研究者データベース
Last Updated :2024/10/03
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プロフィール情報
学位
プロフィール情報
姓
岡, オカ名
弘, ヒロシ
業績リスト
研究キーワード
- Radiation effects Nuclear materials Additive manufacturing High entropy alloy Transmission Electron Microscopy Oxide Dispersion Strengthened steel
研究分野
経歴
- 2024年04月 - 現在 北海道大学 大学院工学研究院 材料科学部門 准教授
- 2020年04月 - 2024年03月 北海道大学 大学院工学研究院 材料科学部門 助教
- 2018年04月 - 2020年03月 Japan Atomic Energy Agency Fuels and Materials Department Research Engineer
- 2014年04月 - 2018年03月 Japan Atomic Energy Agency Fast Reactor Fuel Cycle Technology Development Department Research Engineer
学歴
受賞
- 2024年03月 北海道大学大学院工学研究院 令和５年度若手教員奨励賞
受賞者: 岡 弘 - 2022年03月 日本原子力学会 材料部会 第4回 日本原子力学会 材料部会 Best Figure賞
3Dプリンティングを用いて作製した低放射化ハイエントロピー合金の微細構造受賞者: 佐藤 幹;岡 弘;橋本 直幸;礒部 繁人 - 2018年09月 日本原子力学会 材料部会 第10回 日本原子力学会 材料部会奨励賞
9Cr-ODS鋼の微細組織と高温強度に及ぼす不純物窒素の影響受賞者: 岡 弘 - 2015年10月 Forschungszentrum Jülich GmbH ICFRM-17 Poster Award in Session 1
Effect of thermo-mechanical treatment on nano-structure of 9Cr-ODS steel受賞者: 岡 弘
論文
- Mengke Niu, Naoyuki Hashimoto, Hiroshi Oka, Haotian SunNuclear Materials and Energy 40 101728 - 101728 2024年09月 [査読有り]
- Haotian Sun, Tian Liu, Hiroshi Oka, Naoyuki Hashimoto, Yu Cao, Rui LuoMaterials Characterization 210 113804 - 113804 2024年04月 [査読有り]
- Haotian Sun, Tian Liu, Naoyuki Hashimoto, Hiroshi OkaVacuum 222 113038 - 113038 2024年04月 [査読有り]
- Haotian Sun, Naoyuki Hashimoto, Hiroshi Oka, Shigehito Isobe, Tian LiuMaterials Characterization 206 113443 - 113443 2023年12月 [査読有り]
- Hirotada Hashimoto, Shigehito Isobe, Naoyuki Hashimoto, Hiroshi OkaJournal of Alloys and Metallurgical Systems 4 100037 - 100037 2023年12月 [査読有り]
- Haotian Sun, Zairan Luo, Shuai Wang, Naoyuki Hashimoto, Hiroshi Oka, Qian Liu, Shigehito IsobeMaterials Letters 347 134644 - 134644 2023年09月 [査読有り]
- Haotian Sun, Naoyuki Hashimoto, Hiroshi OkaMaterials Science and Engineering: A 879 145297 - 145297 2023年07月 [査読有り]
- Hiroshi Oka, Naoyuki HashimotoMateria Japan 62 3 164 - 168 2023年03月01日
- Yun Zong, Ryota Ikubo, Naoyuki Hashimoto, Hiroshi OkaJournal of Nuclear Science and Technology 60 7 859 - 865 2023年01月22日 [査読有り]
- Hiroshi Oka, Takashi Tanno, Yasuhide Yano, Satoshi Ohtsuka, Takeji Kaito, Naoyuki HashimotoJournal of Nuclear Materials 572 154032 - 154032 2022年12月 [査読有り]
9Cr oxide dispersion strengthened steels with slightly different nitrogen concentrations (0.0034 − 0.029 wt%) were prepared and their creep property at 973 K was investigated with microstructural characterization before and after the creep test. The creep strength decreased significantly as the nitrogen concentration increased. Microstructural observation revealed that, in the higher nitrogen concentration specimen, coarse Y-rich inclusions were found along the boundary between transformed ferrite region and residual ferrite region. The solubility difference of nitrogen in α and γ phase would induce the localized increment of nitrogen concentration in the boundary region during the austenitizing process, resulting in the thermodynamic destabilization and subsequent coarsening of the dispersed oxide particles. The rows of creep voids were found near the rupture part of the crept specimen, and their fraction increased with increasing nitrogen concentration. This suggests that the coarse inclusions were one of the main starting points of creep void formation, leading to premature fracture in the higher nitrogen specimen. - Peng Bi, Naoyuki Hashimoto, Shigenari Hayashi, Hiroshi Oka, Shigehito IsobeCorrosion Science 208 110697 - 110697 2022年11月 [査読有り]
The effect of Al on the oxidation behavior of AlxCrCuFeNi2 (x = 0.2, 0.4, 0.6) high entropy alloys was investigated at 700 °C in water vapor. The oxidation kinetics of all the alloys followed parabolic behavior, with their oxidation rates decreasing with increasing Al concentration. Thick triplex oxide scales with discontinuous Al2O3 formed on the Al0.2CrCuFeNi2 alloy, while a continuous Al2O3 layer and thinner spinel oxide scale grew on Al0.4CrCuFeNi2 and Al0.6CrCuFeNi2 alloys. The early formation of continuous Al2O3 scale in the initial stage of oxidation contributes to the enhanced oxidation resistance of high Al content alloys. - N. Hashimoto, E. Wada, H. OkaJournal of Nuclear Materials 566 153767 - 153767 2022年08月 [査読有り]
- Yun Zong, Naoyuki Hashimoto, Hiroshi OkaNuclear Materials and Energy 31 101158 - 101158 2022年06月 [査読有り]
We developed body-centered cubic refractory high-entropy alloys, MoNbTaTi, MoNbTaW, and MoNbTaTiW, and explored their microstructure, and mechanical properties in order to develop a new high-irradiation resistance material suitable for fusion reactor components. Three HEAs were annealed at 1200 °C for 48 h to form single face BCC alloys, while MoNbTaW was also annealed at 1500 °C. SEM inspection and EDS mapping have both validated this result. The Vickers hardness of three HEAs was investigated, and the stable results indicate that they are all stable at elevated temperatures. Three HEAs are ion irradiated with 6.4 MeV Fe3+ at a temperature of 500 °C, and the irradiation hardening is examined using nanoindentation. In comparison to pure tungsten, the three HEAs exhibit increased resistance to irradiation. - Peng Bi, Naoyuki Hashimoto, Shigenari Hayashi, Hiroshi Oka, Shigehito IsobeMATERIALS TRANSACTIONS 62 12 1716 - 1723 2021年12月01日 [査読有り]
The oxidation behavior of CuNi, CuFeNi, CrCu0.3FeNi, and Al0.4CrCuFeNi2 Co-free Cu-containing concentrated solid solution alloys was investigated in steam conditions under 500, 600, and 700 degrees C for 25 h. All the alloys have a face-centered cubic structure. The kinetic curves of oxidation were measured, and the microstructure and elemental distribution of oxide scales were analyzed. The oxidation of all the Cu-containing alloys indicated parabolic behavior, and those appeared to have better corrosion resistance than normal 316 SS. The parabolic rate constant increased with increasing temperature. The oxidation resistance of CuNi and CuFeNi were relatively poor due to the formation of unprotective NiO and Fe3O4 oxide scales, which were thicker than that of OCu0.3FeNi and Al0.4CrCuFeNi2 at all testing temperatures. Cross-sectional electron probe microanalysis (EPMA) and X-ray diffraction (XRD) results revealed that, by the addition of Cr and Al, CrCu0.3FeNi and Al0.4CrCuFeNi2 had the enhanced oxidation resistance, which is probably due to the formation of Cr2O3 and Al2O3 inner oxide layer. - Yasuhide Yano, Takashi Tanno, Hiroshi Oka, Satoshi Ohtsuka, Takeji KaitoJournal of Nuclear Materials 555 153105 - 153105 2021年11月 [査読有り]
The aim of this study was to evaluate the tensile properties and microstructures of dissimilar welds between 11Cr-ferritic/martensitic steel and 316 stainless steel after thermal aging at temperatures between 400 and 600 °C up to 30,000 h. Characterization of microstructure was carried out by scanning electron microscopy (SEM) and transmission electron microscopy (TEM). Microstructural analysis showed that the microstructure in the weld metals (WMs) consisted of lath martensite containing a small amount of residual austenite. Thermal aging hardening of WMs occurred at 400 and 450 °C due to the effects of both α-α’ phase separation and G-phase precipitation. However, there was no significant change in the total elongation, and fracture surfaces indicated that very fine dimpled rupture was predominant rather than the cleavage rupture. It was suggested that lath martensite phases enhanced the tensile strength due to phase separation, while residual austenite played a role in keeping elongation as a soft phase. - Jeongwoo Heo, N. Hashimoto, H. Oka, H. NotoJournal of Nuclear Science and Technology 59 2 1 - 6 2021年08月30日 [査読有り][通常論文]
The F82H, which is one of reduced activation ferritic/martensitic steels, is a strong candidate structure material for fusion reactor because of its satisfactory mechanical property and high swelling resistance in the operating temperature range. One disadvantage of F82H would be its low thermal conductivity as a structural material for divertor. In this study, we have fabricated several F82H-based composite materials by the spark plasma sintering to improve its thermal conductivity by adding tungsten and/or copper wires. F82H-20 vol.% W and F82H-10 vol.% W-10 vol.% Cu composites included reaction layers at the interface between tungsten wire and F82H matrix, resulting in the decrease in ductility and tensile strength because of the formation of tungsten carbide. On the other hand, F82H-20 vol.% Cu composite, sintered for 120 min at 1000°C, included no reaction layers and showed the highest thermal conductivity with a high relative density. Furthermore, it showed a great tensile property, which is comparable to that of the original F82H. - Hiroshi Oka, Takashi Tanno, Yasuhide Yano, Satoshi Ohtsuka, Takeji Kaito, Yoshiaki TachiJournal of Nuclear Materials 547 152833 - 152833 2021年04月 [査読有り][通常論文]
Microstructure of 9Cr oxide dispersion strengthened (ODS) tempered martensitic steel (TMS) cladding and 12Cr-ODS ferritic steel cladding after very long-term internal pressurized creep tests was observed. The creep test conditions were 700 degrees C for 46,504 h and 750 degrees C for 45,550 h for 9Cr-ODS TMS and 700 degrees C for 30,116 h for 12Cr-ODS ferritic steel. The stability of martensite and ferrite matrix structure, including carbide distribution, dislocation density, and lath boundary, and that of nano-particle distribution were investigated. It was confirmed that the nano-particles were stably present during the high-temperature and very long-term stress loading environment, contributing to the prevention of matrix structure degradation. The results of observation are consistent with the fact that the 9Cr-ODS TMS and 12Cr-ODS ferritic steel exhibit excellent creep strength and show no reduction in the slope of the stress versus time to rupture curve over a significantly extended period of time in the creep test. (C) 2021 Elsevier B.V. All rights reserved. - Hiroshi Oka, Takeji Kaito, Yoshihisa Ikusawa, Satoshi OhtsukaNuclear Engineering and Design 370 110894 - 110894 2020年12月 [査読有り][通常論文]
This study evaluates the reliability of a cumulative damage fraction (CDF) analysis for the prediction of fuel pin breach in fast rector using experimentally obtained fuel pin breach data for the first time. Six breached fuel pins with austenitic stainless steel cladding were obtained from steady state irradiation in the Experimental Breeder Reactor II. Post irradiation examinations revealed that fission gas pressure was the main cause of creep damage in cladding, and that the stress contribution from fuel-cladding-mechanical-interaction was negligible. CDFs evaluated for these pins using in-reactor creep rupture equation, taking into account the irradiation history of cladding temperature and hoop stress due to fission gas pressure, were in the range of 0.7 to 1.4 at the occurrence of breach. This shows clearly that fuel pin breach occurs when the CDF approaches 1.0. On the other hand, the CDFs derived from thermal control creep equation showed the value less than that from the in-reactor creep rupture equation. These results indicate that CDF analysis would be a reliable method for the prediction of fuel pin breach when appropriate material strength and environmental effects, i.e. the in-reactor creep rupture equation, are used. - Y. Yano, Y. Sekio, T. Tanno, S. Kato, T. Inoue, H. Oka, S. Ohtsuka, T. Furukawa, T. Uwaba, T. Kaito, S. UkaiJournal of Nuclear Materials 516 347 - 353 2019年04月 [査読有り][通常論文]
9Cr-ODS steel claddings consisting of tempered martensitic matrix, showed prominent creep rupture strength at 1000 °C, which surpassed that of heat-resistant austenitic steels although creep rupture strength of tempered martensitic steels is generally lower than that of austenitic steels at high temperatures. The measured creep rupture strength of 9Cr-ODS steel claddings at 1000 °C was higher than that from extrapolated creep rupture trend curves formulated using data at temperatures from 650 to 850 °C. This superior strength seemed to be owing to transformation of the matrix from the α-phase to the γ-phase. The transient burst strengths for 9Cr-ODS steel were much higher than those for 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS). Cumulative damage fraction analyses suggested that the life fraction rule can be used for the rupture life prediction of 9Cr-ODS steel and PNC-FMS claddings in the transient and accidental events with a certain accuracy. - Development of ODS tempered martensitic steel for high burn up fuel cladding tube of SFRS. Ohtsuka, T. Tanno, H. Oka, Y. Yano, Y. Tachi, T. Kaito, R. Hashidate, S. Kato, T. Furukawa, C. Ito, T. YoshitakeProceedings of GIF symposium 2018 2019年 [査読有り][通常論文]
- Satoshi Ohtsuka, Takashi Tanno, Hiroshi Oka, Yasuhide Yano, Shoichi Kato, Tomohiro Furukawa, Takeji KaitoJournal of Nuclear Materials 510 661 - 661 2018年11月 [査読有り][通常論文]
The authors regret to overlook the following misprints in the manuscript. The equation (10) is expressed as [Formula presented]. This should be changed [Formula presented] The equation (12) is expressed as [Formula presented]. This should be changed to [Formula presented]. The equation (A.5) is expressed as [Formula presented]. This should be changed to [Formula presented]. The authors would like to apologise for any inconvenience caused. - Hiroshi Oka, Takashi Tanno, Satoshi Ohtsuka, Yasuhide Yano, Takeji KaitoNuclear Materials and Energy 16 230 - 237 2018年08月 [査読有り][通常論文]
© 2018 The objective of this study was to investigate the effect of nitrogen concentration on mechanical properties and nano-structure of 9Cr oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel. 9Cr-ODS specimens with the wide range of nitrogen concentration, from 0.004 to 0.110 wt%, were systematically investigated by hardness and tensile tests and several microstructural characterization methods. Hardness and tensile strength at 973 K were significantly decreased as nitrogen concentration increased, due to the decrease in the amount of the residual α-ferrite phase. Coarse inclusions containing Y and Ti, which could negatively affect creep strength and processability, were formed, and that suggested degradation of the nano-particle distribution. The technical knowledge obtained in this study will contribute towards the setting of a reasonable nitrogen concentration specification for 9Cr-ODS steel. - Satoshi Ohtsuka, Takashi Tanno, Hiroshi Oka, Yasuhide Yano, Shoichi Kato, Tomohiro Furukawa, Takeji KaitoJournal of Nuclear Materials 505 44 - 53 2018年07月01日 [査読有り][通常論文]
A calculation model was constructed to systematically study the effects of environmental conditions (i.e. Cr concentration in sodium, test temperature, axial temperature gradient of fuel pin, and sodium flow velocity) on Cr dissolution behavior. Chromium dissolution was largely influenced by small changes in Cr concentration (i.e. chemical potential of Cr) in liquid sodium in the model calculation. Chromium concentration in sodium coolant, therefore, should be recognized as a critical parameter for the prediction and management of Cr dissolution behavior in the sodium-cooled fast reactor (SFR) core. Because the fuel column length showed no impact on dissolution behavior in the model calculation, no significant downstream effects possibly take place in the SFR fuel cladding tube due to the much shorter length compared with sodium loops in the SFR plant and the large axial temperature gradient. The calculated profile of Cr concentration along the wall-thickness direction was consistent with that measured in BOR-60 irradiation test where Cr concentration in inlet sodium bulk flow was set at 0.07 wt ppm in the calculation. - Y. Yano, T. Tanno, H. Oka, S. Ohtsuka, T. Inoue, S. Kato, T. Furukawa, T. Uwaba, T. Kaito, S. Ukai, N. Oono, A. Kimura, S. Hayashi, T. TorimaruJournal of Nuclear Materials 487 229 - 237 2017年04月 [査読有り][通常論文]
© 2017 Elsevier B.V. Ultra-high temperature ring tensile tests were performed to investigate the tensile behavior of oxide dispersion strengthened (ODS) steel claddings and wrapper materials under severe accident conditions with temperatures ranging from room temperature to 1400 °C which is close to the melting point of core materials. The experimental results showed that the tensile strength of 9Cr-ODS steel claddings was highest in the core materials at ultra-high temperatures of 900–1200 °C, but there was significant degradation in the tensile strength of 9Cr-ODS steel claddings above 1200 °C. This degradation was attributed to grain boundary sliding deformation with γ/δ transformation, which is associated with reduced ductility. By contrast, the tensile strength of recrystallized 12Cr-ODS and FeCrAl-ODS steel claddings retained its high value above 1200 °C, unlike the other tested materials. - Tomoyuki Uwaba, Yasuhide Yano, Satoshi Ohtsuka, Masayuki Naganuma, Takashi Tanno, Hiroshi Oka, Shoichi Kato, Takeji Kaito, Shigeharu Ukai, Akihiko Kimura, Shigenari Hayashi, Tadahiko Torimaru2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, ICAPP 2017 - A New Paradigm in Nuclear Power Safety, Proceedings 2017年01月01日 [査読有り][通常論文]
Tolerance of fast rector fuel elements to failure in the typical accident conditions was evaluated for the oxide-dispersion-strengthened (ODS) ferritic steel claddings that are candidate of the cladding material for advanced fast reactors. The evaluation was based on the cladding creep damage, which was quantified by the cumulative damage fractions (CDFs). It was shown that the CDFs of the ODS ferritic steel cladding were substantially lower than the breach limit of 1.0 in the loss of flow and transient over power conditions until a passive reactor shutdown system is actuated. - Takashi Tanno, Yasuhide Yano, Hiroshi Oka, Satoshi Ohtsuka, Tomoyuki Uwaba, Takeji KaitoNuclear Materials and Energy 9 353 - 359 2016年12月01日 [査読有り][通常論文]
Materials for core components of fusion reactors and fast reactors, such as blankets and fuel cladding tubes, must offer the best possible high temperature strength and irradiation resistance because they will be exposed to high heat flux and heavy neutron irradiation. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) has been developing 9 and 11 chromium (Cr) oxide dispersion strengthened (ODS) steels as candidate materials for advanced fast reactor cladding tubes. In this study the JAEA 11Cr-ODS steel was rolled in order to evaluate its anisotropy. The tensile tests and creep tests were carried out at 700 °C in longitudinal and transverse orientations. The anisotropy of the tensile strength was negligible, though that of the creep strength was distinct. The observation results and chemical composition mapping suggested that the cause of the anisotropy in the creep strength was a previously formed columnar boundary, that is, a prior particle boundary including Ti-rich sub-micro metric precipitates. - Y. Yano, T. Tanno, Y. Sekio, H. Oka, S. Ohtsuka, T. Uwaba, T. KaitoNuclear Materials and Energy 9 324 - 330 2016年12月01日 [査読有り][通常論文]
The relationship among tensile strength, Vickers hardness and dislocation density for two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS) was investigated after aging at temperatures between 400 and 800 °C up to 45,000 h and after neutron irradiation. A correlation between tensile strength and Vickers hardness was expressed empirically. The linear relationship for PNC-FMS wrapper material was observed between yield stress and the square of dislocation density at RT and aging temperature according to Bailey–Hirsch relation. Therefore, it was clarified that the correlation among dislocation density, tensile strength and Vickers hardness to aging temperature was in good agreement. On the other hand, the relationship between tensile strength ratio when materials were tested at aging temperature and Larson–Miller parameter was also in excellent agreement with aging data between 400 and 700 °C. It was suggested that this correlation could use quantitatively for separately evaluating irradiation effects from neutron irradiation data containing both irradiation and aging effects. - Keisuke Takahashi, Hiroshi Oka, Somei OhnukiACS Applied Materials & Interfaces 8 6 3725 - 3729 2016年02月17日 [査読有り][通常論文]
The locations and roles of noble gases at an oxide/metal interface in oxide dispersed metal are theoretically and experimentally investigated. Oxide dispersed metal consisting of FCC Fe and Y2Hf2O7 (Y2Ti2O7) is synthesized by mechanical alloying under a saturated Ar gas environment. Transmission electron microscopy and density functional theory observes the strain field at the interface of FCC Fe {111} and Y2Hf2O7 {111} whose physical origin emerges from surface reconstruction due to charge transfer. Noble gases are experimentally observed at the oxide (Y2Ti2O7) site and calculations reveal that the noble gases segregate the interface and grow toward the oxide site. In general, the interface is defined as the trapping site for noble gases; however, transmission electron microscopy and density functional theory found evidence which shows that noble gases grow toward the oxide, contrary to the generally held idea that the interface is the final trapping site for noble gases. Furthermore, calculations show that the inclusion of He/Ar hardens the oxide, suggesting that material fractures could begin from the noble gas bubble within the oxides. Thus, experimental and theoretical results demonstrate that noble gases grow from the interface toward the oxide and that oxides behave as a trapping site for noble gases. - Evaluation of multi-layered hardness in ion-irradiated stainless steel by nano-indentation techniqueHiroshi Oka, Yutaka Sato, Naoyuki Hashimoto, Somei OhnukiJournal of Nuclear Materials 462 470 - 474 2015年07月 [査読有り][通常論文]
Depth dependence of hardness in ion-irradiated 316 stainless steel was evaluated by the sectioning of damaged region and subsequent nano-indentation. The range of plastically deformed region by the nano-indentation was supplementarily investigated by transmission electron microscopy. When the indentation depth was the critical indentation depth, hc , which was derived from the Nix-Gao plot, the dislocation structure was observed from the specimen surface to right below the bottom of the ion-irradiated region. To verify the depth dependence of hardness, the "multi-layer model" was introduced in this study. The multi-layer model is based on the following assumptions; (1) the ion-irradiated region can be divided into sub-layers having their own local hardness, HL ; (2) the hardness can be the product of f and HL in each sub-layer where f is the volume fraction of a deformation zone; and (3) the deformation zone can be a hemisphere. Eventually, through the sectioning and following nano-indentation, HL in each sub-layer was experimentally evaluated. Further the correlation between the displacement damage and the irradiation hardening ΔH in this study agreed with that of neutron irradiation experiments. - Multi-layer Method combined with Nano-indentation, FIB and XTEM for Nano-hardness MeasurementR. Kurishiba, T. Endo, N. Miyazaki, Y. Wang, H. Oka, Y. Sato, A. Sawa, N. Hashimoto, S. OhnukiMICROSCOPY Oxford 64 I119 2015年 [査読有り][通常論文]
- Hardness distribution and tensile properties in an electron beam weldment of F82H irradiated in HFIRH. Oka, N. Hashimoto, T. Muroga, A. Kimura, M.A. Sokolov, T. Yamamoto, S. OhnukiJournal of Nuclear Materials 455 1-3 454 - 459 2014年12月 [査読有り][通常論文]
F82H-IEA and its EB-weld joint were irradiated at 573 and 773 K up to 9.6 dpa and the irradiation effect on its mechanical properties and microstructure were investigated. A hardness profile across the weld joint before irradiation showed the hardness in transformed region (TR) was high and especially that in the edge of TR was the highest (high hardness region: HHR) compared to base metal (BM). These hardness distribution was correspond to grain size distribution. After irradiation, hardening in HHR was small compared to other region in the sample. In tensile test, the amount of hardening in yield strength and ultimate tensile strength of F82H EB-weld joint was almost similar to that of F82H-IEA but the fracture position of EB-weld joint was at the boundary of TR and BM. Therefore, the TR/BM boundary is the structural weak point in F82H EB-weld joint after irradiation. As the plastic instability was observed, the dislocation channeling deformation can be expected though the dislocation channel was not observed in this study. © 2014 Elsevier B.V. All rights reserved. - Hiroshi Oka, Masashi Watanabe, Somei Ohnuki, Naoyuki Hashimoto, Shinichiro Yamashita, Satoshi OhtsukaJournal of Nuclear Materials 447 1-3 248 - 253 2014年04月 [査読有り][通常論文]
An oxide dispersion strengthened (ODS) austenitic stainless steel was developed by mechanical alloying (MA) of advanced SUS316 stainless steel. A nano-characterization was performed to understand details of the effect of minor alloying elements in the distribution of dispersoids. It is shown that Y 2O3 particles dissolve into the austenitic matrix after the MA for 6 h. Annealing at 1073 K or higher temperatures result in a distribution of fine oxide particles in the recrystallized grains in the ODS austenitic stainless steel. Additions of Hafnium or Zirconium led to the distribution of finer oxide particles than in samples without these elements, resulting in an increase in the hardness of the samples. The most effective concentration of Hf and Zr to increase the hardness was 0.6 and 0.2-0.3 wt%, respectively. © 2014 Elsevier B.V. All rights reserved. - Tengfei Zhang, Shigehito Isobe, Yongming Wang, Hiroshi Oka, Naoyuki Hashimoto, Somei OhnukiJOURNAL OF MATERIALS CHEMISTRY A 2 12 4361 - 4365 2014年 [査読有り][通常論文]
In this study, LiTi2O4 was synthesized as a possible catalyst for complex metal hydrides. LiTi2O4 was stable in the sample after high-energy ball milling and heat treatment. LiTi2O4 exhibited a catalytic effect among the samples of MgH2, LiAlH4 and LiNH2. The desorption kinetics and the purity of the desorbed hydrogen gas have been improved by doping LiTi2O4. Furthermore, the catalytic mechanism of LiTi2O4 was discussed in accordance with the experimental results. - Hashimoto Naoyuki, Oka Hiroshi, Muroga Takeo, NAGASAKA Takuya, KIMURA Akihiko, UKAI Shigeharu, YAMAMOTO Takuya, SOKOLOV Michail A.Materials transactions 54 4 442 - 445 公益社団法人 日本金属学会 2013年 [査読有り][通常論文]
Under the TITAN project, in order to determine the contributions of different microstructural features to strength and to deformation mode, microstructure of deformed flat tensile specimens of irradiated reduced activation F82H IEA and its joint were investigated by transmission electron microscopy (TEM), following tensile test and fracture surface examination by scanning electron microscopy (SEM). After irradiation, changes in yield strength, deformation mode, and strain-hardening capacity were seen, with the magnitude of the changes dependent on irradiation temperature. Irradiation to F82H IEA at 573 K led to a significant loss of strain-hardening capacity with a large change in yield strength. There was a tendency for a reduction in strain rate to cause a decrease in yield strength and elongation. While, irradiation at 773 K had little effect on strength, but a reduction in strain rate caused a decrease in ductility. SEM revealed fracture surfaces showing a martensitic mixed quasi-cleavage and ductile-dimple fracture in all samples. TEM have exhibited defect free bands (dislocation channels) in the necked region irradiated at 573 K. This suggests that dislocation channeling would be the dominant deformation mechanism in this steel irradiated at 573 K, resulting in the loss of strain-hardening capacity. While, the necked region of the irradiated F82H IEA joint, where showed less hardening than F82H IEA, has showed deformation bands only. From these results, it is suggested that the pre-irradiation microstructure, especially the dislocation density, could affect the post-irradiation deformation mode. - Hiroshi Oka, Masashi Watanabe, Naoyuki Hashimoto, Somei Ohnuki, Shinichiro Yamashita, Satoshi OhtsukaJournal of Nuclear Materials 442 1-3 164 - 168 2013年 [査読有り][通常論文]
In this study, identification of the crystal structure and analysis of the orientation relationship of oxide particles in an oxide dispersion strengthened austenitic stainless steel was carried out. High resolution transmission electron microscopy (HRTEM) and energy dispersive spectroscopy showed that most of the oxide particles had a faceted shape and consisted of a complex oxide, the anion-deficient fluorite structure Y2Hf2O7. Selected area diffraction patterns and HRTEM indicated that the faceted oxide particle has a cube-on-cube orientation relationship with the surrounding matrix. In addition, strain fields were observed around the oxide particle with given reflection conditions, indicating that it surrounds the oxide particle. The observed strain fields would affect glide dislocation pinning and the migration of irradiation-induced point defects. © 2013 Elsevier B.V. All rights reserved. - C. Z. Yu, H. Oka, N. Hashimoto, S. OhnukiJOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 417 1-3 286 - 288 2011年10月 [査読有り][通常論文]
Development of irradiation damage structure in ODS ferritic steels was studied by means of in-situ observation of HVEM up to 10 dpa at 773 K. In this study, standard ODS steel, Fe-16Cr-4A1-2W-0.35Y(2)O(3) and other of steels including Zr or Hf were examined. During electron-irradiation, preferential nucleation of dislocation loops was observed on oxide particles. In Hf- or Zr-added steels dislocation loops showed a low growth rate and a low number density compared with the standard steel. These results are explained by the sink effect at the interface between the matrix and oxide particles. (C) 2011 Elsevier B.V. All rights reserved. - H. Oka, M. Watanabe, H. Kinoshita, T. Shibayama, N. Hashimoto, S. Ohnuki, S. Yamashita, S. OhtsukaJOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 417 1-3 279 - 282 2011年10月 [査読有り][通常論文]
The oxide dispersion strengthening method was applied to an austenitic stainless steel based on SUS316 by mechanical alloying with additions of minor alloying elements. This ODS austenitic stainless steel was electron-irradiated to investigate the damage structure. Microstructural observation revealed that ODS austenitic stainless steel has a fine distribution of complex oxides. The in situ observation during electron irradiation showed that both dislocation loops and small cavities nucleated at the interface between oxide particles and matrix. In the case of helium implantation, defect clusters also nucleated at the interface. These results suggest that the oxide interface is an effective sink for irradiation-induced point defects and helium atoms. (C) 2010 Elsevier B.V. All rights reserved. - Hiroshi Oka, Yosuke Yamazaki, Hiroshi Kinoshita, Naoyuki Hashimoto, Somei Ohnuki, Shinichiro Yamashita, Satoshi OhtsukaMaterials Research Society Symposium Proceedings 1298 21 - 25 2011年 [査読有り][通常論文]
Oxide dispersion strengthened austenitic stainless steel (ODS316), which is based on advanced SUS316 steel, has been developed by mechanically alloying and hot extrusion. Hafnium and titanium were added to make a fine distribution of oxide particles. The stability of oxide particles dispersed in ODS316 under irradiation was evaluated after 250 keV Fe+ irradiation up to high doses at 500°C. TEM observation and EDS analysis indicated that fine complex oxide particles with Y, Hf and Ti were mainly dispersed in the matrix. There are no significant changes in the distribution and the size of oxide particles after irradiation. It was also revealed that the constitution ratio of Ti in complex oxide appeared to be decreased after irradiation. This diffuse-out of Ti during irradiation could be explained by the difference in oxide formation energy among alloying elements. © 2011 Materials Research Society.
講演・口頭発表等
- Study on microstructure and mechanical property of reduced activation concentrated solid-solution alloys fabricated by two different additive manufacturing methods [通常講演]Hiroshi Oka, Motoki Sato, Naoyuki Hashimoto, Shigehito Isobe, Shinichiro YamashitaNuMat 2022 (Nuclear Materials Conference 2022) 2022年10月 口頭発表（一般）
- Investigation of Co-free high entropy alloys produced by Selective Laser Melting for nuclear applications [通常講演]H. Oka, N. Hashimoto, S. Isobe, S. YamashitaAM-Bench 2022 (Additive Manufacturing Benchmarks 2022) 口頭発表（一般）
- Investigation of Reduced Activation FCC-type High Entropy Alloys under Au Ion Irradiation [招待講演]H. Oka, N. Hashimoto, S. YamashitaWOTWISI-6 (The Sixth International Workshop on TEM with In Situ Irradiation) 2022年07月 シンポジウム・ワークショップパネル（指名）
- 73dpaまでイオン照射した低放射化ハイエントロピー合金の組織変化岡弘, 橋本直幸, 礒部繁人, 山下真一郎日本金属学会講演大会(Web) 2022年
- 新規多元系Li合金を用いたアンモニア合成齊藤玲, 礒部繁人, 橋本直幸, 岡弘, 宮岡裕樹, 宮岡裕樹, 市川貴之, 市川貴之, 新里恵多, 田川賢太朗日本金属学会講演大会(Web) 2022年
- LiMgAlTiM及びLiMgAlTiV系軽量ハイエントロピー合金に於ける形成相調査橋本明賢, 礒部繁人, 橋本直幸, 岡弘日本金属学会講演大会(Web) 2022年
- Na-Ca複合アミドボランの創製とその水素放出特性新城イタロ, 礒部繁人, 橋本直幸, 岡弘日本鉄鋼協会日本金属学会両支部合同冬季講演大会概要集 2022年
- 金属積層造形法による次世代原子炉用構造材料の作製橋本直幸, 岡弘, 礒部繁人, 佐藤幹日本鉄鋼協会日本金属学会両支部合同冬季講演大会概要集 2022年
- ハイエントロピー合金の積層欠陥エネルギーおよび耐照射性評価和田慧良, 橋本直幸, 礒部繁人, 岡弘日本鉄鋼協会日本金属学会両支部合同冬季講演大会概要集 2022年
- Na-O-H系水素貯蔵物質に対する添加物効果とミリングの影響中村心里, 礒部繁人, 岡弘, 橋本直幸日本鉄鋼協会日本金属学会両支部合同冬季講演大会概要集 2022年
- 酸化物分散強化型ハイエントロピー合金の創製新野拓夢, 岡弘, 礒部繁人, 橋本直幸日本鉄鋼協会日本金属学会両支部合同冬季講演大会概要集 2022年
- Coフリーハイエントロピー合金の高温水蒸気酸化特性長友真裕子, 橋本直幸, 林重成, 礒部繁人, 岡弘日本鉄鋼協会日本金属学会両支部合同冬季講演大会概要集 2022年
- BCC型ハイエントロピー合金の機械特性及び耐照射性評価井窪亮太, 橋本直幸, 礒部繁人, 岡弘日本鉄鋼協会日本金属学会両支部合同冬季講演大会概要集 2022年
- Investigation of reduced activation FCC-type high entropy alloys for nuclear applications [通常講演]H. Oka, N. Hashimoto, S. Isobe, M. Ueda, S. Hayashi, S. Yamashita, M. Itakura, T. Tsuru2nd World Congress on High Entropy Alloys (HEA 2021) 口頭発表（一般）
- Effect of nitrogen on high temperature creep strength of 9Cr-ODS steel [通常講演]H. Oka, N. Hashimoto, T. Tanno, Y. Yano, S. Ohtsuka, T. KaitoThe 20th International conference on Fusion reactor materials (ICFRM-20) 口頭発表（一般）
- 新規軽量ハイエントロピー合金の創製橋本明賢, 礒部繁人, 岡弘, 橋本直幸日本金属学会講演大会(Web) 2021年
- 低放射化フェライト・マルテンサイト鋼の粒界シンク効果に及ぼす核変換ヘリウムとその濃度及び水素の影響圖子光樹, 橋本直幸, 礒部繁人, 岡弘, 野澤貴史, 安堂正巳, 渡辺淑之日本金属学会講演大会(Web) 2021年
- FCC型ハイエントロピー合金の高温水蒸気酸化特性長友真裕子, 橋本直幸, 林重成, 礒部繁人, 岡弘日本金属学会講演大会(Web) 2021年
- CoCrFeNiMnxおよびFeCrNixMnyハイエントロピー合金の積層欠陥エネルギーに及ぼすMn,Niの影響和田慧良, 福士達也, 橋本直幸, 礒部繁人, 岡弘日本金属学会講演大会(Web) 2021年
- 金属積層造形による新規低放射化ハイエントロピー合金の開発橋本直幸, 礒部繁人, 岡弘, 林重成, 上田幹人, 山下真一郎, 板倉充洋, 都留智仁日本金属学会講演大会(Web) 2021年
- 積層造形した316Lの微細組織及び照射損傷岡弘, 佐藤幹, 橋本直幸, 礒部繁人, 山下真一郎日本顕微鏡学会北海道支部学術講演会講演要旨集 2021年
- ハイエントロピー合金の積層欠陥エネルギーおよび耐照射性評価和田慧良, 橋本直幸, 岡弘, 礒部繁人日本顕微鏡学会北海道支部学術講演会講演要旨集 2021年
- 金属積層造形による新規低放射化ハイエントロピー合金の作製(1)全体概要橋本直幸, 上田幹人, 林重成, 岡弘, 礒部繁人, 山下真一郎, 板倉充洋, 都留智仁日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM) 2021年
- 金属積層造形による新規低放射化ハイエントロピー合金の作製(3)照射特性山下真一郎, 井岡郁夫, 岡弘, 礒部繁人, 橋本直幸日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM) 2021年
- 金属積層造形による新規低放射化ハイエントロピー合金の作製(2)積層造形材の材料特性岡弘, 佐藤幹, 橋本直幸, 礒部繁人, 山下真一郎日本原子力学会秋の大会予稿集(CD-ROM) 2021年
- 軽量ハイエントロピー合金LiMg0.5AlTi1.5の創製橋本明賢, 礒部繁人, 岡弘, 橋本直幸日本鉄鋼協会日本金属学会両支部合同冬季講演大会概要集 2021年
- 低放射化フェライト・マルテンサイト鋼の粒界シンク効果に及ぼす水素及びヘリウムの影響圖子光樹, 橋本直幸, 岡弘, 礒部繁人, 渡辺淑之, 安堂正己日本鉄鋼協会日本金属学会両支部合同冬季講演大会概要集 2021年
- カリウムを含む水素化物-水酸化物系水素貯蔵物質の創製能登望, 礒部繁人, 橋本直幸, 岡弘日本鉄鋼協会日本金属学会両支部合同冬季講演大会概要集 2021年
- Li合金を用いたアンモニア合成における組織変化の観察上澤将大, 礒部繁人, 橋本直幸, 岡弘, 宮岡裕樹日本鉄鋼協会日本金属学会両支部合同冬季講演大会概要集 2021年
- 低放射化Coフリーハイエントロピー合金の開発福士達也, 橋本直幸, 岡弘, 礒部繁人日本鉄鋼協会日本金属学会両支部合同冬季講演大会概要集 2021年
- トリチウム回収を目的としたマグネシウム合金の特性評価白井杜都, 礒部繁人, 橋本直幸, 岡弘日本鉄鋼協会日本金属学会両支部合同冬季講演大会概要集 2021年
- シビアアクシデント時の原子炉内におけるセシウム分布・性状の予測(3)Cs化学吸着生成物の化学形態評価鈴木恵理子, 鈴木恵理子, 中島邦久, 三輪周平, 逢坂正彦, 橋本直幸, 礒部繁人, 岡弘日本原子力学会春の年会予稿集(CD-ROM) 2021年
- Effects of initial precipitates on the evolution of defect clusters in low alloy steel [通常講演]H. Oka, S. Goto, N. Hashimoto, J. Hirabayashi, T. Fujita, F. KanoNuMat 2020 (The Nuclear Materials Conference) 口頭発表（一般）
- Mass production technology development of 9Cr-ODS steel; Development of Prototype large ATTRItor for mass production of ODS steel (PATTRIODS) and test productionOka, Hiroshi, Tanno, Takashi, Yano, Yasuhide, Otsuka, Satoshi, Kaito, Takeji, Tachi, Yoshiaki日本金属学会2020年春期講演大会 2020年03月
- FCC型ハイエントロピー合金の積層欠陥エネルギーに及ぼすMn,Niの影響和田慧良, 橋本直幸, 礒部繁人, 岡弘日本金属学会講演大会(Web) 2020年
- FCC型ハイエントロピー合金の高温水蒸気腐食特性長友真裕子, 橋本直幸, 林重成, 礒部繁人, 岡弘日本金属学会講演大会(Web) 2020年
- エネルギー炉用BCC型ハイエントロピー合金の試作井窪亮太, 橋本直幸, 礒部繁人, 岡弘日本金属学会講演大会(Web) 2020年
- FeCrAlモデル合金の転位ループに対する溶質原子の影響降東陽, 橋本直幸, 岡弘, 礒部繁人日本金属学会講演大会(Web) 2020年
- Stability of nano-particles in ODS steel cladding for fast reactor irradiated to about 240 dpaOka, Hiroshi, Tanno, Takashi, Yano, Yasuhide, Tachi, Yoshiaki, Otsuka, Satoshi, Kaito, TakejiQST高崎サイエンスフェスタ2019 2019年12月
- Microstructural stability of ODS steel after long-time creep testHiroshi Oka, Takashi Tanno, Yasuhide Yano, Satoshi Ohtsuka, Takeji Kaito, Yoshiaki Tachithe 19th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-19) 2019年10月
- Tensile properties on dissimilar welds between 11Cr-ferritic/martensitic steel and 316 stainless steel after thermal agingYano, Yasuhide, Tanno, Takashi, Oka, Hiroshi, Sekio, Yoshihiro, Otsuka, Satoshi, Kaito, Takeji, Tachi, Yoshiakithe 19th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-19) 2019年10月
- Tensile property changes of 11Cr ferritic/martensitic steel irradiated in fast reactor JoyoTanno, Takashi, Yano, Yasuhide, Oka, Hiroshi, Sekio, Yoshihiro, Otsuka, Satoshi, Kaito, Takeji, Tachi, Yoshiakithe 19th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-19) 2019年10月
- Relationship between microstructure and manufacturing condition of 9Cr-ODS ferritic/martensitic steels [通常講演]Hiroshi Oka, Takashi Tanno, Yasuhide Yano, Satoshi Ohtsuka, Takeji Kaito, Yoshiaki TachiFifth International Workshop on Structural Material for Innovative Nuclear Systems (SMINS-5) 2019年06月 ポスター発表
- Model calculation of Cr dissolution from steel surface exposed to high-temperature flowing sodiumOtsuka, Satoshi, Tanno, Takashi, Oka, Hiroshi, Yano, Yasuhide, Hashidate, Ryuta, Kato, Shoichi, Furukawa, Tomohiro, Kaito, Takeji, Ito, ChikaraFifth International Workshop on Structural Material for Innovative Nuclear Systems (SMINS-5) 2019年06月
- Outline of material irradiation research results using JoyoKaito, Takeji, Yano, Yasuhide, Shizukawa, Yuta, Oka, Hiroshi, Tanno, Takashi, Otsuka, SatoshiFifth International Workshop on Structural Material for Innovative Nuclear Systems (SMINS-5) 2019年06月
- Post irradiation examinations for materials irradiated in JoyoShizukawa, Yuta, Sekio, Yoshihiro, Oka, Hiroshi, Tanno, Takashi, Yano, Yasuhide, Tachi, Yoshiaki, Otsuka, Satoshi, Kaito, TakejiFifth International Workshop on Structural Material for Innovative Nuclear Systems (SMINS-5) 2019年06月
- Tensile property changes of 11Cr ferritic/martensitic steel irradiated in JoyoTanno, Takashi, Yano, Yasuhide, Sekio, Yoshihiro, Oka, Hiroshi, Otsuka, Satoshi, Kaito, Takeji, Tachi, YoshiakiFifth International Workshop on Structural Material for Innovative Nuclear Systems (SMINS-5) 2019年06月
- Effects of thermal aging on tensile properties of electron beam welded dissimilar joints between 11Cr-ferritic/martensitic steel and 316 stainless steelYano, Yasuhide, Tanno, Takashi, Oka, Hiroshi, Sekio, Yoshihiro, Otsuka, Satoshi, Kaito, TakejiFifth International Workshop on Structural Material for Innovative Nuclear Systems (SMINS-5) 2019年06月
- Evaluation of breach characteristics of fast reactor fuel pins during steady state irradiation [通常講演]Hiroshi Oka, Yoshihisa Ikusawa, Satoshi Ohtsuka, Takeji KaitoNuMat 2018 2018年11月 ポスター発表
- Cesium migration effects on irradiation behavior of fast reactor MOX fuel pinsTanno, Takashi, Oka, Hiroshi, Ikusawa, Yoshihisa, Uwaba, Tomoyuki, Otsuka, Satoshi, Kaito, Takeji, Maeda, SeiichiroNuclear Materials Conference 2018 (NuMat 2018) 2018年10月
- Ultra-high temperature creep and transient burst strength of ODS steel cladding tubeYano, Yasuhide, Sekio, Yoshihiro, Kato, Shoichi, Tanno, Takashi, Inoue, Toshihiko, Oka, Hiroshi, Otsuka, Satoshi, Furukawa, Tomohiro, Uwaba, Tomoyuki, Kaito, Takeji, Ukai, ShigeharuNuclear Materials Conference 2018 (NuMat 2018) 2018年10月
- 高速炉燃料ピンの照射挙動,2; 中空燃料ピンの照射挙動 [通常講演]横山 佳祐, 上羽 智之, 丹野 敬嗣, 岡 弘日本原子力学会2018年春の年会 2018年03月 吹田中空燃料は、燃料溶融に対する裕度の増加や燃料-被覆管機械的相互作用(FCMI)の緩和などの点で高性能化(高線出力化と高燃焼度化)に対して有効であると考えられており、高速実証炉と実用炉の高性能燃料として有望視されている。ここでは、中空燃料ピンの照射挙動を把握することを目的として、EBR-IIで定常照射されたMOX燃料ピンの照射後試験データ(燃料ピン外径測定、$\gamma$-スキャニング、金相試験)について中空燃料ピンと中実燃料ピンの比較評価を行った。MOX燃料ピンは中実燃料ピン及び中空燃料ピンの両方とも、ピーク燃焼度が40$\sim$130GWd/t、ピーク線出力が34$\sim$49kW/mの照射条件で照射された。評価の結果、中空燃料ピンは中実燃料ピンと比較して、FCMIが減少することにより燃料カラム部での外径増加が低減していることが、また、Cs移動が活発となり燃料カラム-ブランケット境界部にCsが蓄積しやすいために、境界部での局所的な外径増加が生じやすいことが示された。
- Effect of nitrogen concentration on nano-structure and high-temperature strength of 9Cr-ODS steel [通常講演]岡 弘, 丹野 敬嗣, 大塚 智史, 矢野 康英, 皆藤 威二18th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-18) 2017年11月 青森In determining the nitrogen concentration specifications, nano-structure and high-temperature strength of 9Cr-ODS steel have been investigated as a function of the nitrogen content with the aim of obtaining technical knowledge that makes the specification reasonable. The hardness and tensile strength showed degradation with increasing nitrogen content. For a microstructure, the decrement of residual ferrite phase was confirmed. Since the nitrogen is an austenite stabilizer, the increment of nitrogen enhanced an alpha to $\gamma$ transformation, resulted in the decrease of the residual ferrite phase. It is considered that the reduction of the strength is due to the decrease of the residual ferrite phase.
- 高速炉燃料ピン内のCs軸方向移動・蓄積挙動,2; Csの局所的な蓄積による燃料ペレット外径変化の評価 [通常講演]丹野 敬嗣, 岡 弘, 生澤 佳久, 上羽 智之, 皆藤 威二日本原子力学会2017年秋の大会 2017年09月 札幌Csの軸方向移動・蓄積挙動がFCMIに与える影響を評価するため、EBR-IIで照射された燃料ピンのガンマスキャンデータから局所的なCs蓄積、およびそれによる燃料ペレット外径変化を評価した。UO$_{2}$-MOXペレット境界のUO$_{2}$側でCs蓄積による局所的なペレット外径増加が予想され、これによるFCMIを回避するには初期ギャップに加え80$\mu$mの余裕が必要であったと評価された。
- 高速炉燃料ピン内のCs軸方向移動・蓄積挙動,3; Cs蓄積による被覆管寿命への影響評価 [通常講演]生澤 佳久, 上羽 智之, 丹野 敬嗣, 岡 弘, 皆藤 威二, 根本 潤一日本原子力学会2017年秋の大会 2017年09月 札幌高燃焼度のMOX燃料ピンでは、UO$_{2}$-MOXペレット境界部にCsが蓄積し、Cs-U-O化合物の形成が原因と考えられるFCMI(Fuel-Cladding Mechanical Interaction: 燃料-被覆管機械的相互作用)による局所的な被覆管外径増加が生じる場合がある。このような局所的な外径増加について、燃料ピン照射挙動計算コード「CEDAR」を用いて被覆管クリープ損傷への影響を評価した。その結果、局所的な外径増加が発生している箇所ではFCMI応力によって被覆管のクリープ寿命に影響を与えること分かった。
- 高速炉燃料ピン内のCs軸方向移動・蓄積挙動,1; 常陽および海外炉でのCs軸方向移動・蓄積現象 [通常講演]岡 弘, 丹野 敬嗣, 生澤 佳久, 上羽 智之, 皆藤 威二日本原子力学会2017年秋の大会 2017年09月 札幌常陽および海外炉で実施した軸方向非均質燃料等の照射試験結果を整理し、Csの移動挙動、炉心燃料(MOX)部と内部ブランケット/インシュレータペレット(UO$_{2}$)部の境界におけるCs蓄積挙動に着目した評価を行った。Csの移動・蓄積に起因すると思われる局所的な被覆管外径増加がMOXとUO$_{2}$の境界部で観察され、同外径増加は燃焼度70GWd/tから115GWd/tの間で生じ始めることがわかった。
- 9Cr-ODS鋼の微細組織と高温強度に及ぼす不純物窒素の影響 [通常講演]岡 弘, 丹野 敬嗣, 大塚 智史, 皆藤 威二日本金属学会2017年秋期(第161回)講演大会 2017年09月 札幌9Cr-ODS鋼の優れた高温クリープ強度特性は同鋼が持つナノ組織に起因するものであるが、過去の研究では過剰酸素とTiの濃度変動がナノ組織とクリープ強度に大きな影響を及ぼすことがわかっている。一方で、同鋼の製造過程で混入する可能性のある不純物窒素の影響は調べられていない。そこで本研究では、不純物窒素が9Cr-ODS鋼の組織と強度に与える影響を明らかにするため、窒素含有量の異なる試料について微細組織解析および強度試験を行った。その結果、窒素濃度増加とともに硬さは低下し、残留$\alpha$フェライト相の割合は減少することが明らかとなった。強化因子である残留$\alpha$フェライト相の減少は、オーステナイト安定化元素である窒素の増加により$\alpha$$\rightarrow$$\gamma$変態の駆動力が増加したためであり、同相の減少は強度低下の主要因と考えられる。
- 高速炉燃料被覆管の液体Na中質量移行モデル計算 [通常講演]大塚 智史, 丹野 敬嗣, 岡 弘, 矢野 康英, 上羽 智之, 皆藤 威二, 古川 智弘, 加藤 章一日本金属学会2017年秋期(第161回)講演大会 2017年09月 札幌高速炉長寿命燃料用ODS鋼被覆管の想定使用温度は最高約700$^{\circ}$Cと高温であり、このような高温環境では冷却材の液体Na中の鋼材構成元素の溶解度が高まる結果、溶質元素の質量移行(溶出、沈着、拡散侵入)が生じることが報告されている。質量移行事象の駆動力は、被覆管と液体Na中の元素の化学ポテンシャル差と考えられるが、化学ポテンシャル差は温度だけでなくNa中不純物濃度など複数の因子に依存するため、実験データを適切に評価し、実機での事象を予測するためには、試験温度と試験時間以外の因子の影響も考慮する必要がある。本研究では被覆管の主要構成元素であるCrに着目し、Crの溶出事象のモデル化と数値計算を実施した。
- 高速炉燃料被覆管としてのODS鋼の開発 [通常講演]岡 弘, 丹野 敬嗣, 大塚 智史, 矢野 康英, 上羽 智之, 皆藤 威二平成29年度日本原子力学会北関東支部若手研究者発表会 2017年04月 東海原子力機構では、高速炉用燃料被覆管の候補材として酸化物分散強化型(ODS: Oxide Dispersion Strengthened)鋼被覆管の開発を進めている。ODS鋼はナノサイズの酸化物粒子が母相に微細に分散した鉄鋼材料であり、優れた高温強度と耐照射性を有する。ODS鋼被覆管として、焼き戻しマルテンサイト相を主母相とするマルテンサイト系ODS鋼と再結晶フェライト組織を主母相とするフェライト系ODS鋼があるが、原子力機構では優れた耐照射性と製造性が期待できるマルテンサイト系ODS鋼を第一候補材として研究開発を進めている。マルテンサイト系ODS鋼の研究開発は、従来より9Cr-ODS鋼を中心に進めてきたが、近年、より耐食性を高めた11Cr-ODS鋼に関する研究開発も進められており、両鋼は類似の微細組織および高温強度特性を有することがわかっている。本発表ではマルテンサイト系ODS鋼に関して、均質性が高く高温強度の非常に優れた被覆管が製造可能な完全プレアロイ法の紹介や、将来的な量産体制確立に資する研究開発項目の一つとして、ODS鋼の組織発達に及ぼす加工熱処理の影響について述べる。
- 高速炉の事故におけるODSフェライト鋼被覆管の破損耐性評価 [通常講演]上羽 智之, 矢野 康英, 大塚 智史, 永沼 正行, 丹野 敬嗣, 岡 弘, 加藤 章一, 皆藤 威二, 鵜飼 重治, 木村 晃彦, 林 重成, 鳥丸 忠彦2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) 2017年04月 Fukui/Kyoto酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は、高速炉燃料要素用に開発している長寿命被覆管候補材料である。実証炉規模の高速炉で冷却材喪失(LOF)型および過出力(TOP)型の事故を想定した場合のODSフェライト鋼被覆管の破損耐性を累積損傷和(CDF)によって評価し、受動的炉停止システムが動作するまでCDFが破損目安値の1.0を十分に下回るという結果を得た。
- 事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発,3-5; 既存ODS鋼被覆管の高速炉事故時破損限界評価 [通常講演]上羽 智之, 矢野 康英, 大塚 智史, 永沼 正行, 丹野 敬嗣, 岡 弘, 加藤 章一, 皆藤 威二, 鵜飼 重治, 木村 晃彦, 鳥丸 忠彦, 林 重成日本原子力学会2017年春の年会 2017年03月 平塚事故時高温条件における燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉の安全性を確保する上で極めて重要である。そのため、高速炉用9/12Cr-ODS鋼被覆管の1000$^{\circ}$Cまでの高温クリープ特性データを基に策定した破損寿命評価式を適用し、高速炉の事故時の被覆管の耐破損性を評価した。
- 高速炉燃料被覆管用ODSフェライト鋼の照射下組織安定性に関する研究 [通常講演]丹野 敬嗣, 岡 弘, 矢野 康英, 大塚 智史, 皆藤 威二放射線利用フォーラム2017 in 高崎 / 第1回QST高崎研シンポジウム 2017年01月 高崎原子力機構が開発した酸化物分散強化型(ODS)鋼について、高温強度を担う酸化物分散ナノ粒子の照射下安定性や耐食性を考慮してCrを増量した場合の照射脆化の有無を評価するため、Fe自己イオン照射試験を400$^{\circ}$Cで実施した。また、高速炉照射環境下で生じるHe(0.2appmHe/dpa程度)の影響を評価するため、FeイオンとHeイオンのデュアル照射試験を470$^{\circ}$Cで実施した。Feシングル照射では、照射初期から照射硬化が見られ、概ね150dpaからは硬さが減少に転じた。しかし、230dpaに達しても照射前の硬さを上回っていた。本照射試験の範囲では、9Cr-ODS鋼と11Cr-ODS鋼の照射効果挙動に明瞭な差は認められず、Crを増量したことによる顕著な硬化量増加や照射脆化の懸念増大はないと考えられる。Fe+Heデュアル照射(60dpa)では硬化量が小さく、Heの存在による微細で高密度なボイド形成は60dpaの時点では生じていないと考えられる。
- シビアアクシデント時におけるODS燃料被覆管の急速加熱バースト特性 [通常講演]井上 利彦, 関尾 佳弘, 大塚 智史, 矢野 康英, 丹野 敬嗣, 岡 弘, 古川 智弘, 皆藤 威二, 鳥丸 忠彦, 林 重成, 木村 晃彦, 鵜飼 重治Nuclear Materials Conference 2016 (NuMat 2016) 2016年11月 Montpellier高速炉用に開発された9-18-Cr-ODS鋼及び軽水炉でのシビアアクシデント特性に優れるAl添加ODS鋼を用いて、昇温速度0.1-10K/s、試験周応力50-200MPaでの急速加熱バースト試験を行い、熱過渡時の強度特性と変形を評価した。試験の結果、試験周応力と昇温速度が低下すると高い破裂温度を示した。また、Al添加ODS鋼は9Cr-ODS鋼と比較して破裂温度が低下していたが、AlとZrを添加すると急速加熱バースト特性が改善することを確認した。
- シビアアクシデント評価のためのODS鋼燃料被覆管のクリープ特性 [通常講演]加藤 章一, 古川 智弘, 矢野 康英, 丹野 敬嗣, 大塚 智史, 岡 弘, 井上 利彦, 皆藤 威二, 鵜飼 重治, 木村 晃彦, 林 重成, 鳥丸 忠彦Nuclear Materials Conference 2016 (NuMat 2016) 2016年11月 Montpellier酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は、高温強度特性及び耐照射スエリング特性の両者に優れていることから、次期Na高速炉の長寿命燃料被覆管材料として期待されている。また、Na高速炉の設計拡張事象(DEC)として、過酷事故の予防や緩和を含んだ過酷プラント状況の制御が挙げられる。この安全評価を実施するためには、ODS鋼燃料被覆管に関する超高温での機械的特性評価が重要である。本研究では、9Cr-ODS, 12Cr-ODS及びFeCrAl-ODS鋼を対象に、650$^{\circ}$Cから1000$^{\circ}$Cの温度範囲で最長60000hのクリープ試験を実施し、クリープ強度特性を評価した
- シビアアクシデント評価のためのODS鋼被覆管の超高温引張特性 [通常講演]矢野 康英, 丹野 敬嗣, 岡 弘, 大塚 智史, 井上 利彦, 加藤 章一, 古川 智弘, 上羽 智之, 皆藤 威二, 鵜飼 重治, 大野 直子, 木村 晃彦, 林 重成, 鳥丸 忠彦Nuclear Materials Conference 2016 (NuMat 2016) 2016年11月 Montpellierシビアアクシデント時におけるODS鋼被覆管とラッパ管材料の引張特性を調べることを目的に、室温から融点近傍の1400$^{\circ}$Cまでの引張試験を実施した。900$\sim$1200$^{\circ}$Cまでの超高温での引張特性は他の炉心材料と比較し優れた特性を有していたが、それ以上の超高温温度域になると急激な特性低下が認められた。この強度低は、$\gamma$/$\delta$変態を伴って、変形メカニズムが伸びの低下を伴う粒界すべりに変化することに起因すると考えられる。一方、12Cr-ODS鋼とFeCrAl-ODS鋼では、1200$^{\circ}$C以上でも急激な低下は生じず、高い強度を維持していた。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25$\sim$28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」を含む。
- 微細構造を制御した高MA含有不定比酸化物燃料の物性予測手法に関する研究,4; 研究内容及び主な成果 [通常講演]田中 康介, 関 崇行, 岡 弘, 松田 哲志, 牟田 浩明, 関岡 健, 所 大志郎日本原子力学会2016年秋の大会 2016年09月 久留米文部科学省原子力システム研究開発事業の一環で実施した「微細構造を制御した高MA含有不定比酸化物燃料の物性予測手法に関する研究」における研究内容の概要と主な成果を報告する。
- 事故時燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼被覆管の研究開発,2-1; 事故時破損限界評価 [通常講演]矢野 康英, 加藤 章一, 大塚 智史, 井上 利彦, 丹野 敬嗣, 岡 弘, 古川 智弘, 皆藤 威二, 木村 晃彦, 鳥丸 忠彦, 林 重成, 鵜飼 重治日本原子力学会2016年春の年会 2016年03月 仙台事故時高温条件におけるODSフェライト鋼燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉及び軽水炉の安全性を確保する上で極めて重要である。そのため、本公募で作製したAl含有高Cr-ODS鋼被覆管及び既存の高速炉用ODS鋼について、超高温における引張及びクリープ特性データ等を取得した。ここでは、超高温の各種強度試験結果について報告する。
- 高速炉用ODS鋼燃料被覆管の開発 [通常講演]岡 弘, 丹野 敬嗣, 大塚 智史, 矢野 康英, 上羽 智之, 皆藤 威二北海道大学大学院工学研究院材料科学部門記念シンポジウム「エネルギー社会における材料の役割; 最新の成果と展望」 2016年01月 札幌本発表では、原子力機構で実用化段階の高速炉用被覆管材料として開発が進められている酸化物分散強化型(ODS: Oxide Dispersion Strengthened)鋼について紹介する。ODS鋼はナノサイズの酸化物粒子が微細に分散した鉄鋼材料で、高温強度と耐照射性に優れる。焼き戻しマルテンサイト組織である9Cr-ODS鋼を中心に研究開発が進められ、単体元素粉末を製造プロセスから完全に排除した完全プレアロイ法の適用により、均質性が高く高温強度の非常に優れた被覆管が製造可能になった。また、腐食特性を向上させた11Cr-ODS鋼被覆管についても、9Cr-ODS鋼被覆管開発で得られた知見をベースに開発が進められている。加えて、将来的な量産体制確立に資する研究開発として、ODS鋼の組織発達に及ぼす加工熱処理の影響も検討されている。
- 高速炉燃料被覆管用ODSフェライト鋼の照射限界性能に関する研究 [通常講演]丹野 敬嗣, 岡 弘, 大塚 智史, 矢野 康英, 皆藤 威二第10回高崎量子応用研究シンポジウム 2015年10月 高崎原子力機構では高速炉の先進燃料被覆管候補材料として9Cr/11Cr-ODS鋼の開発を進めている。9Cr-ODS鋼については700$^{\circ}$C照射における酸化物粒子の照射下安定性を、Cr量の高い11Cr-ODS鋼については400$^{\circ}$C照射による$\alpha$'相形成とそれによる延性低下の有無を確認する必要がある。そこで本研究ではFeイオン照射を用いて短期間で上記特性の照射量依存性の傾向を得ることを目的とした。試料は完全プレアロイ法で作製した9Cr-ODS鋼と11Cr-ODS鋼の焼きならし・焼戻し(NT)材および徐冷(FC)材であり、400および700$^{\circ}$Cで最大150dpaまで照射し、微小押し込み硬さ試験にて(延性の指標として)照射硬化を評価した。400$^{\circ}$C照射では照射硬化は1GPa前後で飽和する傾向を示したものの、9Cr/11Cr-ODS鋼の挙動はほぼ同じであり、照射後延性に対するCr量増加の影響は有意でないと考えられる。700$^{\circ}$C照射では、9Cr/11Cr-ODS鋼ともに顕著な照射軟化はみられず、強度を担保する酸化物の分解や粗大化は80dpaまで起こっていないと考えられる。
- 圧延した11Cr-ODS鋼の強度異方性 [通常講演]丹野 敬嗣, 矢野 康英, 岡 弘, 大塚 智史, 上羽 智之, 皆藤 威二17th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-17) 2015年10月 Aachen核融合炉のブランケットおよび高速炉の燃料被覆管といった炉内機器の材料は、高熱流束と中性子重照射にさらされるため、高温強度と耐照射性に優れている必要がある。その候補材料として酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発が進められている。原子力機構(JAEA)では先進高速炉の燃料被覆管用に9Crおよび11Cr-ODS鋼の開発を進めている。本研究ではJAEA-11Cr-ODS鋼を圧延し、その異方性を評価するため、圧延方向と横断方向について引張試験とクリープ試験を700$^{\circ}$Cで実施した。その結果、引張強さでは異方性を示さなかったが、クリープ強度では明瞭な異方性を示した。各種観察と元素分析の結果、クリープ強度異方性はTi析出物を内包した旧粉末境界が原因であると分かった。
- 45,000時間までの熱時効を実施した2種類の11Crフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)の引張特性と硬さ [通常講演]矢野 康英, 丹野 敬嗣, 関尾 佳弘, 岡 弘, 大塚 智史, 上羽 智之, 皆藤 威二17th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-17) 2015年10月 AachenThe relationship among tensile strength, Vickers hardness and dislocation density for two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS) was investigated after aging at temperatures between 400 and 800$^{\circ}$C up to 45,000 h and after neutron irradiation. A correlation between tensile strength and Vickers hardness was expressed empirically. The linear relationship for PNC-FMS wrapper material was observed between yield stress and the square of dislocation density at RT and aging temperature according to Bailey-Hirsch relation. Therefore, it was clarified that the correlation among dislocation density, tensile strength and Vickers hardness to aging temperature to aging temperature was in good agreement. On the other hand, the relationship between tensile strength ratio when materials were tested at aging temperature and Larson-Miller parameter was also in excellent agreement with aging data between 400 and 700$^{\circ}$C. It was suggested that this correlation could use quantitatively for separately evaluating irradiation effects from neutron irradiation data containing both irradiation and aging effects.
- 9Cr-ODS鋼のナノ組織に対する加工熱処理の影響 [通常講演]岡 弘, 丹野 敬嗣, 大塚 智史, 矢野 康英, 上羽 智之, 皆藤 威二, 大沼 正人17th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-17) 2015年10月 AachenThe effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36Y2O3) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.
- 事故時燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼被覆管の研究開発,2; 押出棒・被覆管の製造試験 [通常講演]岡 弘, 丹野 敬嗣, 井上 利彦, 大塚 智史, 矢野 康英, 皆藤 威二, 鵜飼 重治, 木村 晃彦, 鳥丸 忠彦, 林 重成日本原子力学会2015年秋の大会 2015年09月 静岡事故耐性に優れる超高温用ODS鋼の開発に向けて、Cr濃度, Al濃度, Zr濃度, 酸素量をパラメータに、メカニカルアロイングと熱間押出により20鋼種の押出棒を製造した。10鋼種については薄肉被覆管とするため4回の冷間圧延試験を実施した。本研究は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25-26年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」の成果である。
- 高温強度に優れる酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼 [通常講演]岡 弘, 丹野 敬嗣, 大塚 智史, 矢野 康英, 皆藤 威二六ヶ所・核燃料サイクルセミナー; 核燃料サイクルの先端研究開発 2015年07月 六ヶ所経済性に優れる高速炉を実現するため、高温(700$^{\circ}$C), 高照射量(5$\times$10$^{27}$n/m$^{2}$, E$>$0.1MeV)の使用条件を満足する材料として酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼の開発を進めている。ODSフェライト鋼は耐中性子照射特性に優れるフェライト鋼中に、熱的に安定な酸化物粒子を分散させて高温強度の向上を図った材料であり、粉末冶金法により製造する。原子力機構で開発したODSフェライト鋼は、フェライト鋼としては世界最高レベルのクリープ強度を有しており、引張特性や疲労特性などにも優れる。
- 9Cr-ODS鋼における加工熱処理のナノ組織への影響 [通常講演]岡 弘, 丹野 敬嗣, 大塚 智史, 矢野 康英, 皆藤 威二, 大沼 正人日本金属学会2015年春期(第156回)講演大会 2015年03月 東京9Cr-ODS鋼被覆管の量産プロセス(熱間等方圧プレス(HIP)、熱間押出、熱間鍛造)の各加工熱処理段階でのナノ組織変化について評価した。加工熱処理により残留$\alpha$相の割合は減少し、ナノ粒子の数密度は低下した。残留$\alpha$相の形成はナノ粒子によるピン止め効果によると考えられている。したがって、加工熱処理がナノ粒子の数密度・サイズに影響し、残留$\alpha$相割合を減少させたものと考えられる。
- ヘリウム照射した316 鋼における照射硬化および照射後アニール硬化 [通常講演]唯木 康平, S. Chen, 岡 弘, 橋本 直幸, 大貫 惣明日本鉄鋼協会・日本金属学会両北海道支部合同冬季講演大会 2014年01月 札幌
- Hardness distribution and tensile properties in an electron beam weldment of F82H irradiated in HFIR [通常講演]H. Oka, N. Hashimoto, T. Muroga, A. Kimura, M.A. Sokolov, T. Yamamoto16th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-16) 2013年10月 ポスター発表 Beijin
- Strength factor of dislocations in neutron irradiated austenitic stainless steel at high temperature [通常講演]H. Oka, N. Hashimoto, S. Ohnuki, S. Yamashita16th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-16) 2013年10月 ポスター発表 Beijin
- オーステナイト系材料におけるHe照射硬化のナノインデンテーション法による評価 [通常講演]唯木 康平, 岡 弘, 陳 思維, 大貫 惣明日本金属学会2013年秋期（第153回）講演大会 2013年09月 金沢大学
- HFIR 照射した鉄系材料の損傷組織と引張特性に及ぼす水素の効果 (第一報) [通常講演]岡 弘, 木村 友則, S. Wang, 橋本 直幸, 大貫 惣明日本金属学会2013年秋期（第153回）講演大会 2013年09月 金沢大学
- イオン照射したステンレス鋼のナノインデンテーション (セクショニング法の有用性) [通常講演]岡 弘, 佐藤 豊, 橋本 直幸, 大貫 惣明日本金属学会2013年秋期（第153回）講演大会 2013年09月 金沢大学
- Evaluation of multi-layered hardness in ion-irradiated stainless steel by nano-indentation technique [通常講演]Hiroshi Oka, Yutaka Sato, Naoyuki Hashimoto, Somei OhnukiThe International Symposium on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-11) 2013年09月 ポスター発表 Barcelona
- 長時間熱時効したオーステナイトステンレス鋼の微細組織と機械的特性 [通常講演]岡 弘, 橋本 直幸, 大貫 惣明, 山下真一郎平成25年度日本金属学会・日本鉄鋼協会両支部合同サマーセッション 2013年07月 室蘭工業大学
- FIBセクショニングによるナノ硬度分布の測定 [通常講演]岡 弘, 佐藤 豊第1回 北海道大学微小部・表面分析研究ユーザーズミーティング 2013年03月 札幌
- イオン照射したステンレス鋼のナノ硬さ評価法 [通常講演]佐藤 豊, 岡 弘, 大貫 惣明, 橋本 直幸日本鉄鋼協会・日本金属学会両北海道支部合同冬季講演大会 2013年01月 室蘭工業大学
- Hardening and Softening Caused by Long Term Neutron Irradiation in Modified -SUS316 Stainless Steel [通常講演]H. Oka, T. Kubota, N. Hashimoto, S. Ohnuki, S. Yamashita2012 MRS fall meeting 2012年11月 口頭発表（一般） Boston
- 鉄鋼材料におけるHe照射硬化のナノインデンテーション法による評価 [通常講演]唯木 康平, 岡 弘, 陳 思維, 大貫 惣明, 橋本 直幸日本原子力学会2012年秋の大会 2012年09月 口頭発表（一般） 広島
- 中性子照射した改良SUS316鋼における組織と機械強度のミクロ−マクロ相関 (4) [通常講演]岡 弘, 窪田 知宜, 橋本 直幸, 大貫 惣明, 山下 真一郎日本金属学会2012年秋期 (第151回)講演大会 2012年09月 愛媛大学
- Evaluation of helium induced hardening in steels by the nano indentation [通常講演]K. Tadaki, H. Oka, S. Chen, S. Ohnuki, N. HashimotoAsian-Core University Program on Advanced Energy Science; International Symposium on Advanced Energy Systems and Materials 2012年08月 Aomori
- Relationship between strength and microstructure of 316 steel at elevated temperature [通常講演]H. Oka, N. Hashimoto, S. Ohnuki, S. YamashitaAsian-Core University Program on Advanced Energy Science; International Symposium on Advanced Energy Systems and Materials 2012年08月 Aomori
- オーステナイトODS鋼の酸化物粒子界面におけるHeの捕獲効果 [通常講演]唯木 康平, 岡 弘, 大貫 惣明, 橋本 直幸平成24年度日本金属学会・日本鉄鋼協会両支部合同サマーセッション 2012年07月 北海道大学
- 重照射した改良SUS316鋼における微細組織と機械強度の相関 [通常講演]岡 弘, 窪田 知宜, 橋本 直幸, 大貫 惣明, 山下 真一郎九州大学・応用力学研究所・炉内構造物の経年変化に関する研究集会 2012年07月 九州大学
- F82Hの接合・被覆部におけるはじき出し損傷と強度特性（日米協力TITAN計画） [通常講演]岡 弘, 橋本 直幸, 室賀 健夫, 長坂琢也, 木村晃彦, 鵜飼重治, M.A. Sokolov, T. Yamamoto第9回核融合エネルギー連合講演会 -地球を救うエネルギー 核融合の未来- 2012年06月 神戸
- 中性子照射した改良SUS316鋼における組織と機械強度のミクロ−マクロ相関 (3) [通常講演]山下 真一郎, 窪田 知宜, 岡 弘, 橋本 直幸, 大貫 惣明日本金属学会2012年春期 (第150回)講演大会 2012年03月 横浜国立大学
- 中性子照射した改良SUS316鋼における組織と機械強度のミクロ−マクロ相関 (2) [通常講演]岡 弘, 窪田 知宜, 橋本 直幸, 大貫 惣明, 山下 真一郎日本金属学会2012年春期 (第150回)講演大会 2012年03月 横浜国立大学
- Interface structure of oxide particle in an ODS austenitic stainless steel [通常講演]H.Oka, M.Watanabe, N.Hashimoto, S.Ohnuki, S.Yamashita, S.OhtsukaAsian-Core University Program on Advanced Energy Science; International Symposium on Advanced Energy Systems and Materials 2012年01月 Beijin
- Microstructure-hardness correlation in ion-irradiated iron [通常講演]B. Zhou, C.X. Liu, H. Oka, N. Hashimoto, S. Ohnuki日本金属学会・2011年秋期（第149回）講演大会 2011年11月 沖縄コンベンションセンター
- 中性子照射した改良SUS316鋼における組織と機械強度のミクロ−マクロ相関 [通常講演]山下 真一郎, 窪田 知宜, 岡 弘, 橋本 直幸, 大貫 惣明日本金属学会2011年秋期 (第149回)講演大会 2011年11月 沖縄
- Relationship between microstructure and mechanical properties in austenitic stainless steel [通常講演]H.Oka, C. Liu, N.Hashimoto, S.Ohnuki, S.Yamashita15th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-15) 2011年11月 ポスター発表 Charleston
- Interface structure of oxide particle and its influence for helium in an ODS austenitic stainless steel [通常講演]H.Oka, M.Watanabe, N.Hashimoto, S.Ohnuki, S.Yamashita, S.Ohtsuka15th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-15) 2011年11月 ポスター発表 Charleston
- ナノ組織から照射硬化まで [通常講演]大貫 惣明, 岡 弘, 橋本 直幸東北大学金属材料研究所ワークショップ・「鉄鋼材料照射影響機構研究の最近の進展 〜ナノ組織から機械的特性へいかにつなげるか」 2011年09月 仙台
- オーステナイトステンレス鋼における微細組織と機械的特性の相関 [通常講演]岡 弘, 劉 伝歆, 橋本 直幸, 大貫 惣明, N. Su, S. Jiang, 山下 真一郎東北大学金属材料研究所ワークショップ・「鉄鋼材料照射影響機構研究の最近の進展 〜ナノ組織から機械的特性へいかにつなげるか」 2011年09月 仙台
- オーステナイト系ODS鋼の機械的特性および電子線照射下挙動 [通常講演]岡 弘, 橋本 直幸, 木下 博嗣, 柴山 環樹, 大貫 惣明日本金属学会・日本鉄鋼協会両北海道支部合同冬季講演大会 2011年01月 室蘭工業大学
- Characterization of oxide particles in ODS austenitic stainless steel after heavy ion irradiation up to high dose [通常講演]H. Oka, Y. Yamazaki, H. Kinoshita, N. Hashimoto, S. Ohnuki, S. Yamashita, S. Ohtsuka2010 MRS fall meeting 2010年11月 口頭発表（一般） Boston
- Stability of Y-Hf-O complex oxides in Fe-16Cr-4Al-0.6Hf ODS ferritic steel under electron-irradiation [通常講演]C. Z. Yu, H. Oka, N. Hashimoto, S. OhnukiTenth Japan-China Symposium (JCS-10) on Materials for Advanced Energy Systems and Fission & Fusion Engineering 2010年10月 Kyoto
- Fe+イオン照射したオーステナイト系ODS鋼の酸化物粒子の安定性 [通常講演]山﨑 洋介, 岡 弘, Liu Chuanxin, 木下 博嗣, 橋本 直幸, 大貫 惣明, 鵜飼 重治日本金属学会2010年秋期 (第147回)講演大会 2010年09月 札幌
- Radiation-hardening and Microstructural Change in Ferritic Steels ion-irradiated by TIARA Facility to Low Doses [通常講演]Liu Chuanxin, H. Oka, N. Hashimoto, S. Ohnuki, N. Okubo, I. Ioka, M. Ando, K. Shiba, S. Jitsukawa日本金属学会2010年秋期 (第147回)講演大会 2010年09月 北海道大学
- オーステナイト系ODS 鋼の酸化物粒子の形成挙動 [通常講演]岡 弘, 渡部 雅, 橋本 直幸, 柴山 環樹, 大貫 惣明, 山下 真一郎, 大塚 智史日本金属学会2010年秋期 (第147回)講演大会 2010年09月 北海道大学
- Multiple-beam Irradiation Effects in Reduced Activation Ferritic Steels [通常講演]N. Hashimoto, H. Oka, H. Kinoshita, S. OhnukiThe 7th Pacific Rim International Conference on Advanced Materials and Processing (PRICM-7) 2010年08月 口頭発表（一般） Cairns
- オーステナイト系ODS鋼の微細組織と機械的特性 [通常講演]岡 弘, 橋本 直幸, 木下 博嗣, 柴山 環樹, 大貫 惣明, 山下 真一郎, 大塚 智史日本金属学会2010年春期(第146回)講演大会 2010年03月 筑波大学
- Evaluation of micro-hardness and microstructure of ion-irradiated ODS steels [通常講演]C. X. LIU, H. Oka, N. Hashimoto, S. Ohnuki, S. Yamashita, S. Ohtsuka, M. Ando, S. Jitsukawa日本鉄鋼協会・日本金属学会両北海道支部合同冬季講演大会 2010年01月 北海道大学
- Fabrication and mechanical properties of nano-particle dispersed austenitic stainless steels [通常講演]M. Watanabe, H. Oka, N. Hashimoto, S. Ohnuki, T. Shibayama, S. Yamashita, S. Ohtsuka14th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-14) 2009年09月 ポスター発表 Sapporo
- Electron irradiation properties of ODS austenitic stainless steel modified by third element addition [通常講演]H. Oka, M. Watanabe, N. Hashimoto, S. Ohnuki, T. Shibayama, H. Kinoshita, S. Yamashita, S. Ohtsuka14th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-14) 2009年09月 ポスター発表 Sapporo
- オーステナイト系ODS鋼の電子線照射欠陥形成に及ぼすヘリウムの影響 [通常講演]岡 弘, 渡部 雅, 橋本 直幸, 木下 博嗣, 柴山 環樹, 大貫 惣明日本鉄鋼協会・日本金属学会両北海道支部合同サマーセッション 2009年07月 室蘭
所属学協会
共同研究・競争的資金等の研究課題
- 日本学術振興会：科学研究費助成事業 若手研究研究期間 : 2021年04月 -2024年03月代表者 : 岡 弘本研究では、第4世代炉の高燃焼度用炉心材料として、耐照射性が高いと注目されているハイエントロピー合金(HEA)中に、点欠陥の消滅場所となるナノサイズの粒子を微細かつ高密度に分散した新しい合金を創製することを目指している。研究の第1段階は新しい合金の創製であり、メカニカルアロイング法（MA）によりHEA中に粒子を分散させ、分散状態の最適化を図る。第2段階では、試作した合金に対して中性子照射を模擬したイオン照射を行い、微細組織観察により耐ボイドスエリング性を検証する予定である。 研究の第1段階として、FCC型HEAであるCrFeMnNi系の母相合金中にY2O3を分散させることに成功した。Cr,Fe,Mn,Niの単体元素粉末及びY2O3を遊星型ボールミルにてMA処理することで、母相を合金化するとともにY2O3を母相に強制固溶させた。その際、エタ―ノール等の有機化合物系潤滑剤を使用せずに合金化することに成功しており、有機化合物に由来する不純物混入を防止している。次にMA粉末の固化焼結では放電プラズマ焼結（SPS）装置を使用し、Mnの揮発が激しくならない温度にて焼結を行った。得られたバルク試料の母相は、目的のFCC単相を有し、微細結晶粒組織となっていた。また、直径10～150 nmの微細な粒子が分散しており、組成分析及び結晶構造解析から当該析出物はY2O3であると同定した。また、Y2O3添加量を最大4wt%まで変動させたところ、析出した微細粒子のサイズd及び数密度Nの積N・dは試料の硬さと相関関係を示し、分散強化機構が支配的であるといえる。
- 日本学術振興会：科学研究費助成事業 特別研究員奨励費研究期間 : 2012年 -2013年代表者 : 岡 弘1. 溶質原子の強度因子への影響 前年度において, 林転位の強度因子α_dが, 試験温度と固溶炭素量の影響を受けやすいことを指摘し, 本年度は溶体化処理したモデル合金を用いて上記を定量的に評価した. 一軸歪を導入し林転位の密度を変えたサンプルの降伏応力および転位密度から, α_dは固溶尿素量と試験温度に依存し, α_d (T, C)と表記できることを明らかにした. これは, 林転位として存在する拡張転位が炭素雰囲気に固着され, 炭素濃度が高い場合には転位の収縮に多くのエネルギーが必要なためである. 2. 熱時効材 熱時効したサンプルについて, 500℃時効では硬度は増加, 降伏応力は減少し, 700℃時効では硬度・降伏応力とも減少した. これは中性子照射材とほぼ同様の傾向であった. 700℃時効材での軟化は, 主に転位の回復によるものであり, 大きな析出物の強度への影響は小さいものと推察した. 3. 酸化物分散強化型316鋼 酸化物は平均径10nmほどで大半が陰イオン欠損型蛍石構造のY_2Hf_2O_7であり, その分散状態は不均一であった. 結晶粒径は平均1μmほどで, 通常の溶体化処理316鋼に比べ非常に小さく, 強度増加分のうち80%は結晶粒微細化によるものであった. これは, 酸化物の分散が不均一であるために有効粒子間距離が大きく, みかけの強度因子が小さくなったものであり(0.08-0.1程度), 均一分散の重要性を指摘した. 4. 妥当性検討と統合モデル 組織-強度相関についてはオロワンの式が有用であり, 強度因子αついては障害物の種類ごとに詳細に理解することが重要で, 特に林転位では温度と固溶炭素濃度に影響されることを明らかにした. 前年度結果を含む機械特性のスケール相関では, 基本的に線形関係として問題はないが, 一部特殊な場合(結晶粒が小さい場合, イオン照射材に代表されるような硬さの深さ依存が存在する場合, など)は適用できないことを示した.