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石川 法人; 福田 将眞; 中嶋 徹; 小河 浩晃; 藤村 由希; 田口 富嗣*
Materials, 17(3), p.547_1 - 547_21, 2024/02
被引用回数：0 パーセンタイル：0.04(Chemistry, Physical)340-MeV Auイオンビームを照射した天然ジルコニアにおいて形成されたイオントラックとナノヒロックを透過型電子顕微鏡で微細観察した。ナノヒロックの寸法が10nm程度であり、局所溶融した領域の寸法と同程度であることが分かった。したがって、一旦溶融した結果としてイオントラックとナノヒロックが形成されたことが分かる。次に、イオントラックを観察すると長方形の断面形状をしており、かつ結晶構造が大きく溶融前と変化していないことが分かった。したがって、他のセラミックスと異なり、ジルコニアにおいては、局所溶融後に、結晶構造を反映した異方的な再結晶化が起きていることが強く示唆される。一方で、イオントラックの中心部には、飛跡に沿った低密度のコア領域が形成されており、イオンビームが入射した表面への物質移動により物質欠損が形成されていることも判明した。物質欠損を伴う条件では再結晶化が不十分となり、飛跡のごく近くでは低密度コア領域が形成されていると説明できる。
成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 587, p.154736_1 - 154736_8, 2023/12
被引用回数：1 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)To evaluate the oxidation and embrittlement behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, we conducted isothermal oxidation and ring-compression tests on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens. Further, we discussed the loss of coolable geometry of the reactor core loaded with the FeCrAl-ODS cladding tubes under LOCA conditions, using data from the ring-compression tests in this study and the integral thermal shock tests from our previous study. The results reveal that oxidation kinetics of the FeCrAl-ODS cladding tube at 1523 K is four orders of magnitude lower than that of a conventional Zircaloy cladding tube, which highlights the exceptional oxidation resistance of the FeCrAl-ODS cladding tube. The breakaway oxidation of the FeCrAl-ODS cladding tube was observed at 1623 K for durations equal to or exceeding 6 h, and melting was observed at 1723 K. The ring-compression and the integral thermal shock tests indicate that, depending on the oxidation time, the ductile to brittle transition threshold - as determined by the ring-compression test - exists between 1623 K and 1723 K. Meanwhile, the fracture threshold - established through the integral thermal shock test - falls between 1573 K and 1673 K. Therefore, taking a conservative approach based on available data, the fracture and non-fracture results from the integral thermal shock tests can define the lower and upper boundaries of the threshold for the loss of coolable geometry of the reactor core during a LOCA.
坂口 佳史*; 高田 慎一; 川北 至信; 藤村 由希; 近藤 啓悦
Journal of Physics; Condensed Matter, 35(41), p.415403_1 - 415403_11, 2023/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Physics, Condensed Matter)It is well-known that eutectic gold-silicon (Au-Si) alloys exhibit anomalous melting point depression, which is more than 1000 
C from the melting point of elemental Si (1414 C). The melting point depression in eutectic alloys is generally explained in terms of a decrease of the free energy by mixing. However, it is difficult to understand the anomalous melting point depression only from the stability of the homogeneous mixing. Some researchers suggest that there are concentration fluctuations in the liquids, where the atoms are inhomogeneously mixed. In this paper, we measure the small-angle neutron scattering (SANS) of Au
Si
(eutectic composition) and Au
Si
(off-eutectic composition) at temperatures from room temperature to 900 C in both solid and liquid states to observe such concentration fluctuations directly.
成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 582, p.154467_1 - 154467_12, 2023/08
被引用回数：3 パーセンタイル：95.99(Materials Science, Multidisciplinary)To evaluate the behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions of light-water reactors (LWRs), the following two laboratory-scale LOCA-simulated tests were performed: the burst and integral thermal shock tests. Four burst and three integral thermal shock tests were performed on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens, simulating ballooning and rupture, oxidation, and quenching, which were postulated during a LOCA. The burst temperature of the FeCrAl-ODS cladding tube was 200-300 K higher than that of the Zircaloy cladding tube, and the FeCrAl-ODS cladding tube's maximum circumferential strain was smaller than or equal to the Zircaloy-4 cladding tube. These results indicate that the FeCrAl-ODS cladding tube has higher strength at high temperatures than the conventional Zircaloy cladding tube. The FeCrAl-ODS cladding tube did not fracture after being subjected to an axial restraint load of 
5000 N, which is more than 10 times higher than the axial restraint load estimated for existing LWRs, during quenching, following isothermal oxidation at 1473 K for 1 h. The FeCrAl-ODS cladding tube was hardly oxidized during this isothermal oxidation condition. However, it melted after a short oxidation at 1673 K and fractured after abnormal oxidation at 1573 K for 1 h. Based on these results, the FeCrAl-ODS cladding tube should not fracture in the time range expected during LOCAs below 1473 K, where no melting or abnormal oxidation occurs.
根本 義之; 石島 暖大; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 加治 芳行
Journal of Nuclear Materials, 575, p.154209_1 - 154209_19, 2023/03
被引用回数：1 パーセンタイル：31.61(Materials Science, Multidisciplinary)著者らはこれまでジルコニウム合金製の燃料被覆管について、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化試験を実施し、乾燥空気中よりも空気と水蒸気の混合雰囲気中において酸化が速くなる場合のあることを報告してきた。このような酸化は使用済み燃料プール(SFP)の重大事故時や、原子炉圧力容器への空気侵入事故時に起こることが懸念されるため、詳細な検討が必要である。そのためジルカロイ4製の被覆管の酸化試験を、空気と水蒸気の混合比を変化させた環境中で800Cの温度条件で実施し、酸化試験データに基づいて酸化速度定数の評価、酸化試験後の試料について、酸化層の詳細評価,水素吸収量の評価等を行った。その結果、酸化の極初期におけるジルコニウム窒化物(ZrN)の生成や、試料表面の全面に拡がる多孔質な酸化層の成長などが、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化挙動に影響していることが確認された。以上に基づき、乾燥空気中と、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化メカニズムの違いについて議論を行った結果を報告する。
平出 哲也; 古田 光*; 鳥養 佑二*; 藤村 由希; 満汐 孝治*
JJAP Conference Proceedings (Internet), 9, p.011106_1 - 011106_7, 2023/00
低エネルギー重水素プラズマに暴露した多結晶タングステン(ITERグレード)試料を、
Naを陽電子源として用い、陽電子消滅寿命測定を実施した。重水素プラズマのエネルギーは低いため、その効果は表面付近のみに現れると予測された。しかしながら、プラズマに暴露した試料の陽電子消滅平均寿命は暴露処理していない試料よりも長くなった。さらに、試料が2mm程度の厚みであるにもかかわらず、プラズマを暴露した面ではない反対側の面の測定を実施しても、表面とほぼ同じ結果が得られた。タングステン中に水素や重水素が存在することで欠陥が導入されるという報告は今までにないが、この結果は試料内部において重水素の影響で欠陥が導入された可能性を示している。
irradiated with swift heavy ions at grazing incidence石川 法人; 藤村 由希; 近藤 啓悦; Szabo, G. L.*; Wilhelm, R. A.*; 小河 浩晃; 田口 富嗣*
Nanotechnology, 33(23), p.235303_1 - 235303_10, 2022/06
被引用回数：4 パーセンタイル：48.5(Nanoscience & Nanotechnology)高速重イオンを微小入射角で照射したNb添加SrTiOの表面ナノ構造を調べた成果についてまとめた。セラミックスに対して高速重イオンを微小入射角で照射すると、ヒロックチェーン(イオンの飛跡に沿って、複数個並んで形成されるナノヒロック)が表面付近に形成されることが知られている。我々は、ヒロックチェーンの形態・性状をAFM(原子間力顕微鏡)とSEM(走査型電子顕微鏡)を利用して、詳細に調べた。その際に、全く同じヒロックチェーンを、AFMとSEMのそれぞれで観察することに成功した。AFMの観察データは、先行研究の示す通りに、ヒロックチェーンが形成されていることを示している一方で、SEMの観察データは(同じヒロックチェーンを観察しているにもかかわらず)ヒロックチェーンをつなぐ黒い線状コントラストも現れることが判明した。これらの新しい損傷データをもとに、ヒロックチェーンの形成メカニズムについて推論した。さらにTEM(透過型電子顕微鏡)観察し、微小入射角で照射した際に形成される特殊なイオントラック損傷の形成プロセスを明らかにした。
大久保 成彰; 藤村 由希; 友部 政勝*
Quantum Beam Science (Internet), 5(3), p.27_1 - 27_9, 2021/09
加速器駆動システム(ADS)において、核破砕ターゲットの隔壁であるビーム窓の材料は、過酷な条件下で重照射に晒される。ビーム窓材では、鉛ビスマス流れ環境下で高エネルギー中性子、あるいは陽子線照射により、弾き出し損傷と腐食とが同時に起こる。ADSで用いられる材料には、液体鉛ビスマス合金(LBE)内での液体金属脆化(LME)や液体金属腐食(LMC)に耐えるための共存性が必要である。本研究では、自己イオン照射した316Lに対して、照射後LBE中腐食試験によりLMC挙動を調べた。316L試料に対して、10.5MeVまで加速した鉄イオンを、450Cにて最大50dpaまで照射を行った。低酸素濃度のLBE中、450Cで腐食試験を行った結果、未照射部では、酸化皮膜は観察されずに局所腐食が見られた一方で、照射部は鉄/クロム系の酸化皮膜で覆われていた。また、高い酸素濃度のLBEの場合、未照射部は、鉄/クロム系酸化物の1層であった一方で、照射部は鉄酸化物と鉄/クロム系酸化物の2層酸化皮膜で覆われていた。316Lにおいて、自己イオン照射による残存空孔等の照射損傷が試料表面での鉄と酸素の拡散が促進されたことにより、酸化層の形成が促進したと考えられる。
社本 真一; Lee, M. K.*; 藤村 由希; 近藤 啓悦; 伊藤 孝; 池内 和彦*; 保田 諭; Chang, L.-J.*
Materials Research Express (Internet), 8(7), p.076303_1 - 076303_6, 2021/07
被引用回数：0 パーセンタイル：0(Materials Science, Multidisciplinary)Pb, Ga、およびGaをドープした鉛フリーのSn-Ag-Cuはんだを使用して、銀被覆DI-BISCCOタイプHテープを使用した低接合抵抗率に対するガリウム効果を研究した。その結果について報告する。
irradiated with swift heavy ions喜多村 茜; 石川 法人; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 山本 春也*; 八巻 徹也*
Transactions of the Materials Research Society of Japan, 44(3), p.85 - 88, 2019/06
高速重イオンがセラミックスに真上から入射すると、イオン一つに対してヒロック(ナノメートルサイズの隆起物)が一つ表面に形成される。一方で近年、SHIがチタン酸ストロンチウム(SrTiO)や酸化チタン(TiO
)の表面をかするように入射した場合、表面にはイオンの飛跡に沿って連続的に複数個のヒロックが形成されると報告された。これらは原子間力顕微鏡(AFM)を用いて観察されており、観察結果にはAFMのプローブ寸法由来の測定誤差を含んでいる。そこで本研究では、ヒロックのサイズより十分小さい分解能(1.5nm)を有し、非接触で観察可能な電界放出形走査電子顕微鏡(FE-SEM)を用いて連続ヒロックを観察し、形状の違いを検討した。SrTiOはNbを添加することで電気伝導性が発現する。SrTiO(100)とNbを0.05wt%添加した単結晶SrTiO(100)に対し、350MeVのAuビームを、単結晶表面に対するイオンの入射角が2度以下となるよう照射した。照射後のFE-SEM観察によって、SrTiO(100)表面には長さ数百nmにわたって直径20nmのヒロックが連続的に形成されていた一方で、Nbを添加したSrTiO(100)表面では、ほぼ同じ長さで凹状に溝が形成されていることがわかった。これらの形状の違いは電気伝導性とそれによる熱伝導性の違いが起因し、イオントラックの温度が融点付近になるSrTiO(100)ではヒロックが、昇華温度にまで上昇するNb添加SrTiO(100)では溝ができると考えられる。
大久保 成彰; 藤村 由希; 喜多村 茜; 奥野 泰希; 近藤 啓悦
no journal, ,
加速器駆動未臨界システム(ADS)では、核破砕中性子源及び炉心冷却材として、鉛ビスマス液体金属を用いる。本研究では、ADSターゲット窓候補材の一つであるSS316L鋼に対して、イオン照射後に鉛ビスマス中にて浸漬試験を行い、材料腐食に及ぼす照射の影響を評価した。照射温度450C、表面にて4及び8dpaまでの損傷量までFeイオン照射した316L鋼を、飽和酸素濃度, 低酸素濃度に調整した450Cの鉛ビスマス中にて330時間浸漬し、表面の腐食状態を断面SEM等により観察した。未照射部では、酸化被膜が十分に形成しない環境において、照射により酸化腐食が促進した。また、鉛ビスマス中への鉄等の流出も照射部において観察された。以上のように、液体金属中で照射を受ける材料では、鉛ビスマス界面での物質移行過程が重要であることを示す結果が得られた。
大久保 成彰; 藤村 由希; 喜多村 茜; 奥野 泰希
no journal, ,
日本原子力研究開発機構では、使用済核燃料の減容化に向けて、加速器駆動未臨界システム(ADS)の研究開発を行っている。ADSでは、核破砕中性子源及び炉心冷却材として、鉛ビスマス液体金属を用いる。本研究では、ADSターゲット窓候補材に対して、イオン照射後に鉛ビスマス中にて浸漬試験を行い、材料腐食に及ぼす照射の影響を評価した。照射温度450C、表面にて4、8dpaの損傷量までFeイオン照射したSUS316L鋼及びT91鋼を、飽和酸素濃度及び低酸素濃度に調整した450Cの鉛ビスマス中にて330時間浸漬し、腐食形態を断面SEMにより観察した。飽和酸素濃度下における浸漬試験の結果、316L未照射部では、不動態被膜以上の酸化被膜形成は生じなかったが、照射により1
m程度の酸化被膜の形成が観察された。T91においても同様に、照射部において酸化被膜の形成が促進された。316L照射部の酸化被膜形成速度は、未照射部の約2倍であった。照射部では、450C照射により転位組織やボイド等が形成し、その後の450Cの鉛ビスマス中浸漬温度によりボイドは熱分解し、空孔を介して鉄や酸素原子の拡散が促進されることにより、照射部では酸化速度が増えていると考えられる。
喜多村 茜; 石川 法人; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 山本 春也*
no journal, ,
高速重イオンがセラミックスに真上から入射すると、イオン一つに対してヒロック(ナノメートルサイズの隆起物)が一つ表面に形成される。一方で、高速重イオンがチタン酸ストロンチウム(SrTiO)や酸化チタン(TiO)などの試料表面をほぼ平行に斜入射すると、イオンの飛跡に沿って連続的に複数個のヒロック(連続ヒロック)が形成される。先行研究では原子間力顕微鏡(AFM)を用いて観察されており、観察結果にはAFMのプローブ寸法由来の測定誤差が含まれている。本研究では、ヒロックのサイズより十分小さい分解能(1.5nm)を有する電界放出形走査電子顕微鏡(FE-SEM)を用いて連続ヒロックを観察し、形状変化過程について検討した。最も知られている連続ヒロックの形成過程は、試料の結晶構造に由来した電子濃度の分布が入射イオンのエネルギー付与強度に起因して規則的に等間隔でヒロックが形成されるとしている。本研究ではSrTiO表面での連続ヒロックが、等間隔に形成されていなかったことから、SrTiOにNbを添加して電気伝導性を発現させた電子濃度の偏りが小さい試料を用いて比較検討を行った。これらの結果から、連続ヒロックの形成メカニズムとして、試料表面でイオン飛跡付近が溶融した後に溶融部分がレイリー不安定性に基づいて球状に分裂するという新しいモデルを提案する。
藤村 由希
no journal, ,
原子力機構では、原子力分野の多様性を重視した研究環境および働き方改革を目指した活動に取り組んでいる。原子力分野の発展には、研究者やプラント設計や発電所運転、現場の保守管理などを担う技術者、理解活動などを行う人々などとの幅広いコミュニケーションが重要であり、性別・年齢・国籍を超えた多用な人材が意見交換を行う環境を整える必要があると考えられている。日本原子力学会2019年春の年会では、若手や外国籍の研究者・技術者の交流等に重点を置いたポスターセッションが実施されるため、現在の業務内容について報告を行う。
社本 真一; 伊藤 孝; 保田 諭; 藤村 由希; 近藤 啓悦
no journal, ,
はんだは元々共晶点金属間化合物であり、複合材料の典型例である。今回、我々は超電導線材の低抵抗接続用のはんだとして、カーボンナノチューブ ・はんだ複合材料および、超電導体・はんだ複合材料の合成を行ったので報告する。
大久保 成彰; 藤村 由希
no journal, ,
加速器駆動未臨界システム(ADS)では、核破砕中性子源及び炉心冷却材として、鉛ビスマス液体金属(LBE)を用いる。本研究では、ADS炉内機器候補材の一つであるSS316L鋼に対して、イオン照射後に鉛ビスマス中にて浸漬試験を行い、材料との共存性に及ぼす照射効果を評価した。照射温度450C、表面にて8dpaの損傷量までFeイオン照射した316L鋼を、飽和酸素濃度及び低酸素濃度に調整した450Cの鉛ビスマス中にてそれぞれ330時間浸漬し、断面SEM観察を行った。その結果、飽和酸素濃度の場合、照射部では、未照射部に比べて、酸化皮膜の厚さが約2倍となった。また、酸化皮膜が十分に形成しない低い酸素濃度環境において、照射により酸化皮膜形成が促進された。照射部では、450C照射により転位組織やボイド等が形成される。450CというLBE中浸漬温度によりボイドは空孔へ熱分解し、FeやCr等の空孔拡散を促進する。照射誘起偏析モデルからおおよそ粒径程度(数10m)拡散すると見積もられ、酸素は格子間原子と置換し、酸化反応と相まって内方拡散が助長される。以上から、照射部では、照射欠陥によりFeの外方拡散が進むことになり、低い酸素濃度のLBE中でも、酸化皮膜が形成したと考えられる。
加治 芳行; 青木 聡; 藤村 由希; 近藤 啓悦
no journal, ,
本研究では、低炭素ステンレス鋼の応力腐食割れ(SCC)発生感受性に及ぼす長時間熱時効の影響について検討した。BWR模擬環境におけるすき間付曲げ試験の結果、316系低炭素ステンレス鋼の冷間加工+長時間熱時効材にSCC発生感受性の増加が認められた。透過電子顕微鏡等を用いたミクロ組織観察の結果、316系低炭素ステンレス鋼の冷間加工材は、長時間熱時効によりミクロ組織が変化し、局所的な変形が律速になることがSCC感受性が増加した原因の1つと考えられることが分かった。
大久保 成彰; 藤村 由希
no journal, ,
加速器駆動未臨界システム(ADS)では、核破砕中性子源及び炉心冷却材として、鉛ビスマス液体金属を用いる。本研究では、ADSの炉内機器候補材であるSS316L鋼及びT91鋼に対して、イオン照射を実施後、鉛ビスマス中浸漬試験を行い、液体金属中材料腐食(酸化皮膜形成挙動)に及ぼす照射の影響を評価した。照射温度450C、表面にて2, 4及び8dpaまでFeイオンを照射した後、酸素濃度を調整した450Cの鉛ビスマス中に約400時間浸漬し、表面状態を断面SEMにより観察した。照射したSS316Lに対して飽和酸素濃度の鉛ビスマス中にて浸漬試験を行った結果、未照射部に比較して、照射部(4,8dpa)では、酸化皮膜の厚さが約2倍であった。これは、照射により形成された欠陥が、その後の鉛ビスマス中での酸化皮膜形成を促進していることを示す。低酸素濃度では、未照射部では局所的な溶解腐食が観察されたにもかかわらず、照射部では酸化被膜が形成したことから、照射欠陥を介した構成元素の拡散により酸化反応が促進されると考えられる。一方、T91鋼では、照射の影響は顕著ではなかった。これは、予め多く存在する転位や炭化物により照射欠陥が消滅し、浸漬中の拡散に寄与する欠陥が多く存在しなかったためと考えられる。
石川 法人; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 喜多村 茜
no journal, ,
100MeV以上の高速重イオンをセラミックスに照射すると、照射損傷が形成される。耐照射性の高いセラミックスを照射環境で使用する場合、照射損傷の度合いが小さいことが材料を応用する際のメリットである。一方で、照射損傷を予測するための照射損傷データを取得するためには、かすかな照射損傷を敏感に検知する手法を新規に開発する必要がある。サファイアの照射損傷は、X線回折法を用いて格子歪みという形で検知することが可能であることが分かっているが、その空間分解能はmmオーダーであり、mオーダーの歪み分布を検知するためには、新しい手法の開発が必要とされる。本研究では、EBSD(電子線後方散乱回折法)を利用すると、その目標が達成できる可能性に着目し、照射試料の歪み分布の検知を試みた。その結果、例えば340MeV Auイオンを照射したサファイア単結晶において、照射部の結晶格子膨張を検知することができ、かつmオーダーの歪み分布を視覚化することに成功した。興味深いことに、照射部と隣り合った未照射部においても照射の影響がみられ、その未照射部の結晶格子が収縮する様子も視覚化することができた。
社本 真一; 藤村 由希; 近藤 啓悦; 伊藤 孝; 保田 諭; 池内 和彦*
no journal, ,
Pb-Sn-BiはんだにAgを加えた低温はんだにより77KでのBi2223超電導線材の接合抵抗を調べ、200Cでも低い抵抗で接続できることがわかった。
