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若井 栄一; 能登 裕之*; 柴山 環樹*; 古谷 一幸*; 安堂 正己*; 鎌田 貴晴*; 石田 卓*; 牧村 俊助*
Materials Characterization, 211, p.113881_1 - 113881_10, 2024/05
被引用回数：12 パーセンタイル：83.26(Materials Science, Multidisciplinary)大強度加速器標的や原子力の分野や航空機と自動車の磁気モーターの応用のために、CoおよびNi元素を含まないbcc結晶構造を持つ鉄基高エントロピー合金(HEA) Fe-20Mn-15Cr-10V-10Al-2.5C (at%)の微細構造、機械的特性及び照射硬化挙動を調べた。この合金は、1150
Cで2時間焼ならしした後、水焼入れし、800Cで10分間加熱した後、再び水焼入れした。この合金はbcc相を持ち、粒界に沿って2-3
mのバナジウム炭化物が配列していた。また、ビッカース硬度は520Hvで純タングステンよりも硬かいことが分かった。走査型透過電子顕微鏡による位相差コントラスト法により磁区構造を観察したところ、粒子内のミクロサイズの磁区と表面近傍にサブミクロサイズの磁区が形成されており、この磁気特性は魅力的であった。母相中には、ナノスケール(20nm)の元素分布が観察され、原子レベル領域での結晶格子の乱れの存在が見られた。この材料は、300Cおよび500Cで1dpaまで照射硬化が起こらず、非常に高い耐放射線性能が確認された。これは、照射によって引き起こされるナノスケールの濃度変化とHEA内の歪み緩和によるものであると推測された。これらの緒特性は、多分野の応用において非常に魅力的な特性である。
若井 栄一; 能登 裕之*; 柴山 環樹*; 古谷 一幸*; 涌井 隆; 安堂 正己*; 牧村 俊助*; 石田 卓*
Science Talks (Internet), 8, p.100278_1 - 100278_4, 2023/12
高エントロピー合金は、その固有の特性により高い強度と良好な延性を併せ持つ傾向にある。本物質はより高性能な将来の一般産業用途だけでなく、原子力や放射線環境下での放射線影響機器の耐久性や適用範囲を高めるためにも、有望な新物質として考えられており、近年、急激に注目がされ始めている。本研究では、高エネルギー加速器ターゲットシステム部品, 原子炉, 核融合炉等の放射線下で使用される新機能材料として応用を目指し、低放射能元素(Ni, Coを含まない)からなる2種類の高エントロピー合金(Fe-Mn-V-Cr-Al-C、Fe-Si-W-Cr-V)の作製とその基本特性評価を行った。本研究で開発中の2つの材料は、次の点でそれぞれユニークな性質を持つ。前者は高強度・低放射化という特徴を共有する新しい構造材料や磁気特性として、ハイパワーモーター系材料の基礎研究として発展することが期待される。一方で、後者は、金属元素の中で最も高い融点を持つタングステンと、かなり高融点のバナジウムを混合して合金の融点を上げ、かつ高強度な合金を設計することで、新しい工学分野での新機能材料としての応用が期待されるものと考えられるものである。
井岡 郁夫; 柴山 環樹*
Journal of Nuclear Science and Technology, 51(5), p.735 - 736, 2014/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)LWR, FBR, 核融合炉等の原子力システムの信頼性や性能の向上のため、原子力材料及び燃料の研究開発は精力的に進めらている。Journal of Nuclear Science and Technology誌には、この分野の優れた研究が報告されている。本報は、ジャーナルに掲載された原子力材料と燃料分野の最新のトピックスを紹介する。
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：62.92(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：14 パーセンタイル：66.24(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：14 パーセンタイル：62.23(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、700C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：30 パーセンタイル：85.77(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。
-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; 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*; 柴山 環樹*; 岩元 洋介; 石田 卓*; 佐藤 紘一*; 薮内 敦*; 義家 敏正*; 高橋 俊晴*; 小林 康浩*; et al.
no journal, ,
ハイエントロピー合金(HEA)は、強度が高くても、良好な延性を持つ材料系があることが近年、報告されており、様々な応用を目指し、世界の最先端の研究機関によって、その研究開発が進められている。本研究では、高放射線場での使用を目指すため、低放射化性を考慮して、CoとNi元素を除いたHEAについて、Fe系、W系およびTi系のHEAを複数、検討した。これらの材料は、bcc結晶構造を主体とした材料系であり、溶解法で作製してそれらの材料特性を評価した。その結果、Fe系HEAでは、純Wの硬さを超える特性を持ち、かつ耐照射特性が優れていることが分かった。また、Ti系HEAでは、高温鍛造や高温圧延を施すことができる系が見つかり、最適な熱処理温度の評価を進め、W系HEAでは、熱間等方圧加圧法(HIP)処理により硬さが上昇し、HEAの中で世界最高の硬さを有することが分かった。
豊田 晃大; 若井 栄一; 鬼澤 高志; 柴山 環樹*; 中川 祐貴*
no journal, ,
316FR鋼は、SUS316のC, N, Pを成分調整することでクリープ強度を向上させた次世代高速炉構造材料の候補材である。高速炉構造材料は高速中性子および熱中性子の照射を受けることから、耐照射性の評価が必要となる。316FR鋼は、照射後引張試験や照射後クリープ試験が実施され、高速増殖原型炉「もんじゅ」の構造材料であるSUS304との比較がなされ、耐クリープ特性が優れていることが分かっているが、照射損傷メカニズムなどの詳細は必ずしも明らかではない。よって本研究では、316FR鋼の耐照射性の理解を深めることを研究目的とし、316FR鋼とSUS304に対し電子線照射による微細組織変化のその場観察などを行った。
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。
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。
