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Kim, B. K.*; Tan, L.*; 酒瀬川 英雄; Parish, C. M.*; Zhong, W.*; 谷川 博康*; 加藤 雄大*
Journal of Nuclear Materials, 545, p.152634_1 - 152634_12, 2021/03
被引用回数：1 パーセンタイル：16.35(Materials Science, Multidisciplinary)Understanding the effects of helium on microstructures and mechanical properties of reduced-activation ferritic-martensitic steels is important to use of these steels in fusion reactor structures. 9Cr-2WVTa steels were doped with 
Ni and 
Ni isotopes at 2 weight percent to control the rate of transmutation helium generation. The samples were irradiated in the High Flux Isotope Reactor. Transmission electron microscopy revealed a variety of precipitates and the radiation-induced dislocation loops and cavities (voids or helium bubbles). Tensile tests of the irradiated samples at the irradiation temperatures showed radiation-hardening at 300
C and radiation-softening at 400C. Analysis indicates that the hardening primarily originated from the loops and cavities. The Ni-doped samples had greater strengthening contributions from loops and cavities, leading to higher hardening with lower ductility than the Ni-doped samples. The greater helium production of Ni did not show pronounced reductions in ductility of the samples.
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：96.65(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300-900C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。
廣瀬 貴規; 大久保 成彰; 谷川 博康; 加藤 雄大*; Clark, A. M.*; McDuffee, J. L.*; Heatherly, D. W.*; Stoller, R. E.*
DOE/ER-0313/49, p.94 - 99, 2010/12
The objective of this work is to determine the irradiation temperatures of the HFIR target capsules JP-26 and JP-27, which were conducted under the Collaboration on Fusion Materials between Japan Atomic Energy Agency and the United States Department of Energy. The irradiation temperatures of the HFIR target capsules JP-26 and JP-27 were determined by dilatometric analysis of silicon carbide (SiC) passive temperature monitors. The monitors from holders for SSJ3 tensile specimens demonstrated good agreement with the design temperatures derived from finite element model (FEM) analysis and were consistent with post-irradiation hardness of F82H. Although the irradiation temperatures for some bend-bar (PCCVN and DFMB) holders were higher than FEM analysis, hardness tests on irradiated F82H implied that actual irradiation temperatures were close to the design temperatures.
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：99.19(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。
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：47 パーセンタイル：82.48(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; 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：46 パーセンタイル：92.89(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。
香山 晃*; 堂野前 貴子; 加藤 雄大
JNC TY9400 2000-017, 65 Pages, 2000/03
JNC-TY9400-2000-017.pdf:9.69MB
オーステナイト系ステンレス鋼は原子炉炉心材料として多く用いられている。高速増殖炉中で照射を行うことにより、これらの材料中にボイドが形成されることが知られている。このボイド形成によって体積膨張(スウェリング)現象が生じ、ボイドの生成・成長に伴う材料の変形は材料の主要な寿命制限因子の一つとなっている。そこで本研究では、中性子照射下における耐スウェリング性を高めた改良オーステナイト系ステンレス鋼(PNC316鋼)を取り上げ、ボイド形成挙動について検討・評価を行った。実験手段としては、MeV級加速器を用いたイオンビーム照射を採用し、材料環境、照射条件、損傷メカニズム、材料条件等の観点から解析を行った。供試材としては、PNC316鋼の20%冷間圧延加工材(板材)および被覆管を用いた。被覆管試料については、さらに内表面近傍、肉厚中心および外表面近傍の3種類の試料を採取した。これら合計4種類の試料に対して、4MeVニッケルイオンとヘリウムイオンによるデュアルビームを873Kにて40dpaまで照射した。照射後のミクロ組織を透過電子顕微鏡にて観察したところ、組織発達挙動は、試料によって大きく異なっていることが分かった。以上の結果から、今回用いた圧延材(板材)と被覆管材は、初期加工組織及びそれに伴う残留応力状態が大きく異なるために、転位組織の回復挙動に差異を生じる結果、顕著な偏析及びキャビティー形成サイトを提供する照射誘起析出までに要する照射線量に有意な違いが及ぼされることにあると結論付けられた。
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。
野澤 貴史; 加藤 雄大*; 岸本 弘立*; 香山 晃*
no journal, ,
高結晶性・化学量論組成を特徴とする先進SiC/SiC複合材料の最大の利点は、高温での化学的・物理的・機械的特性の安定性が著しく改善されたことにある。さらに、最適化された繊維/マトリックス界面はマトリックスクラック導入以後の擬延性過程に強く影響を及ぼすことも知られている。界面特性の重要性が指摘される一方で、先進SiC/SiC複合材料の亀裂進展過程に関する知見は乏しい。また、既存の試験法では界面作用や微小亀裂形成に要する不可逆的なエネルギー収支を必ずしも考慮しておらず、複合材料の破壊抵抗が厳密には正しく評価されていないのが実情である。本研究は破壊抵抗試験解析法の高度化を実施し、先進SiC/SiC複合材料の破壊抵抗の定量評価を試みる。
野澤 貴史; 加藤 雄大*; 岸本 弘立*
no journal, ,
先進SiC/SiC複合材料はその優れた結晶性と化学量論組成から中性子照射に対して優れた耐性を示すことが知られている。特に破壊強度(又はひずみ)がある一定の照射条件下において劣化しないことが特定されている。一方で、微小な初期欠陥からの亀裂の進展挙動に関する知見は少ない。本研究は実設計に資する損傷を指標としたパラメーターである破壊抵抗に関する知見を獲得することを主目的とし、先進SiC/SiC複合材料の亀裂進展挙動を調査した。特に界面剥離、繊維の架橋、微細亀裂形成にかかわる不可逆エネルギーの定量化を試み、亀裂進展にかかわる正味のエネルギーを評価した。
國本 英治; 小西 隆志; 衛藤 基邦*; 藤田 一郎; 柴田 大受; 沢 和弘; 加藤 雄大*
no journal, ,
IG-110黒鉛は微粒等方性で高純度の原子力用黒鉛であり、HTTR(日本)やHTR-10(中国)などの炉内構造物に使用されている。日本では高温ガス炉黒鉛構造物の規格原案が策定され、VHTRの候補材としてIG-110の各種物性や照射挙動が示されている。しかし、実用炉の黒鉛構造物はHTTRよりも厳しい条件で使用されるため、重照射領域における黒鉛の照射挙動を明らかにする必要がある。規格原案では合理的な内・外挿方法によってIG-110黒鉛の照射挙動を説明しているが、実際に照射試験を行うことでその方法の妥当性を確認し、さらに内外挿方法の精度を向上させる必要がある。本研究では、規格原案に基づき高温ガス炉黒鉛構造物の設計を行ううえで必要となる、IG-110黒鉛の設計用データの拡張計画について示す。さらに、次期の原子力用黒鉛として有望な高性能IG-430黒鉛について、その特性を示す。
國本 英治; 小西 隆志; 衛藤 基邦*; 角田 淳弥; 柴田 大受; 沢 和弘; 黒田 雅俊*; 加藤 雄大*
no journal, ,
黒鉛の強度は、かさ密度や電気抵抗率等の特性と比較して試験片間のばらつきが大きいため、より多くの試験片を用いて評価する必要がある。現在IG-110黒鉛とIG-430黒鉛の高温・重照射試験を実施する計画であるが、照射キャプセルの容積には限りがあるため、装荷する試験片をできるだけ小さくする必要がある。本研究では、微粒等方性黒鉛であるIG-110黒鉛とIG-430黒鉛の照射試験を実施するにあたり、圧縮試験片を小型化することによる妥当性を評価した。その結果、ASTMで推奨されている圧縮試験片の寸法よりも小さい試験片を用いた場合でも、同等な圧縮強さを得ることができることが明らかとなった。微粒等方性黒鉛は、一般的に物理特性のばらつきが小さいが、本研究においても微粒等方性黒鉛の圧縮強さは、予想通りばらつきが小さいことを確認した。これは、高温ガス炉の材料として、設計上の安全裕度を高くできることを示している。
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。
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5.9
10
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。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、~1.010
n/m (E0.1MeV, ~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; 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。
谷川 博康; 酒瀬川 英雄; 廣瀬 貴規; 加藤 雄大*
no journal, ,
原型炉ブランケット構造材料として期待される低放射化フェライト鋼F82Hにおいては、重照射データ取得が進められている。このうち87dpa重照射試験が終了し、照射温度での引張試験結果が得られた。このうち300C照射材の引張試験結果を、破面観察結果と併せて報告する。
谷川 博康*; 中島 基樹*; 酒瀬川 英雄; 安堂 正己*; 渡辺 淑之*; 野澤 貴史*; 加藤 雄大*; 中田 隼矢*
no journal, ,
Reduced activation ferritic/martensitic (RAFM) steels have been developed as the candidate structural material of fusion reactor breeding blanket system, since fast reactor (FBR) irradiation experiments on commercial heat-resistant ferritic steels, which showed high swelling resistance, opened up the possibility of their application in fusion reactors. Phase stability, which is the key to creep properties in heat-resistant ferritic steels by preventing dislocation glide, was considered to be a key property for achieving high defect absorption strength, which is the key to irradiation resistance. One of RAFM steels intensively developed in Japan is F82H (Fe-8Cr-2W-0.2V-0.04~0.10Ta-0.1C). The 5-ton F82H melted in 1994 and 1995, together with their welded materials, were subjected to round-robin tests under the international cooperation of the International Energy Agency (IEA). As a part of IEA collaboration, the creep test campaign for these F82H IEA heat was initiated around 1997, and the world's longest creep test on RAFM steel, over 20 years, was completed with creep fracture times of 176019.5 hours (20.1 years) at 226 MPa/500 degree Celsius and 213475.0 hours (24.4 years) at 26.5 MPa /650 degree Celsius. In this study, detailed microstructure analyses concerning phase stability, especially the stability of precipitates, were carried out on the gage and grip section of fractured specimens of F82H after long-term creep testing. The phase stability of crept F82H was compared with that observed in aged and irradiated F82H, and the correlation between the two was discussed.
