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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：83.38(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：62.39(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：68.40(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：64.36(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：32 パーセンタイル：86.28(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。
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。
若井 栄一; 能登 裕之*; 柴山 環樹*; 中川 祐貴*; 石田 卓*; 牧村 俊助*; 涌井 隆; 古谷 一幸*; 安堂 正己*
no journal, ,
エネルギー,原子力,高エネルギー加速器標的システム,核融合,生体等の分野では、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新物質の創出が期待される。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, Ti系, W系のハイエントロピー合金(HEA)に対し、Fe系は、高周波溶解法で、Ti系は、コールドクルーシブル浮揚溶解法で、W系は、金属粉末を用いたアーク溶解法で作製した。これらの材料については、X線回折法,組織観察,硬さ測定,磁気測定,電気抵抗測定,操作型透過形電子顕微鏡STEM(または、TEM, SEM)とエネルギー分散型X線分光法,超音波測定,熱間等方圧加圧(HIP)法の試験を実施した。これらのHEAは、通常の合金に比べて非常に硬く、また、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では、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すことが分かってきた。
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0.20.9at%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、1150C
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YHfO
, YTiO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。
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。
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、YO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YO粉末,Ti,Hf金属粉末を添加し、Ar雰囲気で2448h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1150C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、YHfO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YHfO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。
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NiAl
Ti
(
'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、800C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。
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。
