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Marian, J.*; Becquart, C. S.*; Domain, C.*; Dudarev, S. L.*; Gilbert, M. R.*; Kurtz, R. J.*; Mason, D. R.*; Nordlund, K.*; Sand, A. E.*; Snead, L. L.*; et al.
Nuclear Fusion, 57(9), p.092008_1 - 092008_26, 2017/06
被引用回数：115 パーセンタイル：99.16(Physics, Fluids & Plasmas)ITER後に計画されているDEMO炉の構造材料は、これまでにないような照射、熱条件にさらされる。このような極限環境を実験的に模擬することはできないが、計算科学的な方法によって材料挙動を研究し実験的方法を補足することができる。高温や照射に対するすぐれた耐性から、タングステンは第一壁やダイバータ等のプラズマ対向面の材料として最善の候補とされている。このレビューではプラズマ対向材および高速中性子に照射されるバルク材としてのタングステンの最近の計算科学によるモデリングの成果についてまとめた。特に、計算科学的な方法によるいくつかの顕著な発見に重点を置き、残された将来の課題を指摘した。
廣瀬 貴規; 野澤 貴史; Stoller, R. E.*; 濱口 大; 酒瀬川 英雄; 谷川 尚; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*
Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1595 - 1599, 2014/10
被引用回数：47 パーセンタイル：96.04(Nuclear Science & Technology)低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(RAF / M)は、増殖ブランケットの最も有望な候補材料である。しかし、設計解析に用いられるRAF/Mの物性値の評価例は非常に限られている。本研究では、設計解析に使用される材料特性データについて再評価するとともに、F82Hの複数ヒートについて新たに物性値を評価した結果を報告する。これまで、F82Hの熱伝導率はIEAラウンドロビン試験の中間報告値が国内外で広く参照されてきたが、複数ヒートの測定結果と比較すると、総じて20%程度過大に評価していることが明らかとなった。また、物性への中性子照射効果の一例として、573K及び673 Kにおいて、6dpaまで中性子照射したF82Hとその溶接部における抵抗率は、最大で6%低下することを明らかにした。
瀧澤 健太郎*; 掛橋 和幸*; 福田 敏昭*; Kida, Toru*; 沢 和弘; 角田 淳弥; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*
Ceramic Materials for Energy Applications; Ceramic Engineering and Science Proceedings, Vol.32, No.9, p.13 - 19, 2011/11
高強度を有する微粒等方性黒鉛は、HTGR及びVHTR黒鉛構造物の有力な材料である。黒鉛構造物の寿命は、おもに照射後の残留応力で決まる。そのため、より高強度な原子炉級黒鉛の開発し設計に裕度を与えることで、黒鉛構造物の寿命延長が可能になるばかりではなく、経済性も大きく向上する。東海カーボンでは、30MPa以上の引張強度を有するG347S及びG458S黒鉛を対象にして、VHTR黒鉛構造物のため新たな原子炉級黒鉛の開発を始めた。照射は、オークリッジ国立研究所の高中性子束アイソトープ原子炉を用い、照射量は30dpa、照射温度は300-900
Cであり、照射後試験として寸法変化、弾性率、熱膨張率等の測定を予定している。また、日本原子力研究開発機構と共同で未照射材及び照射材の特性評価を行う予定である。ここでは、G347SとG458SのR&D計画を紹介するとともに、特性評価の結果及び照射試験計画を示す。
野澤 貴史; 檜木 達也*; 長谷川 晃*; 香山 晃*; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*; Henager, C. H. Jr.*; Hegeman, J. B. J.*
Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.622 - 627, 2009/04
被引用回数：115 パーセンタイル：99.12(Materials Science, Multidisciplinary)先進SiC/SiC複合材料は核融合炉材料としてこれまで開発が進められている。近年において耐照射特性に優れる複合材料の開発に成功し、今もなおさらなる材料特性の改善を目指した研究が継続して行われている。一通りの複合材料の設計と基本用件の実証が終了し、SiC/SiC複合材料の開発は徐々に実用化を見据えた材料特性データベースの整備に移行している。主要な評価項目として、(1)照射下クリープやヘリウム/水素同時照射効果を含む重照射効果,(2)腐食・浸食挙動,(3)ヘリウムや水素以外の核変換物質の影響,(4)接合部特性などが挙げられる。また、SiC/SiC複合材料のFCI応用においては照射下の電気伝導率の変化が重要な課題である。本論文はSiC/SiC複合材料研究の最近の進捗状況を総括するとともに、材料データベース構築のために必要となる評価技術の標準化に関する国際協力の進展を解説する。
田口 富嗣; 井川 直樹; 若井 栄一; 實川 資朗; Snead, L. L.*; 長谷川 晃*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 256(2), p.669 - 674, 2007/03
被引用回数：1 パーセンタイル：13.99(Instruments & Instrumentation)SiC/SiC複合材料は、核融合炉用構造材料としての応用が期待されている。核融合炉環境では、14MeVという高エネルギー中性子に晒されるため、複合材料内にHeやHといったガス原子以外にも、AlやBeといった核変換生成物が生成する。これまでに、はじき出し損傷とHeやHとの共存により、複合材料内にHeバブルが形成することを示した。本研究では、これらHeバブルの形成に及ぼすAlやBe等の核変換生成物の影響を検討した。SiC/SiC複合材料に、AlもしくはBeを1000at.ppm予注入し、その後Si, He及びHを用いた多重イオン同時照射により核融合炉環境を模擬した照射を行った。照射温度は、1000Cとした。その結果、AlもしくはBeを予注入した複合材料にも、Heバブルが形成することを確認した。AlもしくはBeイオンを予注入した複合材料内に生成したHeバブルの直径分布は、2つの最頻値を持つ分布であった。また、AlもしくはBeを予注入することによりHeバブルの平均径が増大し、Alの注入量が増加するとともにHeバブルの平均径が増加することがわかった。このことから、Heバブルの成長に核変換生成物であるAlやBeが影響を及ぼすことを明らかにした。
井川 直樹; 田口 富嗣; 野澤 貴史*; Snead, L. L.*; 檜木 達也*; McLaughlin, J. C.*; 加藤 雄大*; 實川 資朗; 香山 晃*
Journal of Physics and Chemistry of Solids, 66(2-4), p.551 - 554, 2005/02
被引用回数：50 パーセンタイル：83.18(Chemistry, Multidisciplinary)SiCは高温機械特性や中性子照射下での低放射化特性等に優れているが、低い靱性や脆性破壊挙動が問題である。SiC繊維で強化したSiC複合材料は、SiCの持つこれらの欠点を大きく改善させたものであり、核融合炉の第一壁等を始めとした構造材料として期待されている。近年、従来よりも高温安定性や耐酸化性に優れた高結晶性SiC繊維が開発され、一層の機械特性等の向上が期待されている。本報では、これら新繊維を用い、機械特性の向上を目標として、低放射化特性に最も優れた手法である化学気相浸透法を用いた複合材料作製の最適化を行った。作製時の原料ガスやキャリアガスの流量等を変化させることにより、従来よりも複合材料の緻密化,均質化が達成できた。また、複合材料中のSiC繊維割合を増加させることにより気孔が減少することがわかった。SiC繊維-母相間の界面材として、カーボン層あるいはC/SiC多層を採用し、界面材の厚みに対する引張機械特性評価を行った。50
300nmの界面材厚さ範囲では、引張機械特性の厚み依存性が極めて小さく、この結果、界面材の薄膜化が可能であり、耐照射性の向上が期待できること、また、界面材厚みに対する設計誤差の許容範囲が拡大することを見いだした。
田口 富嗣; 井川 直樹; 三輪 周平*; 若井 栄一; 實川 資朗; Snead, L. L.*; 長谷川 晃*
Journal of Nuclear Materials, 335(3), p.508 - 514, 2004/12
被引用回数：38 パーセンタイル：89.65(Materials Science, Multidisciplinary)SiC/SiC複合材料は、優れた高温強度特性を有し、照射後誘導放射能が低いことから核融合炉の構造材料として期待されている。核融合炉環境下では、SiC内に核変換生成物としてHeやHが生成する。そこで、本研究では、1000及び1300CにおけるSiC/SiC複合材料の微細組織変化に及ぼすHe及びHの同時照射効果を検討した。その結果、1000C以上の照射によりマトリクス中にHeバブルが生成し、H注入量の増加とともにHeバブルの平均径は減少した。Heバブルの数密度は、H注入量の増加及び照射温度の上昇により増加した。1000C照射においては、Heバブルは結晶粒界にのみ生成した。一方、1300C照射においては、Heバブルは結晶粒界及び結晶粒内両方に生成した。結晶粒界に精製したHeバブルの平均径は、結晶粒内に生成したそれに比べ、とても大きかった。SiC繊維内に生成したHeバブルは、マトリクス内に生成したそれに比べ小さかった。
田口 富嗣; 野澤 貴史*; 井川 直樹; 加藤 雄大*; 實川 資朗; 香山 晃*; 檜木 達也*; Snead, L. L.*
Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.572 - 576, 2004/08
被引用回数：49 パーセンタイル：93.24(Materials Science, Multidisciplinary)SiC/SiC複合材料は、高温高強度及び低放射化であることから、核融合炉材料の候補材料の一つである。複合材料の機械的特性向上のために、ナノメートルオーダーで制御したSiC/Cマルチレイヤーを界面層とする先進SiC繊維を用いた、SiC/SiC複合材料を熱傾斜化学蒸気浸透法(F-CVI)により作製した。走査型及び透過型電子顕微鏡観察により、先進SiC繊維の周りにSiC/Cマルチレイヤーが生成していることを確認した。曲げ試験及び引張試験の結果、SiC/Cマルチレイヤー界面層を有する複合材料の強度は、単層C界面層を有する複合材料の強度に比べ、約10%程向上することがわかった。機械強度試験後の破面観察の結果、繊維の周りに円筒状の段差が生じていることが確認され、繊維の引き抜けだけでなく、繊維束の引き抜けも生じていた。さらに、SiC/Cマルチレイヤー内で生じたき裂の偏向は、C層内で生じていることがわかった。これらの結果から、本研究で作製したSiC/Cマルチレイヤーは、機械強度改善に十分に貢献することがわかった。
田口 富嗣; 若井 栄一; 井川 直樹; 野上 修平*; Snead, L. L.*; 長谷川 晃*; 實川 資朗
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1135 - 1140, 2002/12
被引用回数：19 パーセンタイル：74.14(Materials Science, Multidisciplinary)SiC/SiC複合材料は、低放射化であるという特徴により、核融合炉の構造材料の候補材のひとつである。核融合環境下では、SiC中にHeやHという核変換ガス元素が生成する。これらの核変換ガス元素とはじき出し損傷が、SiC複合材料の組織及び形状安定性に及ぼす重畳効果は、1000
以上の高温領域では検討されていない。そこで本研究では、化学両論比がほぼ1である先進SiC繊維(2種類:Hi-Nicalon Type S及びTyranno SA)を用いて、熱傾斜化学蒸着浸透法により作製した2種類のSiC/SiC複合材料の組織及び形状安定性に及ぼす、He,H及びSiの3種類のイオンの同時照射の影響を検討した。その結果、どちらの試料のSiCマトリクスでも、Heバブルが形成されていた。一方、SiC繊維では、Hi-Nicalon Type Sでは、Heバブルは形成されていたが、Tyranno SAでは、形成されていなかった。これは、Tyranno SAには、不純物として2wt%のAlが存在しているため、これが、注入されたHeやキャビティーの移動度を低下させたためと考えられる。また、これまでの材料で問題であった、繊維とマトリクスの界面での剥離は、本試料では観察されなかった。これは、先進SiC繊維の照射に対する優れた形状安定性のためである。
井川 直樹; 田口 富嗣; Snead, L. L.*; 加藤 雄大*; 實川 資朗; 香山 晃*; McLaughlin, J. C.*
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1205 - 1209, 2002/12
被引用回数：17 パーセンタイル：70.84(Materials Science, Multidisciplinary)SiC繊維強化SiC複合材料は、低放射化や高温機械特性等に優れているため、次世代の核融合炉用の構造材料の候補材である。近年、高温機械的特性に優れたSiC繊維が開発された。本研究では、この繊維を用い、機械的特性を最適化した複合材料を作製することを目指し、複合化過程の最適化を行った。複合化過程としては最も高純度化が達成できると期待できるFCVI法を採用し、SiC繊維とマトリックスとの間の界面材料としては、低放射化や耐照射性が期待できるカーボン層を用いた。カーボン層の厚みの均一化及び最適化並びにマトリックス中の空孔の低減化及び空孔分布の均一化等によって、優れた機械特性を有するSiC/SiC複合材料が得られる見通しを得た。
田口 富嗣; 井川 直樹; 實川 資朗; 野澤 貴史*; 加藤 雄大*; 香山 晃*; Snead, L. L.*; McLaughlin, J. C.*
Advanced SiC/SiC Ceramic Composites: Developments and Applications in Energy Systems; Ceramic Transactions Vol. 144, p.69 - 76, 2002/00
低放射性や高温特性に優れた原子力材料であるSiC/SiC複合材料に関して、機械特性のさらなる改善のためには、気孔率の可能な限りの低減化かつ空孔や界面層の均一化が重要な要素となる。本研究では、最も低放射化が期待できる複合材作製法である強制熱傾斜化学蒸気浸透(FCVI)法の製造条件の最適化に着目し、本材料の機械特性向上に必要な上記要素の改善について検討した。気孔率は、SiC繊維含有率の増加によって減少すること、空孔や界面層分布は、原料ガス等の流量の最適化によって均一化できること等を明らかにした。また、界面層の均一化のためにはプロセスにおける材料反転処理が特に有効であった。なお、本最適化によって、これまでFCVI法では得られなかった15%以下の低気孔率が達成できた。また、界面層としてカーボンを選択した場合では、厚み誤差が
10nm以内の均一な界面層を作製でき、平均界面層厚みが75~300nmの時に優れた機械特性を有することが明らかとなった。
山田 禮司; Snead, L. L.*; 加藤 雄大*
Proceedings of 4th International Energy Agency Workshop on SiCf/SiC Ceramic Composites for Fusion Structural Application, p.175 - 180, 2000/00
セラミック系材料の熱伝導率は0.001dpa以下の照射初期に大きく劣化することが知られている。そのため通常の照射後試験では初期劣化の把握は難しく、その場測定が必要となる。ここでは、ORNLのHFIR炉を用いて行われた熱伝導率その場測定実験(TRIST-TC1)で得られた、SiC、アルミナ、スピネルの結果の幾つかを紹介し、原子炉でのその場測定の実験上の問題点を議論するとともに、照射後試験による定量を含め得られた「その場」熱伝導率の定量化の道すじを述べる。
野澤 貴史; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*
no journal, ,
先進SiC/SiC複合材料の繊維-マトリックス界面の中性子照射効果を解明するため、単繊維の微小押し抜き法により界面強度を評価した。高温(1080C),中線量(7.7dpa)において、界面構造に依存した界面強度の照射温度,線量依存性を特定したが、その変化量に対しバルク強度特性の有意な劣化は認められなかった。本発表では、先進SiC/SiC複合材料の繊維-マトリックス界面の具体的な設計指針と今後の開発方針について報告する。
小沢 和巳; 小柳 孝彰*; 野澤 貴史; 加藤 雄大*; 近藤 創介*; 谷川 博康; Snead, L. L.*
no journal, ,
炭化ケイ素繊維強化炭化ケイ素マトリックス基(SiC/SiC)複合材料は核融合DEMOブランケットの候補材料である。本研究では、(1)Hi-Nicalon Type-S(HNLS)繊維を用いた複合材料の形状安定性、(2)熱分解炭素/SiC多層被覆界面の機能、(3)SiC/SiC複合材料のR&Dのフィードバックとして、HNLS複合材料の劣化メカニズムの解明に主眼を置き、高線量照射実験を実施した。供試材は化学気相浸透法にて形成された平織りHNLS複合材料である。中性子照射試験はORNLのHFIRにて実施され、損傷量は、~1.0
10
n/m
(E
0.1MeV, ~100dpaに相当)、照射温度は300, 500, and 800Cである。照射後試験として、四点曲げ試験、SEMによる破面観察、TEMによる組織観察の結果を報告した。
小沢 和巳; 加藤 雄大*; 野澤 貴史; Snead, L. L.*
no journal, ,
先進SiC/SiC複合材料は核融合DEMO炉の先進ブランケット材料候補である。破壊抵抗に及ぼす中性子照射効果を調べるために、HFIR-18Jにて5.910
n/m(
0.1MeV), 800, 1300Cの条件にて中性子照射した先進SiC/SiC複合材料を片側切欠き三点曲げ試験により評価した。非線形破壊力学に基づいたエネルギー収支解析、同条件で照射した引張試験並びにヒステリシスループ解析による界面摩擦応力解析の結果をすべて考慮すると、この条件における破壊抵抗に及ぼす中性子照射効果は重要ではないと結論づけられた。
小沢 和巳; 加藤 雄大*; 野澤 貴史; 谷川 博康; Snead, L. L.*
no journal, ,
先進SiC/SiC複合材料は核融合DEMO炉の先進ブランケット材料として非常に魅力的である。本研究では、繊維と界面相厚さの違いによる影響を調べるために、非照射SiC/SiCミニコンポジットの引張強度特性と繊維/マトリックス界面強度特性を評価した。繊維表面粗さが界面摩擦応力に強い影響を及ぼしていること、並びに、その関係が最大引張強度に影響を与えることを実験的に明らかにした。また、引張強度並びに界面摩擦強度の界面相厚さ依存性も確認した。
小沢 和巳; 野澤 貴史; 谷川 博康; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*
no journal, ,
SiC/SiC複合材料は核融合ブランケット機能材料として研究開発が進められている。より損傷が許容される複合材料の創製のためには、照射前後での繊維/界面特性が系統的に理解される必要がある。この目的のためにはモデルコンポジット(ミニコンポジット)を用いたアプローチが適している。除負荷-再負荷サイクル引張試験とその後のヒステリシスループ解析や単繊維押し抜き試験を用いて、高結晶性かつ近化学量論組成のSiC繊維を用いた非照射SiC/SiC複合材料の引張・界面強度特性に及ぼす繊維の違いと界面厚さに及ぼす影響を調べた。その結果、(1)繊維表面粗さが界面摩擦応力、並びに応力ひずみ曲線やヒステリシスループ幅に代表される引張特性に顕著な影響を与えること、(2)界面層厚さも界面・引張強度特性に強い影響を及ぼすことが判明した。
小沢 和巳; 小柳 孝彰*; 野澤 貴史; 加藤 雄大*; 近藤 創介*; 谷川 博康; Snead, L. L.*
no journal, ,
炭化ケイ素繊維強化炭化ケイ素マトリックス基(SiC/SiC)複合材料は核融合DEMOブランケットの候補材料である。これまで先進SiC繊維は高結晶性SiCと同様の照射下応答を示すと考えられてきたが、最近の報告ではこの考えが覆されつつあり、70dpa超での高線量域における挙動把握が求められていた。そこで本研究では、高線量照射後のSiC/SiC複合材料の強度特性と微細組織に関する知見を得ることを目的とした。供試材はHi-Nicalon Type S繊維で強化され、熱分解炭素相とSiC相の多層被覆界面相を施したSiC/SiC複合材料である。中性子照射はHFIR炉にて行い、照射温度は319, 629C,照射量は100dpaである。照射後、曲げ強度評価を行った。SiC/SiC複合材料は319Cでは脆性破壊を呈し、629Cでは、比例限度応力と最大引張強度に約50%もの劣化が認められた。また、形状変化と微細組織に関するより詳細な知見を得るために、300, 600C, 100dpaの条件でイオン照射実験も実施した。試験後の原子間力顕微鏡観察結果からは両条件でHi-Nicalon Type S繊維に収縮が認められた。加えて、TEM観察結果からは、結晶粒界三重点上に存在するカーボンパケットの消失が認められた。カーボンパケット上の余剰炭素原子がSiC繊維中のSiC粒内に拡散し、繊維の収縮、ひいては繊維の劣化が発生したものと推察される。
小沢 和巳; 野澤 貴史; 谷川 博康; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*
no journal, ,
先進SiC/SiC複合材料は核融合DEMO炉の候補材料である。4種類の単繊維束(Hi-Nicalon Type-S (HNLS), Tyranno-SA3, Sylramic, Sylramic-iBN)に化学気相浸透法を用いてマトリックスを付与させた一方向繊維強化SiC/SiCモデル複合材料(ミニコンポジット)を用いて、除荷・再負荷サイクル引張試験による界面強度特性評価を実施した。サイクル引張試験後のヒステリシスループ解析の結果、Tyranno-SA3, Sylramic, Sylramic-iBN複合材料の引張強度は界面摩応力の増加とともに増加していたが、HNLS複合材料はこれに当てはまらなかった。HNLS複合材料は、他に比べ大きな径方向残留引張応力とより平滑な表面繊維粗さに起因して最大の引張強度が達成されたと考えられる。一方で、他の3種類の複合材料では、比較的大きな繊維表面粗さによって生じるクランピング応力の影響を引張強度が強く受けていることが考えられる。
