の創出に向け、様々な材料に対し、放射線場での材料内部の欠陥などの状態を正確に計測できる新たな非破壊検査技術の構築を進めている。また、イノベーション材料として、ハイエントロピー合金(HEA)は高強度で且つ延性に富む傾向が知られており、様々な応用が期待されている。本講演では、放射線場でもマルチ同時測定が可能な計測原理の構築とHEAの試作状況を主に、金属等の照射解析状況や進捗などを併せて報告する。
若井 栄一; 能登 裕之*; 叶野 翔*; 石田 卓*; 牧村 俊助*; 柴山 環樹*
no journal, ,
高エネルギー加速器における大強度ビーム下で使用される材料や機器、及び高温プラズマに近接する核融合炉壁材やダイバータは、高熱負荷と照射などに耐えるような材料開発とその安全性や寿命を評価することが重要である。タングステン系材料は、J-PARCセンターの物質・生命科学実験施設の第2ターゲットステーション計画でも標的材料として候補になっている。本研究では、核融合研にてタングステンにTiCの微粒子を約1.1wt%分を混ぜ、メカニカルアロイングと高温等方圧焼結などの工程を経て製作した材料に関して、その耐照射特性を調べた。本材料は、約1-2mの結晶粒径を持ち、かつ高強度で革新的なナノ粒子分散型W材料である。この材料と純タングステンに対してそれらの耐照射特性を773Kでタングステンイオン照射を実施した。ナノインデンターや透過型電子顕微鏡で解析をした結果、純タングステンに比べ、本ナノ粒子分散型W材料では、非常に高い耐照射性能が持つことが初めて分かった。
-Ti合金のイオン照射した硬化挙動と微細組織の解析若井 栄一; 叶野 翔*; 石田 卓*; 牧村 俊助*; 柴山 環樹*; 涌井 隆
no journal, ,
本研究では、照射環境下で使用される機器類の耐久性能の向上を目指し、Ti合金の内、-Ti合金の1つであるTi-15V-3Al-3V-3Sn(Ti-15-3を略す)のイオン照射による照射挙動と微細組織の変化を調べた。Ti-15-3合金の照射損傷分布は入射表面から深さ依存性を持つが、今回の観察から約9dpaの領域まで転位ループが観察されていないことが分かった。また、照射によるオメガ相形成を調べるため、回折パターン解析をしたところ、オメガ相の前駆体と思われるナノサイズの物質の形成による原子配列の乱れが観察されると共に、dpa増加に伴い、散漫散乱によるストリークが強くなった。一方、ナノインデンターによる硬さ測定では、同条件のTi-64材では、約1GPaの照射硬化が現れるのに対して、T-15-3材では、照射硬化がほとんど見られず、高い耐照射性を持つことが分かった。
若井 栄一; 能登 裕之*; 柴山 環樹*; 岩元 洋介; 佐藤 紘一*; 矢野 祥弘*; 吉川 真矢*; 中川 祐貴*; 豊田 晃大; 鬼澤 高志
no journal, ,
本研究では、高エネルギービーム照射環境等で使用される機器の耐久性を高めるために、近年、研究が盛んに進められているハイエントロピー合金(HEA)に関して、Fe系とW系のFe基HEAとW基HEAの作製を試みた。また、本研究では、高強度化を目指すと共に、照射されても低放射化材料となる元素を選択するため、NiやCoは添加しないことにした。Fe基HEAでは、Fe-Mn-Cr-V-Al-C合金を溶解・鋳造後を行い、均質化熱処理(均質化熱処理(1150C, 2h)後に、室温にて3点曲げ試験を実施した。均質化熱処理によって3点曲げ試験では、延性の増加が確認され、超音波速度の計測から、弾性率が低下した。本材料を熱処理(800C, 10分後にWQ)後に、XRD測定をしたところ、BCC構造を持ち、ビッカース硬さは純Wを超える硬さを持つことが分かった。一方、W基HEA材(W-Fe-Si-V-Cr合金)の作製では、粉末を用いたアーク溶解法により試みたところ、ほぼ均質な結晶化した合金を作製できることが分かった。
若井 栄一; 能登 裕之*; 牧村 俊助*; 石田 卓*; 古谷 一幸*; 柴山 環樹*
no journal, ,
近年、高エントロピー合金は、その原子混合比や組成から、従来材料よりも高強度で延性に優れることから、世界中の研究機関で精力的に研究開発が進められている。本研究では、チタン基高エントロピー合金(HEA)であるTiVCrZrTa、TiVZrTaAl、TiVCrZrWをコールドクルーシブル浮上溶解法により溶解し、1200Cで5時間、均質化熱処理を施した。これらのHEAの機械的特性試験と特性を調査した。TiVCrZrTa系のHEAは、他のチタン基のHEAに比べて、比較的に良好な熱間圧延性と熱間鍛造性を有することが分かった。また、これらのチタン基HEAのビッカース硬さは、通常のチタン合金よりもかなり高い値を持つことが分かった。
若井 栄一; 柴山 環樹*; 能登 裕之*; 古谷 一幸*; 岩元 洋介; 涌井 隆; 牧村 俊助*; 石田 卓*; 安堂 正己*; 佐藤 紘一*; et al.
no journal, ,
原子力や高エネルギー加速器標的システム等の分野では、放射線によって材料や機器に劣化が生じるため、高い耐久性や優れた機能を持つ物質の創出が期待される。ハイエントロピー合金(HEA)は、高い耐照射性を期待され、かつ、高強度で良好な延性を持つことが多い。近年、様々な応用を目指し、世界的に研究開発が進行中である。本研究では、低放射化性の元素(NiとCoを含まない)からなるFe系とTi系とW系のHEAを作製した。これらの材料は、X線回折法、組織観察、硬さ、磁気、電気抵抗、STEM(または、TEM、SEM)とEDS、超音波測定、熱間等方圧加圧(HIP)等を実施した。また、一部の試料に対しては、イオン照射、パルスレーザー照射、及びパルス電子線照射を行い、その応答特性を調べた。これらのHEAは、通常の合金に比べて非常に硬かった。Fe系HEAにおいては、磁気特性とそれに関する微細組織の解析から、微小な磁区構造等の興味深い特性を有すことが分かった。特に、鉄系とW系のHEAでは、HIP処理によって生じる結晶構造や方位及び内部組織の変化、並びに付随する高温と圧力の効果によって磁気特性や材料強度特性に大きな影響を及ぼした。さらに、Fe基HEAの照射応答特性の特徴が分かってきた。
-phase based titanium alloys若井 栄一; 石田 卓*; 叶野 翔*; 柴山 環樹*; 佐藤 紘一*; 能登 裕之*; 牧村 俊助*; 古谷 一幸*; 薮内 敦*; 義家 敏正*; et al.
no journal, ,
チタン系材料は、比重が低く、耐食性が高く、強度特性、等に優れているため、大型加速器システムにおけるビーム窓材料やビームダンプ等への適用がなされている。ビームの高出力化に伴い、更なる耐照射性能等が求められている。このため、我々は、相をベースにしたチタン合金のさらなる特性を進め、Ti-15-3-3-3系合金について、イオン照射を行った所、優れた耐照射特性を持つことが分かった。この原因を調査するため、本素材や関連材料の微細組織や点欠陥等をTEM、陽電子寿命計測法、電気抵抗法、応力による変化等の評価を併せて進めた。さらに、最近、世界的に注目を浴びて、開発が進められているハイエントロピー合金に対して、我々は-チタンベースのチタン系ハイエントロピー合金の試作を行い、緒特性の評価を併せて始めたところである。この材料の諸特性を調べた所、従来の鉄系やチタン系の材料に比べて、かなり高い強度を持つことが分かった。
若井 栄一; 能登 裕之*; 叶野 翔*; 牧村 俊助*; 石田 卓*; 柴山 環樹*
no journal, ,
高エネルギー粒子線を受ける材料や機器は、高い熱負荷や照射に耐えられるようにすることが重要である。本研究では、メカニカルアロイングと高温等方圧焼結によって作製された結晶粒径が1-2m程度で高強度を有するナノ粒子分散型のW(タングステン)と1.1wt%TiCを添加したナノ粒子分散型W材について、耐照射特性を調べた。照射は、東京大学のHITイオン照射施設にて、773Kで約0.7dpaまでセルフイオンであるタングステンイオン照射を実施した。照射後、耐照射特性についてナノインデンターで測定した結果、前者の材料は変化したのに対して、後者の材料では照射硬化が生じていなく、大変優れていることが分かった。
若井 栄一; 柴山 環樹*; 能登 裕之*; 涌井 隆
no journal, ,
本研究では、高エネルギー加速器標的系機器、原子炉や核融合炉等の新機能材料への適用を目指し、低放射化性の元素(NiとCoを含まない)からなる鉄基ハイエントロピー合金(Fe-Mn-V-Cr-Al-C)を高周波溶解法によって試作を行い、その基本特性を評価した。本材料をXRDで解析結果、BCCの結晶構造を持ち、その中にバナジウムカーバイド(VC)が析出していることが分かった。また、本材料は、磁性を持つだけでなく、かなり小さい磁区構造を有していることが分かった。結晶粒のサイズは、均質化熱処理を1150Cで施したにもかかわらず、比較的に微小な結晶粒(約20-50m)が観察された。強度特性に関しては、ビッカース硬さ測定の結果から、通常の鉄合金に比べて遥かに硬く、純タングステンをやや超える硬さであり、弾性波の速度計測では鉄系材料よりも速く、ステンレス鋼よりも高い弾性率を持つことが示された。
