⼀般社団法⼈ ⽇本原⼦⼒学会

材料部会報

Nuclear Materials Letters（2024 年 5 ⽉）
（部会ホームページ http://www.aesj.or.jp/~material/）⽬次

I. 2023年秋の年会企画セッション報告.................................................................................1「材料損傷評価のための核データおよび材料照射研究への活⽤」(1) PHITSと核データを⽤いた放射線損傷量の計算と検証実験
岩元 洋介 (JAEA)(2) 材料照射損傷モデリングによる照射場の定量化
森下 和功 (京⼤)(3) 試験研究炉を⽤いた材料照射環境の整備
加治 芳⾏ (JAEA)
II. 材料部会功績賞、若⼿優秀賞よろこびのことば.............................................................66
功績賞 渡邉 英雄 (九⼤)功績賞 檜⽊ 達也 (京⼤)
若⼿優秀賞 叶野 翔 (東⼤→QST)
若⼿優秀賞 CUI Lijuan (東⼤→中国四川⼤)III. 関連する国際会議のリスト.............................................................................................71
IV. 運営委員会委員名簿........................................................................................................78
V. 寄稿のお願い...................................................................................................................80
VI. 編集後記..........................................................................................................................802023 年 秋の大会 企画セッション報告
中性子等の放射線の照射によって原子力材料の機械的特性や耐食性等の材料特性が劣化することが知られている。これらの現象は中性子等の放射線の照射によって材料内に生じる照射損
傷の量に応じて変化することから，シミュレーション，実験等による原子力材料の照射劣化の評価
及び予測において，損傷量の高精度な評価が重要となる。そこで本セッションでは，核データ部会
および材料部会合同企画の元，照射損傷評価の基礎となる核データおよび損傷断面積計算の最新の知見，また材料試験炉の照射環境における線量評価の方法や材料照射研究における線量の活用例等を取り上げ，核データに対する要望や問題点，材料の照射研究に関する今後の研究課題について議論するために 3 名の講師にご講演いただいた。
始めに JAEA 岩元氏より，PHITS を用いて得られた Al や Fe，Cu，W 等の材料に対する，放射線によるはじき出し損傷量の計算結果，PHITS によるはじき出し断面積の計算と実験値の比較結果が紹介された。dpa の計算モデルには NRT モデルと arc モデルの 2 つが組み込まれ，arc モデ
ルによるはじき出し断面積の計算結果は実験値をよく再現していること，現時点では純金属に対する結果のみであることから二元系や実用材料などに対する適用性が今後の課題であることが述べられた。会場からは，W のはじき出ししきいエネルギーEd に関して，W の Ed の値が大きくばらつくという課題があり，実験結果から W についてはこの値が確からしい値であるというのが言えるとよい，というコメントがあった。現在はもっとも確からしい値として資料 p.15 の値を用いていること，実験による検証は今後の課題であること，材料の平均的な値として実験と計算の双方から値が得られるとよい，といった議論が行われた。
次に，京都大学 森下教授より，分子動力学法による照射欠陥生成量の評価結果，機械学習を用いた照射脆化予測，並びに照射脆化予測と関連して入力パラメータ―としての特徴量とデータ更新性について紹介が行われた。機械学習による照射脆化予測では入力データとして照射条件に加えて，分子動力学計算によって得られたミクロ構造変化を特徴量として加えることによって，脆化量の実測値との相関の質が向上することが示された。会場からは，クラスターを入力データとす
ると dpa に代わるパラメーターは何が良いかといった議論や，計算分野で検討を行うにあたってどのような情報があるとよいかという質問に対して，PKA スペクトルを示してもらえるとよいといった議論が行われた。
最後に，JAEA 加治氏より，試験研究炉を用いた材料照射環境の整備状況として，JRR-3 の概要，照射量評価，照射温度評価等の照射試験基板技術，並びに今後の照射試験計画等に関して紹介が行われた。会場での質疑としては JRR-3 の高速中性子束は JMTR の半分であるが照射体積はどの程度か（資料 p.6）や，今後の JRR-3 の照射場の活用に関して RI 製造との照射場の競争の可能性について議論がなされた。
最後に，ご講演頂いた先生方のご厚意に感謝いたします。また，講演スライドの掲載を快く許可頂いたことにも感謝いたします。

1

n

セッションタイトル：材料損傷評価のための核データおよび材料照射研究への活用

n

提案元組織：核データ部会，材料部会

n

共催組織：シグマ調査専門委員会

n

開催日時：2023 年 9 月 7 日(木) 13:00～14:30

n

座長：JAEA 西山部会長

n

ご講演：

（1）PHITS と核データを用いた放射線損傷量の計算と検証実験，講師：JAEA 岩元洋介氏（2）材料照射損傷モデリングによる照射場の定量化，京都大学 森下和功教授（3）試験研究炉を用いた材料照射環境の整備，JAEA 加治芳行氏

22A-PL1

2023年日本原子力学会 秋の大会 9月7日（木）核データ部会と材料部会の合同セッション

材料損傷評価のための核データおよび材料照射研究への活用（1）PHITSと核データを用いた放射線損傷量の計算と検証実験
岩元洋介
原子力機構 原子力基礎工学センター 放射線挙動解析研究Ｇｒ

本研究は、原子力機構（基礎工センター、J-PARC）、高エネ研、京都大学、大阪大
学、米国フェルミ国立加速器研究所など様々な分野の研究者と共同で進めました。
JSPS科研費、原子力システム研究開発事業、日米共同研究資金の助成を受けたものです。
3

1

目次
１．背景
２．PHITSによる弾き出し損傷計算と応用例
３. 検証実験

４．まとめ

4

2

照射効果全体のスケール
放射線施設（原子炉、核融合、加速器）の設計における照射損傷指標
DPA (はじき出された原子数/照射領域に存在する全原子数）

サイズ(m)

10-6

はじき出し損傷
近似

10-10
10-14

マクロ
な材料
特性

空孔
格子間
原子

10-2

核
反応

10-18
10-20

原子
衝突

欠陥集合
体の形成

電離

105
100
照射効果全体のスケール 時間（秒）

10-15

10-10

10-5

PHITSは核データを用いて、初期の弾き出し損傷を取り扱う
5

材料中の微視的効果

DPA= 𝜎d 𝜙

１次弾き出し原子(PKA)
空孔

sd : 弾き出し断面積 (m2)𝜙: 粒子フルエンス (個/m2)

格子間原子
フレンケル対が材料中のカスケード損傷の起点

後続の継続的な損傷効果

カスケード損傷は初期の損傷状態のみ扱う
例：最初の数ピコ秒間で生じる損傷
熱的に活性化された長期間の欠陥の動きは除外

Energy transport Depleted zone
G. S. Was, Fundamentals of Radiation Materials 6Science, New York, USA: Springer Press, 2017.

4

弾き出し損傷計算手法の概要
SRIM (Transport of Ions in Material): 最も広く普及している材料損傷計算コード
J.F. Ziegler, et al, see www.srim.org

荷電粒子輸送エネルギー転移入射荷電粒子ターゲットPKA

カスケード損傷近似

NRTモデル(Norgett-Robinson-Torrens model)
Nucl. Eng. Design, 33 (1975) 50.

• 高エネルギー領域の核反応を取り扱わない• 二次粒子は生成しない• 非荷電粒子（中性子、γ線）入射に対応しない• 高エネルギー領域、非荷電粒子へ拡張• 最新の分子動力学(MD)モデル計算による損傷近似の適用
粒子・重イオン輸送計算コードPHITS
7

5

国際動向
IAEA 共同研究プロジェクト (CRP) 「Primary Radiation Damage Cross Sections」
https://www-nds.iaea.org/CRPdpa/
2012-2018
M. Caturla, S. Dudarev, U. Fisher, L. Greenwood, P. Griffin, Y. Iwamoto, V. Khryachkov,
A. Konobeev, J. Kwon, N. Lazarev, L. Luneville, F. Mota, K. Nordlund, S. Kahler, D. Simeone,
H. Sjostrand, R. Stoller, J. Sublet, D. Terentyev, R. Vila, C. Woo

70年代の NRT-dpaの背後にある理論、方法論を、その欠点も含めて見直すことを目的⚫ 核データ処理コードNJOYを用いた弾き出し断面積計算、PKAエネルギースペクトル計算
別の計算手法であるPHITSを用いた計算、弾き出し断面積の実験検証（岩元）⚫ 分子動力学(MD)計算による欠陥生成メカニズム解明等

加速器ターゲット環境における放射線損傷の共同研究
2013～
https://radiate.fnal.gov/

米国フェルミ加速器研究所が主導し、加速器材料の放射線損傷を緩和する方法を特定することで、素粒子物理学分野の進歩を支援。粒子生成用のターゲット損傷に焦点。
日米欧 20施設が参加：J-PARC, CERN、オークリッジ国立研究所など
8

6

目次
１．背景
２．PHITSによる弾き出し損傷計算と応用例
３. 検証実験

４．まとめ

9

7

PHITSの概要
Particle and Heavy Ion Transport code System

任意の体系中における様々な放射線の挙動を、核反応モデル
や核データを用いて模擬するモンテカルロ計算コード

108

PHITSに組み込まれた物理モデルと適用エネルギー範囲

119

PHITSの弾き出し損傷計算手法の概要
Y. Iwamoto et al., Nucl. Instr. Meth. B 274 (2012) 57-64.

粒子輸送

エネルギー転移カスケード損傷近似
入射荷電粒子ターゲットPKA• 核反応モデル• 中性子イベントジェネレータ
・NRTモデル

二次粒子

ターゲット PKA・非熱的再結合補正モデル(athermal-recombinationcorrected-model: arcモデル)

𝑡max

弾き出し断面積： 𝜎NRT = න𝑑𝜎sc Τ𝑑𝑡 ∙ 𝑁NRT (𝑡)𝑑𝑡𝑡d12
荷電粒子-ターゲット原子のクーロン微分弾性散乱断面積10

PHITSの中性子イベントジェネレータによる
PKAエネルギスペクトルの計算例
Y. Iwamoto and T. Ogawa, NIMB 396 (2017) 26.

Recoil energy (MeV)

中性子が56Feに照射した場合のPKAエネルギースペクトル(左）中性子イベントジェネレータ(EG)とNJOY-SPKAによる計算値(右）中性子EGによる各核種のPKAエネルギースペクトル1311

クーロン微分散乱断面積(Z1, M1)

Ep :荷電粒子の運動エネルギー(Z2, M2) T: ターゲット原子へのエネルギー遷移

スクリーニング関数:

f (t𝑑𝜎𝐶𝑜𝑢𝑙 𝑡
𝜋𝑎2𝑇𝐹 𝑓(𝑡 1/2 )
=
𝑑𝑡
2
𝑡 3/2

1/ 2

) = t1/ 2− m

1 + (2t

1− m q −1 / q)

t: 無次元化定数
𝑇
2
≡𝜀
𝑇𝑚𝑎𝑥
Tmax: maximum T
4𝑀1 𝑀2 𝐸𝑝=(𝑀1 + 𝑀2 )2

=1.309, m=1/3, q=2/3

 :無次元化エネルギー

𝐸𝑝 𝑎 𝑇𝐹 𝑀2=
𝑍1 𝑍2 𝑒 2 (𝑀1 + 𝑀2 )

大t
小14 t

大T in 近接衝突
小T in 遠距離衝突12原子はじき出し数 –NRTモデル–
原子はじき出し数

0.8
𝑁NRT (𝑇d ) =𝑇d2𝐸d同種原子の損傷

弾き出ししきいエネルギー：数eV-100 eV

1
𝑇d =
𝐸p
PKAエネルギー
1 + 𝑘𝑔
核的損傷による損傷エネルギー
Lindhard模型

1
MeV

100
MeV

PKAがカスケード的に最終的に原子の運動エネルギーとしてターゲット結晶に与えるエネルギーの平均値
PKAエネルギーと損傷エネルギーの関係

衝突は弾性的とし、核的損失と電子的損失は分離できると仮定
PKAエネルギー大⇒核的損傷に上限
15
残りは、弾き出しに関係ない電子的損傷に費やされる

13

NRT-DPAの深さ分布（荷電粒子、中性子、電子）

DPA x 10-24 /source

Y. Iwamoto et al., Nucl. Instr. Meth. B 274 (2012) 57-64.

核反応生成物
核子あたり200 MeVの48Ca, 3He,
陽子-Cuのdpa深さ分布

中性子（熱-GeV)照射による銅のdpa深さ分布

10 MeV電子照射
による鉄のdpa深さ分布

PHITSは核反応生成物の寄与を計算可能
他のモンテカルロ粒子輸送計算コード（MARS、FLUKA、EGS)と同程度の計算結果
1614

原子はじき出し数 –arcモデル–
非熱的再結合補正モデル (athermal-recombination-corrected-model: arcモデル)
分子動力学シミュレーション研究の成果 K. Nordlund et al., Nature Communications 9 (2018) 1084.

𝑁arc 𝑇d = 𝜁(𝑇d )𝑁NRT (𝑇d )
1−𝐶
𝑏
+𝐶
𝜁(𝑇
)
=
𝑇
欠陥生成効率dd𝑏
Τ
2 𝐸d 0.8
実際の損傷
NRT-dpa
金属における1keV損傷エネルギーの損傷イメージ1

欠陥生成効率0.8

arcモデルの材料パラメータ
材料
Al
Fe
Cu
W

Ed (eV)
27
40
33
70

b
-0.820-0.568-0.680-0.560

c
0.440
0.286
0.160
0.120

Al
0.4

Fe

0

17

W

Cu

0.2

K. Nordlund et al., Nature Communications 9 (2018) 1084.

PHITS に組み込み

0.6

2

10

3

10

4

10

5

10

損傷エネルギー (eV)Al, Cu, Fe, Wに対する欠陥生成効率15

DPAの深さ分布（荷電粒子）
15 Y. Iwamoto et al., JNM 538, 152261 (2020).

Ed = 40 eV

照射損傷(dpa/incident(DPA/入射陽子)
proton)Damage

照射損傷(displacement/nm/ion)
Damage(はじき出し数/nm/ion)

10 MeV Fe in Fe

PHITS
SRIM (Quick TRIM)

10

-21

5x10

5

NRT-dpa
arc-dpa

0

4x10

500

1000 1500 2000
深さ
(nm)
Depth
(nm)

2500

Ed = 70 eV

-21

3x10

NRT-dpa
-21

2x10

-21

arc-dpa

1x10

0

0

800 MeV p in W

-21

0

5

10
深さ
(cm)
Depth
(cm)

15

20

800 MeV p+Wのdpaの深さ分布

10 MeV Fe+Feのdpaの深さ分布◼ 10 MeV Fe+Fe (材料損傷試験を想定）:PHITSはSRIMの計算値と良く一致◼ 800 MeV p+W (核破砕ターゲット損傷を想定）: SRIMは計算不可能
核反応生成物の影響で表面付近の損傷大。
18

16

様々な放射線環境下の材料のスケーリング係数（NRT/arc)
スケーリング係数(NRT-dpa / arc-dpa)

Y. Iwamoto et al., JNM 538, 152261 (2020).

核融合
原子炉
HFIR-high DEMO

中性子エネルギースペクトル

加速器
CERN

1 MeV
陽子

1 GeV 50 GeV
陽子
陽子

中性子及び陽子照射によるスケーリング係数◼ 各施設における中性子、1 MeV、1 GeV及び50 GeV陽子を照射し、Al、Fe、Cu、Wに関するスケーリング係数を導出◼ 1 MeV陽子照射の場合、各材料の損傷エネルギーは数百eVであり、係数は1.4～1.7の範囲◼ 中性子及び1及び50 GeV陽子照射条件では、全ての材料における損傷エ
ネルギーが数keV以上であり、係数は2～6の範囲

照射条件によらず、各材料のスケーリング係数は概ね同じ
19

17

宇宙空間における半導体の弾き出し損傷線量(DDD)計算への応用
Y. Iwamoto and T. Sato. PLoS ONE 17(11) (2022) e0276364.

space radiation

汎用機器の使用増例： 化合物半導体デバイス
GaAs, InAs, GaN

400 km

機器の交換頻度を決める指標
DDD = Non Ionization Energy Loss (NIEL) x fluence(1/cm2)(MeV cm2/g)(MeV/g)

InAs
GaAs
400 kmの粒子：地磁気に捕らわれる数MeV以下の陽子が主GaN

400 km
SiC

SiC

DDD
2.4e5
(MeV/g/day)

MD計算による欠陥生成効率
2keV以上のGaとInでは、カスケード損傷中に高い確率で直接衝撃による非晶質化が起こる。
F. Gao et. al., J. Appl. Phys. 121, 095104 (2017).

20

InAs

GaAs

GaN

5.0e5

4.8e5

3.1e5

宇宙放射線に対する損傷の感度

InAs ≈ GaAs > GaN > SiC
18

目次
１．背景
２．PHITSによる弾き出し損傷計算と応用例
３. 検証実験

４．まとめ

21

19

測定の背景極低温の金属に放射線を照射
熱運動によるフレンケル対の再結合を抑える

損傷率

s exp =

1  metal

 FP



Al
Cu
材料
ρFP(μΩm) 3.7±0.6 2.2±0.5

Δρmetal: 欠陥に伴う電気抵抗率変増加(Ωm)Φ: ビームフルエンス(1/m2)

W
27±6

ρFP: Frenkel-pairあたりの電気抵抗率 (Ωm)
C.H. Broeders et al., J. Nucl. Mater. 328 (2004) 197–214.

電気抵抗率の増加=フレンケル対あたりの電気抵抗率増加の和
従来：米国ブルックヘブン国立研究所(BNL)1.1, 1.9 GeV陽子:
液体ヘリウム冷媒を用いた冷却システムのため、様々な加速器施設での実験困難
G.A. Greene et. al.: Proc. of Sixth International Meeting on Nuclear Applications ofAccelerator Technology (AccApp’03), Ja Grange Park, Illinois, USA, 881 (2004).

無冷媒による冷却装置の開発と弾き出し断面積の測定
2220

弾き出し断面積測定の実施場所

125 MeV 陽子+Cu 200 MeV 陽子+Cu, Al 0.4 - 30 GeV 陽子
389 MeV 陽子+W
+Al,Cu,Fe,Nb,W

120 GeV 陽子+Al,Cu,Nb,W

京大複合研 FFAG施設

フェルミ国立加速器
研究所(FNAL)

阪大RCNPサイク
ロトロン施設義家先生の装置を改良し冷却能力のさらな試料の冷却能力向上
る向上(4K達成)(12K)
Y. Iwamoto et al., J. Nucl.
Mater., 458, (2015) 369.

J-PARC
４つの試料を同時照射可能に

H. Matsuda et al., J. Nucl.
Y. Iwamoto et al., J. Nucl.
Sci. Technol. 57(2020) 1141.
Mater., 508, (2018) 195. 23

装置の再利用
４つの試料同時照射
2023年1月に実施
21

照射装置

照射チェンバー
24
Y. Iwamoto et al., J. Nucl. Mater.,
508, (2018) 195.

22

弾き出し断面積の実験値と計算値の比較

発表者ら(岩元)
発表者ら(松田)・arcモデルによる計算は実験値を良く再現

・従来のNRTモデルの計算はarcモデルに比べて2～3倍高い
・陽子エネルギー1 GeV以上:
核的損傷に上限があるため断面積一定

H. Matsuda et al., J. Nucl. Sci. Technol. 57(2020) 1141.

25

23

目次
１．背景
２．PHITSによる弾き出し損傷計算と応用例
３. 検証実験

４．まとめ

26

24

まとめ
◼ PHITSと核データを用いて、広いエネルギーに対応したあらゆる粒子に対する材料の弾き出し損傷計算が可能となった。
◼ 原子炉、核融合、加速器環境下を想定した材料(Al, Fe, Cu, W)のスケーリング係数(NRT-dpa / arc-dpa)を計算
・中性子、陽子、重イオン照射条件のスケーリング係数: 2～6◼ 単金属の弾き出し断面積の測定結果はarc-dpaを再現
より現実的な照射損傷量(arc-dpa)を計算するため、MD計算による欠陥生成効率が必要

課題：２核種以上からなる合金や半導体の弾き出し損傷量計算に適応できるか？合金や半導体に対する実験（フレンケル対あたりの電気抵抗率
測定、弾き出し断面積測定など）も必要。
2725

KYOTO UNIVERSITY

Nuclear data for material damage assessment and its use in material irradiation research(2) Material damage modeling for quantification of irradiation correlation




婷
瑀

28

KYOTO UNIVERSITY








29

KYOTO UNIVERSITY,𝑑𝑝𝑎⁄𝑠 =

𝜈 𝐸 𝑊 𝐸 d𝐸


𝐸 ,

𝐸⁄

30

=

𝐸
∫

𝐸

=

𝐸

=

0.5 =

,
,

∫
,

∫
∫
⁄

∫
∫

,

,

KYOTO UNIVERSITY

PKA(primary knock-on atom),𝑑𝑝𝑎⁄𝑠 =

𝜈 𝐸 𝑊 𝐸 d𝐸
=

0.8𝐸
2𝐸

𝝃 𝑬𝒑

𝜈 𝐸

-5

DPA rate, P [dpa/s]

10Fusion

10-7
10-8
-9

10

JMTR
JMTR

JOYO
(fuel area)

Fusion(14MeV)(14MeV)

10-10
10-11

KUR

10-12
10-13
-14

10-15
0.1

, 𝑬𝟏/𝟐

HFIR

10-6

10

欠陥生成効率

単色中性子
0.1MeV 1MeV 10MeV

JOYO(outer wall)
1

SPECTER CodeMaterial : Fe

10

100

1000

Average PKA energy, EP [keV]31

KYOTO UNIVERSITY






32

KYOTO UNIVERSITY














婷



婷

33

KYOTO UNIVERSITY










34

KYOTO UNIVERSITY

𝑵𝒇



𝑁
𝐸

≤ 0.1keV
0.8𝐸
2𝐸≤ 10keV.
𝑁 ∝𝐸≤ 50𝑘𝑒𝑉.
𝑁 ∝𝐸
𝑁 ∝0.1keV ≤ 𝐸
10𝑘𝑒𝑉 ≤ 𝐸



Ep＝0.02～0.08keV

Ep＝ 0.1～1keV

𝐸

Ep＝ 1～10keV

35

Ep＝10～50keV

𝜑 𝐸φ(E)[cms
MeV(cm-2s-1MeV-1)]

KYOTO UNIVERSITY

1024
10

HFIR

20

1016
1012

HFIR

HFIR

108
4

10

100 -12
10

10-10

10-8

10-6

10-4

10-2

100

102

(MeV)
𝐸Energy
[MeV]

∝

𝑃

36

𝑃

1
𝑠𝑖𝑧𝑒 .

𝑃

KYOTO UNIVERSITY

𝑽𝟏
𝟏

𝑰𝑵
𝑰,𝑽

𝑰𝑵
𝑽,𝑰

𝑽𝟏 𝑰𝟏

𝒗

𝒗 𝒗𝟏

37

KYOTO UNIVERSITY

欠陥濃度変化(転位,粒界,集合体)
VI再結合
欠陥導入速度シンク源への吸収
𝒅𝑪𝑽𝟏
𝑰𝑵= 𝑷𝑽𝟏 − 𝑱𝑰𝑵
𝑰,𝑽 + 𝑱𝑽,𝑰 𝑪𝑽𝟏 𝑪𝑰𝟏 − 𝑲𝒗 𝑫𝒗 𝑪𝒗𝟏 …
𝒅𝒕
𝒅𝑪𝑽𝟐
𝑰𝑵
𝑶𝑼𝑻
= 𝑷𝑽𝟐 + 𝑱𝑰𝑵
𝑽,𝑽 𝑪𝑽𝟏 − 𝑱𝑽,𝑽𝟐 𝑪𝑽𝟐 − 𝑱𝑽,𝑽𝟐 𝑪𝑽𝟐 …
𝒅𝒕

…

𝒅𝑪𝑽𝟏𝟓
𝑰𝑵
𝑶𝑼𝑻
= 𝑷𝑽𝟏𝟓 + 𝑱𝑰𝑵
𝑽,𝑽𝟏𝟒 𝑪𝑽𝟏𝟒 − 𝑱𝑽,𝑽𝟏𝟓 𝑪𝑽𝟏𝟓 − 𝑱𝑽,𝑽𝟏𝟓 𝑪𝑽𝟏𝟓 …
𝒅𝒕

HFIR

38

KYOTO UNIVERSITY

Void nucleation energy [eV]vacancyintertitials

Vacancy type
Vacancy typenc

Void size

39

KYOTO UNIVERSITY

∆





Z = f(X1, X2, X3, …)

Xi

Yj

Yi

Z



40

KYOTO UNIVERSITY

条件
①
②
③

ハイパーパラメータ
Num Hidden
Num
LSTM Depth
Units
Responses
3
144
62
3
116
92
2
101
95




41

Initial Learn
Rate
0.01660.00110.0012RMSE
0.2591
0.24210.2355

KYOTO UNIVERSITY【条件②】照射条件＋ミクロ構造3つ 【条件③】照射条件＋ミクロ構造5つ【条件①】照射条件のみ




𝜎
∆



•
•
42

KYOTO UNIVERSITY
SamplePlant A

sA2

nA

A

Extraction

Population

nB

sB2

Distribution of
all residuals

Xaresidual, a [℃]0 = 0𝑉𝑎𝑟(X)

Plant XnX

(population mean)

sX2
X

⋯

Sample sizenX = 3~4

Distribution ofresiduals of plant X

⋯

B

a

A
B

⋯

0 = 0Samplemeans⋯

Plant Bs02

N ≈ 400

a

a
𝐸 X

43

X

X (sample mean)

KYOTO UNIVERSITY


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44

KYOTO UNIVERSITY

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45

日本原子力学会2023年秋の大会 核データ部会･材料部会合同セッション

材料損傷評価のための核データおよび材料照射研究への活用(3)試験研究炉を用いた材料照射環境の整備
2023年9月7日
加治 芳行(国研)日本原子力研究開発機構
46

1

目次
1. 試験研究炉照射の現状
2. JRR-3の概要
3. 照射試験基盤技術① 一定温度照射キャプセル② 中性子照射量の評価③ JRR-3における照射試験基盤技術の現状
4. まとめ47

1. 試験研究炉照射の現状(1/2)
 原 子 力 機 構 の 材 料 試 験 炉 JMTR(Japan Materials Testing
Reactor)の廃止決定（平成29年4月）
 軽水炉の安全性向上、信頼性・効率性向上のための技術開発や新型炉開発に必要な照射場を失い、国内において照射試験が困難
 照射試験炉の照射技術や運転技術をになう人材育成も困難
 人材の大学等における照射研究による教育も危機的状況
 HBWR(Halden Boiling Water Reactor)を始め多くの高出力照射試
験炉が高経年化により相次いで廃止、現在稼働している多くの照射試験
炉も今後10年後には廃止の可能性が高い
 フランスのJHR(Jules Horowitz Reactor)等の高出力照射試験炉の建設が進められているが、稼働までにはかなりの時間が必要な状況
 海外炉の利用に関して、高額な利用料金、試料の輸出入における煩雑な手続き、国内の照射技術・照射後試験技術を担う原子力人材の育成が困難となる等、多くの課題あり
48

2

1. 試験研究炉照射の現状(2/2)
 国内では平成28年度末に決定された「もんじゅ」の廃止措置移行に伴い、「もんじゅ」サイトに中性子ビーム利用を主目的とした10MW出力の研究炉を設置することが決定された。しかし、この研究炉が稼働するまでには10年以上の期間が必要
 JRR-3は、令和3年2月に運転を再開し、同7月に供用を開始
 中性子ビーム利用を主目的としているものの、平成18年以降原子炉
圧力容器(RPV)の中性子照射脆化に係る安全研究として、JRR-3の垂直実験孔を使った照射試験を実施した実績あり
 改めてJRR-3を用いた材料照射環境を整備
 JRR-3における材料照射環境整備として、JMTRからキャプセル温度制御
装置をJRR-3に移設し、照射キャプセルの設計技術を継承するとともに、中性子照射量評価等の基盤技術開発を実施中

49

3

4

2. JRR-3の概要
JRR-3の仕様

昭和３７年

国産1号の原子炉として臨界

昭和６０年

高性能化のための改造工事開始

目 的

平成２年

改造炉臨界、利用運転開始

ビーム実験、燃料材料照射、RI生産、放射化
分析等

形 式

低濃縮ウラン軽水減速冷却プール型

平成５年

積算出力１万ＭＷＤ達成

燃料要素

低濃縮ウランシリコンアルミニウム分散型燃料

平成１０年

燃料の高密度化の許可取得

最大熱出力

20MW

平成２２年

積算出力6.4万ＭＷＤ達成

最大熱中性子束

約3x1018n/m2・s

平成３０年

新規制基準適合性に係る許可取得

最大高速中性子束

約2x1018n/m2・s

令和３年２月

運転再開

令和３年７月供用運転開始

原子炉建家

冷却塔

原子炉本体

実験利用棟
ビームホール

炉心の形状等円柱（直径：60cm、高さ：75cm）

運転形態

サイクル運転（26日連続/cy：7cy/年）

上部遮へい体

原子炉プール

冷中性子源装置
冷却配管
垂直照射設備
重水タンク

一次冷却系配管

炉心部
水平実験孔

原子炉建家鳥瞰図

出典：JRR-3ホームページ：https://jrr3.jaea.go.jp

50

原子炉本体鳥瞰図

制御棒駆動機構

2. JRR-3の概要(照射設備）

JRR-3照射設備の配置概要

炉心
重水タンク
出典：JRR-3ホームページ：https://jrr3.jaea.go.jp

51

5

試験研究炉照射の現状(国内研究炉の比較)【試験研究炉の利用の考え方】

6

出典：資料5 科学技術・学術審議会 研究計画・評価分科会 原子力科学技術委員会
原子力研究開発基盤作業部会（第2回）H29.5.29

 軽水炉模擬環境用ループの有無、照射温度・スペクトルの模擬及び燃料装荷の可否が重要 1dpa程度の照射量までの照射影響に係る照射(ガス中照射のみ)⇒国内炉(JRR-3(あるいは常陽))照射52
 燃料装荷、軽水炉模擬環境(ループ利用)、高照射量(高燃焼度)照射⇒海外炉照射常陽における照射技術(照射条件の拡大)【低温照射】

 燃料領域での照射試験条件の一例（原子炉入り口Na温度 350℃→290℃）
 1サイクル(60日)あたり、7dpa(320℃)（年間最大5サイクル） さらなる低温化(Min.250℃)と出力の最適化による調整は可能
53【中低速中性子スペクトル照射場】

7

 照射装置装荷周辺を中性子減速材で囲むことで、軽水炉スペクトルの模擬を実現

出典：前田：高中性子束照射場「常陽」における材料照射の将来展開、日本原子力学会2020年秋の大会材料部会企画セッション（2020年9月）

照射試験ニーズに対応可能な海外炉 実機(軽水炉)環境模擬条件での照射試験• 燃料装荷ありの場合– 米国ATR（PWR環境のみ（2025年以降BWRループ整備予定））– ベルギーBR-2、オランダHFR（炉水環境照射を除く）– （ロシアMIR（BWR及びPWR環境対応可））• 燃料装荷なしの場合– 米国ATR（PWR)、MITR（BWR、PWR)、HFIR（ガス中照射のみ）– ベルギーBR-2（PWR）– チェコLVR-15（ガス中照射のみ、将来BWRループ整備の可能性あり）• フランスJHR（2030年以降対応可？） 国際協力の枠組みを利用• CNWG(日米民生用原子力研究開発ワーキンググループ)：米国ATR、HFIR• OECD/NEA/FIDES(Phase-2あるいはBilateral)：チェコLVR-15、（米国
ATR、TREAT)• （日仏協力：仏国JHR）
54

8

3. 照射試験基盤技術 ①一定温度照射キャプセル55

9

3. 照射試験基盤技術 ①一定温度照射キャプセル
 JMTRでは、低温照射履歴を排除するための照射技術として、キャプセル容器内
全体のガス層の圧力を変えることによってガス層の熱伝導率を調節する方法（以下「真空制御方式」という）と局部に内装する電気ヒータでキャプセル内発熱量を調整する方法（以下「ヒータ制御方式」という）を併用して原子炉起動前か
ら定格出力及び定格出力から原子炉停止後の期間まで、一定の照射温度を制御する「一定温度照射キャプセル」が開発された。

56

10

3. 照射試験基盤技術 ①一定温度照射キャプセル
 キャプセル：外径40～65mm、長さ1m弱の円筒容器
 照射試料を中心に配置し、その周囲を熱媒体(スペーサ)、内筒、外筒等の構成部品が同軸多重
円筒状に取り囲み、そのすき間に不活性ガスのヘリウムガスを充填
 照射試料及びキャプセル構造材
料はガンマ線を吸収することにより発熱し、この熱はキャプセル容器
外表面を流れる原子炉一次冷却水により冷却 発熱は中性子束分布と同様に炉心の軸方向でコサイン分布することから熱伝導率が小さいガス（ヘリウム）層の厚さ(1～0.01mm)をキャプセル軸方向で変えることに
よって軸方向の温度を均一化

キャプセルの熱設計概念
57

出典：照射試験炉センター, JMTR照射試験･照射後試験に関する技術レビュー,
JAEA-Review 2017-016, 2017/07.

11

3. 照射試験基盤技術 ①一定温度照射キャプセル
 照射キャプセル等の熱計算では、ガンマ線による発熱以外に材料の熱伝導率及び比熱の温度依存性、輻射熱伝達、対流熱伝達、材料の熱膨張による寸法変化、燃料試料の核分裂発熱等も考慮し、いくつかの計算コードを駆使して目標温度達成を確認
 米国オークリッジ国立研究所(ORNL)でキャ
プセル温度計算用に開発された一次元熱計
算 コ ー ド GENGTC (Generalized Gap
Temperature Calculation)を用いて熱計算を行い、当たりをつける

GENGTCコードにおける熱計算モデル(例) GENGTCの特徴
 1次元同心円モデルで熱膨張を考慮した計算コード
 利点：熱膨張を考慮して容易に計算可能
 難点：同心円モデルのみ計算可
軸方向の熱伝導評価や計算結果の温度分布表示が困難
出典：照射試験炉センター, JMTR照射試験･照射後試験に関する技術レビュー,
58 JAEA-Review 2017-016, 2017/07.

12

3. 照射試験基盤技術 ①一定温度照射キャプセル13

 3 次 元 有 限 要 素 法 コ ー ド NISA

(Numerically Integrated elements
for System Analysis)により、熱膨張の影響を考慮したキャプセルの温度分布計算を行い、目標温度を達成するようにキャプセル構成部品の材料や寸法を最適化
 キャプセル温度評価サブプログラム：
 熱膨張計算サブプログラムと試験
片温度評価サブプログラムから構成
 対話形式でキャプセル構造データ(寸法、材質等)及び境界条件（γ発熱率、熱伝達率等）を入力可
 照射後の照射試料の温度評価も熱電対の温度測定結果を参考に3次元での評価が可能

キャプセルの温度計算結果(例)

大型CT試験片の温度計算結果(例)

出典：照射試験炉センター, JMTR照射試験･照射後試験に関する技術レビュー,
59 JAEA-Review 2017-016, 2017/07.

3. 照射試験基盤技術 ①一定温度照射キャプセル

運転実績に基づいて制御関数を最適化
60

143. 照射試験基盤技術 ①一定温度照射キャプセル

61

15

3. 照射試験基盤技術 ②中性子照射量の評価
 JMTRにおける中性子束及び中性子照射量の評価は、測定と核計算の組合せによって実施 核計算は、計算モデル(解析モデル)の良否が結果を大きく左右する。このため
JMTR炉心及び照射キャプセル内を3次元モデル化して計算し、照射試料及びフルエンスモニタ(F/M)位置での中性子束、中性子スペクトル等を評価
 計算コード：3次元連続エネルギーモンテカルロ計算コードMCNP(ver. 4B)
 使用する核データライブラリ：①日本で評価済みであるJENDL-3.2に基づいたMCNP用の連続エネルギー断
面積ライブラリFSXLIB-J3R2②米国の評価済み核データライブラリENDF/B-IIIに基づくS(α,β)データライブラリ等を適用
 MCNP計算により出力される計算結果：炉心の実効増倍係数(keff)、1線源
あたりの指定されたエネルギー領域における中性子束、反応率等の値
 中性子照射量評価：これら出力結果について50MWに規格化した場合の熱中性子束(<0.683eV)、高速中性子束(>1.0MeV)、54Fe(n, p)54Mn反応率及び59Co(n, γ)60Co反応率を使用
6216

3. 照射試験基盤技術 ②中性子照射量の評価
 照射試料位置のMCNP計算値の評価精度については、F/Mによる測定値とMCNP計算値を比較することによって計算による誤差を求め、検証
 JMTRを用いた照射試験のための解析評価では、これまでの結果から、高速中性子束(>1MeV)では測定値に比較して±10%程度、熱中性子束(<0.683
eV)では±30%程度の評価精度

高速中性子束63

熱中性子束

出典：照射試験炉センター, JMTR照射試験･照射後試験に関する技術レビュー, JAEA-Review 2017-016, 2017/07.

17

3. 照射試験基盤技術③JRR-3における照射試験基盤技術の現状

 JMTRで培われた一定温度照射キャプセルの設計技術、温度制御装置
及び中性子照射量評価技術をJRR-3に継承するとともに人材育成への取り組みを開始（令和4年度～）
 現在、令和6年度以降、JRR-3を用いた材料照射試験を開始することで準備中⇒ 今後、長期照射試験も含めた照射実績（照射試験の信頼性）の積み上げを目指す 最初の照射キャプセルには多くの熱電対及びF/Mを設置することにより、垂直照射孔(RG-4)における照射試験データ（照射温度分布、軸方向の中性子束分布等）を取得する予定
 これらのデータを今後製作する一定照射温度キャプセルの設計・運用に
フィードバックさせるとともに、中性子照射量評価手法の高度化（最新のモンテカルロ計算コード(MCNP、MVP)及び核データライブラリ(JENDL5)を使用）にも反映させる予定
64

18

19

4.まとめ
 JRR-3における材料照射環境整備として、JMTRからキャプ
セル温度制御装置をJRR-3に移設し、照射キャプセルの設計技術を継承するとともに、中性子照射量評価等の基盤技術開発を行っている。ここでは、本基盤技術の基本となっているJMTRで開発された一定温度制御キャプセル及び温度制御装置、中性子照射量評価等の照射試験基盤技術について概説した。
 JRR-3に整備中の一定照射温度キャプセル及び温度制御装置等が今後有効に活用され、既存軽水炉の長期運転に係る安全性向上研究や次世代革新炉等に係る基礎基盤
研究の一層の進展に寄与することを期待する。

65

II. 材料部会功績賞、若⼿優秀賞よろこびのことば
功績賞：原⼦炉及び核融合炉材料に関わる基礎研究とその発展に関する功績
九州⼤学 応⽤⼒学研究所 渡邉 英雄
この度は、材料部会功績賞へのご推薦

ーを沢⼭作成して、模擬照射を⼯夫してありがとうございます。

きましたが、実炉環境での中性⼦照射がやはり重要だと考えは変わりません。原

学⽣の頃から、オーステナイトや鉄系材

発事故を機に、国内では廃炉が増え、廃炉料の点⽋陥により形成された集合体を電材研究が進むのではないかとの希望もあ⼦顕微鏡で観察し、原⼦炉材料などの照りましたが、現在これが進んでいるとは射損傷に関する研究をしてきました。学思えないのが残念です。平成 24 年度の補⽣当初は、九⼤・超⾼圧電⼦顕微鏡

正予算では、九州⼤学病院地区にある RI（HVEM）によるその場観察を担当して管理区域内に収差補正機能付きの分析電いたのですが、格⼦間原⼦型の転位ルー

⼦顕微鏡（ARM200FC）を導⼊することがプが電⼦線照射中に核形成・成⻑して,やでき、照射とその後の組織観察などの照がてはボイド組織に発展していく様⼦を射後試験（PIE）が同時にできる施設とな

その場で観察して感動した記憶がありまりました。原⼦炉⾼経年化の問題は、原発す。HVEM 照射実験では、当時北⼤の桐⽴地⾃治体や住⺠にとり重要な問題です

⾕先⽣から、いろいろな実験⼿法を提案

が、現在国内では、中性⼦照射が可能な材されたのも良い経験となりました。学位

料試験炉はもとより、イオン照射場や PIE

取得の頃には、⽇⽶協⼒（第 2 期）の派遣

施設の維持管理すら困難な状況です。今研究員として Richland（ワシントン州）に後も、照射施設の維持管理や PIE を通じ、

何 度 も 派 遣 が 許 さ れ 、 FFTF-MOTA で既存軽⽔炉の保守・保全や⾰新炉・核融合

100dpa 近くまで重照射された試料の観察等の材料基礎研究に役⽴てばと考えていや⽇本への輸送業務に関わったのが良います。

経験となっています。その後、九⼤応⼒研で助⼿に採⽤されましたが、核融合炉関連装置の⼀部として、オランダ製タンデ
ム型イオン加速器の導⼊が決まりました。
装置導⼊時期には、ちょうどドイツ・ユー
リッヒ原⼦⼒研究所に客員研究者として派遣されていましたので、納品前の装置のチエックなどには好都合でしたし、週末にはいろいろな所で過ごすことができ
楽しい時期となりました。重イオン照射
場では、実機照射条件に近づけるのが重要で、温度モニターや各種の照射ホルダ
66

功績賞：SiCf/SiC 複合材料開発を通した原⼦⼒材料研究の進展への功績
京都⼤学 オープンイノベーション機構（現：京都⼤学⼤学院⼯学研究科） 檜⽊ 達也
この度は、第 6 回⽇本原⼦⼒学会材料

今後、AI や電気⾃動⾞などの増加から

部会功績賞にご選出頂き、⼤変光栄に存

電⼒需要の増加が⾒込まれます。発電時

じます。功績賞は、⻑い間原⼦⼒材料分野に CO2 を排出しない安定的な電⼒源としに貢献があり、シニアの研究者の⽅が選て原⼦⼒・核融合に対する期待は⼤きい

出されるという認識でしたので、私にはものと考えられます。⾼効率で安全性の縁遠いものと思っておりましたが、振り

⾼い原⼦⼒・核融合システムにおいて材返ってみると博⼠課程修了からでも 20 年

料は⾮常に重要な要素だと考えられます。

以上経ち、ずいぶん⻑い間この業界にも材料部会の重要性も⾼まるものと考えら携わり、⼗分に⾃分がシニアだというこれますので、少しでも材料部会の発展にとを認識させて頂きました。

貢献できるように今後も努めてまいりた
いと存じます。

私は学部⽣の卒業論⽂では RTNS-II で
14MeV の中性⼦照射を⾏った純 Cu の最後に、これまでの研究活動を⽀えてSFT を数えていましたが、修⼠課程から頂いた皆様にお礼申し上げます。

まだあまり研究がされておらず、良く分からない SiCf/SiC 複合材料の研究をさせて頂きました。もともと核融合炉への適⽤を⽬指したものでしたが、技術開発も進み、ガス冷却炉への適⽤や事故耐性燃料としての軽⽔炉への適⽤と、原⼦⼒・核融合炉の分野においても幅広く検討されるようになりました。その間に航空機エンジンでは実際に SiCf/SiC 複合材料が使われ始め、近年は原⼦⼒・核融合、航空・宇宙で⾮常に活発な材料となってきました。ただ、実際には材料の構成要素も多く⾮常に複雑な破壊挙動も⽰します。標準的 な 材 料 は 直 径 10µm の SiC 繊 維 に100~200nm の被覆を必要とされ、実際に要求される複雑形状に適⽤するには⾮常に困難であることも分かりました。最近
は繊維被覆を諦め、繊維被覆の無い新しい SiCf/SiC 複合材料の開発を進めております。

67

若⼿優秀賞：鉄基材料中における第⼆相粒⼦の照射下相安定性
東京⼤学⼤学院⼯学研究科（現：量⼦科学技術研究開発機構） 叶野 翔
第 15 回 ⽇本原⼦⼒学会材料部会 若⼿ようになっています。近年では、電⼦顕微優秀賞へのご選出、ありがとうございます。

鏡・計算科学技術の発達が相まって、原⼦ス

本授賞にあたり、ご推薦、ご指導を賜りまし

ケールでの照射組織発達、ならびに、その理た東京⼤学⼤学院

阿部弘亨教授に感謝申論構築が進められています。このように、照し上げます。また、選考委員の⽅々、本研究

射誘起⾮晶質化は悠久の歴史を持つ研究テに多⼤なご協⼒を頂きました関係者の⽅々ーマですが、その起源は、照射⽋陥の形成とに厚くお礼致します。

その回復挙動が織りなす複雑な物理反応です。そのため、未明確の物理問題も存在して本研究は照射下で⽣じる材料中の微細析います。このような原⼦⼒技術の総合⼯学

出物の安定性を評価したものであり、博⼠において、学術的に挑戦的、魅⼒的なテーマ

課程から継続的に実施している研究テーマに出会い、耽溺できたのは、本研究活動へのであって 10 年越しの成果が評価されたこ皆様⽅からのご理解、ご⽀援があったからと、⼤変嬉しく感じております。研究アプロと感じています。御礼申し上げます。

ーチとしては電⼦顕微鏡法を⽤いた微細組織観察であり、近年では、炭化物の⾮晶質化

最後に 2024 年 4 ⽉より、核融合実証炉

現象に注⼒してきています。ここでは、照に向けた研究開発に従事しています。
「若⼿射、未照射材における原⼦分解能観察より、優秀賞」の受賞を契機に、今後は学術と⼯学

今までに誰も⾒たことない微細組織像を追との両輪への貢献、ならびに、部会活動の活

い求め、⾃⼰研鑽に努めて参りました。今、性化に⼀層精進して参りたいと考えていま思い直してみますと、秩序/調和の取れた原す。今後ともに末永くご指導、ご鞭撻を賜れ⼦の世界に触れることで、これまでとは違ましたらご幸甚です。

った観点からの情報整理や課題発⾒等の意
識⾰命につながったと考えています。
照射誘起⾮晶質化の学史を眺めてみますと、1950 年代初頭よりその研究が開始されています。当時は、材料照射研究の学術的深化を⽬的としたものが多く、照射効果の基
礎的、ならびに、その特徴的な描像が明らかとされました。80 年代頃には、酸化物や SiC、
グラファイトにおいて、アンチサイト⽋陥形成やケミカルディスオーダリング等、結晶の⻑周期構造の乱れに端をなした系のエントロピー増加が明らかとなり、これが⾮晶質化のキーファクターとして認識される68若⼿優秀賞：事故耐性燃料に向けた Cr および Cr 合⾦の照射効果に関する研究
東京⼤学⼤学院⼯学研究科（現：中国四川⼤学） Lijuan CUI
It is my great honor to receive the 16th Zairyo-bukkai Shorei-sho award from the Materials
Science and Technology Division in Atomic Energy Society of Japan (AESJ). I have beenworking in the field of nuclear materials and science technology since 2013 as a master student
in the university of science and technology Beijing. After that I went to Paul Sherrer Institut as a
PhD. Student working on “APT/TEM characterization of irradiation-induced segregation in
ferritic/martensitic steels after irradiation in SINQ Target”. Since August 2021 I joined Abe-labin the University of Tokyo as a project researcher and studied the irradiation damage effect inchromium and chromium alloys in the application of accident tolerant fuel cladding coatings. The
research related to the award was carried out during that time under the supervision of Prof. Abe,and had assistance of Yang Huilong Sensei, Kano Sho Sensei, Li Bo-san, Yang Zongda-san, Shi
Quanqiang-san, J.A.K. Jovellana-san, Omata-san and all the other stuff and colleagues. I sincerely
appreciate their warm heart, providing expertise helpings. Currently, I am working in Sichuan
University as an Associate scientist and still focusing on the research about the irradiation effects
in metals.
This research is about the irradiation damage effect in chromium and chromium alloys for theapplication in accident tolerant fuels. Since the Fukushima Daiichi nuclear disaster in 2011, thesafety issue of nuclear fuel in light water reactors (LWRs) has become a popular topic in the
nuclear engineering field. Chromium (Cr) based coatings have been proposed for Zircaloy fuelrods to enhance the accident tolerance in water-cooled reactors. However, the response of Cr to
irradiation has received limited attention in prior studies. To get a better understanding of radiation
damage in Cr for future nuclear applications, the irradiation-induced microstructure evolution of
dislocation loops and voids was studied in pure chromium and Cr-7Fe alloy. Based on this study
several achievements have been gained.
A rigorous method with the combined consideration of the edge-on view method and insideoutside analysis was proposed and utilized to determine the habit plane. With the application ofthis method, the normally considered unsafe zone becomes a favored zone for determining thenature of dislocation loops. All the dislocation loops were identified to possess the Burgers vectorof ½< 111 > , regardless of the irradiation depth/dose. Most of them were identified to be situatedon the {111} plane, being the pure edge loops. The fraction of interstitial loops increases with
irradiation depth from around half to more than 80%.
It shows a significantly lower irradiation-induced swelling rate of nearly an order magnitude
lower than other body-centered cubic materials, such as W and Fe. This phenomenon indicatesthat there is an unsuspected aspect, beyond the crystal structure that affects the swelling of69

materials. To understand it, the structure and distribution of irradiation-induced dislocation loops
in Cr were investigated after ion irradiation at 550 ℃ from 0.1 to 15 dpa. It appears that after
irradiation Cr exhibits nested loops, either vacancy-type loops called ‘trough’ or interstitial-type
loops called ‘island’, which are composed of a large dislocation loop containing multiple small
and coplanar loops with inverse nature. Our results indicate that the nested trough and island
dislocation loops stem from the 1D migration of dislocation loops. This loop formation
mechanism is an alternative mechanism of recombination and annihilation of point defects, which
in turn can explain the low swelling rate in Cr. This mechanism provides a new insight into theirradiation-induced swelling rate of metals.
To reduce the irradiation-indued swelling of the coating materials. Cr-7Fe alloy has beendeveloped. The irradiation effect in Cr-7Fe was studied after irradiation. The nano- indentation
results show that doping of Fe not only can strengthen the material but also can significantly
reduce the irradiation-induced hardness compared with pure Cr. The microstructure analyses
show that solute element Fe can retain the diffusion of defects and reduce void swelling. In
addition, the APT results indicate that no detrimental Fe-rich cluster formed in irradiated Cr-7Fe.
From the aspects of irradiation-induced hardening, void-swelling, and clustering, a great
improvement in irradiation resistance was achieved in Cr-7Fe alloy compared with pure Cr.

70

III. 関連する国際会議のリスト

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
申込〆切：済（ October 18, 2023）
材料系の学会としては最⼤規模を誇る Materials Research Society (MRS) の春期⼤会です。年に 2 回開催されますが、秋は必ずボストンで開催されることが特徴です。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。
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/
申込〆切： 済（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/
申込〆切：済（ 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 年はアラブ⾸⻑国連邦、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。
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/tofe2024/
申込〆切： 済（March, 11, 2024）
ANS が隔年で開催している会議です。ANS から派⽣した会議という意味では後述する ICFRM と71

似ていますが、ICFRM が材料に特化した学会であるのに対し、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。

PVP 2024: Pressure Vessels & Piping Conference
会期： July 28– August 2, 2024
場所： Seattle, USA
ホームページ： https://event.asme.org/PVP
申込〆切： 済（October 23, 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。
ICONE 31: 31st International Conference on Nuclear Engineering
会期： August 4-8, 2024
場所：Prague, Czech Republic
ホームページ：https://event.asme.org/ICONE
申込〆切： 済（December,13, 2023）
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）・チェ
コ原⼦⼒学会（Czech Nuclear Society: CNS）が共同で主催する原⼦⼒⼯学に特化した国際会議です。毎年開催され、前回 2023 年は⽇本、2022 年は中国、2021 年と 2020 年はオンラインでの開催でした。
SOFT 2024: 33rd Symposium on Fusion Technology
会期： September 22–27, 2024
場所： Dublin, Ireland
ホームページ： https://soft2024.eu//
申込〆切： 済（March 1, 2024）
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。
Top Fuel 2024
会期： September 29- October 3 2024
場所： Grenoble, France
ホームページ： https://www.euronuclear.org/topfuel-2024/
申込〆切： 済（February 15, 2024）
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・72

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。2025 年は⽶国のナッシュビルで開催されることも既に確定しております（October 5–9, 2025）。

GLOBAL 2024: International Conference on Nuclear Fuel Cycle
会期： October 6–9, 2024
場所： Tokyo, Japan
ホームページ： https://global2024.org//
申込〆切： April 26, 2024
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 Chair ofOrganizing Committee は JAEA の⼤井川宏之先⽣です。
NuMAT 2024: The Nuclear Materials Conference
会期： October 14-17, 2024
場所： Singapore
ホームページ： https://www.elsevier.com/events/conferences/the-nuclear-materials-conference
申込〆切： April 26, 2024
2010 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。⼆年毎に開催されています。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（シンガポール）です。

2024 ANS Winter Conference and Expo
会期： November 17-21, 2024
場所： Orlando, FL, USA
申込〆切： July 1, 2024
ホームページ：https://www.ans.org/meetings/wc2024/
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未発表です
が、前回は “Maintaining the Momentum（今の勢いを維持しよう）” 、前々回は “Challenge Accepted”
でした。

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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/
申込〆切： 済（February 15, 2014）
ICACS は 1965 年以来続いている息の⻑い国際会議です。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 では⻑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。
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
申込〆切： June 24, 2024
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
申込〆切： July, 2024?（申込開始は May, 2024）
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。
PFMC 2025: 20th International Conference on Plasma-Facing Materials andComponents for Fusion Applications74会期： May 19-23, 2025
場所： Ljubljana, Slovenia
ホームページ： https://www.antana-pco.com/ijs-2025/（⽇付と開催都市情報のみ）
申込〆切：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
申込〆切：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。

SMiRT28: Structural Mechanics In Reactor Technology
会期：August 10-15, 2025
場所：The Westin Harbour Castle, Tronto
ホームページ： https://smirt28.com/
申込〆切： November 1, 2024
発表部⾨は材料⼒学から廃⽌措置、AI、デジタル・ツインまで幅広く設定されています。1971 年
からコロナ禍を除いて 2 年に⼀度、世界各地で開催されており、前回の SMiRT27 は 33 年ぶりに⽇本開催でした。開催の都度テーマが設定されており、次回開催時のテーマは「2050 年ネットゼ
ロへの道としての原⼦⼒技術とイノベーションの活⽤」です。
Tritium 2025
会期： September 21-26, 2025
場所： Ottawa, Canada
ホームページ： https://tritium2025.com/
申込〆切： February 3, 2025
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。
ICFRM-22: The 22nd International Conference on Fusion Reactor Materials
会期： September 28- October 3, 202575

場所： Shizuoka, Japan
ホームページ（前回）： https://www.icfrm-21.com/
申込〆切： 未定（前回は 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。

IAEA-FEC 2025: 30th IAEA Fusion Energy Conference
会期： October 13–18, 2025
場所： Xi’an, China
ホームページ（前回）： https://www.iaea.org/events/fec2023
申込〆切： 未定（前回は 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。
IGRDM-2025: International Group on Radiation Damage Mechanisms
会期： October 17–24 or 24–31, 2025
場所： Hamamatsu or Nara, Japan
ホームページ： https://igrdm2024.materials.ox.ac.uk/
申込〆切： 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ます。前回（23 回⽬）は 2024 年 3 ⽉（イギリス）、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。次は⽇本で開催されます。今のところの予定では、開催地は浜松か奈良になるそうです。現地世話⼈は JAEA の端邦樹先⽣です。
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/）
申込〆切： 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。

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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/
申込〆切： 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。

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IV. 2023 年度

運営⼩委員会 委員名簿

部会⻑： ⻄⼭ 裕孝（⽇本原⼦⼒研究開発機構）
副部会⻑： 橋本 直幸（北海道⼤学）
財務⼩委員⻑： ⾼橋 克仁（⽇⽴製作所）
編集⼩委員⻑： 松川 義孝（熊本⼤学）
編集⼩委員会委員： 嶋⽥ 雄介（九州⼤学）
広報⼩委員⻑： 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）
国内学術⼩委員⻑： 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）
国際学術⼩委員⻑： 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）

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2024 年度

運営⼩委員会 委員名簿

部会⻑： 橋本 直幸（北海道⼤学）
副部会⻑： 藤井 克彦（原⼦⼒安全システム研究所）
財務⼩委員⻑： ⾼橋 克仁（⽇⽴製作所）
編集⼩委員⻑： 嶋⽥ 雄介（九州⼤学）
編集⼩委員会委員： 遠藤 美奈⼦（中部電⼒）
広報⼩委員⻑： ⾼⾒沢 悠（⽇本原⼦⼒研究開発機構）
広報⼩委員会委員： ⼋⽊ 重郎（京都⼤学）
国内学術⼩委員⻑： ⽯嵜 貴⼤（⽇⽴製作所）
国内学術⼩委員会委員： 安堂 正⼰（量⼦科学技術研究開発機構）
国際学術⼩委員⻑： 斎藤 滋（⽇本原⼦⼒研究開発機構 /J-PARC）
国際学術⼩委員会委員： ⼤野 直⼦（横浜国⽴⼤学）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）
庶務幹事： ⼩林 真（核融合科学研究所）
庶務幹事： ⼭本 知⼀（九州⼤学）

79V. 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

VI. 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皆様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。9 ⽉号にてお知らせしたように 2023 年度の部会報は 2019 年以前と同様に 9 ⽉と 3⽉に発刊予定としておりましたが、諸般の事情により年度を跨いだ 5 ⽉号としての発刊となりましたこと、お詫び申し上げます。2024 年度は、9 ⽉と 3 ⽉の発刊を予定しておりま
すので、どうぞ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） 遠藤美奈⼦（中部電⼒）

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