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Oka Hiroshi

Faculty of Engineering　Materials Science and Engineering　Energy MaterialsAssociate Professor

Researcher basic information

■ Degree
  • Doctor of Philosophy, Hokkaido University, Mar. 2014
■ URL
researchmap URL■ Research Keywords and Fields
Research Keyword
  • Radiation effects
  • Nuclear materials
  • Additive manufacturing
  • High entropy alloy
  • Transmission Electron Microscopy
  • Oxide Dispersion Strengthened steel
Research Field
  • Nanotechnology/Materials, Metallic material properties, Nuclear Material
■ Educational Organization

Career

■ Career
Career
  • Apr. 2024 - Present
    Hokkaido University, Faculty of Engineering Division of Materials Science and Engineering, 准教授
  • Apr. 2020 - Mar. 2024
    Hokkaido University, Faculty of Engineering Division of Materials Science and Engineering, Assistant Professor, Japan
  • Apr. 2018 - Mar. 2020
    Japan Atomic Energy Agency, Fuels and Materials Department, Research Engineer
  • Apr. 2014 - Mar. 2018
    Japan Atomic Energy Agency, Fast Reactor Fuel Cycle Technology Development Department, Research Engineer
Educational Background
  • Apr. 2011 - Mar. 2014, Hokkaido University, Graduate School of Engineering, Division of Materials Science and Engineering, Japan
Committee Memberships
  • Apr. 2025 - Present
    日本原子力学会 材料部会運営委員（国内学術小委員会）, Society
  • Apr. 2023 - Mar. 2025
    日本顕微鏡学会北海道支部, 庶務幹事, Society
  • Apr. 2023 - Mar. 2025
    日本金属学会, 会報編集委員, Society
  • Apr. 2021 - Mar. 2023
    日本金属学会北海道支部, 庶務幹事, Society
  • Apr. 2021 - Mar. 2023
    日本原子力学会 材料部会運営委員（編集小委員会）

Research activity information

■ Awards
  • Oct. 2025, ICFRM-22 (The 22nd International Conference on Fusion Reactor Materials), Young Researcher Excellent Poster Award
    Possibility of fabricating ODS high entropy alloys by using cold spray method
    Kazuma Kikkawa;Hiroshi Oka;Naoyuki Hashimoto;Shigehito Isobe
  • Mar. 2024, 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
    岡 弘
  • Nov. 2023, PRICM11 (The 11th Pacific Rim International Conference on Advanced Materials and Processing), Best Poster Award
    Solid-state diffusion bonding between CoCrNi-based high entropy alloys system and 316 stainless steel by spark plasma sintering
    Haotian Sun;Naoyuki Hashimoto;Hiroshi Oka;Shigehito Isobe
  • Mar. 2022, 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
    佐藤 幹;岡 弘;橋本 直幸;礒部 繁人
  • Sep. 2018, 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
    岡 弘
  • Oct. 2015, Forschungszentrum Jülich - ICFRM-17, ICFRM-17 Poster Award in Session 1
    Effect of thermo-mechanical treatment on nano-structure of 9Cr-ODS steel
    Hiroshi Oka, International society
■ Papers
■ Other Activities and Achievements
■ Lectures, oral presentations, etc.
  • Study on microstructure and mechanical property of reduced activation concentrated solid-solution alloys fabricated by two different additive manufacturing methods
    Hiroshi Oka; Motoki Sato; Naoyuki Hashimoto; Shigehito Isobe; Shinichiro Yamashita
    NuMat 2022 (Nuclear Materials Conference 2022), 27 Oct. 2022, English, Oral presentation
    24 Oct. 2022 - 28 Oct. 2022
  • Investigation of Co-free high entropy alloys produced by Selective Laser Melting for nuclear applications
    H. Oka; N. Hashimoto; S. Isobe; S. Yamashita
    AM-Bench 2022 (Additive Manufacturing Benchmarks 2022), English, Oral presentation
    14 Aug. 2022 - 18 Aug. 2022
  • Investigation of Reduced Activation FCC-type High Entropy Alloys under Au Ion Irradiation
    H. Oka; N. Hashimoto; S. Yamashita
    WOTWISI-6 (The Sixth International Workshop on TEM with In Situ Irradiation), 27 Jul. 2022, English, Nominated symposium
    27 Jul. 2022 - 29 Jul. 2022, [Invited]
  • 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
    2022 - 2022
  • 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
    2022 - 2022
  • 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
    2022 - 2022
  • 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
    2022 - 2022
  • 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
    2022 - 2022
  • 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
    2022 - 2022
  • 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
    2022 - 2022
  • 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
    2022 - 2022
  • 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
    2022 - 2022
  • 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
    2022 - 2022
  • Investigation of reduced activation FCC-type high entropy alloys for nuclear applications
    H. Oka; N. Hashimoto; S. Isobe; M. Ueda; S. Hayashi; S. Yamashita; M. Itakura; T. Tsuru
    2nd World Congress on High Entropy Alloys (HEA 2021), English, Oral presentation
    05 Dec. 2021 - 08 Dec. 2021
  • Effect of nitrogen on high temperature creep strength of 9Cr-ODS steel
    H. Oka; N. Hashimoto; T. Tanno; Y. Yano; S. Ohtsuka; T. Kaito
    The 20th International conference on Fusion reactor materials (ICFRM-20), English, Oral presentation
    24 Oct. 2021 - 29 Oct. 2021
  • 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
    2021 - 2021
  • 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
    2021 - 2021
  • 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
    2021 - 2021
  • 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
    2021 - 2021
  • 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
    2021 - 2021
  • 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
    2021 - 2021
  • 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
    2021 - 2021
  • Development of new reduced activation HEAs by additive manufacturing method (1) Outline
    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
    2021 - 2021
  • Development of new reduced activation HEAs by additive manufacturing method (3) Radiation property
    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
    2021 - 2021
  • Development of new reduced activation HEAs by additive manufacturing method (2) Material property of additively manufactured alloys
    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
    2021 - 2021
  • 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
    2021 - 2021
  • 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
    2021 - 2021
  • 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
    2021 - 2021
  • 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
    2021 - 2021
  • 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
    2021 - 2021
  • 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
    2021 - 2021
  • Estimation of Cs distribution and characteristics in the reactor under severe accident (3) Chemical forms of Cs chemisorbed products
    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
    2021 - 2021
  • Effects of initial precipitates on the evolution of defect clusters in low alloy steel
    H. Oka; S. Goto; N. Hashimoto; J. Hirabayashi; T. Fujita; F. Kano
    NuMat 2020 (The Nuclear Materials Conference), English, Oral presentation
    26 Oct. 2020 - 29 Oct. 2020
  • Mass production technology development of 9Cr-ODS steel; Development of Prototype large ATTRItor for mass production of ODS steel (PATTRIODS) and test production
    Oka, 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, Mar. 2020
  • 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
    2020 - 2020
  • 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
    2020 - 2020
  • 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
    2020 - 2020
  • 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
    2020 - 2020
  • Stability of nano-particles in ODS steel cladding for fast reactor irradiated to about 240 dpa
    Oka, Hiroshi; Tanno, Takashi; Yano, Yasuhide; Tachi, Yoshiaki; Otsuka, Satoshi; Kaito, Takeji
    QST高崎サイエンスフェスタ2019, Dec. 2019
  • Microstructural stability of ODS steel after long-time creep test
    Hiroshi Oka; Takashi Tanno; Yasuhide Yano; Satoshi Ohtsuka; Takeji Kaito; Yoshiaki Tachi
    the 19th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-19), 29 Oct. 2019
    27 Oct. 2019 - 01 Nov. 2019
  • Tensile properties on dissimilar welds between 11Cr-ferritic/martensitic steel and 316 stainless steel after thermal aging
    Yano, Yasuhide; Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Sekio, Yoshihiro; Otsuka, Satoshi; Kaito, Takeji; Tachi, Yoshiaki
    the 19th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-19), Oct. 2019
  • Tensile property changes of 11Cr ferritic/martensitic steel irradiated in fast reactor Joyo
    Tanno, Takashi; Yano, Yasuhide; Oka, Hiroshi; Sekio, Yoshihiro; Otsuka, Satoshi; Kaito, Takeji; Tachi, Yoshiaki
    the 19th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-19), Oct. 2019
  • Relationship between microstructure and manufacturing condition of 9Cr-ODS ferritic/martensitic steels
    Hiroshi Oka; Takashi Tanno; Yasuhide Yano; Satoshi Ohtsuka; Takeji Kaito; Yoshiaki Tachi
    Fifth International Workshop on Structural Material for Innovative Nuclear Systems (SMINS-5), 08 Jun. 2019, English, Poster presentation
    [International presentation]
  • Model calculation of Cr dissolution from steel surface exposed to high-temperature flowing sodium
    Otsuka, Satoshi; Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Yano, Yasuhide; Hashidate, Ryuta; Kato, Shoichi; Furukawa, Tomohiro; Kaito, Takeji; Ito, Chikara
    Fifth International Workshop on Structural Material for Innovative Nuclear Systems (SMINS-5), Jun. 2019
  • Outline of material irradiation research results using Joyo
    Kaito, Takeji; Yano, Yasuhide; Shizukawa, Yuta; Oka, Hiroshi; Tanno, Takashi; Otsuka, Satoshi
    Fifth International Workshop on Structural Material for Innovative Nuclear Systems (SMINS-5), Jun. 2019
  • Post irradiation examinations for materials irradiated in Joyo
    Shizukawa, Yuta; Sekio, Yoshihiro; Oka, Hiroshi; Tanno, Takashi; Yano, Yasuhide; Tachi, Yoshiaki; Otsuka, Satoshi; Kaito, Takeji
    Fifth International Workshop on Structural Material for Innovative Nuclear Systems (SMINS-5), Jun. 2019
  • Tensile property changes of 11Cr ferritic/martensitic steel irradiated in Joyo
    Tanno, Takashi; Yano, Yasuhide; Sekio, Yoshihiro; Oka, Hiroshi; Otsuka, Satoshi; Kaito, Takeji; Tachi, Yoshiaki
    Fifth International Workshop on Structural Material for Innovative Nuclear Systems (SMINS-5), Jun. 2019
  • Effects of thermal aging on tensile properties of electron beam welded dissimilar joints between 11Cr-ferritic/martensitic steel and 316 stainless steel
    Yano, Yasuhide; Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Sekio, Yoshihiro; Otsuka, Satoshi; Kaito, Takeji
    Fifth International Workshop on Structural Material for Innovative Nuclear Systems (SMINS-5), Jun. 2019
  • Evaluation of breach characteristics of fast reactor fuel pins during steady state irradiation
    Hiroshi Oka; Yoshihisa Ikusawa; Satoshi Ohtsuka; Takeji Kaito
    NuMat 2018, Nov. 2018, English, Poster presentation
    [International presentation]
  • Cesium migration effects on irradiation behavior of fast reactor MOX fuel pins
    Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Ikusawa, Yoshihisa; Uwaba, Tomoyuki; Otsuka, Satoshi; Kaito, Takeji; Maeda, Seiichiro
    Nuclear Materials Conference 2018 (NuMat 2018), Oct. 2018
  • Ultra-high temperature creep and transient burst strength of ODS steel cladding tube
    Yano, Yasuhide; Sekio, Yoshihiro; Kato, Shoichi; Tanno, Takashi; Inoue, Toshihiko; Oka, Hiroshi; Otsuka, Satoshi; Furukawa, Tomohiro; Uwaba, Tomoyuki; Kaito, Takeji; Ukai, Shigeharu
    Nuclear Materials Conference 2018 (NuMat 2018), Oct. 2018
  • Irradiation behavior of fast reactor fuel pins, 2; Irradiation behavior of annular pellet pins
    Yokoyama, Keisuke; Uwaba, Tomoyuki; Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi
    日本原子力学会2018年春の年会, Mar. 2018, Japanese
    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。, [Domestic Conference]
  • Effect of nitrogen concentration on nano-structure and high-temperature strength of 9Cr-ODS steel
    Oka, Hiroshi; Tanno, Takashi; Otsuka, Satoshi; Yano, Yasuhide; Kaito, Takeji
    18th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-18), Nov. 2017, English
    Aomori, 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., [International presentation]
  • Axial migration and accumulation behavior of cesium in fast reactor fuel pins, 2; Evaluation of diameter change of fuel pellet by cesium local accumulation
    Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Ikusawa, Yoshihisa; Uwaba, Tomoyuki; Kaito, Takeji
    日本原子力学会2017年秋の大会, Sep. 2017, Japanese
    札幌, Evaluation of diameter changes of fuel pellets by cesium (Cs) accumulation based on gamma-scan profiles was carried out in order to estimate the influence of axial migration and accumulation behavior of Cs for fuel-cladding mechanical interaction (FCMI). Local diameter change of the UO$_{2}$ pellets facing MOX pellets and FCMI by the diameter change were predicted for EBR-II irradiation test. To prevent the FCMI, the radial gap should have been more 80$\mu$m larger than the initial radial gap as fabricated for EBR-II irradiation test., [Domestic Conference]
  • Axial migration and accumulation behavior of cesium in fast reactor fuel pins, 3; Evaluation of cesium accumulation effect on lifetime of fuel cladding tube
    Ikusawa, Yoshihisa; Uwaba, Tomoyuki; Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Kaito, Takeji; Nemoto, Junichi
    日本原子力学会2017年秋の大会, Sep. 2017, Japanese
    札幌, In high burnup MOX fuel pins, cesium accumulates at the UO$_{2}$ - MOX pellet boundary and cladding tube diameter is locally increased around the position by FCMI, due to the formation of Cs-U-O compound. Based on the computation results obtained using an irradiation behavior analysis code "CEDAR", we evaluated the effect of this behavior on cladding creep damage. As the computation result, it was found that the cladding creep damage around the UO$_{2}$ - MOX pellet boundary increases by the FCMI stress., [Domestic Conference]
  • Axial migration and accumulation behavior of cesium in fast reactor fuel pins, 1; Axial migration and accumulation behavior of cesium observed in irradiation test of Joyo and foreign reactors
    Oka, Hiroshi; Tanno, Takashi; Ikusawa, Yoshihisa; Uwaba, Tomoyuki; Kaito, Takeji
    日本原子力学会2017年秋の大会, Sep. 2017, Japanese
    札幌, Through the irradiation test of Joyo and foreign reactors, the behavior of cesium migration and accumulation in axial heterogeneous fuel pins was investigated. The local increase of cladding tube diameter at MOX/UO$_{2}$ boundary was observed at a burnup of 115 GWd/t, which seems to be caused by the accumulation of cesium., [Domestic Conference]
  • Influence of impurity nitrogen on microstructure and high-temperature strength of 9Cr-ODS steel
    Oka, Hiroshi; Tanno, Takashi; Otsuka, Satoshi; Kaito, Takeji
    日本金属学会2017年秋期(第161回)講演大会, Sep. 2017, Japanese
    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$変態の駆動力が増加したためであり、同相の減少は強度低下の主要因と考えられる。, [Domestic Conference]
  • Modelling and numerical calculation of mass transfer phenomena between fast reactor fuel cladding tube and liquid Na
    Otsuka, Satoshi; Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Yano, Yasuhide; Uwaba, Tomoyuki; Kaito, Takeji; Furukawa, Tomohiro; Kato, Shoichi
    日本金属学会2017年秋期(第161回)講演大会, Sep. 2017, Japanese
    札幌, Maximum temperature of ODS steel cladding tube for long life fast reactor fuel is very high (approximately 700$^{\circ}$C) in normal operation condition. It was reported that, in reactor operation, mass transfer phenomena (dissolution, deposition, penetration) took place as a result of increased solubility of steel constituent elements in liquid Na. The driving force of these phenomena is the chemical potential gap of solute elements in steel and liquid Na, which is dependent of not only temperature but also other factors such as impurity concentrations in Liquid Na. For appropriately evaluating experimental data and predicting the corrosion behavior in actual plant, it is required to list up the key factors including other factors than temperature and residence time and understand the effects of these factors. In this study, transfer behavior of Cr (main alloying element of ODS steel) is discussed; modelling and numerical calculation were carried out on Cr dissolution behavior from fast reactor fuel cladding tube into liquid Na., [Domestic Conference]
  • Development of ODS steel for fast reactor cladding material
    Oka, Hiroshi; Tanno, Takashi; Otsuka, Satoshi; Yano, Yasuhide; Uwaba, Tomoyuki; Kaito, Takeji
    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, Apr. 2017, Japanese
    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。, [Domestic Conference]
  • Evaluation on tolerance to failure of ODS ferritic steel claddings at the accident conditions of fast reactors
    Uwaba, Tomoyuki; Yano, Yasuhide; Otsuka, Satoshi; Naganuma, Masayuki; Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Kato, Shoichi; Kaito, Takeji; Ukai, Shigeharu; Kimura, Akihiko; Hayashi, Shigenari; Torimaru, Tadahiko
    2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017), Apr. 2017, English
    Fukui/Kyoto, 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 operates., [International presentation]
  • R\&D of ODS ferritic steel cladding for maintaining fuel integrity at accident condition, 3-5; Evaluation on tolerance to failure of existing ODS ferritic steel claddings at the accident conditions of fast reactors
    Uwaba, Tomoyuki; Yano, Yasuhide; Otsuka, Satoshi; Naganuma, Masayuki; Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Kato, Shoichi; Kaito, Takeji; Ukai, Shigeharu; Kimura, Akihiko; Torimaru, Tadahiko; Hayashi, Shigenari
    日本原子力学会2017年春の年会, Mar. 2017, Japanese
    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}$Cまでの高温クリープ特性データを基に策定した破損寿命評価式を適用し、高速炉の事故時の被覆管の耐破損性を評価した。, [Domestic Conference]
  • Structure stability of ferritic ODS steel for fast reactor fuel cladding tube under irradiation
    Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Yano, Yasuhide; Otsuka, Satoshi; Kaito, Takeji
    放射線利用フォーラム2017 in 高崎 / 第1回QST高崎研シンポジウム, Jan. 2017, Japanese
    高崎, Fe self-ion irradiation to ODS steels was conducted at 400$^{\circ}$C to evaluate the stability of oxide nano-dispersoids in the ODS steels and embrittlement behavior of higher Cr ODS steel under irradiation. Fe and He dual ion irradiation test at 470$^{\circ}$C was also conducted to evaluate the influence of He existence. The indentation hardness increased in early stage of the irradiation, and decreased over 150 dpa. But the hardness was higher than that as unirradiated, even if the dose reached 230 dpa. The Cr enrichment from 9Cr to 11Cr would not lead to extra irradiation hardening and/or irradiation embrittlement because the irradiation hardening behavior of 9Cr and 11Cr-ODS steels were almost same. The irradiation hardening due to Fe+He dual ions irradiation was negligible or comparatively small. Therefore it was considered that fine and dense voids formation enhanced by He existence was not significant., [Domestic Conference]
  • Transient burst properties of ODS steel cladding for evaluating sever accident
    Inoue, Toshihiko; Sekio, Yoshihiro; Otsuka, Satoshi; Yano, Yasuhide; Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Furukawa, Tomohiro; Kaito, Takeji; Torimaru, Tadahiko; Hayashi, Shigenari; Kimura, Akihiko; Ukai, Shigeharu
    Nuclear Materials Conference 2016 (NuMat 2016), Nov. 2016, English
    Montpellier, In order to evaluate the strength and deformation in severe accident, the transient burst tests were carried out with various heating rates (from 0.1 to 10 K/s) and hoop stresses (from 50 to 200 MPa) to provide more evaluation data. The test materials were core materials in fast reactors, 9-18Cr-ODS and accident tolerant fuel cladding tube in the light water reactors, FeCrAl-added ODS ferritic steels. Result, the rupture strength dropped with increasing hoop stress and decreasing heating rate. The burst strength of Al-added ODS steels was lower than other ODS steels, Al and Zr-added ODS steels show good transient burst strength., [International presentation]
  • High temperature creep properties of ODS steel cladding for evaluating severe accident
    Kato, Shoichi; Furukawa, Tomohiro; Yano, Yasuhide; Tanno, Takashi; Otsuka, Satoshi; Oka, Hiroshi; Inoue, Toshihiko; Kaito, Takeji; Ukai, Shigeharu; Kimura, Akihiko; Hayashi, Shigenari; Torimaru, Tadahiko
    Nuclear Materials Conference 2016 (NuMat 2016), Nov. 2016, English
    Montpellier, Oxide dispersion strengthened (ODS) steel is a prime candidate for cladding tubes of Japan Sodium-cooled Fast Reactor (JSFR) due to the high temperature and radiation resistances. One of the safety design of JSFR for Design Extension Condition (DEC) is the control of severe plant conditions, including prevention of severe accidents and mitigation of severe-accident consequences. Therefore, it is necessary to acquire the mechanical properties at ultra-high temperature conditions for core materials to evaluate safety design. There are, however, no data for ODS claddings at ultra-high temperature condition for the reflecting to the design criteria. In this study, creep rupture tests of 9Cr-ODS, 12Cr-ODS and FeCrAl-ODS steel claddings have been done at elevated temperatures, and the effect of minor elements such as Al, Zr and O on the mechanical strength and the creep rupture curve for the safety design were evaluated. The effect of minor elements was estimated based on the data at 700$^{\circ}$C and 1000$^{\circ}$C. As the results, it was confirmed that the addition of Zr had an effect on the improvement of creep strength at elevated temperature for the FeCrAl-ODS steel claddings., [International presentation]
  • Ultra-high temperature tensile properties of ODS steel claddings under severe accident conditions
    Yano, Yasuhide; Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Otsuka, Satoshi; Inoue, Toshihiko; Kato, Shoichi; Furukawa, Tomohiro; Uwaba, Tomoyuki; Kaito, Takeji; Ukai, Shigeharu; Ono, Naoko; Kimura, Akihiko; Hayashi, Shigenari; Torimaru, Tadahiko
    Nuclear Materials Conference 2016 (NuMat 2016), Nov. 2016, English
    Montpellier, Ultra-high temperature ring tensile tests were carried out to investigate the tensile behavior of oxide dispersion strengthened (ODS) steel claddings and wrapper materials under severe accident conditions; temperatures ranged from room temperature to 1400$^{\circ}$C which is near the melting point of core materials. The experimental results showed that tensile strength of 9Cr-ODS steel claddings was highest in the core materials at the ultra-high temperatures between 900 and 1200$^{\circ}$C, but that there was significant degradation in tensile strength of 9Cr-ODS steel claddings above 1200$^{\circ}$C. This degradation was attributed to grain boundary sliding deformation with $\gamma$/$\delta$ transformation, which was associated with reduced ductility. On the other hand, tensile strength of recrystallized 12Cr-ODS and FeCrAl-ODS steel claddings retained its high value above 1200 $^{\circ}$C unlike the other tested materials. Present study includes the result of "R\&D of ODS ferritic steel fuel cladding for maintaining fuel integrity at the high temperature accident condition" entrusted to Hokkaido University by the Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology of Japan (MEXT)., [International presentation]
  • Study on the physical properties of non-stoichiometric oxide fuels with high minor actinide contents, 4; Outline and main results
    Tanaka, Kosuke; Seki, Takayuki; Oka, Hiroshi; Matsuda, Tetsushi; Muta, Hiroaki; Sekioka, Ken; Tokoro, Daishiro
    日本原子力学会2016年秋の大会, Sep. 2016, Japanese
    久留米, The outline and main results of "Study on the physical properties of non-stoichiometric oxide fuels with high minor actinide contents", entrusted by the Ministry of Education, Culture, Sports, Science and Technology of Japan are presented., [Domestic Conference]
  • R\&D of fuel cladding of ODS ferritic steel for maintaining fuel integrity at accidental high temperature condition, 2-1; Evaluation of failure limit correlation under an accident condition
    Yano, Yasuhide; Kato, Shoichi; Otsuka, Satoshi; Inoue, Toshihiko; Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Furukawa, Tomohiro; Kaito, Takeji; Kimura, Akihiko; Torimaru, Tadahiko; Hayashi, Shigenari; Ukai, Shigeharu
    日本原子力学会2016年春の年会, Mar. 2016, Japanese
    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。, [Domestic Conference]
  • Development of ODS steel cladding tube for fast reactor
    Oka, Hiroshi; Tanno, Takashi; Otsuka, Satoshi; Yano, Yasuhide; Uwaba, Tomoyuki; Kaito, Takeji
    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」, Jan. 2016, Japanese
    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。, [Domestic Conference]
  • Evaluation of irradiation resistance of ODS ferritic steel for fast reactor application
    Tanno, Takashi; Oka, Hiroshi; Otsuka, Satoshi; Yano, Yasuhide; Kaito, Takeji
    第10回高崎量子応用研究シンポジウム, Oct. 2015, Japanese
    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。, [Domestic Conference]
  • Strength anisotropy of rolled 11Cr-ODS steel
    Tanno, Takashi; Yano, Yasuhide; Oka, Hiroshi; Otsuka, Satoshi; Uwaba, Tomoyuki; Kaito, Takeji
    17th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-17), Oct. 2015, English
    Aachen, Materials for core components of fusion reactors and fast reactors, such as blankets and fuel cladding tubes, must be excellent in high temperature strength and irradiation resistance because they will be exposed to high heat flux and heavy neutron irradiation. Oxide dispersion strengthened (ODS) steels have been developing as the candidate material. Japan Atomic Energy Agency (JAEA) have been developing 9 and 11 Chromium (Cr) ODS steels for advanced fast reactor cladding tubes. The JAEA 11Cr-ODS steels were rolled in order to evaluate their anisotropy. Tensile tests and creep tests of them were carried out at 700 $^{\circ}$C in longitudinal and transverse orientation. The anisotropy of tensile strength was negligible, though that of creep strength was distinct. The observation results and chemical composition analysis suggested that the cause of the anisotropy in creep strength was prior powder boundary including Ti-rich precipitates., [International presentation]
  • Tensile properties and hardness of two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel after aging up to 45,000 h
    Yano, Yasuhide; Tanno, Takashi; Sekio, Yoshihiro; Oka, Hiroshi; Otsuka, Satoshi; Uwaba, Tomoyuki; Kaito, Takeji
    17th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-17), Oct. 2015, English
    Aachen, 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$^{\circ}$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., [International presentation]
  • Effect of thermo-mechanical treatments on nano-structure of 9Cr-ODS steel
    Oka, Hiroshi; Tanno, Takashi; Otsuka, Satoshi; Yano, Yasuhide; Uwaba, Tomoyuki; Kaito, Takeji; Onuma, Masato
    17th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-17), Oct. 2015, English
    Aachen, The 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., [International presentation]
  • R\&D of ODS ferritic steel cladding for maintaining fuel integrity at accident condition, 2; Hot-extruded bar and tube manufacturing test
    Oka, Hiroshi; Tanno, Takashi; Inoue, Toshihiko; Otsuka, Satoshi; Yano, Yasuhide; Kaito, Takeji; Ukai, Shigeharu; Kimura, Akihiko; Torimaru, Tadahiko; Hayashi, Shigenari
    日本原子力学会2015年秋の大会, Sep. 2015, Japanese
    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。, [Domestic Conference]
  • Superior high-temperature strength of oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic steel
    Oka, Hiroshi; Tanno, Takashi; Otsuka, Satoshi; Yano, Yasuhide; Kaito, Takeji
    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, Jul. 2015, Japanese
    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。, [Domestic Conference]
  • Effect of thermo-mechanical treatment on nano-structure of 9Cr-ODS steel
    Oka, Hiroshi; Tanno, Takashi; Otsuka, Satoshi; Yano, Yasuhide; Kaito, Takeji; Onuma, Masato
    日本金属学会2015年春期(第156回)講演大会, Mar. 2015, Japanese
    東京, Microstructural changes of 9Cr-ODS steel introduced by thermo-mechanical treatment (hot isostatic press (HIP), hot extrusion, and hot forge) were evaluated. The weight-ratio of residual ferrite phase reduced and the number density of nano-oxide particle decreased after the thermo-mechanical treatment. The change of number density and size of nano-oxide particle would affect the weight-ratio of residual ferrite phase because the formation of the residual ferrite phase is led by the pin effect of the nano-oxide particle., [Domestic Conference]
  • 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
    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, 23 Jan. 2014, Japanese
    札幌
  • Hardness distribution and tensile properties in an electron beam weldment of F82H irradiated in HFIR
    H. Oka; N. Hashimoto; T. Muroga; A. Kimura; M.A. Sokolov; T. Yamamoto
    16th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-16), Oct. 2013, English, Poster presentation
    Beijin, [International presentation]
  • Strength factor of dislocations in neutron irradiated austenitic stainless steel at high temperature
    H. Oka; N. Hashimoto; S. Ohnuki; S. Yamashita
    16th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-16), Oct. 2013, English, Poster presentation
    Beijin, [International presentation]
  • 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
    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, 17 Sep. 2013, Japanese
    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)
    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, 17 Sep. 2013, Japanese
    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)
    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, 17 Sep. 2013, Japanese
    金沢大学
  • Evaluation of multi-layered hardness in ion-irradiated stainless steel by nano-indentation technique
    Hiroshi Oka; Yutaka Sato; Naoyuki Hashimoto; Somei Ohnuki
    The International Symposium on Fusion Nuclear Technology (ISFNT-11), Sep. 2013, English, Poster presentation
    Barcelona, [International presentation]
  • 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
    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, 26 Jul. 2013, Japanese
    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
    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, 18 Mar. 2013, Japanese
    札幌
  • イオン照射したステンレス鋼のナノ硬さ評価法
    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, 24 Jan. 2013, Japanese
    室蘭工業大学
  • Hardening and Softening Caused by Long Term Neutron Irradiation in Modified -SUS316 Stainless Steel
    H. Oka; T. Kubota; N. Hashimoto; S. Ohnuki; S. Yamashita
    2012 MRS fall meeting, Nov. 2012, English, Oral presentation
    Boston, [International presentation]
  • Evaluation by the nano indentation method of helium irradiation hardening in steel material
    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, 19 Sep. 2012, Japanese, Oral presentation
    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)
    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, 17 Sep. 2012, Japanese
    愛媛大学
  • Evaluation of helium induced hardening in steels by the nano indentation
    K. Tadaki; H. Oka; S. Chen; S. Ohnuki; N. Hashimoto
    Asian-Core University Program on Advanced Energy Science; International Symposium on Advanced Energy Systems and Materials, Aug. 2012, English
    Aomori
  • Relationship between strength and microstructure of 316 steel at elevated temperature
    H. Oka; N. Hashimoto; S. Ohnuki; S. Yamashita
    Asian-Core University Program on Advanced Energy Science; International Symposium on Advanced Energy Systems and Materials, Aug. 2012, English
    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
    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, 24 Jul. 2012, Japanese
    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
    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, 24 Jul. 2012, Japanese
    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）
    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-, 28 Jun. 2012, Japanese
    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)
    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, 28 Mar. 2012, Japanese
    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)
    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, 28 Mar. 2012, Japanese
    横浜国立大学
  • Interface structure of oxide particle in an ODS austenitic stainless steel
    H.Oka; M.Watanabe; N.Hashimoto; S.Ohnuki; S.Yamashita; S.Ohtsuka
    Asian-Core University Program on Advanced Energy Science; International Symposium on Advanced Energy Systems and Materials, Jan. 2012, English
    Beijin
  • Microstructure-hardness correlation in ion-irradiated iron
    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, 07 Nov. 2011, Japanese
    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
    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, 07 Nov. 2011, Japanese
    沖縄
  • Relationship between microstructure and mechanical properties in austenitic stainless steel
    H.Oka; C. Liu; N.Hashimoto; S.Ohnuki; S.Yamashita
    15th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-15), Nov. 2011, English, Poster presentation
    Charleston, [International presentation]
  • Interface structure of oxide particle and its influence for helium in an ODS austenitic stainless steel
    H.Oka; M.Watanabe; N.Hashimoto; S.Ohnuki; S.Yamashita; S.Ohtsuka
    15th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-15), Nov. 2011, English, Poster presentation
    Charleston, [International presentation]
  • ナノ組織から照射硬化まで
    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」, 29 Sep. 2011, Japanese
    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
    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」, 29 Sep. 2011, Japanese
    仙台, [Domestic Conference]
  • 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
    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, 27 Jan. 2011, Japanese
    室蘭工業大学
  • Characterization of oxide particles in ODS austenitic stainless steel after heavy ion irradiation up to high dose
    H. Oka; Y. Yamazaki; H. Kinoshita; N. Hashimoto; S. Ohnuki; S. Yamashita; S. Ohtsuka
    2010 MRS fall meeting, Nov. 2010, English, Oral presentation
    Boston
  • Stability of Y-Hf-O complex oxides in Fe-16Cr-4Al-0.6Hf ODS ferritic steel under electron-irradiation
    C. Z. Yu; H. Oka; N. Hashimoto; S. Ohnuki
    Tenth Japan-China Symposium (JCS-10) on Materials for Advanced Energy Systems and Fission & Fusion Engineering, Oct. 2010, English
    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
    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, 25 Sep. 2010, Japanese
    札幌, [Domestic Conference]
  • Radiation-hardening and Microstructural Change in Ferritic Steels ion-irradiated by TIARA Facility to Low Doses
    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, 25 Sep. 2010, Japanese
    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
    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, 25 Sep. 2010, Japanese
    北海道大学
  • Multiple-beam Irradiation Effects in Reduced Activation Ferritic Steels
    N. Hashimoto; H. Oka; H. Kinoshita; S. Ohnuki
    The 7th Pacific Rim International Conference on Advanced Materials and Processing (PRICM-7), Aug. 2010, English, Oral presentation
    Cairns, [International presentation]
  • オーステナイト系ODS鋼の微細組織と機械的特性
    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, 28 Mar. 2010, Japanese
    筑波大学
  • Evaluation of micro-hardness and microstructure of ion-irradiated ODS steels
    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, 21 Jan. 2010, Japanese
    北海道大学
  • Fabrication and mechanical properties of nano-particle dispersed austenitic stainless steels
    M. Watanabe; H. Oka; N. Hashimoto; S. Ohnuki; T. Shibayama; S. Yamashita; S. Ohtsuka
    14th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-14), Sep. 2009, English, Poster presentation
    Sapporo, Japan, [International presentation]
  • Electron irradiation properties of ODS austenitic stainless steel modified by third element addition
    H. Oka; M. Watanabe; N. Hashimoto; S. Ohnuki; T. Shibayama; H. Kinoshita; S. Yamashita; S. Ohtsuka
    14th International Conference on Fusion Reactor Materials (ICFRM-14), Sep. 2009, English, Poster presentation
    Sapporo, [International presentation]
  • 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
    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, 24 Jul. 2009, Japanese
    室蘭
■ Syllabus
  • 材料工学実験Ⅰ, 2024年, 学士課程, 工学部
  • 材料工学実験Ⅱ, 2024年, 学士課程, 工学部
  • 一般教育演習(ﾌﾚｯｼｭﾏﾝｾﾐﾅｰ), 2024年, 学士課程, 全学教育
■ Affiliated academic society
  • ATOMIC ENERGY SOCIETY OF JAPAN
  • THE JAPAN INSTITUTE OF METALS AND MATERIALS
  • 日本鉄鋼協会
  • The Minerals, Metals & Materials Society
  • Materials Research Society
■ Research Themes
  • Exploration of innovative methods for the fabrication of particle-dispersed high-entropy alloys for high burn-up core materials
    Grants-in-Aid for Scientific Research
    01 Apr. 2024 - 31 Mar. 2028
    岡 弘
    Japan Society for the Promotion of Science, Grant-in-Aid for Scientific Research (B), Hokkaido University, 24K01393
  • 機械学習ポテンシャルを活用した軽水炉燃料被覆管に発生する微細組織形成過程の解明
    科学研究費助成事業
    01 Apr. 2023 - 31 Mar. 2026
    沖田 泰良; 岡 弘
    本研究では、軽水炉の燃料被覆管として使用されるZr合金を対象とし、小さなセルで行った第一原理計算の結果を人工ニューラルネットワークに学習させることで、第一原理計算の精度を確保しつつ従来の分子動力学法と同じ程度まで計算コストを減らすことが可能な機械学習ポテンシャルを構築している。2023年度は、密度汎関数に基づいた第一原理計算ソフトVASPにより、単体Zrを対象として、六方晶で格子を歪ませた系、面心立方構造で格子を歪ませた系、表面および原子空孔を含む系、すべり面上の片側の原子を徐々にシフトさせた系の原子配置に対して、系のエネルギー、系内の各原子に働く力を算出し、教師データとした。この際、原子配置は、8つのradial関数と18のangular関数を用いて、並進普遍性と回転普遍性を有する入力データに変換した。
    これらを人工ニューラルネットワークに学習させることで、Zr中に形成する特異的なナノ組織であるc-loopが形成する過程において重要な物性値を再現する原子間ポテンシャルを構築することに成功した。
    日本学術振興会, 基盤研究(B), 東京大学, 23K26586
  • ボイドスエリングの大幅低減を目指した高燃焼度炉心材料用ハイエントロピー合金の創製
    科学研究費助成事業 若手研究
    01 Apr. 2021 - 31 Mar. 2024
    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, 若手研究, 北海道大学, 21K14559
  • 高エネルギー粒子線照射下での損傷組織と強度の相関関係式の構築
    科学研究費助成事業 特別研究員奨励費
    2012 - 2013
    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.
    日本学術振興会, 特別研究員奨励費, 北海道大学, 12J00395
■ Academic and Social Contribution Activities/Other
Industrial Property Rights
  • 原子力エネルギー用材料研究グループ
    01 Mar. 2023 - Present
    Planning etc
    Academic society etc
    日本金属学会 若手研究グループ