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論文

Preliminary characterization of plasma-sintered beryllides as advanced neutron multipliers

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:6 パーセンタイル:46.51(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$$_{12}$$Ti, Be$$_{17}$$Ti$$_{2}$$ and Be$$_{2}$$Ti 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.

論文

Deuterium retention in F82H after low energy hydrogen ion irradiation

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:10 パーセンタイル:27.41(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.

論文

核融合炉ブランケット研究におけるベリリウム化合物の取り扱い

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。

論文

Mechanical properties and microstructural stability of 11Cr-ferritic/martensitic steel cladding under irradiation

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:7 パーセンタイル:45.06(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。

論文

Trial fabrication of beryllide using plasma sintering method

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$$_{3}$$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.

論文

ナノメカニクス接合解析技術とガス冷却高速炉用SiC/W接合部材の開発

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$$^{circ}$$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$$sim$$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。

論文

Recent results on beryllium and beryllides in Japan

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:17 パーセンタイル:19.37(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16$$sim$$17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。

論文

核融合炉ブランケットの先進中性子増倍材料としてのベリリウム金属間化合物の開発

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Be$$_{12}$$Ti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。

論文

Status of beryllium R&D in Japan

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16$$sim$$17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、Be$$_{12}$$Ti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。

論文

Effects of He/Electron irradiation on microstructure evolution in Be$$_{12}$$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、Be$$_{12}$$Ti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Be$$_{12}$$Tiの20000appmHe, 700$$^{circ}$$C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、Be$$_{12}$$Ti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。

口頭

ODS合金中の複合酸化物分散に及ぼす第三元素の効果; 濃度依存性

内多 陽介*; 長井 利泰*; 須田 孝徳*; 橋本 直幸*; 大貫 惣明*; 柴山 環樹*; 山下 真一郎; 赤坂 尚昭

no journal, , 

優れた耐照射性と高温強度を示すODSフェライト鋼は、原子炉心部の構造材料として期待されている。しかし、酸化物粒子のナノ構造やその分散制御の研究は十分ではなく、Ti, Hf, その他の元素が有効なことが判明しつつある。本研究の目的はODS合金中に添加した微量元素の濃度依存性を明らかにすることである。Ti, Hfを0.2$$sim$$0.9at%の範囲で添加したFe-9Cr基のODS合金粉末をMA法により作成し、1150$$^{circ}$$C$$times$$2hrでアニールした。これらにニッケル無電解めっき,機械研磨の後直径3mmのディスクを電解研磨にしてTEM観察用試料とした。Hf, Ti添加によりナノ酸化物粒子の析出が確認され、これらは、電子回折からそれぞれY$$_{2}$$Hf$$_{2}$$O$$_{7}$$, Y$$_{2}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$であることがわかった。平均粒径を比較したところ、Hfでは0.2at%, Tiでは0.9at%で最小となった。このことから、粒子分散は元素と濃度に依存して最適値があることがわかった。さらに、複合酸化物の物性と形成原因について検討する予定である。

口頭

ナノ粒子分散強化オーステナイト鋼の創成の基礎研究; 照射欠陥クラスター形成に及ぼすナノ酸化物粒子分散の効果

山下 真一郎; 大塚 智史; 渡部 雅*; 内多 陽介*; 須田 孝徳*; 橋本 直幸*; 大貫 惣明*; 柴山 環樹*

no journal, , 

耐熱性・耐照射性に優れるSUS316相当鋼(PNC316)を母材としたオーステナイト系ナノ粒子分散強化鋼開発の基礎研究の一環として、アトライター式ボールミル方式で機械的に合金化した試作材の照射試験を行い、微細組織変化を評価した。ナノ粒子分散強化試作材の照射後組織には、いずれの照射条件においても、照射により形成したボイド組織が認められた。また、これらボイド組織の大部分はナノ粒子界面に付着して存在していることも明らかとなった。微細組織観察データを統計的にまとめた結果から、ボイド径や数密度は照射温度に依存した傾向があり、照射下ではナノ粒子界面で優先的にボイド形成していることが示された。これらのことから、オーステナイト系母相中へのナノ粒子の最適分散により、既存のオーステナイト系ステンレス鋼以上のボイドスエリング抑制効果の可能性が示唆された。

口頭

ナノ粒子分散強化オーステナイト鋼創成の基礎研究,3; 複合酸化物の観察と同定

岡 弘*; 渡部 雅*; 橋本 直幸*; 木下 博嗣*; 柴山 環樹*; 大貫 惣明*; 山下 真一郎; 大塚 智史

no journal, , 

酸化物分散強化型(Oxide Dispersion Strengthened: ODS)鋼は、耐熱性,耐クリープ特性,耐照射性に優れ、高速炉等の有力な候補構造材料として考えられている。従来のODS鋼の研究対象はフェライト系を中心に行われてきたが、工業的使用実績が豊富で耐食性の観点で有利なオーステナイト系への適用実績は皆無に等しい。以上のことから、本研究ではオーステナイト系ステンレス鋼のODS化の基礎・基盤研究として位置付けて、Y$$_{2}$$O$$_{3}$$とTi,Hfを複合添加した際の微細複合酸化物のHRTEM観察を実施し、その析出挙動について検討した。試作粉末は、PNC316鋼のArガスアトマイズ粉末にY$$_{2}$$O$$_{3}$$粉末,Ti,Hf金属粉末を添加し、Ar雰囲気で24$$sim$$48hメカニカルアロイング(MA)することで作製した。さらに、粉末を1150$$^{circ}$$Cで2時間熱処理し、TEM観察を行った。粒子を対象としたTEM観察/EDS分析から、析出頻度の最も高いものはY:Hf=1:1の酸化物であることがわかった。また、これら酸化物の電子線回折像解析から、Y$$_{2}$$Hf$$_{2}$$O$$_{7}$$の結晶学的データと非常に良い一致を示した。一方、酸化物粒子HRTEM像の面間隔の実測値からもY$$_{2}$$Hf$$_{2}$$O$$_{7}$$のそれにほぼ一致することが確認された。これら熱処理で析出した酸化物粒子はファセットを有し、母相との間に特定の方位関係があり、粒子径10nmを境に界面の整合性が変わる可能性が示された。

口頭

粒界制御技術を適用したニッケル基合金PE16の高温引張強度特性評価

関尾 佳弘; 山下 真一郎; 坂口 紀史*; 柴山 環樹*; 渡辺 精一*; 鴇田 駿*; 藤井 啓道*; 佐藤 裕*; 粉川 博之*

no journal, , 

高温安定性が期待されるニッケル基合金の高性能化を目的に、高温・高照射線量に曝される際に問題となる粒界脆化による延性低下が「粒界制御技術」の適用で抑制可能であることを実証する研究の一環として、粒界制御型PE16を試作し、本技術適用による高温引張強度特性(非照射下)への影響を調査した。その結果、粒界制御型PE16とPE16標準材の降伏応力の温度依存性は同様の傾向を示すものの、粒界制御型PE16の降伏応力はPE16標準材と比べて低下し、一様伸びはわずかに増加した。これは本技術熱処理工程に伴う結晶粒粗大化に起因した強度変化であると推察され、結晶粒径を同程度に調整できた場合、粒界制御型PE16の強度特性はPE16標準材と同程度以上に改善されるものと考えられ、本技術適用により良好な高温強度特性を維持しつつ、耐粒界割れ特性の改善が可能となる見通しが得られた。

口頭

Evaluation of mechanical property in grain boundary character distribution-optimized Ni-based alloy

山下 真一郎; 関尾 佳弘; 坂口 紀史*; 柴山 環樹*; 渡辺 精一*; 粉川 博之*

no journal, , 

高密度化した対応粒界の最適分布とそれに伴うランダム粒界ネットワークの分断は、耐粒界腐食性を高める非常に有効な手法の一つであることが最近の粒界構造に関する研究で示されている。耐粒界腐食性に優れるという利点は、原子炉構造材料にとって材料選択上の重要な要素の一つであり、微量元素を含め、化学組成を一切変えることなく、単純な加工・熱処理という冶金学の基本処理のみで取得可能である点は魅力的である。本研究では、粒界工学プロセスの適用により高性能化した原子炉材料として、粒界性格分布を最適化したNi基合金(PE16)を開発し、機械的特性に及ぼす粒界工学プロセスの効果を評価するために引張強度試験を実施した。室温での引張試験の結果、粒界性格制御したPE16の引張強度は、PE16受入材のそれよりも幾分低くなったが、伸び特性においては有意な変化は認められなかった。今後は、各種試験により材料特性評価を行い、粒界性格制御による既存材料の高性能化の可能性を見極める予定である。

口頭

粒界制御技術を適用したニッケル基合金の高温引張強度特性評価

山下 真一郎; 関尾 佳弘; 坂口 紀史*; 柴山 環樹*; 渡辺 精一*; 鴇田 駿*; 藤井 啓道*; 佐藤 裕*; 粉川 博之*

no journal, , 

商用ニッケル基合金のPE16は、照射環境下でのボイドスエリングによる変形量が少なくNa耐食性にも優れることから、英国の高速原型炉(PFR)で燃料被覆材として使用された実績を有する。一方、高温・高照射量まで使用された燃料被覆材では、粒界におけるHeバブルの析出や母相中に分散させていたNi$$_{3}$$Al$$_{x}$$Ti$$_{1-x}$$($$gamma$$'相)の固溶・粒界再析出等が生じ、粒界劣化に起因した強度特性の低下が確認されている。この粒界劣化に起因した課題に対して、本研究では種々の材料で粒界特性の改善効果が実証されている粒界制御技術に着目し、PE16で生じた粒界劣化の抑制、粒界特性の改善を目的に、対応粒界頻度80%以上の粒界性格制御したPE16及びその冷間加工材を試作し、高温での引張試験から粒界性格制御したPE16の強度特性に及ぼす冷間加工等の影響について評価した。引張試験の結果から、粒界性格制御したPE16と粒界性格制御した後に冷間加工を加えたPE16の引張強さの温度依存性は、いずれの供試材とも試験温度の上昇とともに強度が単調に低下し、800$$^{circ}$$Cでは急激な低下がみられた。破断伸びは、冷間加工度が高くなるほど低下する傾向が示され、冷間加工による転位導入に伴う加工硬化に起因している可能性が示唆された。

口頭

Evaluation of mechanical property in grain boundary character distribution-optimized Ni-based alloy

山下 真一郎; 関尾 佳弘; 坂口 紀史*; 柴山 環樹*; 渡辺 精一*; 粉川 博之*

no journal, , 

Recent grain boundary structure studies have shown that optimal distribution of a high frequency of coincidence site lattice boundaries and consequent discontinuity of random boundary network in the material is one of very effective methods to enhance the intergranular corrosion resistance. This advantageous property, one of important ones for structural material of nuclear reactor, can be obtained through simple thermomechanical treatment process without any change of original chemical composition. In this study, grain boundary character distribution(GBCD)-optimized Ni-based alloy (PE16) has been developed as a prospective high-performance nuclear reactor material by grain boundary engineering processing, and then tensile behavior of GBCD-optimized Ni-based alloy was investigated to evaluate the effects of grain boundary engineering processing on mechanical property. The results of tensile test at the temperature ranging from room temperature to 1073K showed that tensile strengths of the GBCD-optimized PE16 uniformly decreased with increasing test temperature. From these results, it was implied the possibility that the change in tensile properties would be attributed to an increment of dislocation structure.

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