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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：81.56(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：62.23(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：68.24(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：64.26(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：86.89(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*; 古谷 一幸*; 岩元 洋介; 涌井 隆; 牧村 俊助*; 石田 卓*; 安堂 正己*; 佐藤 紘一*; et al.
no journal, ,
原子力や高エネルギー加速器標的システム等の分野では、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物質の創出が期待される。ハイエントロピー合金(HEA)は、高い耐照射性を期待され、かつ、高強度で良好な延性を持つことが多い。近年、様々な応用を目指し、世界的に研究開発が進行中である。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系とTi系とW系のHEAを作製した。これらの材料は、X線回折法、組織観察、硬さ、磁気、電気抵抗、STEM(または、TEM、SEM)とEDS、超音波測定、熱間等方圧加圧(HIP)等を実施した。また、一部の試料に対しては、イオン照射、パルスレーザー照射、及びパルス電子線照射を行い、その応答特性を調べた。これらのHEAは、通常の合金に比べて非常に硬かった。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から、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した。さらに、Fe基HEAの照射応答特性の特徴が分かってきた。
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。
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。
岩元 洋介; 若井 栄一; 中川 祐貴*; 柴山 環樹*
no journal, ,
原子力,加速器,航空宇宙等の放射線場において、材料内部の欠陥などの状態を正確に計測できる新たな非破壊検査技術の構築が期待されている。本研究では、北海道大学大学院工学研究院付属複合量子ビーム超高圧顕微解析研究室のパルスレーザー(20Hz)を用いて、レーザー照射中における直径250mの銅,アルミニウム、及びニオブの金属ワイヤー、及び厚さ400mのシリコン板の電気抵抗の時間変化を測定した。また、得られた電気抵抗率の増加値から、レーザーが電子励起等の作用によって原子を弾き出したと仮定した条件で、原子空孔と格子間原子のフレンケル対の生成数、及び転位が形成した場合の数密度を推定した。試料の電気抵抗は、熱起電力を減らすことが可能な、ケースレー社製2182A型ナノボルトメータと6221型電流源のデルタモードを活用した4端子法を用いて測定した。本実験から、金属は照射量の増加に伴い、物質内部に形成される欠陥量の増加が推定された。一方、シリコンでは、レーザー照射による価電子帯への電子遷移により、電気抵抗率は減少することがわかった。今後、微小硬さ測定,微細組織観察,シミュレーション等を進め、その詳細なメカニズムを明らかにしていく。
関尾 佳弘; 山下 真一郎; 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, ,
高温安定性が期待されるニッケル基合金の高性能化を目的に、高温・高照射線量に曝される際に問題となる粒界脆化による延性低下が「粒界制御技術」の適用で抑制可能であることを実証する研究の一環として、粒界制御型PE16を試作し、本技術適用による高温引張強度特性(非照射下)への影響を調査した。その結果、粒界制御型PE16とPE16標準材の降伏応力の温度依存性は同様の傾向を示すものの、粒界制御型PE16の降伏応力はPE16標準材と比べて低下し、一様伸びはわずかに増加した。これは本技術熱処理工程に伴う結晶粒粗大化に起因した強度変化であると推察され、結晶粒径を同程度に調整できた場合、粒界制御型PE16の強度特性はPE16標準材と同程度以上に改善されるものと考えられ、本技術適用により良好な高温強度特性を維持しつつ、耐粒界割れ特性の改善が可能となる見通しが得られた。
山下 真一郎; 関尾 佳弘; 坂口 紀史*; 柴山 環樹*; 渡辺 精一*; 粉川 博之*
no journal, ,
Recent grain boundary structure studies have shown that optimal distribution of a high frequency of coincidence site lattice boundaries and consequent discontinuity of random boundary network in the material is one of very effective methods to enhance the intergranular corrosion resistance. This advantageous property, one of important ones for structural material of nuclear reactor, can be obtained through simple thermomechanical treatment process without any change of original chemical composition. In this study, grain boundary character distribution(GBCD)-optimized Ni-based alloy (PE16) has been developed as a prospective high-performance nuclear reactor material by grain boundary engineering processing, and then tensile behavior of GBCD-optimized Ni-based alloy was investigated to evaluate the effects of grain boundary engineering processing on mechanical property. The results of tensile test at the temperature ranging from room temperature to 1073K showed that tensile strengths of the GBCD-optimized PE16 uniformly decreased with increasing test temperature. From these results, it was implied the possibility that the change in tensile properties would be attributed to an increment of dislocation structure.
豊田 晃大; 若井 栄一; 鬼澤 高志; 柴山 環樹*; 中川 祐貴*
no journal, ,
316FR鋼は、SUS316のC, N, Pを成分調整することでクリープ強度を向上させた次世代高速炉構造材料の候補材である。高速炉構造材料は高速中性子および熱中性子の照射を受けることから、耐照射性の評価が必要となる。316FR鋼は、照射後引張試験や照射後クリープ試験が実施され、高速増殖原型炉「もんじゅ」の構造材料であるSUS304との比較がなされ、耐クリープ特性が優れていることが分かっているが、照射損傷メカニズムなどの詳細は必ずしも明らかではない。よって本研究では、316FR鋼の耐照射性の理解を深めることを研究目的とし、316FR鋼とSUS304に対し電子線照射による微細組織変化のその場観察などを行った。
