一般社団法人 日本原子力学会

材料部会報

Nuclear Materials Letters（2023 年 9 月）
（部会ホームページ http://www.aesj.or.jp/~material/）
目
I. 巻頭言 部会長あいさつ

次..................................................................................................1
西山 裕孝（JAEA安全センター長）

II. 2023年春の年会企画セッション報告..................................................................................3「ハイエントロピー合金の材料科学と原子力材料としての可能性」(1) M/HEAの研究開発状況
橋本 直幸 (北大)(2) CoフリーMEAの重照射効果
岡 弘 (北大)(3) 高ハイエントロピー合金の照射損傷：元素と格子欠陥の多様性と不均一性
永瀬 丈嗣 (兵庫県立大)(4) ハイエントロピー合金の電気化学特性の解析と高耐食合金開発への応用
西本 昌史 (東北大)III. Best Figure 賞受賞者よろこびのことば..........................................................................85
東郷 広一 (福井大)Chen Yuting (京大)
IV. 関連する国際会議のリスト.............................................................................................89V. 運営委員会委員名簿.........................................................................................................98
VI. 寄稿のお願い...................................................................................................................99
VII. 編集後記.........................................................................................................................99

I. 巻頭言部会長あいさつ第 22 代材料部会長

西山 裕孝 (日本原子力研究開発機構)

2023 年度の材料部会長を務めております日本原子力研究開発
機構の西山裕孝です。材料部会報“Nuclear Materials Letters”の発刊にあたり挨拶申し上げます。
部会員の方々におかれましてはご承知のとおり、2022 年 8 月のグリーントランスフォーメーション（GX）実行会議を契機として、原子力発電所の運転期間の延長を含む「GX 脱炭素電源法」が参議院本会議で可決、成立しました。2011 年の東京電力福島第一原発事故後に定めた運転期間の上限を見直す大きな
原子力政策の転換です。報道等で大きく取り上げられ、材料部会としても継続して注力していくべき課題の一つが、60 年超運転時での原子炉圧力容器の照射脆化です。具体的には、60 年超運転のような高照射量領域での予測の信頼性や監視試験片の確保が社会的な関心を集めています。原子力規制委員会
において、2023 年 2 月に高経年化した発電用原子炉の安全規制に関する検討チームを設置し、安全な長期運転のための制度の詳細設計が進められています。このような軽水炉の長期運転に関する社会的な関心が高まっています。材料部会の部会員の方々は、材料劣化、材料開発等の専門家として研究成果の創出とともに、軽水炉の高経年化に関するわかりやすい説明が求められています。
原子力用材料では、ナノスケールの微細組織変化が巨視的な機械的性質に影響を及ぼします。そのため、3 次元アトムプローブ及び透過型電子顕微鏡による組織分析、計算シミュレーション、微小試験片による破壊靭性評価、監視試験データの統計解析等に関する成果が学会で報告され、材料部会の企画セッション等では最新の成果に基づく議論が行われ、照射施設基盤の確保に向けた取組がなされてきました。照射脆化に限らず、原子力用材料
研究は、試験や分析・解析結果を得るだけではなく、それらの知識を体系化して規格基準等としてとりまとめ、機器の健全性を評価長期運転などの意思決定に活用できるようにすることが重要であると考えます。例えば、照射脆化については、原子炉圧力容器の健全性評価を確認する上で最も重要な事象は加圧熱衝撃であることから、想定する亀裂に作用す
る応力を知るためには熱流動分野との連携する必要があるなど、単一の技術で解決できるものではありません。また、長期運転に係る意思決定に際しては、リスク情報として研究
成果や検査の結果を活用できるようにしておくことが肝要であり、過渡事象の発生頻度等の実機に関する知見が必要になります。解析コード等に継続的に最新知見を取り入れて、
1

分野の狭間に埋もれがちな課題を見つけ、安全における弱点をなくすことを常に意識する姿勢が大事であると考えます。
材料部会では、大学、研究開発機関、原子力事業者等の様々な立場、知見を有する集団です。材料開発では、個別の現象の理解やその深ぼりも大事です。しかし、その先にある
様々な炉型の原子力安全を常に意識する活動もさらに進めていきたいと考えます。また、分野や組織の枠をこえて、多様な専門家や学生の皆様が参加する共同研究等の種が生まれれば良いと思います。何卒、部会員の皆様のご協力をお願い申し上げます。

2

Ⅱ. 2023 年春の年会 企画セッション報告
電力中央研究所 小林 知裕
ハイエントロピー合金（HEA：High Entropy Alloy）は強度特性や耐食性に優れた材料として近年注目を集めており，国内外で盛んに研究開発が進められている。耐照射性に優れる可能性があることから原子力材料への適用も見据えた研究開発が行われている。こうした背景の元，材料部会では 2023 年春の年会の企画セッションとして原子力材料への適用を見据えたハイエントロピー合金の材料科学を取り上げ，研究開発の現状と将来展望について議論するために 4 名の講師にご講演いただいた。
始めに北海道大学の橋本直幸教授より，FCC 型および BCC 型の HEA に対する機械的特性，高温水蒸気等に対する耐腐食性，並びに耐照射特性についてご講演いただいた。耐照射特性の評価ではシミュレーション照射として電子線照射およびイオン照射による照射欠陥形成に関する評価結果についてご紹介いただいた。次に，北海道大学の岡弘助教よりコバルトを除去したミディアムエントロピー合金（MEA：Medium Entropy Alloy）である低放射化
Cr0.8FeMnNi 系合金について，イオン照射による微細組織変化についてご講演いただいた。
200 dpa 以上の高照射量までイオン照射された MEA の照射欠陥組織や析出物形成の評価結果に加え，316L および HEA との比較結果についてもご紹介いただいた。続いて，兵庫県立大学の永瀬丈嗣教授より，HEA の耐照射損傷に優れた原子力材料としての可能性に関する背景や超高圧電子顕微鏡を用いた HEA の照射損傷に関する研究についてご講演いただいた。
最後に，東北大学の西本昌史助教より，CoCrFeMnNi 系合金を中心に HEA の腐食挙動および耐食性についてご講演いただき，HEA に含まれる元素の影響として Mn および Cu に着目した耐食性評価結果についてご紹介いただいた。
ご講演頂いた先生方のご厚意に感謝いたします。また，講演スライドおよび予稿の掲載を快く許可頂いたことにも感謝いたします。
「ハイエントロピー合金の材料科学と原子力材料としての可能性」
2023 年 3 月 15 日(水) 13:00～14:30 F 会場
座長 福井大原子力研 福元謙一
(1) M/HEA の研究開発状況－原子炉材料への応用－

橋本 直幸 (北大)(2) Co フリーMEA の重照射効果 岡 弘 (北大)(3) ハイエントロピー合金の照射損傷：元素と格子欠陥の多様性と不均一性

永瀬 丈嗣(兵庫県立大)(4) ハイエントロピー合金の電気化学特性の解析と高耐食合金開発への応用
(東北大)

3

西本 昌史

2023原子力学会春の年会 材料部会企画セッション

ハイエントロピー合金の材料科学と原子力材料としての可能性

M/HEAの研究開発状況ー原子炉材料への応用ー

Research and development of M/HEA ~ Application to the reactor materials

橋本 直幸

北海道大学大学院工学研究院

2023-3-15

背景～FCC金属材料における照射硬化抑制のシナリオ
次世代の原子炉・ 高効率 ・ 高安全性 → より高温、より厳しい照射環境に耐えうる構造材料

中性子線による照射損傷
中性子

点欠陥
・原子空孔
・格子間原子

積層欠陥型の照射欠陥
・フランク型転位ループ
・積層欠陥四面体[2][1]・転位ループ・キャビティ

積層欠陥エネルギー (SFE)
単位面積の積層欠陥を導入するために必要なエネルギー

SFEの上昇

二次欠陥

HEA

1

⇒ 積層欠陥型照射欠陥の形成・成長を抑制

照射硬化・照射脆化⇒ 耐照射性の向上

高温での耐軟化性[3] 良好な耐照射性[4] etc.

Cantor合金 (CoCrFeMnNi)

元素比の調整による材料特性の変化
CoCrFeMnxNi[5][1] S. Inoue, N. Hashimoto,Nuclear Materials and Energy 16 (2018) 46–51.
[2] M.Briceño, J.Kacher, I.M.Robertson, Journal of Nuclear Materials 433 (2013) 390-396.

Mn濃度増加に伴いSFE上昇
照射欠陥のサイズ及び数密度抑制[3] F.Otto et al., Acta Materialia 61 (2013) 5743-5755.
[4] N. A. K. P. Kumar et al., Acta Materialia 113 (2016) 230-244.
[5] N. Hashimoto et al., Journal of Nuclear Materials (2020) 152642.

2

SFEに及ぼすNi,Mn,N濃度の影響
FeCrNiMn
FeCr(NiMn)x

SFEに及ぼすNi,Mnの影響→ 𝐻𝐻𝐻𝐻𝐻𝐻+ 𝐸𝐸 𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠 + 2𝜎𝜎 [6]G (J/mol)

𝑆𝑆𝑆𝑆𝑆𝑆 = 2𝜌𝜌𝐴𝐴 ∆𝐺𝐺 𝐹𝐹𝐹𝐹𝐹𝐹

𝜌𝜌𝐴𝐴 ：{111}での原子密度(mol/m2)→∆𝐺𝐺 𝐹𝐹𝐹𝐹𝐹𝐹 𝐻𝐻𝐻𝐻𝐻𝐻：FCC⇒HCP変態前後の自由エネルギー差(J/mol)
𝐸𝐸 𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠：変態時に生じる弾性歪エネルギー(J/mol)
𝜎𝜎：FCC/HCP境界の界面エネルギー(J/m2)

HCP
FCC

FeCr0.8

Stress (MPa)SFEに及ぼすNの影響

Ni + Mn content[6] G.B. Olson and M. Cohen: Metall. Trans. A, 7(1976), 1897

[7] 河原康仁, 鉄と鋼, 106 (2020) No.11

NiMn

3

実験方法
アーク溶解

均質化熱処理(1160℃, 24h, 空冷)

冷間圧延(圧延率 90%)

Fe

Cr

Ni

Mn

Co

Al

Cr0.8FeNiMn (at.%)

26.5

19.4

28.2 25.9--

Cr0.8FeNi1.3Mn (at.%)

24.2

18.2

33.3 24.3-

Cr0.8FeNi1.3Mn N (at.%)

25.4

17.8

34.5 22.3

Cr0.8FeNi1.5Mn (at.%)

23.2

17.2

Cr0.8FeNi1.5Mn N (at.%)23.1

Cr0.8FeNi1.3Mn1.3 (at.%)

Si

P

Mo

0.0020 0.0019 0.0540

-

-

-

-

0.0020 0.0024 0.1068

-

-

-

-

-

0.0010 0.1470 0.1012

-

-

-

36.6 23.0--

0.0010 0.0027 0.0338

-

-

-

16.6

36.0 24.3--

0.0020 0.0322 0.1102

-

-

-

22.7

18.2

29.5 29.5--

0.0030 0.0060 0.0350

-

-

-

Cr0.8FeNi1.5Mn1.5 (at.%)

20.8

16.6

31.3 31.3--

0.0020 0.0050 0.0450

Cr0.8FeNi1.3Mn1.3Al0.4 (at.%)

20.8

16

27

27

-

9.2

-

-

-

-

-

-

CoCrFeNiMn (at.%)

20

20

20

20

20

-

-

-

-

-

-

-

CoCrFeNiAl0.3 (at.%)

23.3

23.3

23.3

-

23.3

6.8

-

-

-

-

-

-

316SS (wt.%)

Bal. 16.94 12.6 1.63

-

-

0.04

-

-

0.62

0.02

2.22

𝐺𝐺𝒃𝒃𝒑𝒑 2 2 − ν𝛾𝛾 =8π𝑑𝑑 1 − ν

1− 組成分析 - XRF,
燃焼赤外線吸収法(C),
不活性ガス融解 - 熱伝導度法(N),
赤外線吸収法(O) 構造解析 - XRD
 組織観察 - SEM, -EDS, -EBSD, TEM
 機械特性評価 - 引張試験 (室温, 1 × 10-3 s-1)

C

再結晶熱処理(1000℃, 4h, 空冷)NO

2ν cos 2𝛽𝛽2−ν𝛾𝛾 : 積層欠陥エネルギー𝑎𝑎𝒃𝒃𝒑𝒑: 部分転位のバーガースベクトル （ 6 1 1 2 ）𝑑𝑑 : 部分転位の幅
𝛽𝛽 : 完全転位のバーガースベクトルと転位線のなす角G : 剛性率ν : ポアソン比

4

100
90
80
70
60
50
40
30
20
10
0

0

10

20

30

CoCrFeNiMn0.26 [1]
CoCrFeNiMn0.65 [1]
CoCrFeNiMn0.7
CoCrFeNiMn
CoCrFeNiMn1.3
FeCr0.8NiMn1.3
FeCr0.8Ni1.3Mn1.3
FeCr0.8Ni1.5Mn1.5

40

50

60

70

80

90

Cr0.8FeNixMny

100

90
80
70
60
50
40
30
20

CoCrFeNiMnx

FeCrNiMn
FeCr(NiMn)x100

G (J/mol)SFE (mJ/m2 )SFEに及ぼすNi, Mn, N濃度の影響

HCP
FCC

10
0

0

10 20 30 40 50 60 70 80 90 100

Ni + Mn Content (at.%)Ni, Mn濃度増加 → SFE増加

FeCr0.8

Ni + Mn content

𝑆𝑆𝑆𝑆𝑆𝑆 = 2𝜌𝜌𝐴𝐴 ∆𝐺𝐺 𝐹𝐹𝐹𝐹𝐹𝐹→ 𝐻𝐻𝐻𝐻𝐻𝐻

NiMn+ 𝐸𝐸 𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠 + 2𝜎𝜎𝜌𝜌𝐴𝐴→∆𝐺𝐺 𝐹𝐹𝐹𝐹𝐹𝐹 𝐻𝐻𝐻𝐻𝐻𝐻: Atomic density on {111} (mol/m2)

𝐸𝐸 𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝜎𝜎: Elastic strain energy during deformation (J/mol): Change in the free energy after FCC⇒HCP
transformation (J/mol): Interface energy on FCC/HCP (J/m2)*G.B. Olson and M. Cohen: Metall. Trans. A, 7(1976), 1897

N濃度増加 → SFE低減

5

機械的特性に及ぼすNi及びMn濃度の影響
Cr0.8FeNixMny は316ステンレス鋼と同レベルの機械的特性を有する。
Ni, Mnの影響

 Ni+Mn濃度変化と引張特性に明確な相関は認められない。

Niの影響

 Ni濃度変化と降伏応力、引張強さに明確な相関はないが、延性とNi
濃度には正の相関が認められる。

6

機械的特性に及ぼすN濃度の影響

σy / MPa

Stress / MPa

N content / wt. ppm

N content / wt. ppm

σt or dσt/dεt / MPa

Strain / %σt or dσt/dεt / MPa

Strain / %UTS / MPa

Cr0.8FeNi1.5Mn
Stress / MPa

Cr0.8FeNi1.3Mnεt 強度の増加 延性の向上⇒⇒εt

侵入型固溶元素(N)濃度増加による固溶強化量の増大
SFEの低下による変形組織の変化

7

変形組織に及ぼすN濃度の影響
Ni1.3

Ni1.3 N
5 1/nm

0.2 µm

0.2 µm5 1/nm

0.2 µm

0.2 µmB~[011], g=200, s>0

B~[011], g=200, s>0 低N試料 高N試料→→

もつれた転位組織
特定のすべり面に転位が整列、積層欠陥も存在

加工硬化
加工硬化率減少⇒ 転位の蓄積⇒ 転位蓄積の緩和（交叉すべり）

高N合金(低SFE)では拡張幅が広く転位収縮が困難 →延性向上

交叉すべりが抑制

8

照射損傷組織に及ぼすC及びN濃度の影響
Cr0.8FeNiMn irradiated at 400℃ to 0.2dpa
BF

C:20,N:19
Number density:
0.9 ×1020 m-3
Loop size:70±38 nm

DF(relrod)

BF

200nm

Number density:
0.9 ×1020 m-3
Loop size:91±49 nm

C:320, N:23

Number density:
1.0×1020 m-3

Number density:
7.3 ×1020 m-3

200nm

C:40, N:29
Number density:
4.3×1020 m-3
Loop size:70±37 nm

DF(relrod)

C:30, N:267

C:20, N:94

Loop size:67±42 nm

B≈[011], g=200

Loop size:43±28 nm

200nm

200nm

フランク型転位ループが形成
200nm

C濃度↑ → 数密度↑ サイズ↓

9

照射損傷組織に及ぼすC及びN濃度の影響
Cr0.8FeMnNi

Cantor合金
C:30 N:50

C:30 N:110

Mean loop size(nm)160±60100±39Number density(m-3)

1.1×1020

2.1×1020

C:30 N:110

C:80 N:110

Mean loop size(nm)100±3980±33

Number density(m-3)

2.1×1020

5.1×1020• N・C量の増大に伴い数密度が増大し、サイズが減少• 数密度変化への影響：C＞N• サイズ変化への影響： N＞C

C:20 N:19

C:20 N:94

C:30 N:267

Mean loop size
(nm)

70±38

67±42

91±49

Number density(m-3)

0.9×1020

1×10200.9×1020

C:20 N:19

C:40 N:29

C:320 N:23

Mean loop size
(nm)

70±38

70±37

43±28

Number density(m-3)

0.9×1020

4.3×1020

7.3×1020• N量については相関が見られない。
• C量の増大に伴い、数密度が増大し、サイズが減少10

照射損傷組織に及ぼすC及びN濃度の影響

C,Nは空孔・格子間原子の移動度に影響を及ぼす[6][7]

Ni中の空孔の [4]移動エネルギー(eV)
不純物無し
0.90

C

N

Ni中の格子間原子の[5]移動エネルギー(eV)
不純物無し

0.99 0.78

0.09

C

N

0.38 0.30

ループ核生成段階
C,Nが格子間原子をトラップ

核生成サイト増加

数密度増加

ループ成長段階
空孔の移動を阻害(C)・促進(N)C：Vのフラックスが減少
N：Vのフラックスが増加

C:サイズ増大
N:サイズ減少

C,Nが格子間原子をトラップ

Iのフラックスが減少

サイズ減少[4] G.M. Poletaev et al, Materials Physics and Mechanics 42 (2019) 380-388[5] I.V. Zorya et al, Letters on Materials 9 (2), 2019 pp. 207-211

まとめ（物性・機械的特性・照射損傷挙動評価）

 FeCr0.8NiyMnzは，適切な熱処理を施すことによりFCC 単相の固溶体を得られる。
 FeCr0.8NiyMnzは，Mn,Ni濃度の最適化により積層欠陥エネルギーの制御が可能である。
 FeCr0.8NiyMnzは， Mn,Ni濃度の増加に伴い照射誘起フランクループの形成・成長挙動が大きく変化する。
 FeCr0.8NiyMnzでは，引張強度と延性のトレードオフが観られず、 特にFeCr0.8NiMn1.3およびFeCr0.8Ni1.3Mn1.3において既存の原子炉構造材料である316Hよりも優れる機械特性を示した。
 FeCr0.8NiyMnz 合金中に存在する不純物(C, N)濃度は、引張特性のみ
ならず照射損傷挙動(フランクループの数密度の増大と平均サイズの減少)に大きな影響を及ぼす。
*本研究は文部科学省原子力システム研究開発事業 JPMXD0220354336、
一部JSPS科研費JP20K05125及びJP21H00136の助成を受けたものです。

11

12

水溶液腐食特性評価
測定法：LSV(動電位アノード分極法)

温度：室温

溶液：3.5 wt% NaCl水溶液

対極：Pt板

参照極：飽和 KCｌAg/AgCl

掃引速度：0.05 mV/s
開始電圧：OCP(自然浸漬電位)
終了条件：電流値 i > 3mA

Al0.3CoCrFeNi

SUS316

CoCrFeMnNi

Cr0.8FeMn1.3Ni1.3Ti0.05

Cr0.8FeMnNi

Al0.4Cr0.8FeMn1.3Ni1.3

Cr0.8FeMn1.5Ni1.5

腐食電位
耐食性

Al0.3CoCrFeNi
SUS316
CoCrFeMnNi
Cr0.8FeMnNi
Cr0.8FeMn1.3Ni
Cr0.8FeMn1.3Ni1.3Ti0.05
Cr0.8FeMn1.3Ni1.3
Cr0.8FeMn1.5Ni1.5

Cr0.8FeMnNi
Cr0.8FeMn1.3Ni1.3Ti0.05
Al0.4Cr0.8FeMn1.3Ni1.3

Al含有HEAは316Lよりも優れた耐水溶液腐食特性を有することを確認

まとめ（水溶液腐食特性評価）

13✓ 各合金の耐食性順位
Cr0.8FeMn1.5Ni1.5＜Cr0.8FeMnNi＜CoCrFeMnNi＜SUS316＜Al0.3CoCrFeNi✓ 高Mn合金中にはMn,Cr複合酸化物が点在し、その量はMn量と相関する。
また、Mn,Cr複合酸化物周辺に腐食発生が確認された。
✓ 高Mn合金への脱酸元素添加によりMn,Cr複合酸化物の抑制に成功
しかしながら、新たな介在物やCr欠乏相が出現✓ S濃化領域周辺からの腐食発生及び周辺の表面荒れを確認*本研究は文部科学省原子力システム研究開発事業 JPMXD0220354336の助成を受けたものです。

14

高温水蒸気酸化特性評価

供試材

Fe

Cr

Ni

Mn

Co

Al

C

Si

P

Mo

Cr0.8FeNiMn (at.%)

26.3

21.1

26.3

26.3

-

-

-

-

-

-

Cr0.8FeNi1.3Mn (at.%)

24.4

19.5

31.7

24.4

-

-

-

-

-

-

Cr0.8FeNi1.5Mn (at.%)

23.2

18.8

34.8

23.2

-

-

-

-

-

-

Cr0.8FeNi1.3Mn1.3 (at.%)

22.7

18.2

29.55 29.55

-

-

-

-

-

-

Cr0.8FeNi1.3Mn1.3Al0.4 (at.%)

20.8

16

27

27

-

9.2

-

-

-

-

CoCrFeNiMn (at.%)

20

20

20

20

20

-

-

-

-

-

CoCrFeNiAl0.3 (at.%)

23.3

23.3

23.3

-

23.3

6.8

-

-

-

-

316SS (wt.%)

Bal.

16.94

12.6

1.63

-

-

0.04

0.62

0.02

2.22

実験・解析

試料作製
アーク溶解

1mm

1160℃、24h熱処理、水冷
切り出し、研磨(#2000、1μm DP)

12mm

12mm

高温水蒸気酸化実験
・600℃, 25h
表面観察・SEM-EDS
局所濃度分析
・EPMA
構造解析
・XRD

15

実験方法

Valve
Flow meter

Ar

Compound gage

VacuumK-type T/CFurnace

Gas inlet

Gas outlet

HeaterDistilled water

昇温、降温速度： 10℃/min
水蒸気の温度：60℃
Ar gas 流量： 80ml/min

16

高温水蒸気酸化試験：質量変化（Niの効果）
0.25
CantorCantor

Cr0.8FeNi1.5Mn
FeCr0.8NiMn

FeCrNiCoAl0.3
CrFeNiCoAl

0.3

Cr0.8FeNiMn
FeCr0.8Ni1.3Mn

316
316SS

Cr0.8FeNi1.3Mn
FeCr0.8Ni1.5Mn

316SS

Mass gain, mg・cm-2

0.2

Cr0.8FeNiMn

0.15

Cr0.8FeNi1.3Mn
0.1

Cr0.8FeNi1.5Mn
0.05

0

0

5

10

15

Oxidation time, h・ HEAの質量増加はNi量の増加に伴い低減

20

25

17

高温水蒸気酸化試験：質量変化（Co, Crの効果）
0.25

Cantor
316SS
316
FeCr0.8NiMnCo0.5
Cr
0.8Co0.5FeNiMn

Mass gain, mg・cm-2

0.2

CoCrFeNiAl0.3
FeCrNiCoAl0.3
Cr0.8FeNiMn
FeCr0.8NiMn
FeCr0.8NiMnCo
Cr0.8CoFeNiMn

316SS
Cr0.8CoFeNiMn

0.15

Cr0.8Co0.5FeNiMn
Cr0.8FeNiMn

0.1

0.05

0

0

5

10

15

Oxidation time, h

20

・ Cr量低下，Co量増大によりHEAの質量増加が促進

25

18

高温水蒸気酸化試験：質量変化（Alの効果）

CrFeNiCoAl
FeCrNiCoAl0.3 0.3
CrFeCr0.8Ni1.3Mn1.3
0.8FeNi1.3MnSLM
1.3Al0.4SLM

CantorCantor
FeCr0.8Ni1.3Mn1.3Al0.4
Cr
0.8FeNi1.3Mn1.3SLM

0.14
0.12

Mass gain, mg・cm-2

0.1

Cr0.8FeNi1.3Mn1.3

0.08
0.06
0.04

Cr0.8FeNi1.3Mn1.3Al0.4

0.02
0

CrFeNiCoAl0.3
0

5

10

15

Oxidation time, h・ Al含有HEAの質量増加が顕著に低減

20

25

19

高温水蒸気酸化試験：酸化試験後の質量変化と構成元素の関係
0.16
Cr:22.3at.%

0.14
0.13
Cr:19.3at.%

0.12

Cr:18.8at.%
0.11
0.1

Cr:22.3at.%0.15

質量変化, mg・cm-2

質量変化, mg・cm-2

0.15

0.16

0.14
0.13

Cr:19.3at.%

0.12

Cr:18.8at.
%

0.11

Cr:19.0at.
%

Cr:19.0at.%
25

27

29

31

Ni含有量, at.%

33

35

0.1

20

22

24

26

Mn含有量, at.%

質量変化↓ ∝ Ni含有量↑ (Mn含有量↓)2830

まとめ（高温水蒸気酸化特性評価）

20✓ 作製したCoフリーHEAは、従来鋼と比較して良好な耐酸化性を有する。
✓ Co量増大およびCr量低下は、Cantor合金の耐酸化性を低減させる。
✓ Ni量の増加に伴い、CoフリーHEAの耐酸化性が向上する。
✓ Al含有HEAは極めて高い耐高温水蒸気酸化特性を示す。

*本研究は文部科学省原子力システム研究開発事業 JPMXD0220354336の助成を受けたものです。

21

BCC HEAの試作
Senkov合金 (TiZrNbHfTa)

周期表 [5]
Senkov合金✓5つの元素を含む。
✓BCC単相の組織を持つ。
✓室温で高い強度と延性を持つ。 [3]✓耐スウェリング性に乏しい。 [4]BCC[3] S. Wang et al., Acta Materialia 201, 2020, 517-527[4] S. Chang et al., Materials Letters Volume 272, 1 August 2020, 127832[5] https://classical-guitar.blog.ss-blog.jp/2014-04-01

Senkov派生形合金 [6]TiZrNbHf(Ta)

TiNbHfTa(Zr)

ZrNbHfTa(Ti)

TiZrNbTa
(Hf)

冷間圧延

80％～

80％～

80％～

40％で亀裂 10％で亀裂

結晶構造

BCC単相

BCC単相

BCC2相

TiVNbHfTaの作製[6] Yung-Chien Huang et al., Journal of Alloys and Compounds 855, Part 1, 25 February 2021, 157404

TiZrHfTa(Nb)

22

機械特性評価ビッカース硬度
F82H < Senkov alloy < TiVNbHfTa

降伏応力・引張強度
F82H < Senkov alloy < TiVNbHfTa
伸び
TiVNbHfTa < Senkov alloy < F82H

23

原子サイズ差の比較
異なるサイズの原子が高濃度で混合
固溶強化が働く

原子半径の標準偏差s
𝑠𝑠 =

𝑛𝑛

� 𝑥𝑥𝑖𝑖 (𝑟𝑟𝑖𝑖 − 𝑟𝑟)̅ 2
𝑖𝑖=1

各試料
Senkov𝑛𝑛𝑟𝑟𝑖𝑖 ：各元素の原子半径 [pm]𝑥𝑥𝑖𝑖 ：各元素のモル分率𝑟𝑟̅ = � 𝑟𝑟𝑖𝑖 𝑥𝑥𝑖𝑖
𝑖𝑖=1

各元素の原子半径 [pm] [2]
Ti

V

141.8

Zr

Nb

Hf

Ta

原子半径の
標準偏差s [pm]155.1 142.9Senkov
154.1 143.0

5.92

142.9TiVNbHfTa
154.1 143.0

7.19

TiVNbHfTa 141.8 131.6

s: Senkov < TiVNbHfTa

強度: Senkov < TiVNbHfTa[2] O.N Senkov et al., Journal of Alloys and Compounds Volume 509, Issue 20, 19 May 2011, Pages 6043-6048.

24

照射硬化(押し込み硬さ)評価
TiVNbHfTa

押し込み硬さ非照射
F82H < Senkov < TiVNbHfTa→ ビッカース硬度と同様の傾向
照射後F82H < TiVNbHfTa < Senkov

Senkov

F82H

まとめ（BCC HEAの開発）✓ Senkov合金派生型のBCC単相固溶体を作製することに成功した。
✓ TiVNbHfTaはSenkov合金よりも高い強度を有し、これは構成原子のサイズの違いに起因すると推察される。
✓ TiVNbHfTaの照射前後の硬度変化はF82Hと同程度で、Senkov合金と比較して小さい。これは照射欠陥に起因すると推察される。
総じて、TiVNbHfTaはSenkov合金よりも高強度で、F82Hと同程度の耐照射性を有していることが示唆された。

25

3F_PL02
2023年春の年会

スライド公開が難しいため予稿を掲載します

材料部会セッション

ハイエントロピー合金の材料科学と原子力材料としての可能性
High Entropy Alloys and its Possibility for Nuclear Materials

Co フリーMEA の重照射効果＊

Irradiation effects on Co-free MEA
岡 弘 ，橋本 直幸 1，山下 真一郎 2，礒部 繁人 11
北海道大学，2 原子力機構
1

1. 緒言
近年、特異な材料特性を有するハイエントロピー合金（HEA）及びミディアムエントロピー合金（MEA）
を原子炉構造材料へ応用するための基礎研究が活発化している。H/MEA の照射損傷に関するこれまでの研究においては、材料構成原子の拡散挙動や欠陥形成挙動における特異性[1]及び高温での照射損傷に関する報告[2]も増えつつあり、一部の H/MEA には中性子照射によるデータも存在する[3]。我々は現在、高温で耐照射性を有する低放射化 H/MEA の創製を目指し、CoCrFeMnNi 等原子量合金（報告者の名前をとって Cantor 合金と呼ばれる[4]）から Co を除去した低放射化 CrFeMnNi 系合金を中心に、組成最適化による積層欠陥エネルギー（SFE）の制御と照射硬化の抑制を目指した研究開発を進めている。これまでの研究により、単相 FCC 型の Cr0.8FeMnxNiy 系 H/MEA において、Mn 及び Ni 濃度の増加に伴って SFE が増大し、電子線照射下での耐照射性向上を示唆する結果が得られている。しかしながら、H/MEA の照射データ、とりわけ 100 dpa を超える
高照射量のデ ータは限 ら れるの が現状 である。 本 発表では、 SFE を 制御し た MEA で ある低放 射化
Cr0.8FeMnxNiy 合金に対し 200 dpa 以上のイオン照射を行った際の組織変化について紹介する。
2. 実験方法
アーク溶解にて Cr0.8FeMnxNiy（x,y = 1.0 ~ 1.3）を作製し、1160°C×24h の均質化熱処理を施したのち、圧延及び 1000°C×4h の再結晶熱処理を行った。
高崎量子応用研究所 TIARA にて 500℃での Au イオン照射を行い、200～240 dpa の位置について TEM 及び STEM-EDS にて欠陥組織や析出物形成状況等を調査した。また、比較材として照射に供した 316L 及び本照射実験と同等の熱履歴を与えた HEA の組織観察も実施した。
3. ボイド形成挙動
比較材の 316L では数十 nm 程度のボイドが多数形成したのに対し、Cr0.8FeMn1.3Ni1.3 の照射後組織ではボイ
ドのサイズは数 nm 程度と非常に微細であり、H/MEA においてボイドの成長は著しく抑制される結果となった。ことから、Cr0.8FeMnNi 系 H/MEA は 200 dpa までの重イオン照射下においてスエリングに対する抵抗性が高いことが示唆される。一方、照射後の試料表面には Cr, Mn 酸化物の形成がみとめられ、試料内部には Cr
析出物の形成が確認された。照射同等熱履歴の試料では、表面酸化物層の形成は僅かであり、Cr 析出物はみられなかったことから、これらの相の形成は照射誘起または照射促進によるものと示唆される。
4. 今後に向けて
H/MEA の照射損傷過程における点欠陥の形成、移動及び拡散行程には、H/MEA の大きな格子歪み、遅い
拡散効果、積層欠陥エネルギー等が影響する可能性があるが、その詳細を知るには今後の実験的データの蓄積及び計算科学的考察の進展が待たれることころである。特に空孔または格子間原子の移動エネルギーや侵入型不純物元素の効果など、照射欠陥形成の要素過程に関わる物理的挙動の把握が必要と考えられる。
[1] C. Lu et al., Nat. Commun., 7 (2016) 13564.
[2] C. Parkin et al., J. Nucl. Mater., 565 (2022) 153733.
[3] C. Li et al., J. Nucl. Mater., 527 (2019) 151838.
[4] B. Cantor et al., Mater. Sci. Eng. A, 375–377 (2004), 213–218.
*Hiroshi Oka1, Naoyuki Hashimoto1, Shinichiro Yamashita2, Shigehito Isobe1
1Hokkaido Univ., 2JAEA

2023 年日本原子力学会-3F_PL02-

ハイエントロピー合金の照射損傷
元素と格子欠陥の多様性と不均一性
姫路

材料
⼯学研究科

播磨科学公園都市
SACLA

放射光
SPring-8

NewSUBARU
⾼度産業技術研究所

兵庫県立大学
情報・計算
情報科学研究科

神⼾
富岳

永瀬 丈嗣

ハイエントロピー合金
FCC-CoCrFeMnNi
Cantor alloy
一般的に・ 5元系以上
・ 等原子組成に近い
・ 固溶体

S. Wang, Entropy, 15, 5532 (2013).

D.B. Miracle, O.N. Senkov:
Acta Mater.,122 (2017) 448-511.

FCC-CoCrFeMnNi
Cantor alloy

実用化：有名な合金
Co1.5CrFeNi1.5Ti0.5Mo0.1
積層造形

Co1.5CrFeNi1.5Ti0.5
鋳造

56mm / 38mm
⽇⽴プレスリリース, 2016.02.15
http://www.hitachi.co.jp/New/cnews/mont
h/2016/02/0215.html

B. S. Murty, J.-W. Yeh, S. Ranganathan,High-Entropy Alloys, first ed.,Elsevier, Netherlands, 2014.

ハイエントロピー合⾦に関する
2年に1回の国際会議

ICHEM2018 参加者

軽⾦属, 70, 14 (2020).

ハイエントロピー合金 の はじまり

conservative : 保守的

B.S. Murty, J.W. Yeh and S. Ranganathan,High-Entropy Alloys,
Elsevier; 1st ed. 2014 edition ISBN: 978-0-12-800251-3.

ハイエントロピー合金 の はじまりCoCrFeMnNi
Cantor alloy

B.S. Murty, J.W. Yeh and S. Ranganathan,High-Entropy Alloys,
Elsevier; 1st ed. 2014 edition ISBN: 978-0-12-800251-3.

ハイエントロピー合金 と 外場

M.C. Gao, J.-W. Yeh, P.K. Liaw, Y. Zhang,High-Entropy Alloys: Fundamentals and Applications,
Springer; 1st ed. 2016 edition ISBN: 978-3-31-927011-1.

ハイエントロピー合金 と 外場

どれだけ多くの空孔の種類が存在できるのか？
M.C. Gao, J.-W. Yeh, P.K. Liaw, Y. Zhang,High-Entropy Alloys: Fundamentals and Applications,
Springer; 1st ed. 2016 edition ISBN: 978-3-31-927011-1.

【1】多様性と不均⼀性に基づく
照射損傷回復メカニズム？
【2】UHVEM Network tele-microscopyによる研究

【1】多様性と不均⼀性に基づく
照射損傷回復メカニズム？
構成元素の拡散係数が極めて⼩さい
Sluggish diffusion
アモルファス化を介した格⼦⽋陥の回復残留応力に対応（計算・２成分） アモルファス化を介した格子欠陥回復

A-B⼆元系合⾦
⽋陥導⼊とその後の緩和。
残留応⼒が少ないほど、⽋陥が消滅している。

A

B
Metall. Mater. Trans. A, 45, 180-183 (2014).

（計算・２成分） アモルファス化を介した格子欠陥回復

残留応力に対応

アモルファス

A-B⼆元系合⾦
⽋陥導⼊とその後の緩和。
残留応⼒が少ないほど、⽋陥が消滅している。

A

B
Metall. Mater. Trans. A, 45, 180-183 (2014).

（アモルファス化を介した格子欠陥回復）
ミリング ：

サイクリック結晶 ‒ガラス 相転移結晶とガラスが交互に出現する。
ガラス化：格⼦⽋陥蓄積
結晶化： 格⼦⽋陥回復

M.S. El-Eskandarany, A. Inoue
Metall. Mater. Trans. A, 33, 135-143 (2002).

（実験・２成分） アモルファス化を介した格子欠陥回復
⾼速電⼦照射 ： 結晶 ‒ ガラス ‒ 結晶 相転移0s

60 s (Glass)180 s (Crystal)

Cr2Ti

J. of Alloys and Compounds, 579, 646 (2013).

（アモルファス化を介した格子欠陥回復）
ミリング ：

サイクリック結晶 ‒ガラス 相転移

HEA
元素と格⼦⽋陥の結晶とガラスが交互に出現する多様性と不均⼀性

M.S. El-Eskandarany, A. Inoue
Metall. Mater. Trans. A, 33, 135-143 (2002).

Experimental procedures
Materials
ZrHfNb
TiNbTaZr
TiZrTaNbV

CoCrCuFeNi
Al0.3CoCrFeNi
Al0.5TiZrPdCuNi

Electron irradiation
HVEM utilized: Hitachi H-3000
Acceleration voltage : 2000 kV
Temperature: 298 K〜973K
Dose rate: 〜 1024 m-2s-1

CoCrFeNiCu (FCC), 298 K, 2.0 MV

Al0.5TiZrPdCuNi (BCC, B2), 298 K, 2.0 MV

Mater. Chem. Phys., 210, 291-300 (2018).

Amorphization
No amorphization

原⼦間相互作⽤が⼩さい

Amorphization

原⼦半径の差が⼤きいMater. Chem. Phys., 210, 291-300 (2018).

Amorphization
No amorphization
Amorphization【1】多様性と不均⼀性に基づく
照射損傷回復メカニズム？
アモルファス化を介した格⼦⽋陥の回復は実験的にまだ⾒つからない

T. Nagase, A. Takeuchi, K. Amiya, T. Egami, Mater. Chem. Phys., 210, 291-300 (2018).

【1】多様性と不均⼀性に基づく
照射損傷回復メカニズム？
【2】UHVEM Network tele-microscopy
による研究
規則構造の不規則化

標準試料 ： 電顕観察（TEM）
UHVEM Network tele-microscopy
先端電⼦顕微鏡

観察室

制御系
画像データ
クラウド

オンライン
会議

AｌCoCrFeNi2.1 (L12) 規則構造

FCC-L12固体表⾯キャラクタリゼーション "16.28 ハイエントロピー合⾦"
株式会社講談社サイエンティフィク, (2022), pp. 280-281., ISBN 978-4-06-526126-2

AｌCoCrFeNi2.1 (L12), 298 K, 2.0 MV
0s

180 s

60 s

100 nm111
200

100 nm

100 nmAｌCoCrFeNi2.1 (L12), 298 K, 2.0 MV 照射後加熱
0s

180 s

室温照射
Ordering spot
消滅 (不規則化)

未照射で加熱273 K (室温) 473 K

Ordering spot
出現、強度増加

673 K

873 K

AｌCoCrFeNi2.1 (L12), 298 K, 2.0 MV 照射後加熱
180 s

0s

【2】

室温照射

Ordering spot
消滅 (不規則化)
UHVEM Network
tele-microscopy

による研究
273 K遠隔観察で(室温) 473 K

未照射で加熱673 K

規則構造の不規則化を観察
Ordering spot
出現、強度増加873 K

ハイエントロピー合金の照射損傷
元素と格子欠陥の多様性と不均一性【1】多様性と不均⼀性に基づく
照射損傷回復メカニズムはあるのか？
☑ 原⼦配置だけではない格⼦⽋陥の多様性☑ アモルファス化を介した格⼦⽋陥回復？

【2】UHVEM Network tele-microscopyによる研究☑ 規則構造の不規則化

日本原子力学会 2023年春の年会、2023年3月15日(水)、東京
材料部会企画セッション「ハイエントロピー合金の材料科学と原子力材料としての可能性」

ハイエントロピー合金の電気化学特性の解析と高耐食合金開発への応用

西本昌史、武藤 泉、菅原 優東北大学 大学院工学研究科

研究概要
ハイエントロピー合金(HEA)の電気化学特性の解明と高耐食化技術の開発
目的

1)HEAの耐食性発現機構の解明と高耐食化技術の開発
2)超過酷腐食環境下での環境劣化・脆化を防止しうるHEAの組成を提案
3)「高耐食金属固溶体」の学理構築と新材料開発
発表内容

1. CoCrFeMnNi等モル合金(Cantor合金)の孔食発生
起点の無害化
2. Cu含有高耐食ハイエントロピー合金の開発

2

発表内容

1. CoCrFeMnNi等モル合金の孔食発生起点の無害化
T. Aiso et al., Materials Transactions, 62 (2021), 1677-1680.
L. Pao et al., Corrosion Science, 191 (2021), 109748.

2. 高耐食Cu含有ハイエントロピー合金の開発

3

CoCrFeMnNi等モル合金の腐食挙動：酸性環境

4

CoCrFeMnNi等モル合金とFe-18Cr-8Niステンレス鋼の耐食性の比較（アーク溶解で作製）

活性態

過不
働態
Reproduced fromT. Aiso et al., Mater. Trans., 62 (2021), 1677-1680.
with permission from The Japan Institute of Metals
and Materials

不働態

CoCrFeMnNi等モル合金(Cantor合金)の酸性環境での耐食性はFe-18Cr-8Niステンレス鋼(SUS304)と同程度→耐酸性は低くない

CoCrFeMnNi等モル合金の表面皮膜の組成

5オージェ電子分光分析：研磨後の表面皮膜中のカチオン分率

Reproduced fromT. Aiso et al., Mater. Trans., 62 (2021), 1677-1680.
with permission from The Japan Institute of Metals
and Materials

CoCrFeMnNi等モル合金の表面皮膜組成は、下地の母相の組成比に近い→ 耐食性がMnなどの影響を受けやすいCoCrFeMnNi等モル合金の腐食挙動：NaCl環境

6

CoCrFeMnNi合金と4元系合金の耐孔食性の比較

Mnなし(孔食発生せず)

酸素発生

Reproduced fromT. Aiso et al., Mater. Trans., 62 (2021), 1677-1680.
with permission from The Japan Institute of Metals
and Materials

0.1 M NaCl (25℃)

課題：CoCrFeMnNi合金中のMnが、NaCl環境における耐孔食性を低下させている
目標：CoCrFeMnNi等モル合金の孔食発生起点の無害化

実験方法
試験片：CoCrFeMnNi等モル合金(Cantor合金)作製手順 1. アーク溶解 (30 g)
2. 熱間圧延 (1200℃加熱、厚さ2 mm)
3. 均質化熱処理 (1200℃、2 h、水冷)
4. 研磨 (1 µmダイヤモンドペースト仕上げ)
動電位分極曲線の測定(耐食性の評価)
溶液：1 M H2SO4(脱気、25℃)
0.1 M NaCl (非脱気、 25℃)
電極面積：1 cm×1 cm または 100 µm×100 µm
電位掃引速度：20 mV/min
表面観察・分析
SEM/EDS
オージェ電子分光分析

7アーク溶解「CoCrFeMnNi等モル合金」の介在物
OM (As-polished)

OM

EDS

MnS

SEM

Reproduced from
L. Pao et al., Corros. Sci., 191 (2021), 109748.
with permission from Elsevier

MnCr2O4の外周の一部に、MnSが生成

8

CoCrFeMnNi等モル合金の孔食発生起点
Specimen B (After polarization)

MnCr2O4の
外周部の
MnS
孔食発生
起点

Specimen A (After polarization)
Pit

Reproduced from
L. Pao et al., Corros. Sci., 191 (2021), 109748.
with permission from Elsevier9「微小電極」による孔食発生起点の確認
0.1 M NaCl
電極面積：100μm× 100μm

Before polarization
Masking

After

Electrode area

Inclusion
Before polarization

孔食発生

Dissolution
Reproduced from
L. Pao et al., Corros. Sci., 191 (2021), 109748.
with permission from Elsevier

MnCr2O4を起点として、その外周部が局部的に溶解し、孔食発生(=電流増加)をもたらす
MnCr2O4の外周部のMnSが孔食起点

After

10

孔食発生後の介在物の腐食形態
Dissolution

Reproduced from
L. Pao et al., Corros. Sci., 191 (2021), 109748.
with permission from Elsevier

MnCr2O4： 残存
外周部のMnS：溶解

孔食発生

試料表面のMnSを除去することで耐孔食性を向上させることができないか？

11

12

1 M H2SO4中での定電位保持によるMnSの除去① E = –0.4 V (自然浸漬), 30 min①② E = –0.2 V, 30 min②
活性態③ E = 0.5 V, 30 min③
不働態

Reproduced from
L. Pao et al., Corros. Sci., 191 (2021), 109748.
with permission from Elsevier

E = –0.4V： MnS除去(酸の効果)、MnCr2O4/母相境界には溝が残存
E = –0.2V： MnS除去、MnCr2O4/母相境界の溝も消滅（母相の活性溶解）
E = 0.5V： MnS除去、MnCr2O4/母相境界に溝が残存、不働態化(Cr酸化物の濃縮)

13

耐孔食性に及ぼす定電位保持の影響① E = –0.4 V (自然浸漬), 30 min② E = –0.2 V, 30 min

耐孔食性の評価結果

劣良③ E = 0.5 V, 30 min

Reproduced from
L. Pao et al., Corros. Sci., 191 (2021), 109748.
with permission from Elsevier

E = –0.4V： MnS除去(酸の効果)、MnCr2O4/母相境界には溝が残存 ・・・・・・・ 耐孔食性：向上せず
E = –0.2V： MnS除去、MnCr2O4/母相境界の溝も消滅（母相の活性溶解） ・・・ 耐孔食性：少し向上
E = 0.5V： MnS除去、MnCr2O4/母相境界に溝が残存、不働態化 ・・・・・・・・・・ 耐孔食性：大きく向上

動電位法による「MnS除去」、「介在物/母相境界の溝の除去」、「不働態化」

①
②
活性態

③
不働態

②介在物/母相境界の溝の除去

Reproduced from
L. Pao et al., Corros. Sci., 191 (2021), 109748.
with permission from Elsevier

14–0.4 V～0.5 Vまで電位掃引による①酸：MnS除去②活性溶解：介在物/母相境界の溝の除去③0.5V：不働態化(Cr酸化物の濃縮)の同時処理①MnS除去③不働態化(Cr酸化物の濃縮)

「MnS除去」、「介在物/母相境界の溝の除去」、「不働態化」による
CoCrMnFeNi合金の耐孔食性向上
開発成果

1 M H2SO4中で動電位法で0.5Vまで電位を掃引することで、
CoCrMnFeNi等モル合金の耐孔食性が大幅に向上する

Method A （不働態化なし）
不働態化なし劣①MnS除去
②介在物/母相境界の溝の除去

良Method B （不働態化あり）
不働態化あり①MnS除去
②介在物/母相境界の溝の除去③不働態化(Cr酸化物の濃縮)

Reproduced from
L. Pao et al., Corros. Sci., 191 (2021), 109748.
with permission from Elsevier

15

発表内容

1. CoCrFeMnNi等モル合金の孔食発生起点の無害化
2. 高耐食Cu含有ハイエントロピー合金の開発
M. Kato et al., Corrosion Science, 213 (2023), 110982.

16

研究アプローチ
CoCrFeMnNiでは、MnSが耐孔食性を低下させる。
さらに、Mnは不働態皮膜の耐食性を低下させる。
→Mnを他の元素に入れかえる

Cuはステンレス鋼の耐酸性を向上させる

MnをCuに入れ替える

CoCrCuFeNi

Cuの濃度調整により高い耐酸性 + 高い耐孔食性
高耐食金属固溶体の学理構築得られた知見を汎用ステンレス鋼に応用

17

18

CoCrCuFeNi等モル合金の作製(アーク溶解)

CoCrCuFeNi等モル合金は単相にならず、相分離
Co

Cr

Cu

Fe

Ni

Cu-rich phase

2

3

90

3

3

Matrix phase

18

27

9

27

19

Reproduced fromM. Kato et al., Corros. Sci., 213 (2023), 110982.
with permission from Elsevier( at% )

CoCrCuFeNi合金(単相固溶体)の作製
Co

Cr

Cu

Fe

Ni

18

27

9

27

19

18

29

5

29

20

19

29

3

29

20

19

30

1

30

20

19

30

0

30

21

2相に分離

( at% )

Co18Cr29Cu5Fe29Ni20
Co19Cr29Cu3Fe29Ni20
Co19Cr30Cu1Fe30Ni20
Co19Cr30Fe30Ni21

Cu含有量 0～5 at%
FCC単相固溶体を形成
Reproduced fromM. Kato et al., Corros. Sci., 213 (2023), 110982.
with permission from Elsevier

19

CoCrCuFeNi合金の耐酸性
活性態 : 金属の溶解

分極後の電極表面
Co19Cr30Cu1Fe30Ni20

Co19Cr30Fe30Ni21
Co19Cr30Cu1Fe30Ni20
Co19Cr29Cu3Fe29Ni20
Co18Cr29Cu5Fe29Ni20

Co18Cr29Cu5Fe29Ni20

Cu含有量が多いほど、活性溶解電流値は減少
Reproduced fromM. Kato et al., Corros. Sci., 213 (2023), 110982.
with permission from Elsevier

Cuにより耐酸性が向上

20

CoCrCuFeNi合金の耐孔食性
Co19Cr29Cu3Fe29Ni20

分極後の電極表面
Co19Cr30Cu1Fe30Ni20

Co18Cr29Cu5Fe29Ni20
Co18Cr29Cu5Fe29Ni20

Co19Cr30Fe30Ni21
Co19Cr30Cu1Fe30Ni20

Reproduced fromM. Kato et al., Corros. Sci., 213 (2023), 110982.
with permission from Elsevier

Cu添加量
1 at% : 耐孔食性向上
3～5 at% : 耐孔食性低下

21

CoCrCuFeNi合金の表面皮膜の組成

22

オージェ電子分光分析：研磨後の表面皮膜中のカチオン分率

Reproduced fromM. Kato et al., Corros. Sci., 213 (2023), 110982.
with permission from Elsevier

Co19Cr30Fe30Ni21
Co19Cr30Cu1Fe30Ni20

Co18Cr29Cu5Fe29Ni20
Co19Cr29Cu3Fe29Ni20

CoCrCuFeNi合金の表面皮膜にはCuが濃化

W添加による耐孔食性の改善

23

Reproduced fromM. Kato et al., Corros. Sci., 213 (2023), 110982.
with permission from Elsevier

Co18Cr29Cu5Fe29Ni20

Co18Cr29Cu5Fe29Ni20W1

Wを酸化皮膜に導入し、耐孔食性の低下を補う

W添加による耐孔食性の改善
耐孔食性

耐酸性

Co18Cr29Cu5Fe29Ni20W1
Co18Cr29Cu5Fe29Ni20

Co18Cr29Cu5Fe29Ni20W1
Co18Cr29Cu5Fe29Ni20

Co19Cr30Fe30Ni20W1
Co19Cr30Fe30Ni20W1

Cuによる耐酸性を維持したまま、 Wの添加により耐孔食性を改善
Reproduced fromM. Kato et al., Corros. Sci., 213 (2023), 110982.
with permission from Elsevier

24

まとめ
多数の元素を合金化させるハイエントロピー合金においては、耐食性向上に寄与しない元素が表面皮膜に含まれる場合がある。
電気化学的処理などにより、皮膜の組成を制御する必要がある。
1. CoCrFeMnNi等モル合金の孔食発生起点はMnSであった。
2. CoCrFeMnNi等モル合金の耐孔食性は、MnSの除去と表面皮膜の高Cr濃度化により改善した。
3. CoCrCuFeNi系合金中のCuは耐酸性を大きく向上させた。
しかし、過剰なCu添加により、逆に中性塩化物水溶液中での耐孔食性が低下した。
4. Wの添加により、CoCrCuFeNi系合金の耐酸性を維持したま
ま、耐孔食性が改善された。

25

III. Best Figure 賞受賞者よろこびのことば
作品題名：
バナジウム中のらせん転位―キャビティの相互作用に伴う二重交差すべり挙動～ヘアピン転位の疾走～
福井大学 東郷広一、福元謙一

▽動画

▽説明用図
0.00 s (2)(1)

2.44 s (3)3.26 s (4)5.00 s

ピン止め点(ジョグ)

ピン止め点(ジョグ)

すべり線
移動方向

移動方向

転位片

転位

転位

バーガースベクトル100nm

図１．バナジウム中のらせん転位―キャビティの相互作用85このたびは、
第 5 回日本原子力学会材料部会 Best Figure 賞という名誉ある賞に選出頂き、誠にありがとうございました。受賞対象となりました図（動画）は、核融合炉のブランケッ
ト候補材であるバナジウム中に発生したキャビティ（ボイドまたはヘリウムバブル）とらせん転位（原子のズレ）との相互作用を捕えた写真になります。本作品は透過型電子顕微鏡（TEM）内で材料を直接変形させる TEM 内引張「その場」観察法を用いて、照射欠陥発生に伴う硬化（脆化）を転位―キャビティの相互作用による機構論的観点から調べた内容になりますが、TEM 内にて引張試験を行うため、試験中の試料破損を常に気にしていたこともあり、転位―キャビティの相互作用を観察出来たときの喜びがとても大きかったことを覚えています。
さて本作品ではらせん転位がキャビティにピン止めされた後、ピン止め点にてジョグが発生し、ジョグを境に転位がヘアピン状になる挙動（二重交差すべり挙動）が観察されており、またピン止め点にて発生したジョグが転位のバーガースベクトルの方向に動いている様子も観察できます。らせん転位とキャビティの相互作用は計算機シミュレーション研究などでも報告されていますが、本作品では計算機シミュレーションとは異なる転位挙動を示しており、照射硬化（脆化）メカニズムを解明する上で重要な知見になると考えております。
現在は転位挙動と温度（材料破壊形態の違い）の観点から照射硬化（脆化）メカニズムを解明するため、ダイバータ候補材であるタングステンを用いて、室温（脆性破壊領域）や500℃以上（延性破壊領域）での TEM 内引張「その場」観察による転位―キャビティの相互作用の変化を調べています。本研究成果をもとに、転位挙動と脆性破壊（照射硬化や延性―
脆性遷移温度の上昇）との関係を明らかにすることで、今までとは異なる材料寿命評価技術の開発や新材料開発等に貢献することができると考えております。
最後になりますが、本研究の遂行にあたりご指導、ご協力くださいました住友重機械工業
株式会社 野際公宏様、福井県庁 四方章仁様に、この場を借りて改めて深く感謝申し上げます。
（文：東郷広一）▽参考資料
1.

K. Tougou et al., Materials Transactions, Vol.54, No.7 (2013) pp.1095 to 1101
https://www.jstage.jst.go.jp/article/matertrans/54/7/54_M2013012/_article86衝突カスケードにおける点欠陥クラスターの形成と転位ループへの即時変換メカニズムの解明：
大規模分子動力学シミュレーション
ちん ゆてぃん

京都大学大学院エネルギー科学研究科

Yuting Chen (陳 昱婷)

図1
図2

図3

図 1 カスケードによって生成された格子間原子クラスターと転位ループ。格子間原子を黒色ドット、空孔を青色ドット、転位ループを緑色の線で表している。
図 2 PKA 発生から時刻 2.5 ps 後において、溶融ゾーン・固体結晶の界面でクラスターが形成し、直後に転位ループへと変換する。
図 3 PKA 発生から 7.8 ps 後において、残存欠陥がクラスターを形成する。その後、ループへと変化する。

この度は第５回 Best Figure 賞にご選出いただき、誠にありがとうございます。第５回の最優秀イメージ賞を受賞できたこと、本当にありがとうございます。私は中国出身の留学生であり、アニメを通じて日本文化に魅了されました。特に平安時代の歴史に興味を持っています。そのため、京都大学で博士号を取得するために来日しました。
87

留学中、様々な祭りに参加する機会に恵まれ、日本各地の美しい景色と文化を堪能しました。これらの貴重な経験によって、自分自身の YouTube チャンネルを開設するきっかけとなりました。これにより、生き生きとした方法で自分の経験や気づきを他の人々と共有することができるようになりました。
私の研究テーマは、照射材料には衝突カスケードによって欠陥生成の統計的な分析です。
研究の目指しは、大量のシミュレーション計算によって、連鎖過程を物理的な意味から照射
欠陥の生成確率モデルを構築し、照射後の材料脆化などの精密な分析にデータを提供することです。
この作品は、放射線照射された鉄材料が衝突カスケードにおける点欠陥クラスターの形
成と転位ループへの即時変換メカニズムについて述べています。本研究では、分子動力学シ
ミュレーションを用いて、生成された欠陥の振る舞いを時間スケールの範囲内で追跡し、非平衡欠陥生成の統計的な振る舞いを理解することを目指しました。カスケード落ちる後の点欠陥拡散によって形成される欠陥クラスターと異なり、クラスターは冷却期間においてそれぞれ溶融ゾーンの界面や中心付近に大きなサイズのクラスターが形成されます。上記の結果から、カスケード損傷プロセスのさまざまな段階で、異なるメカニズムによってクラスターが形成されることがわかりました。
本研究で示されたような様々なループ生成機構やボイド形成機構は今後も発見され、そして、それが照射劣化機構の正しい理解、さらには照射相関則の構築、耐照射性の核融合材料開発に展開されるものと期待される。今後の研究では、クラスターの形成条件をさらに詳しく解析と考えています。最後に、本研究においてご指導を賜りました京都大学の森下和功
先生に対し、心からの感謝の意を申し上げます。

受賞時の記念撮影です。左側が私であり、右側が材料部会長の福元謙一先生です。

88

IV. 関連する国際会議のリスト

IAEA-FEC 2023: 29th IAEA Fusion Energy Conference
会期： October 16–21, 2023
場所： London, UK
ホームページ： https://www.iaea.org/events/fec2023
申込締切： 済（March 28, 2023）
国際原子力機関（IAEA：International Atomic Energy Agency）が主催する、核融合炉関連では最も老舗で規模が大きい国際会議です。IAEA が設立されたのが 1957 年で、FEC の第 1 回目は 1961 年に開催されました。この会議の特徴は、参加者数が多い（1,000 人）こともありますが、それ以上に科学者以外の聴講者の数の方が多い（前回は 2,400 人）ことです。二年毎に開催されます。

ICFRM-21: The 21st International Conference on Fusion Reactor Materials
会期： October 22–27, 2023
場所： Granada, Spain
ホームページ： https://www.icfrm-21.com/
申込締切： 済（January 16, 2023）
核融合炉材料に特化した国際会議です。二年毎に米国・アジア・ヨーロッパの持ち回りで開催されます。参加者数は 400 人前後です。この会議の前身は ANS（米国の原子力学会）の年会の中で二年毎に行われていたトピカルミーティングで、それに日本やヨーロッパが加わったことで国際会 議 に 昇 格 し ま し た 。 1984 年 に 開 催 さ れ た 第 一 回 目 の 開 催 地 は 日 本 で し た 。 Conference
Proceedings がそのまま Journal of Nuclear Materials 誌に特集号として掲載されるという伝統がある
ため、材料系の研究者（特にドクターの学生）にとっては大変ありがたい存在です。

2023 ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo
会期： November 12-15, 2023
場所： Washington, DC, USA
申込締切： 済（June 26, 2023）
ホームページ： https://www.ans.org/meetings/wm2023/
米国の原子力学会（American Nuclear Society: ANS）の年会です。正確には、年会と呼ばれているのは夏に開催される会議の方だけで、冬の会議は少し雰囲気が異なります。毎回キャッチコピー（会のテーマ）が掲げられていますし、YouTube の動画で積極的に宣伝されていたりもします（https://www.youtube.com/watch?v=8AfIEshmHy8）。性格別けの趣旨については HP の説明を読んでも今一つよくわかりませんが、とりあえず第三者目線で見ますと、冬の会はお祭り的なイベン
トとして盛り上げようという気概が感じられます。ちなみに 今回のキャッチコピーは“Maintaining the Momentum（今の勢いを維持しよう）” です。前回は “Challenge Accepted” 、2019
年は“Nuclear is good for you” でした。

89

2023 MRS Fall Meeting & Exhibit
会期： November 26– December 1 (現地開催), December 5–7 (オンライン), 2023
場所： Boston, Massachusetts, USA
ホームページ： https://www.mrs.org/meetings-events/fall-meetings-exhibits/2023-mrs-fall-meeting
申込締切： 済（June 12, 2023）
材料系の学会としては最大規模を誇る Materials Research Society (MRS) の秋期大会です。MRS は
年に 2 回開催されますが、秋は必ずボストンで開催されます。本来これは米国の国内会議ですが、
会員 14,000 人の内訳の半数以上が国外在住（90 か国）ということで、実質的には国際会議になっています。米国では、そこで学位を取得した留学生が、帰国後もそのまま学会に在籍し続ける場合が多いため、必然的に学会が国際的になっていきます。会議には毎回 5,000–6,000 人が参加します。コロナ以降、ハイブリッドで開催されるようになりました。但し対面とオンラインは別々の日程で開催されるので要注意です。

MiNES 2023: Materials in Nuclear Energy Systems
会期： December 10-14, 2023
場所： New Orleans, USA
ホームページ：http://mines.ans.org/
申込締切： 済（July 4, 2023）
2019 年から隔年で開催されている新しい国際会議です。ANS（米国の原子力学会）の燃料・構造
材料のシンポジウム（ Nuclear Fuel and Structural Materials Symposium）と TMS（米国の金属学会）の原子力材料のシンポジウム（Microstructure Processes in Irradiated Materials Symposium） から派
生した会議ということで ANS と TMS が共同運営しています。ICFRM は核融合炉材料が中心です
が、こちらは軽水炉材料が中心です。

AZW 2024: 6th Asian Zirconium Workshop
会期： February 20–22, 2024
場所： Tokyo, Japan
ホームページ： http://www.see.eng.osaka-u.ac.jp/seems/seems/6th_AZW/
申込締切： January 15, 2024
アジア地域のジルコニウム合金研究者の連携を深めることを目的として開催されているワークシ
ョップです。元々は韓国と中国の被覆管メーカーと研究機関が数十年続けてきた二国間のワークショップでありまして、これに日本が加わる形で 2011 年からアジアジルコニウムワークショッ
プという名称になりました。韓国→中国→日本の順で二年毎に開催されます。前回（第 5 回）は中国、前々回（第 4 回）は韓国でしたので、今回は日本です。本来第６回は 2021 年に行われる予定でしたが、コロナのため 2024 年まで延期されました。日本で開催される場合は、原子力学会の燃料部会が主催します。今回のオーガナイザーは東大の阿部弘亨先生です。参加者数は 70
名前後です。

90

TMS 2024 Annual Meeting & Exhibition
会期： March 3–7, 2024
場所： Orlando, Florida, USA
ホームページ： https://www.tms.org/tms2024
申込締切： 済（July 15, 2023）
材料系の学会としては MRS と双璧を成す The Minerals, Metals & Materials Society (TMS) の年会で、年に 1 回 3 月に開催されます。開催地はサンディエゴ、サンフランシスコ、サンアントニオといった頭にサンが付く都市で開催されることが多いのですが、今回は珍しく東海岸のオーランドです。MRS と同様、本来これは米国の国内会議なのですが、会員の多くが国外在住者ということで、実質的に国際会議と似た状態になっています。TMS の会員数は現在 13,000 人で 70 か国に分布しており、年会には毎回 4,000 人以上が参加します。MRS と比較すると、こちらの方が老舗でありまして、そのせいか雰囲気はこちらの方が日本の金属学会に近いという印象です。MRS の
歴史は 50 年（1973~）ですが、TMS の歴史は 150 年（1871~）です。

IGRDM-23: International Group on Radiation Damage Mechanisms
会期： March, 2024（詳細は未定ですが TMS の翌週であることは確定しているようです）
場所： Oxford, UK
ホームページ： https://uia.org/s/or/en/1122284338
申込締切： 未定
会議名を直訳すると「照射損傷機構国際会議」ということになりますが、実際は軽水炉の圧力容器に特化した会議です。参加者数は 100 人弱ですから、ワークショップと表現した方が適切かもしれません。圧力容器の脆化メカニズムと安全基準について有識者が討論する実質的なステアリ
ングコミッティーとして認知されております。基本的に非公開で一見さんお断りなので、参加するには伝手が必要になります。米国・ヨーロッパ・日本の持ち回りでおよそ 1 年半に一回の周期で開催されているようです。22 回目は 2022 年 10 月（米国）、21 回目は 2019 年 5 月（日本）、
20 回目は 2017 年 10 月（スペイン）、19 回目は 2016 年 4 月（米国）、18 回目は 2014 年 11 月（日本）でした。

2024 MRS Spring Meeting & Exhibit
会期： April 22–26 (現地開催), May 7–9 (オンライン), 2024
場所： Seattle, Washington, USA
ホームページ： https://www.mrs.org/meetings-events/spring-meetings-exhibits/2024-mrs-spring-meeting
申込締切： October 18, 2023
Materials Research Society (MRS) の春期大会です。

ICONE 2024: 31st International Conference on Nuclear Engineering
会期： May, 2024 ? （前回は May 21–26, 2023）
場所：USA?
ホームページ：https://event.asme.org/ICONE
91

申込締切： October, 2023 ? （前回は October 16, 2022）
米国機械学会（The American Society of Mechanical Engineers: ASME）・日本機械学会（The Japan
Society of Mechanical Engineers: JSME）・中国原子力学会（Chinese Nuclear Society: CNE）が共同で主催する原子力工学に特化した国際会議です。ヨーロッパで開催されることもあり、その場合は現地の機械学会も共催となります。毎年開催され、前回 2023 年は日本、2022 年は中国、2021
年と 2020 年はオンライン、2019 年は日本でしたので、次回はおそらく米国です。

2024 ANS Annual Meeting
会期： June 9–12, 2024
場所： Las Vegas, Nevada, USA
ホームページ： https://www.ans.org/meetings/view-ac2024/
申込締切： February 2, 2024
American Nuclear Society（米国の原子力学会）の夏の年会で 6 月に開催されます。これも TMS や
MRS と同様、米国の国内会議ですが、会員（10,000 人）の多くが国外在住（40 か国）ということで、実質的に国際会議に近い状態になっています。ANS はこの他にも毎年 11 月に WinterMeeting and Nuclear Technology Expo を開催している他、MiNES や TopFuel、GLOBAL などの運営にも携わっています（https://www.ans.org/meetings/）。

ICAPP 2024: International Congress on Advances in Nuclear Power Plants
会期： June 9–12, 2024
場所： Las Vegas, Nevada, USA
ホームページ： https://www.ans.org/meetings/view-ac2024/
申込締切： January 19, 2024
次世代炉や高速炉に関する国際会議です。米国・日本・韓国・フランスの原子力学会（ANS、
AESJ、KNS、SFEN）が共同で主催しておりまして、2002 年に第 1 回が開催されて以来毎年開催されています。前回 2023 年は韓国、2021 年はアラブ首長国連邦、2020 年は米国の予定でしたがコロナで中止、2019 年はフランス、2018 年は米国、2017 年は日本でした。今年は ANS の年会の中で開催されますので、開催地は米国です。

PVP 2024: Pressure Vessels & Piping Conference
会期： June 28– August 2, 2024
場所： Seattle, USA
ホームページ： https://event.asme.org/PVP
申込締切： October 16, 2023
圧力容器と配管に特化した国際会議で、主催は米国機械学会（ASME）です。第 1 回目は 1986 年
でその当時は 4 年毎に開催されていましたが、1998 年以降は毎年開催になりました。参加者数は150 人以上です。

92

TOFE 2024: 26th Technology of Fusion Energy
会期： July 22–25, 2024
場所： Madison, USA
ホームページ： https://www.ans.org/meetings/view-tofe24/
申込締切： March, 2024? （前回は開催が June 12–16, 2022 で〆切は February 25, 2022）
ANS が隔年で開催している会議です。ANS から派生した ICFRM は材料に特化した学会ですが、TOFE はプラズマも含めた核融合全般が対象です。参加者は約 300 人です。

Top Fuel 2024
会期： July, 2024？（前回は July 17–21, 2023）
場所： France?（前回は Xi’an, China）
ホームページ： https://www.euronuclear.org/conferences-and-events-2/ （ENS の HP）
申込締切： April, 2024? （前回は April 14, 2023）
軽水炉の燃料に特化した国際会議です。軽水炉では、燃料被覆管は核燃料の一部という扱いになっているので、事故耐性燃料被覆管の開発や腐食特性の改善といった材料の研究も含まれます。
これは元々欧州原子力学会（European Nuclear Society：ENS）が主催するヨーロッパの会議なのですが、現在は米国の原子力学会（ANS）が主催する LWR Fuel Performance Meeting や、日本・
韓国・中国の原子力学会（AESJ、KNS、CNS）が共同で主催する WRFPM（Water Reactor Fuel
Performance Meeting、3 年毎に開催）と統合されており、米国・ヨーロッパ・アジアの持ち回りで毎年夏に開催されます。参加者数は 500 人前後です。2021 年はスペイン、2022 年は米国、2023
年は中国で開催されました。2024 年の情報はネットでは見当たりませんが、2025 年は米国のナッシュビルで開催されることが確定しております（October 5–9, 2025）。 持ち回りの順番で考えますと次の開催地はヨーロッパです。

SOFT 2024: 33rd Symposium on Fusion Technology
会期： September 23–27, 2024
場所： Dublin, Ireland
ホ ー ム ペ ー ジ ： https://ncpst.ie/ncspt-to-host-soft-conference-2024-advancing-the-study-of-fusiontechnology/
申込締切： April, 2024? （前回は April 14, 2023）
ヨーロッパの核融合研究コミュニティーが運営する核融合工学に関する国際会議で、二年毎に開催されます。今回のホストが National Centre for Plasma Science and Technology（NCPST, Ireland）
であることからわかる通り、どちらかというとプラズマの話が中心ですが、最近は炉工学も力を入れています。材料関連については ICFRM 等と比べると日本からの参加者数は少ないですが、会全体の規模としては核融合の国際会議では最大級で、参加者数は約 1,000 人です。

GLOBAL 2024: International Conference on Nuclear Fuel Cycle
会期： October 7–10, 2024
場所： Tokyo, Japan93

ホームページ： https://www.ans.org/meetings/view-434/
申込締切： April, 2024? （前回は January 15, 2022）
核燃料サイクルに特化した国際会議として 1993 年にスタートしました。最近は新型炉や廃炉についての議論も多いです。米・仏・日の持ち回りで 2 年毎に開催されます。2019 年までは奇数年に開催されていましたが、コロナで 1 年ズレたため、現在は偶数年に開催されています。前回は2022 にフランスで開催されました。 前々回は 2019 年に Top Fuel と合同開催されました。日本で開催される場合は、日本原子力学会の再処理リサイクル部会が主催となります。今回のオーガナ
イザーは日本原燃の松田孝司先生です。

NuMAT 2024: The Nuclear Materials Conference
会期： October, 2024 ? （前回は October 24–28, 2022）
場所： 未定（前回は Ghent, Belgium）
ホームページ： https://www.elsevier.com/events/conferences/the-nuclear-materials-conference2010 年から始まった比較的新しい国際会議です。軽水炉や核融合炉の燃料および材料を取り扱います。学術雑誌の出版社としてお馴染みの Elsevier が運営を主導している異色の会議です。当然Conference Proceedings は同社の Journal of Nuclear Materials 誌と連携しているのですが、掲載されるのは一部のみです。ジャーナルに掲載する論文の質を担保するための措置のようですが、ドクターの学生にとっては悩ましい話です。二年毎に開催され、次回は 2024 年で確定です。開催地
は米国・アジア・ヨーロッパの持ち回りでありまして、2018 年は米国、2020 年はオンライン、
2022 年はベルギーでしたので、次回はアジアです。

ICACS & SHIM 2024: 32th International Conference on Atomic Collisions in
Solids & 12nd International Symposium on Swift Heavy Ions in Matter
会期： November 24–29, 2024
場所： Canberra, Australia
ホームページ： https://www.icacs-shim2024.com/
申込締切： February 15, 2014
ICACS は 1965 年以来続いている息の長い国際会議です。1953 年にアイゼンハワーが発した国連演説（Atoms for peace!）とそれに続く 1955 年のジュネーブ会議によって、それまで軍事機密だ
った原子力や加速器に関する情報が公開され、科学が国家の枠組みを超えて共有されるようになりました。ICACS は国際協力の黎明期に開催された一連の会議（Harwell, UK (1955); Orsay,
France (1961); Oak Ridge, USA (1962); Chalk River, Canada (1963); Harwell, UK (1964)）の流れを汲む
由緒正しい会議です。原子の衝突といえば、今は真先に MD シミュレーションを連想しますが、当時はその土台であるコンピュータの黎明期でもありました。1980 年頃を境にして、実験技術の開発が中心の議論からシミュレーション中心の議論にシフトしたようです。ICACS では長い間チャネリングという現象（入社粒子の飛程に及ぼす結晶性の効果）についての研究が話題の中心でしたが、80 年代に高速重イオンの研究がブームになり、それに特化した会議として SHIM が 1989
年に誕生しました。しかし 2012 年以降は結局元鞘に戻り、合同で開催されるようになりました。
Conference Proceedings は Nuclear Instruments and Methods B 誌に掲載されます。
942024 MRS Fall Meeting & Exhibit
会期： December 1–6 (現地開催), December 10–12 (オンライン), 2024
場所： Boston, Massachusetts, USA
ホームページ： https://www.mrs.org/meetings-events/fall-meetings-exhibits/2024-mrs-fall-meeting
申込締切： June, 2024?（前回は June 12, 2023）
Materials Research Society (MRS) の秋期大会です。

TMS 2025 Annual Meeting & Exhibition
会期： March 23–27, 2025
場所： Las Vegas, Nevada, USA
ホームページ： https://www.tms.org/TMS2025/TMS2025/Default.aspx
申込締切： July, 2024?（前回は July 15, 2023）
TMS の年会です。前回もそうでしたが、TMS は開催地選びのマンネリ化から脱却しつつあるよ
うですね。

PFMC 2025: 20th International Conference on Plasma-Facing Materials andComponents for Fusion Applications
会期： May, 2025? （前回は May 22–26, 2023）
場所： 未定 （前回は Bonn, Germany）
ホームページ（前回）： https://www.events.fz-juelich.de/event.php?vnr=13-108
申込締切：未定（前回は 27 January, 2023）
プラズマ対向機器に特化した国際会議です。元々はスウェーデンの Royal Institute of Technology（KTH）とドイツの Kernforschungsanlage Jülich（KFA, 現 Forschungszentrum Jülich）の研究所間ワークショップから始まった会議で、1985 年から 2003 年までは The International Workshop on Carbon
Materials という名称でした。2006 年以降は ITER に焦点を絞って現在の名称に変更され、炭素材料というよりはタングステンの研究者コミュニティーによるプラズマ（水素、ヘリウム、中性子他）と材料の相互作用に関する国際会議という印象になりました。参加者数は約 300 人で二年毎に開催されます。

SOFE 2025: IEEE 31st Symposium on Fusion Engineering
会期： July, 2025? （前回は July 9–13, 2023）
場所： Boston, USA
ホームページ： https://www.psfc.mit.edu/sofe2025
申込締切：未定（前回は October 14, 2022）
IEEE（米国電気電子学会）が主催する、核融合工学に関する会議です。二年毎に開催されます。
2017 年までは 52 年間、全て米国で開催されていましたが、今は米国・アジア・ヨーロッパの持ち回りになったようです。

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Tritium 2025
会期： 2025 Fall（詳細未定）
場所： Otawa, Canada
ホームページ（前回）： https://www.tritium2022.ro/
トリチウムに関する国際会議ですが、材料関係の発表も多いです。これまで三年毎に開催されており、次回は 2025 年の秋です。これは元々American Nuclear Society から派生した会議ということもあり、Conference Proceedings は同学会が出版する Fusion Science and Technology 誌に特集号として掲載されます。

REI-22: 22nd International Conference on Radiation Effects in Insulators
会期： September, 2025? （前回は September 3–8, 2023）
場所： 未定（前回は Fukuoka, Japan）
ホームページ： 未定（前回は https://rei21.kyushu-u.ac.jp/）
申込締切： April, 2025? （前回は April 3, 2023）「絶縁体の国際会議」と謳っていますが、材料系の研究者には、「セラミックスの照射効果の国際会議」と言った方がわかりやすいかもしれません。二年毎に開催されます。開催地はフィンラ
ンド（2017）、インド（2018）、フランス（2019）、カザフスタン（2020）、日本（2023）といった具合にバラエティーに富んでいるのが特徴です。

ISFNT-16: International Symposium on Fusion Nuclear Technology
会期： September, 2026?（前回は September 10–15, 2023）
場所： Knoxville, USA
ホームページ（前回）： https://isfnt2023.com/
申込締切： January, 2026?（前回は January 15, 2023）
核融合に関するサイエンスとエンジニアリングを橋渡しすることに主眼を置いた国際会議です。
大型装置や機器の設計、それらに役立つ技術開発についての発表が多いことが特徴です。発表件数が最も多いのはブランケット分野で、トリチウム関連技術に関する発表も多いです。三年毎に米国・アジア・ヨーロッパの持ち回りで開催されます。1988 年に開催された第 1 回目の開催地は日本でした。13 回目も日本、14 回目はハンガリー、15 回目はスペインで開催されました。次回は米国で確定です。

TCADS: International Workshop
Accelerator-Driven Systems↓onTechnology

andComponentsof

16 IEMPT: 16th Information Exchange Meeting on Actinide and Fission
Product Partitioning and Transmutation
ホームページ（前回）： https://www.oecd-nea.org/science/wpfc/tcads/2019/
ホームページ（次回）： https://www.oecd-nea.org/jcms/pl_20161/16th-information-exchange-meetingon-actinide-and-fission-product-partitioning-and-transmutation-16iempt96会期： 24–27 October, 2023
加速器駆動核変換システム（Accelerator Driven Systems: ADS）を用いた核変換技術や核破砕ター
ゲット技術に関するワークショップで、ADS ビーム窓材に関する R&D や溶融鉛ビスマス取扱技
術も研究対象に含まれます。主催は経済協力開発機構／原子力機関（OECD／NEA）です。NEA
は OECD の専門機関として 1958 年に発足しました。当時は欧州原子力機関（European Nuclear
Energy Agency）という名称でしたが、1972 年に日本が加盟したことによって名称が NEA に改められました。TCADS は三年毎に 2019 年まで開催されていましたが、その後 OECD／NEA が主催する別の会議（IEMPT: Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning andTransmutation アクチノイドと核分裂生成物の分離と核変換に関する情報交換会議）に統合されました。IEMPT の次回は来月開催されます。

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V. 運営小委員会 委員名簿

部会長： 西山裕孝（日本原子力研究開発機構）
副部会長： 橋本直幸（北海道大学）
財務小委員長： 高橋克仁（日立製作所）
編集小委員長： 松川義孝（熊本大学）
編集小委員会委員： 嶋田雄介（東北大学）
広報小委員長： 横山博紀（日本核燃料開発株式会社）
広報小委員会委員： 高見沢 悠（日本原子力研究開発機構）
国内学術小委員長： 小林知裕（電力中央研究所）
国内学術小委員会委員： 石嵜貴大（日立製作所）
国際学術小委員長： 近藤正聡（東京工業大学）
国際学術小委員会委員： 斎藤 滋（日本原子力研究開発機構 /J-PARC）
庶務幹事： 近田拓未（静岡大学）
庶務幹事： 吉岡 聰（九州大学）
庶務幹事： 佐々木 孔英（日本原子力研究開発機構）
庶務幹事： 静川裕太（日本原子力研究開発機構）

98VI. 寄稿のお願い
材料部会では部会員の皆様のご参加を心よりお待ちしております。研究に関する学術的な話題から、会議の案内や報告といった連絡事項、研究機関・施設・研究会の宣伝・紹介、国際交流に関する情報、何気ない気付きや所感など、コミュニケーションの活性化のためお気軽に話題を提供していただければと思います。以下のメールアドレスもしくはお近くの運営委員までご連絡ください。
○材料部会運営委員会宛メールアドレス material-sc@material-aesj.sakura.ne.jp

VII. 編集後記
今年度最初の部会報をお届け致します。本号を発刊するにあたりまして、ご協力・ご支
援いただきました先生方には大変お世話になりました。この場を借りて改めてお礼申し上げます。部会報はここ数年、7 月と 12 月に発刊されておりましたので、今回も 7 月発刊を目指していたのですが、今年の夏は脱コロナということで出張ラッシュになってしまった
ため、なかなか手が付けられませんでした。今年度は 2019 年以前のように 9 月と 3 月に発刊したいと考えておりますので、宜しくお願い致します。次回は引退された先生方や海外で活躍されている先生方、留学生の皆さんにお願いして、コラムを充実させていきたいとと考えております。また部会報はオンライン出版ですので、動画のハイパーリンクを埋め込んだマルチメディア的な展開も可能であると、今回編集していて気づきました。このよ
うに学会誌では難しい企画でも、部会報は小回りが利きますので実現可能です。エンター
テイメント性を追求する方向で独自に進化させていければと考えている次第です。これからも宜しくお願い致します。

編集担当

松川 義孝（熊本大学） 嶋田 雄介（東北大学）

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