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-TiAl intermetallic compounds沢井 友次; 菱沼 章道
Journal of Physics and Chemistry of Solids, 66(2-4), p.335 - 338, 2005/02
被引用回数：14 パーセンタイル：49.98(Chemistry, Multidisciplinary)TiAl金属間化合物は高温材料として非常に有望視されているが、中性子照射による誘導放射能が少ないこともあって、原子力分野でも応用が期待されている。この材料は比較的低い温度での延性が乏しいことから、その塑性変形機構に関しては大きな関心が寄せられている。本研究では、600
Cで引張変形したTi-47at%Al合金相中の交差双晶について調べた。電顕観察によれば、変形された粒中には1/2
110]{111}型の通常の転位と1/6112]{111}型の双晶変形が見いだされた。幾つかの粒では異なる{111}面上の2系統の双晶の発生が見られ、これらは互いに交線が110]方向に平行な交差をしていた。圧縮変形で報告されている101]方向に平行な交線を持つ交差双晶は観察されなかった。この結果を双晶,転位それぞれの変形機構のSchmid因子の引張/圧縮方向依存性で解析している。
沢井 友次; 若井 栄一; 實川 資朗; 菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part1), p.389 - 392, 2002/12
被引用回数：3 パーセンタイル：23.41(Materials Science, Multidisciplinary)Ti-35Al-10V合金をJRR-3Mで3.5
10
n/cm
まで400
と600で中性子照射した。本金属間化合物は、粉末冶金から恒温鍛造を経て作製されたものであり、従来の2元系Ti-Al合金には含まれない規則
相を含み、延性に優れたものである。引張試験の結果、非照射材は400で約3~15%の破断伸びを示したが、400照射材あるいは600照射材はほとんど塑性変形を示さずに破断した。一方、非照射材は600では60%以上もの破断伸びを示したが、400照射材あるいは600照射材の破断前の塑性変形は極めてわずかであった。これらの引張試験結果、特に低温(400)で照射した材料を600で試験した場合でも延性の低下が著しいことから、準安定な規則相の照射による分解が考えられる。しかしながら電子顕微鏡を用いた電子線回折では、規則相の分解による脆化相、例えば
相の形成は認められなかった。
若井 栄一; 橋本 直幸*; Robertson, J. P.*; 沢井 友次; 菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part.1), p.352 - 356, 2002/12
被引用回数：11 パーセンタイル：58.11(Materials Science, Multidisciplinary)ORNLのHFIR炉等で中性子のエネルギースペクトルを調整した照射をオーステナイト-ステンレス鋼に行い、スエリング挙動に対する冷間加工と添加元素の効果を調べた。弾き出し損傷に対するヘリウムの生成速度を約15appmHe/dpaに調整して、400Cで17.3dpaまで照射した。試料は20%冷間加工したJPCA,316R、及び炭素濃度を0.02%に低減し、ニオブやチタンを添加した材料(C及びK材)である。照射によってこれらの材料中にはキャビティ,転位ループ及び炭化物が形成した。冷間加工したJPCAと316R材のスエリングはそれぞれ0.003%,0.004%となり、溶体化処理材に比べてやや小さくなった。また、CとK材ではそれぞれ0.02%,0.01%となり、冷間加工によってスエリングが著しく抑制された。以上のように、炭素とニオブたチタンの同時添加に冷間加工を加えることで400Cでのスエリングは抑制された。
菱沼 章道; 高木 清一*; 安彦 兼次*
Physica Status Solidi (A), 189(1), p.69 - 78, 2002/01
被引用回数：13 パーセンタイル：55.67(Materials Science, Multidisciplinary)高クロム鉄基合金またはクロム基合金は、現在の代表的工業材料であるオーステナイト鋼やフェライト鋼に比べて優れた高温強度と耐食性を有し次世代の有力な先進材料の一つである。しかしながら、これらの材料は一般的に脆いという大きな欠点があり、その本質的な開発研究はこれまでほとんど行われてこなかった。しかし、最近この脆性が高純度化によって克服される可能性が示され、これらの合金の開発研究が本格的に開始されようとしている。また、原子力材料への応用でも、優れた低放射化性や熱伝導度などから注目されつつある。本レビュー報告書では、クロム基合金を中心に、その魅力ある特性を従来材と比較して概括する。同時に、耐熱合金、耐食材料、原子力材料への適用の可能性及び高純度化によるその脆性の克服に関する現状と今後の展望を概説する。
関 昌弘; 菱沼 章道; 栗原 研一; 秋場 真人; 阿部 哲也; 石塚 悦男; 今井 剛; 榎枝 幹男; 大平 茂; 奥村 義和; et al.
核融合炉工学概論; 未来エネルギーへの挑戦, 246 Pages, 2001/09
本書は、炉工学的基礎を有し核融合に関心のある方々に対して、核融合炉の原理とその実現に必要な多岐にわたる技術、さらに総合システムとしての核融合炉の理解に役に立つことを目指したものである。本文は2部構成になっており、第1部では核融合炉の原理と誕生までのシナリオを、そして第2部では、核融合炉を構成する主要な装置・機器に関する研究開発の現状を、最近のデータをもとにまとめてある。
phase沢井 友次; 田淵 正幸*; 若井 栄一; 菱沼 章道
Proceedings of Materials Research Society Symposium, Vol.650, p.R3.9.1 - R3.9.6, 2001/00
高温用構造材料であるTiAl金属間化合物に10at%以上のVを添加することにより、金属組織中に新たに相を発生させ、これにより引張延性の飛躍的な向上を実現することができた。引張延性の向上は特に600以上で著しい。Ti-35Al-15V合金では、そのミクロ組織はほとんど相から構成され、620を境にその引張伸びは約10%から60%へと大きく向上する。大きな伸びを示した引張試験片を破断後、透過電子顕微鏡で観察すると特異なミクロ組織が見いだされた。すなわち六方晶の粒とマトリクスとは異なった方位を有する新たな相の粒からなる多数の変形バンドが存在する。これらのバンド中の相(方位は2種類)とマトリクスの相は、変形バンド中の六方晶と(101)//(0001)h,[111]//[1210]hなる方位関係を有しており、塑性変形に対して加工誘起マルテンサイト変態の寄与が示唆される。また、Ti-30Al-10V合金では、600で60%以上の破断伸びを示したが、この材料をJRR-3Mで3.5e25n/cmの照射を行ったところ延性が大幅に低下した。400照射材を照射温度で試験するとほとんど延性しめさず破断し、600照射材では照射温度での試験では破断伸びは10%程度に低下している。特に400照射材を600で試験した場合でも顕著な延性の回復が見られなかったことから、照射欠陥による延性低下のほかに、相の相分解によってもろい相が発生していることが示唆される。
沢井 友次; 芝 清之; 菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.657 - 661, 2000/12
被引用回数：41 パーセンタイル：90.77(Materials Science, Multidisciplinary)IEAヒートF82HをTIG及びEB溶接し、溶接後歪み取り熱処理(PWHE)を施した後、さらに550での時効を実施した。また、母材の時効を500~650の間で行った。PWHT直後の溶接継手の硬さ分布では、TIG,EBともに溶金部での硬化が認められ、EBではより顕著であった。一方、TIGの場合には明瞭な軟化部が溶接熱影響部に認められた。母材の顕著な軟化は650以上の時効温度で認められたが、硬化したTIG溶接金属は、550での時効でも軟化を示した。溶金部の電子顕微鏡観察の結果、550,3000時間の時効でも、析出物の発生は通常の母材よりかなり少なかった。X線回折によって定められたF82HのTTT線図では、Laves相の発生は550時効の場合は6000時間以上の時効時間が必要とされているが、電子顕微鏡観察では溶金部中には550での3000時間時効でLaves相の発生が見られた。炭化物発生が少ないために固溶W量が多いこと、Laves相の発生を押さえると言われるNbの濃度が低いこと、あるいは凝固時の偏析等、溶金部では母材に比してLaves相の発生による脆化を懸念させる要素があるが時効時間を10000時間に延長してもLaves相は、その成長が顕著でなく、時効温度550に関しては溶金部でのLaves相による脆化は影響が少ないと予測される。
谷川 博康; 實川 資朗; 菱沼 章道; 安堂 正己*; 加藤 雄大*; 香山 晃*; 岩井 岳夫*
Journal of Nuclear Materials, 283-287(Part.1), p.470 - 473, 2000/12
被引用回数：21 パーセンタイル：77.56(Materials Science, Multidisciplinary)核融合炉構造材料候補材料である低放射化フェライト鋼においては、核変換生成ヘリウムによる脆化や高温強度低下が重要な研究開発課題となっている。本研究では、特にヘリウム脆化に関する基礎的知見を得るべく、室温でヘリウムイオン注入された低放射化フェライト鋼及び純鉄に対して、超微小硬さ試験及び変形領域のTEM観察を行い、ヘリウムの硬化及ぼす影響について検討を行った。試料は高純度鉄及び低放射化フェライト鋼F82H(Fe-8Cr-2W-V-Ta)である。試験片形状はTEMディスクであり、機械研磨及び電解研磨により極めて平滑な表面に仕上げ、実験に供した。ヘリウムイオン注入実験は、東京大学原子力研究総合センター重照射設備(HIT)を用いて行った。実験ではヘリウムイオンを試料表面から600-800nmの領域に2000appmまで、室温で注入した。硬さ試験は、圧子の押し込みによる塑性変形領域の広がりが、押し込み深さの約3~5倍になることから、押し込み深さが約250nm程度になるような荷重条件で行われた。硬さ試験後、圧痕周辺部を集束イオンビーム(FIB)加工装置(日立HF-2000)により薄膜化し、TEM観察に供した。硬さ試験の結果、純鉄及びF82Hのいずれにおいても、ヘリウム注入により10%程度の硬化が計測された。さらに圧痕部周辺部のTEM観察により、圧子の押し込みによって導入された塑性変形の発達が、おもにヘリウムが注入された600-800nmの領域より浅い領域にのみ生じていたことが観察された。
ion irradiation若井 栄一; 菱沼 章道; 阿部 弘亨; 高木 清一*; 安彦 兼次*
Materials Transactions, JIM, 41(9), p.1176 - 1179, 2000/09
鉄イオン照射下で高純度Fe-(18-50)Cr, Fe-50Cr-(5-8)W合金の組織発達と相変態挙動を調べた。薄膜試料を用いて、透過型電子顕微鏡内で300keVの鉄イオン照射を行い、組織の発達過程をその場観察した。また、時効した組織も同様に調べた。Fe-Cr合金では500C照射で転位ループが観察されたが、析出物形成は観察されなかった。Fe-50Cr-W合金では照射によって、転位ループが形成したが、ラーベス相が550
700Cの範囲で形成した。低温側では1分程度でラーベス相が形成した。また、670800C照射では
相が形成した。これらの析出物形成の原因を調べるために、粒界近傍の溶質原子の偏析を調べたところ、相が形成されない温度ではCr濃度が低下し、W濃度が増加したが、相が形成する温度ではこれらの濃度変化がみられなかった。他方、熱処理のみではラーベス相が短時間では形成しないことや700Cで1000時間時効しても相が形成しないことから、照射により引き起こされる局所的な濃度変化や拡散速度の上昇がラーベス相の形成を著しく促進させ、また、相形成にも大きな影響を及ぼしたと考えられる。
若井 栄一; 菱沼 章道; 宇佐美 浩二; 加藤 康*; 高木 清一*; 安彦 兼次*
Materials Transactions, JIM, 41(9), p.1180 - 1183, 2000/09
中性子照射した高純度と低純度のFe-9Cr合金の微細組織と引張及び衝撃特性が調べられた。照射はJRR-3M(Modified Japan Research Reactor-3)炉にて、255または290で0.3dpaまで行った。照射による降伏応力の増分は高純度と低純度材料でそれぞれ225MPaと170MPaとなり、それは高純度材料の方が大きくなった。また、それらの延性の低下は高純度材で著しい低下が見られた。衝撃特性に関しては、高純度材料は低純度材料に比べて、延性脆性遷移温度の上昇が大きく、175であった。透過型電子顕微鏡観察ではこれらのFe-9Cr合金に転位ループが形成していて、その数密度は低純度材料の方がやや高かった。また、高純度材料では、ループ上に
'相に類似した析出物が観察された。降伏応力の増加に対する転位ループの障壁力を分散型障壁物のモデルで評価すると、その強度因子は高純度材の方がやや大きいことがわかったが、これは転位ループ上に形成した析出物が起因していると考えられる。以上のような照射による機械的特性の変化は、転位ループの硬化だけでは説明できず、ループ上の析出物の形成がそれらに大きな影響を及ぼしていると考えられる。
若井 栄一; 菱沼 章道; 三輪 幸夫; 大内 朝男*; 磯崎 誠一*; 高木 清一*; 安彦 兼次*
Materials Transactions, JIM, 41(1), p.136 - 140, 2000/01
高純度Fe-(9-50%)Cr及びFe-50Cr-(0-8)W合金の引張特性に対して中性子照射の効果を調べた。これらの合金はSS-3タイプの形状の引張試験片にし、加工層を取り除いた後に、原子炉(JRR-3M)において、400、500、600Cの3温度で約0.4dpaの弾き出し損傷量まで照射された。照射後、多くの試験の場合、照射と同じ温度で、真空中にて4.410
s
の引張速度で引張試験を行った。この照射によって、これらの合金の降状強度と引張強度は増加した。また、照射によるそれらの強度の増分はこれらに添加したクロム量及びタングステン量の増加に伴い、大きくなる傾向になった。これらの合金の引張特性は多くの場合、延性的な挙動を示したが、500C以下で照射されたFe-50CrとFe-50Cr-W合金においてのみ、それらの引張試験において、延性が生じないまま、脆性破断が生じた。これらの合金の引張特性は脆性的な挙動を示した温度及びクロム量の領域が状態図における約500C以下での脆性領域に非常に近いことから、照射によって形成される'相と格子間型転位ループに密接に関係していると考えられる
C若井 栄一; 橋本 直幸*; J.P.Robertson*; 沢井 友次; 菱沼 章道
Fusion Materials, 313(25), p.197 - 201, 1999/04
20%冷間加工した数種類のオーステナイトステンレス鋼をORR炉とHFIR炉で400Cにて、中性子スペクトル調整照射実験を17dpaまで行った。この時のヘリウムの生成割合は平均で約15appm He/dpaになるように制御した。照射後、透過形電子顕微鏡により微細組織を観察した。この照射によって、これらの材料では転位ループ、炭化物、キャビティが形成した。特に注目されるキャビティに関して、610
m
から210
m程度形成し、その平均半径((r
)
)は1.2nmから2.4nmであり、そのスエリング量は0.007から0.1%であった。最も低いスエリング量(0.007%)を示したJPCA-CW材では炭化物の数密度が110mと最も高かった。一方、最も高いスエリング(0.1%)を示したK-CWでは逆に炭化物の数密度が210mで最も低かった。これらのことから、炭化物形成がキャビティと同程度形成される場合、スエリング挙動に大きな影響を及ぼすことがわかった。
菱沼 章道; 田淵 正幸; 沢井 友次
Intermetallics, 7(8), p.875 - 879, 1999/00
被引用回数：10 パーセンタイル：59.64(Chemistry, Physical)一般に金属間化合物は、高比強度、高比剛性、高耐食性などの優れた特性を有するものの、室温延性、靭性に乏しいため、すなわち脆いことが障害となってこれまで実用材料には至っていない。本研究では、まったく新しい取り組みとして、従来のL10と呼ばれる規則格子のTiAlをベースにバナジウムを添加することによって、さらに対称性の高いB2結晶構造を有する相を発生させることにより、その最大の欠点である室温延性を飛躍的に向上させ、しかも強度特性も従来材料に比べて著しい高い値を有する合金の製造に成功した。その値は、従来のTiAl金属合金化合物に比べて数倍の室温延性と約2倍の強度を併せ持つ優れた特性を示している。
實川 資朗; 井岡 郁夫; 菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 271-272, p.167 - 172, 1999/00
被引用回数：6 パーセンタイル：45.57(Materials Science, Multidisciplinary)オーステナイトステンレス鋼は核融合実験炉に使用されることになっているが、受ける照射損傷のレベル及び温度はコンポーネントにより異なる。一方、これまで得られた結果の照射条件は限られているため、照射損傷レベル等に関して機械的性質の内挿や外挿が要求され得る。外挿のための考えを得るため、照射による機械的性質の変化の結果を、照射量、照射温度、核変換生成ヘリウム量及び材料組成の点から、照射誘起応力腐食割れも含めてレビューする。主なデータのソースは原研とORNLによるHFIRでの共同照射実験結果である。また、照射を受けた構造物の強度の推定に有用と考えられるシミュレーションの方法についても言及する。
芝 清之; 菱沼 章道
プラズマ・核融合学会誌, 74(5), p.436 - 441, 1998/05
低放射化フェライト鋼は、これまでの候補材料であるオーステナイト系ステンレス鋼に比べて熱的特性に優れ、より高熱流束での使用に耐えることから、熱効率に優れた核融合炉が実現できる。また誘導放射能が低いなどの利点も多いことから、低放射化フェライト鋼は原型炉以降の核融合炉の第一壁・ブランケット材料の最も有力な候補材料とされている。原研で設計を進めている原型炉(SSTR)でも低放射化フェライト鋼(F82H鋼)を第一候補としている。低放射化フェライト鋼の研究・開発は主にIEA協定下の多国間協力により行われており、既に多くの照射・非照射データが蓄積されている。ここでは、現在、各国で多く行われている低放射化フェライト鋼研究の現状と、現在までに得られている照射・非照射データについて述べる。また現在認識されている問題点と今後の開発計画についても述べる。
菱沼 章道; 香山 晃*; R.L.Klueh*; D.S.Gelles*; Ehrlich, K.*; W.Dietz*
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.193 - 204, 1998/00
被引用回数：209 パーセンタイル：99.81(Materials Science, Multidisciplinary)低放射化フェライト/マルテンサイト鋼は核融合炉原型炉の有力な候補材となっており、その核融合炉のブランケット構造材料としての可能性を確かめるための研究がIEAの下での国際協力で進められている。原研は、NKKと共同で開発した低放射化フェライト鋼(F82H)を溶解し、板材及びそれらの溶接材を標準材として提供しその活動の中心的な役割を担っている。本論文では、低放射化フェライト/マルテンサイト鋼について、現在の開発現状を原研の活動及び日本、米国、EUを含むIEAの活動をまとめるとともに、今後のR&D計画を紹介する。
渡辺 勝利; 菱沼 章道; 平岡 裕*; 藤井 忠行*
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.848 - 852, 1998/00
被引用回数：10 パーセンタイル：63.67(Materials Science, Multidisciplinary)浸炭処理を施したMo多結晶及び単結晶について、中性子照射に基づく延性-脆性遷移挙動を検討した。用いた試料は15wt・ppmO、3wt・ppmN及び30wt・ppmCを含むMo多結晶及び10wt・ppmO、2wt・ppmN及び30wt・ppmCを含む011
及び001軸方位のMo単結晶である。照射はJRR-2を用いて、673,873及び1073Kにおいて速中性子照射量(7.9-9.8)10
n/mとした。照射後曲げ特性測定を行い、さらにSEMによる破面解析を併せて行った。得られた結果は多結晶と単結晶との差異、浸炭の効果及び照射温度の影響等について解析を行った。曲げ試験結果はいずれの照射温度においても、多結晶試料よりも単結晶試料の方が照射に基づく延性-脆性遷移温度のシフトが著しく大きいことを示した。一方、浸炭処理は単結晶においてよりも多結晶において一層有効であることがわかった。このことは多結晶では粒界界面がC添加により強化されることを示唆している。
沢井 友次; 芝 清之; 菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1997 - 2001, 1998/00
被引用回数：3 パーセンタイル：31.85(Materials Science, Multidisciplinary)改良ステンレス鋼JPCAに電子ビーム溶接を行い、母材及び溶接部から採取した試験片をHFIRターゲットキャプセルで照射した。照射温度は300,400及び500Cであり、照射量は17dpaであった。300Cでは、キャビティーは2nm以下であり試料によるミクロ組織変化はほとんど見られなかった。400Cではキャビティーサイズは若干大きくなるが(最大8nm)、ヘリウムガス圧によるバブルと推定される。これに比して500CではJPCA溶接部試験片中に最大30nmまでのキャビティーが観察され、これらはボイドであると推定される。溶金部試料では最終凝固部分にチタン等のスエリング抑制元素が偏析した結果、500Cでのミクロ組織変化は不均一であり、初晶に対応する凝固セル中央部では顕著なボイドの発生、成長により耐スエリング性劣化が見られる。凝固セル界面ではキャビティー密度は高いものの、全て微細なバブルにとどまっておりスエリングは少なかった。以前の超高圧電子顕微鏡による実験結果とは完全に一致しないが、ヘリウムの発生する照射環境でも、改良ステンレス鋼の耐スエリング性が溶接によって劣化することが示された。
三輪 幸夫; 實川 資朗; 菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 258-263(PT.A), p.457 - 461, 1998/00
被引用回数：15 パーセンタイル：74.78(Materials Science, Multidisciplinary)IFMIF等を用いた、核融合炉構造材の照射特性を調べるうえで必要な試験技術の内、微小な試験片を用いた疲労試験方法の開発を行った。試験片は外形が25.4mm5mm1.5mmで、試験部が直径1.25mm、曲率が10mmの砂時計型疲労試験片である。この試験片を用いて、径方向歪制御の、完全両振り型の疲労試験を0.1%/sの歪み速度で、大気中、室温にて行った。その結果、歪範囲が1.5%~0.8%の間では、オーステナイト系ステンレス鋼の疲労寿命は、大型の試験片の疲労寿命とほとんど同じくらいであった。また、試験機荷重軸のずれの影響を調べ、100
m程度までのずれが許容される可能性のあることがわかった。
井岡 郁夫; 内藤 明; 芝 清之; 實川 資朗; J.P.Robertson*; 菱沼 章道
Journal of Nuclear Materials, 258-263, p.1664 - 1668, 1998/00
被引用回数：2 パーセンタイル：24.49(Materials Science, Multidisciplinary)ITER第一壁構造部の候補材であるオーステナイト鋼の力学的特性を調べた。比較のため、イオン照射したTEMディスクの焼鈍後の硬さも調べた。供試材は、耐スエリング性を向上させたJPCA(改良SUS316)の溶体化処理材(SA材)と15%冷間加工材(CW材)である。平行部が7.6l12.5w0.75tmmの板状引張試験片をHFIRにおいて照射した。照射温度200C、照射量約10dpa、He濃度は約100appmとした。焼鈍は、500C、真空中で8時間行った。引張試験は200C、真空中で行い、変形速度は0.5mm/minである。TEMディスクは、12MeVのNiイオンで200C、30dpaまで照射し、焼鈍後の硬さをマイクロビッカーズで測定した。SA材は、焼鈍により降伏応力及び引張強さの低下、加工硬化率の増加が認められたが、均一伸び及び全伸びに関しては、照射材とほとんど変わらなかった。一方、CW材は、焼鈍により降伏応力及び引張強さの低下、均一伸び及び全伸びの増加が認められ、降伏後も顕著な加工硬化を示すようになった。イオン照射材においても、焼鈍により硬さの減少が認められた。
