J. Plasma Fusion Res. Vol.97, No.7 (2021)４
０３‐４１８

プロジェクトレビュー

複合ビーム材料照射装置 DuET を用いた核融合炉材料研究と関連材料研究の展開
Research on Fusion Reactor Materials and Related Materials
using the Dual-Beam Facility for Energy Science and Technology DuET
藪 内 聖 皓，近 藤 創 介１），檜 木 達 也２），笠 田 竜 太１）＊YABUUCHI Kiyohiro, KONDO Sosuke１）, HINOKI Tatsuya２）and KASADA Ryuta１）＊
京都大学エネルギー理工学研究所，１）東北大学金属材料研究所，２）京都大学オープンイノベーション機構（原稿受付：２
０
２
１年５月１
１日）

核融合炉中性子照射環境を模擬することが可能な複合ビーム材料照射装置DuETにおける研究成果について報告する．核融合中性子による重照射試験が不可能な現状において，核融合炉環境における材料劣化挙動を予測するためには，原子炉を用いた核分裂中性子照射に加えて，イオン加速器による模擬照射場を最大限利用する必要がある．DuET は，弾き出し損傷を導入するタンデム加速器とヘリウムイオンを注入するシングルエンド加速器とともに，これらのイオンビームを同時に照射可能な計測・制御性と利用性の高い独自の照射システムから構成されている．照射実験の開始以来，先進材料として期待されている炭化ケイ素材料や酸化物分散強化鋼の照射効果に関する先駆的な研究成果を挙げている．また，ブランケット構造材料の第一候補材料である低放射化フェライト鋼におけるヘリウム効果の発現条件に関するデータベースと理論的予測モデルの構築にも貢献した．最近
では，プラズマ対向壁として用いられるタングステン材料を中心に，イオン照射後の水素同位体のリテンション
に関する共同研究も進められている．また，核融合炉材料以外にも，原子炉圧力容器鋼の照射硬化メカニズムに関する研究等，原子力分野における産学連携も活発に行われている．
Keywords:
dual ion beam, irradiation effect, fusion reactor materials, fission reactor materials

１．はじめによって整備したマルチスケール材料評価基盤装置群

イオン加速器施設は，核融合炉材料や核分裂炉材料にお（MUSTER: Multi-Scale Testing and Evaluation Research）

ける中性子照射効果を模擬するために広く利用されていとともに，受益者負担による施設の持続性向上を見据えたる．京都大学エネルギー理工学研究所附属エネルギー複合

有償利用制度を全国的にも一早く導入し，文部科学省先端機構研究センター（以降センター）の高度エネルギー機能

研究施設共用促進事業等による体制構築を進めつつ，産業

変換実験装置として開発された複合ビーム材料照射装置

界にも共用を拡大した［４，５］．エネルギー理工学研究所に

DuET（Dual-Beam Facility for Energy Science and Tech-

おいて共同利用・共同研究拠点「ゼロミッションエネル

nology）は，将来の基盤エネルギーシステム開発に関わる

ギー研究拠点」が採択されると，DuET の学術利用は国内

基礎研究のために設置された２台の MV 級静電加速器を中外に広がり，国際共同研究については，米国，欧州，韓国

心とする施設である．材料の照射効果を理解するために，等の研究者との国際共著論文が得られている．

イオンビームのフラックスとフルエンス，材料の温度など

DuET の特徴は，重イオンビームとヘリウムイオンビーの照射条件を精密に計測・制御するだけでなく，超微小試

ムの同時照射によって核融合中性子照射の模擬が可能であ験技術（USTT: Ultra-Small Testing Technology）を用いることはもちろんのこと，他の汎用重イオンビーム加速器て，イオン照射されたマイクロメートル領域の微細構造変施設では運用上困難な重照射研究を可能とする高いビーム化，力学特性，寸法安定性，環境影響などの照射後実験を強度と照射条件の安定性を実現した制御・計測システムで展開することに努めてきた．

ある．MeV 級の重イオンビーム照射では，弾き出し損傷のDuET は，１９９９年にセンターの基幹装置として，ヘリオ与えられる深さが数マイクロメートルに制限されるもの

トロン D の置かれていた建屋に導入が開始されるとともの，原子炉中性子照射と比して極めて短時間で高い弾き出に，CREST 事業「低環境負荷エネルギー用複合機能構造材

し損傷量（dpa: displacement per atom）［６］を得ることがで料の開発研究（代表：香山晃）」の枠組 み 等 に お いて促

きる．設置以来，先進核融合炉材料として期待される炭化

進された［１‐３］．その後，センターにお い て 外 部 資金にケイ素（SiC）材料および SiC 複合材料を対象として，最高* Institute for Materials Research, Tohoku University, Sendai, MIYAGI 980-8577, Japan
Corresponding author’s e-mail: r-kasada@imr.tohoku.ac.jp

４０３!2021 The Japan Society of Plasma
Science and Nuclear Fusion Research

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.97, No.7 July 2021

１６００℃までの照射実験を可能とする照射システムを開発

ストリッパーにより正イオンに変換されて加速管出口に向し，照射下寸法変化機構，高温水腐食への照射影響等，先かい，更に加速される．タンデム型加速器の上流部の加圧駆的な研究成果を得てきた．また，低放射化フェライト

タンク外側に設置されたデュアルイオン源には，セシウム（RAF: Reduced Activation Ferritic）鋼のヘリウム脆化発現

スパッタリングイオン源とデュオプラズマトロンイオン源

限界照射量についても，DuET での系統的な同時照射研究が装着されて い る．セシウムスパッタリングイ オン源が貢献して明らかにされた．RAF鋼よりも高い高温強度を（HVEE Model 860A）はイオン化効率が良く，利用できる有する酸化物分散強化（ODS: Oxide Dispersion Strength-

イオン種が幅広いのが特徴であり，DuET では Si，Fe，Cu，

ened）鋼における優れた耐ヘリウム脆化特性について，ナW のような核融合炉材料の主要元素に相当する自己イオ

ノ酸化物粒子の影響を明らかにしている．加えて，タング

ン照射に使用され，弾き出し損傷の導入に用いられていステン材料やトリチウム透過防止被膜の水素同位体リテン

る．デュオプラズマトロンイオン源（HVEE Model 358）はションに及ぼす照射効果に関する共同研究が進められてき軽イオンビームの引き出しが可能である．フィラメント加た．また，次世代原子力システム用の材料開発や軽水炉の熱により発生した電子線により，ボンベよりイオン源内に安全性に関わる基礎研究，照射効果基礎研究，超微小試験

供給されるガスをイオン化する．本イオン源で生じる正イ

技術開発など，核融合炉材料以外の分野においても多様な

オンは，リチウム荷電変換カナルを通過することによって研究が展開されている．

負イオン化される．

以上のように，DuET によって，通常のエネルギープラ

DuET の副加速器は，図２に示す同軸型シングルエンド

ント機器においてさえ数十年は必要とする構造材料開発の加速器（HVEE Singletron）である［７］．主加速器と同様に中でも，追加的に照射データベースを必要とする核融合炉

コッククロフト‐ウォルトン型電源により最大加速電圧

や先進原子力システムの構造材料の開発は，文字通り加速

1 MV を発生する．ヘリウムイオンの加速に用いられており，高周波イオン源は，８気圧の SF6 絶縁ガスを充填したされたと言える．
約２０年間にわたる上記の研究を通して，DuET を直接的

圧力容器内に収められている．

に利用した学位論文により博士の学位を取得した学生は，

２．
２ 照射場計測制御システム

京都大学だけでも少なくとも１３名に上っており，国内外でDuET の 特 徴 は，２台 の 加 速 器 そ れ 自 体 と い う よ り

活躍する研究者の育成に貢献したことも特筆すべき成果では，加速器から引き出されたイオンビームとともに，照射ある．

材料の温度等の環境を含めた「照射場」を精密に計測制御

本 稿 の 構 成 は 以 下 の 通 り で あ る．第２章 に お い て，することによって，核融合炉材料開発に必要な重照射実験

DuET の装置概要を概説し，第３章で核融合炉材料の照射を安定的に可能とした独自の技術にある．ここでは，照射効果研究の成果を概説する．第４章では，原子力材料，照場の計測制御に関わるシステムについて概説する．

射技術開発，照射後試験技術開発，その他の材料研究に関

２．
２．
１ 照射ステーション
DuET には複合ビーム材料照射ステーシ ョ ン（Dual-

する成果を述べる．最後に第５章においてまとめを行う．

beam Materials Irradiation Station; DuMIS）と高温材料分

２．装置概要析ステーション（High-temperature Materials Analysis Sta-２．
１ 加速器システム

tion; HiMAS）の二つの照射ステーションが設置されていDuET 施設の主加速器は，図１に示すタンデム型加速器

る．本稿では，核融合材料の照射効果研究において主要な（High Voltage Engineering, HVEE Tandetron Model

役割を果たしてきた DuMIS について概説する．図３に示4117）である．コッククロフト‐ウォルトン型電源によりすように，DuMIS には，試料ホルダーと予備排気システム

最大1.7 MVを発生させることが可能である．加速管に入射への移送機構からなる試料ステージ部，２個のファラデー

した負イオンは高圧ターミナルに向かって加速され，電荷カップからなるビーム計測系，赤外線導入加熱装置，ヘリ

図１

DuET の HVEE 社製のタンデム型加速器（写真中央）とス
パッタ型およびデュオプラズマ型のイオン源（写真左）
．

図２

４０４

DuET のシングルエンド加速器．

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K. Yabuuchi et al.

ルダー前面にはマスクが設置されており，マスクを移動させることにより，一度の照射実験で異なる損傷量の試料を作製することが可能である．試料輸送システムは，移動用のロッドと予備排気室としてのサブチャンバー，及び真空系からなり，照射ステーションの真空を破ることなく試料ホルダーの交換が可能である．
２．
２．
２ ビーム輸送系
DuET の加速器 と ビ ー ム ラ イ ン の 配 置 を 図５に 示 す［１］．タンデム加速器の出射部では２本のビームラインに分岐しており，DuMIS と HiMAS にそれぞれ接続されてい図３

る．シングルエンド加速器からのビームラインは HiMASDuMIS 照射ステーション．写真奥のタンデム加速器側ラインから重イオンが，左側シングルエンド加速器ラインから
He イオンが主に照射される．

を貫通して DuMIS に到達するように設置されており，両
ステーションにおいて２重イオンビーム照射が可能な配置となっている．ビームラインは O リングシール，照射ス

ウムイオンビーム用エネルギーディグレーダー，二系統のテーションはステンレス製のメタルシール超高真空用部品

真空排気系が設置されている．タンデムおよびシングルエで構成されている．真空系は試料の汚染を防ぐためにドラ

ンド加速器からの二本のビームラインは試料ホルダー表面

イ化されており，ターボ分子ポンプによって排気されていで交差するように設置されている．試料ホルダーはタンデる．

ム加速器からの主ビームラインに正対し，シングルエンド

タンデム加速器の出射口を出たイオンビームは，静電型からの副ビームラインには試料表面法線に３０°の角度で入の四重極レンズで収束された後，分析マグネットに入り目射する．ビームプロファイルモニター（BPM）は両ビーム的の価数と異なるイオン及び不純物元素イオンが分離されラインをそれぞれ遮断する位置に，BPM と試料ホルダー

る．分析マグネットでビームラインは DuMIS，HiMASの中心軸が一致するように設置されている．図４に Du-の二つのステーションに向かって２本のラインに分岐し，MIS 内部における各種装置の配置およびビーム進入路の模

偏向角は各々＋１０°，−１０°である．両ビームラインともに，

式 図 を 示 す［１］．核 融 合 中 性 子 照 射 環 境 模 擬 の た め に

分析マグネットの直後にビームスイーパーを兼ねた静電型

は，２重ビーム照射実験において適切なヘリウム／弾き出ビームステアラーが設置されている．また，それぞれのし損傷比となるように，ヘリウムイオンを試料に注入する

ビームライン終端には BPM が設置してある．

ことが重要となる．このためにシングルエンド加速器側のシングルエンド加速器から出たビームは分析マグネット

ビームライン上の BPM 直後にエネルギーディグレーダーに入り，目的とする価数のイオンのみ分離される．マグが設置されている．主ビームラインのカウンターポートに

ネットにおける偏向角は１０°であり，直後にスイーパーを

は赤外線導入加熱装置が設置されており，試料ホルダーを兼ねる静電型ステアラーとビーム制限用スリット，BPM

背後から加熱する．試料ホルダーの保持ロッドには熱電対が設置されている．

が設置されている．また，DuMIS のポートの ZnSe 窓から，

２．
２．
３ ビームプロファイルモニタ

赤外線カメラによる試料表面温度分布も測定している．ホ

イオン照射による弾き出し損傷量やイオン注入量の評価のためには，ビーム電流を絶対測定することが不可欠である．一般に加速器で得られる実際のビームは被照射面で均一な分布を持たず，特定の分布関数にも従わない．これはイオン源や入射系，偏向・電磁レンズなどの光学系のジオ

図４

DuMIS 内部の模式図［１］．奥のラインは He イオンの照射
軸，手前のラインは重イオンの照射軸．両軸は試料表面位
置で交差するように設計されている．Reprinted from Fusion Engineering and Design, 51-52, A. Kohyama et al.,789, Copyright (2000), with permission from Elsevier.

図５

４０５

DuET 加速器，制御室，試料準備室を含めた 模 式 図［１］．
Reprinted from Fusion Engineering and Design, 51-52,
A. Kohyama et al., 789, Copyright (2000), with permission
from Elsevier.

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メトリーの非対称性に起因する．このようなビームを用いてホルダーに伝えるものである．本装置はステーション外

た複数，もしくは大面積の試料の照射のためには，ビーム部に設置される加熱部と，真空チャバー内の導入ロッドが電流の絶対量だけでなく，試料表面上での二次元的なビー

完全な別体となっており，ターゲットステーション内の超ム強度分布を知る必要がある．DuMIS のビ ー ム 計測に高真空を維持している．外部ロッドに伝えられた熱は，サは，ビーム強度の絶対値を十分な精度で計測可能なファラファイヤ窓を介してステーション内部の内部ロッドに伝え

デーカップ（FC）のアレイを用いた方法を主測定方法としられる．加熱装置及びロッドは一体となって真空移動装置ている（図６）．FC はビーム破壊式で，照射中に適度な時によって前後に 50 mm 移動可能である．昇温可能温度は試間間隔をおいてビームを測定し積分することで精度を維持

料ホルダー及び試料形状，試料数により左右されるが，する．破壊式 FC で不可能な連続的なビームの監視は照射

CVD-SiC の !3 mm×0.2 mm の TEM ディスク１枚を６００℃

中の試料温度測定に用いる赤外線カメラによる温度分布測まで加熱することが可能である．本加熱装置はターゲット

定により行なう．本装置の FC アレイは，２１個のマイクロステーションのトランスポート機構との併用が可能であFC から成り，これと同様の配置のホルダーを作製するこり，真空を破ることなく連続した照射実験を可能とする．

とで試料とビーム量の対応を取る．FC には二次電子放出

セラミックス材料の研究で必要とされる１６００℃以上の超に伴うビーム電流の過大評価を防ぐために!2.2 mmの二次

高温環境における照射実験には C/C ヒーターを試料ホル

電子サプレッサーが装着されている．個々のマイクロ FC

ダー裏に直接取り付けた超高温加熱ホルダーを用いるからの微小出力電流は I-V プリアンプと作動増幅器により（図８）．ホルダー本体は SiC/SiC 複合材およびモノリシッ

電圧に変換されA/Dコンバータに入力される．最終的に算ク SiC で作製され，タンタル製のリフレクターによって熱出されたデータは単位面積あたりのビーム電流として出力の放散を抑えて試料表面の温度を維持する．

され，照射実験中の損傷量とイオン注入量の計算に利用さ

DuMIS における温度計測は熱電対と赤外線カメラによれる．

る照射試料表面温度測定を併用している．熱電対はいずれ

２．
２．
４ 照射温度計測制御装置

も試料ホルダーに取り付けられているため，試料表面を直DuMIS の加熱装置として主に使われるのは図７に示す

接モニターする赤外線サーモグラフィを主計測装置として

超高真空用の水冷式赤外線導入加熱装置（サーモ理工製

使用している．赤外線カメラは照射ステーション側面に設

GHV298）である．本装置は赤外線ランプによる熱をゴー

置された ZnSe 窓を通して試料表面温度の分布を直接測定

ルド楕円ミラーによって収束し，導入用石英ロッドを解しする（図９）．温度データ は PC を 介 し て 制 御 室 に 送 ら

図６

ビームプロファイルモニタとして利用されるマルチチャン
ネル接続されたファラデーカップアレイ．

図７

図８

DuMIS の赤外線導入加熱装置．

図９

４０６

超高温加熱ホルダー．

DuMIS 用赤外線カメラ．

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広い照射条件にわたって観察される．これらは，およそ 0.1

れ，照射中は常にモニターされる．

から 1 dpa の間に数密度を飽和させ，サイズ増加も照射線

３．核融合炉材料の照射効果研究

量に鈍感である．上述のように１０００℃より低い温度では高

３．
１ SiC

密度な単空孔原子の存在のため，点欠陥フラックスが定常

炭化ケイ素は，１０００℃でも強度低下が無いことに加え，化する以前の損傷のごく初期を除いては，弾き出し損傷で優れた低放射化性と耐照射性を有するために，究極の核融形成した格子間原子は空孔による捕獲を免れて集合体の成合炉構造材料として期待されている［８，９］．SiC 繊維強化型

長に貢献することは容易でない．これが，２次欠陥の成長

SiC 基 複 合 材 料（SiC/SiC）ブ ラ ン ケ ッ ト を 想 定 し た

速度が８００℃程度以下で極めて遅いことの理由であり，SiC

JUPITER-II 計画（１９９５−２０００年度）を通じた材料開発と特の照射下での微細組織の高い安定性を特徴づけている．

性評価法の飛躍的な進歩は，現在，SiC/SiC が航空機エン

図１１は先述の高純度 CVD-SiC を対象に，中性子あるいは

ジン部材として利用されるに至った過程の中で今も評価さ

イオン照射データを，照射温度をパラメータとしてまとめれている．一方でセラミックスという特性上，核融合炉でられたものである［３２］．その特徴は，スウェリングのメカは積極的に荷重を負担するような構造材料としてではな

ニズムが大きくは３つの照射温度域にわたって変化し，そく，２重冷却ブランケットにより熱・電気絶縁インサート

れぞれで線量増加への応答も異なることである．スウェリ

として機能材料的に利用されるのが最初であろう．そこでングの照射温度依存性は，塑性変形が望めない SiC では材問題となるのは，5 mm 程度の板厚に２００℃以上の熱勾配が料内部の温度勾配に伴う２次応力発生につながり破壊の要かかるため生じる熱応力や，その熱勾配下で誘起される照因となる．１５０℃程度以下では Si-C 結合の整列秩序が大部

射効果自体の勾配ということになる．

分で破壊されたまま維持される非晶質化が体積膨張を支配

２０００年以降は，上述を踏まえて特に重要なパラメータとする．その温度以上では，すでに述べた点欠陥や２次欠陥なり得る照射誘起微細組織変化，スウェリング，照射ク

がスウェリングの主因となる．およそ１５０から８００℃の間でリープについてその頃ようやく手に 入 る よ う に なったは損傷初期に急速にスウェリングは増加するが，1 dpa 以

CVD 法で製造された高品質な多結晶 SiC を対象として，系下で照射温度に定義される飽和値に漸近する．これは電子統的に照射データが DuET で収集された［８‐４２］．以下で顕微鏡で観察可能な欠陥組織の数密度が飽和する時期に各それらについてまとめてみたいと思う．

温度でよく一致している．また，欠陥数密度の温度に対す

図１０に，各照射条件で透過電子顕微鏡（TEM）観察される依存傾向もスウェリングのそれと同様である．X 線回折た２次欠陥をまとめた［１０，１５，２０］．これによれば，空孔がで調べた平均的な格子定数の変化も，量・質ともに巨視的動き始める温度は 1 nm 程度のサイズのボイドが観察されなスウェリングの挙動とよく一致する．これらのことか

始める１０００℃付近であり，１４００℃超でより活発に空孔が動ら，SiC では点欠陥あるいはその集合体周辺の格子ひずみ

き 20 nm 以上のボイドが観察され始める．大別して２段階が顕著で，その膨張成分がこの温度範囲のスウェリングとあるこのボイドの発達は，Si および C 副格子それぞれに空等価であるというのが一般的な理解である．ボイドが安定孔が導入できることからおおよそ理解できる．一方，低温に存在できる温度域では，金属材料と同様にボイドスウェ

で安定な２次欠陥は，空孔よりも小さな易動エネルギーをリングが支配的である．

もつ格子間原子の集合体である．図中に BSD（black spot

照射クリープは寸法変化を伴う形状変化としばしば定義

defect）と示した電子顕微鏡で点状に観察される集合体が，されるが，SiC の場合はスウェリングの異方性という言葉がより実験結果に即している．図１２は，外部応力下で Si

図１
１ DuET において Si イオンを用いた二重イオンビーム照射した SiC におけるスウェリングの照射温度依存性．中性子照射実験と比較されている［３２］．

図１０ DuET において Si イオンを用いた二重イオンビーム照射した SiC における微細組織変化の照射条件依存性．中性子照射実験と比較されている［３
２］
．

４０７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.97, No.7 July 2021

もループの異方形成も照射クリープも認められていない．
これは，転位ループ核形成時に方位が決定され，その後の回転が困難であることを示している．
ここまで述べてきたように，新規参入であった SiC 材料
は照射効果に関する知見が極めて限られていたが，その照射効果の大要をイオン照射で１０年程度の間に一気に明らかにしてきた．ここで紹介した以外にも SiC/SiC に関する初期のデータはほとんど DuET にて得られており，耐照射性能の高さが明らかにされている［７，１０，３４など］．近年では，
腐食と照射の重畳現象についても DuET がもつ高いチャンバーの空間的自由度を生かして，新しい発見が生まれており注目されている［４０‐４２］．
３．
２ 低放射化フェライト鋼
１９８０年代より開発が開始された低放射化フェライト（RAF: Reduced-Activation Ferritic）鋼は，日本のみならず諸外国においても DEMO 以降のブランケット構造材料の第一候補として位置づけられ，ITER テストブランケット
図１
２ DuET において Si イオンを用いた二重イオンビーム照射した SiC における照射クリープの照射温度依存性［３２］．

モジュール（TBM）の構造材料として用いられる計画が進められている．日本の ITER-TBM に用いられる F８
２H 鋼
は，国内鉄鋼産業の有する優れたプロセス技術とともに，イオン照射した試料の応力軸方向への寸法変化率を，応力高い中性子照射量下で用いられることを念頭においた材料

無負荷で同温度・損傷量（0.001-3 dpa）だけ照射した場合

設計と構造設計の検討を踏まえ，着実に材料データベースの寸法変化率（線形スウェリングと等価）に対してプロッを蓄積しており，世界をリードする RAF 鋼として認めらトしてある．ここでは，湾曲させて固定した薄板試料の引

れいてる．特に，米国の HFIR 等を用いた原子炉中性子照張応力面に対して照射し，照射後の試料の残留曲率から照射実験によって，80 dpa レベルまでの照射データが蓄積さ射中の応力緩和量を導出し，緩和に必要な伸びを初期長されており，原子炉照射と理論モデルの検討によって 20 dpa

で除したものを寸法変化率と定義している．２
８０℃では応程度までは核融合中性子照射場特有の核変換ヘリウム効果

力負荷下でも寸法変化率は線形スウェリングと同程度であが出現しないことが予測されている．中性子照射実験は，り，照 射 ク リ ー プ は 起 こ ら な か っ た こ と を 示 し て い

コストの観点から照射条件マトリックスにおける離散的な

る．１０００℃以上の高温では，熱クリープが支配的になりス

点としてのデータを集めることになるが，DuET をはじめ

ウェリングとの相関は明確でない．一方，４００℃以上の外部とする二重イオンビーム照射実験が点を繋げる理論モデル

応力負荷下では，応力軸方向にスウェリングを超えたひずの構築に貢献している．

み量の寸法変化が起こったことがわかる．興味深いこと

初期の実験においては，二重イオンビーム照射によっは，４００から８００℃までの温度域で照射クリープひずみとスて，ヘリウムによるボイドスウェリングの促進について調ウェリングが線形関係を示していることである．これは，べられるとともに，図１３に示すように，中性子照射よりも照射クリープが損傷量増加に伴う欠陥組織の蓄積に対応す

スウェリングのピーク温度が増加することが明らかにされる，すなわちスウェリングとそのメカニズムを部分的に共ている［４３］．これらの定量的な実験結果は，照射欠陥反応有していることを示唆している．また，このひずみは外部速度論に基づく照射効果予測モデルの構築に貢献してい応力の増加に対してほぼ線形的に増加することもわかってる．

いる．この温度域での欠陥の長距離拡散は顕著でないこと

また，RAF 鋼の照射脆化挙動の理解のために，ナノイン

からも，SiC の照射クリープ機構は，金属材料で見られるデンテーション法を用いた照射硬化評価も早期から行われような転位の上昇運動に律速されるすべり機構による照射ており［４４‐４７］，微細組織発達との相関について議論されクリープとは本質的に異なる．応力負荷下で照射した SiCている．これらの研究成果を元に，その後の超微小試験技の微細組織を覗いてみると，応力軸方向に垂直に近い結晶術の開発に展開している（４．
３節）．

面に形成されているフランク型の転位ループの数密度が多RAF 鋼は中性子照射下のブランケット内で増殖したガ

いことがわかる．この種類の転位ループの形成は，｛１１１｝

ス状のトリチウムにさらされることになるため，中性子照面間に余分な結晶面として挿入されることに等しいが，射下における RAF 鋼のトリチウム保持量を評価することループ面と垂直な方向に結晶面を押し広げなければならなは，核融合炉の燃料循環シナリオの検討や，安全性評価にい．つまり，外部応力を緩和しやすい結晶面に優先的に転おいて重要な課題である．Alimov らは，RAF 鋼における位ループが分布しており，これが照射クリープ機構のひと

重水素リテンションに及ぼす弾き出し損傷影響を調べた

つと い え る．面 白 い こ と に，は じ め に 応力 無 負 荷 下 で［４８］．DuET による 6.4 MeV Fe3＋イオンビームによって照0.01 dpa 程度照射した SiC は，その後応力負荷下照射して射欠陥を導入後，重水素ガスに曝露し，照射欠陥に重水素
４０８Project Review

Research on Fusion Reactor Materials and Related Materials using the Dual-Beam Facility for Energy Science and Technology DuET

図１
３ DuET において Fe イオンを用いた二重イオンビーム照射した RAF 鋼におけるボイドスウェリング量の照射温度依存性．FFTF/MOTA における中性子照射や Ni イオンを用いた二重イオンビーム照射実験と比較されている［４３］．Reprinted from Journal of Nuclear Materials 307, H. Ogiwara
et al., 299, Copyright (2002), with permission from
Elsevier.

K. Yabuuchi et al.

図１
４ 温度 523 K で 6.4 MeV の Fe3＋イオンを照射後，圧力 100
kPa，温度 373 K（a）
および 473 K（b）の重水素ガスに２
１０時間および５時間曝露した F82H 鋼に保持された重水素の深さ方向のプロファイル［４８］．Reprinted from Fusion Engineering and Design, 113, V.K. Alimov et al., 336, Copyright(2016), with permission from Elsevier.

がトラップされているかどうかを，3He のエネルギーを
4
0.69〜4.0 MeV に設定した D（3He，p）
He 核反応で調べたところ，深さ7 μmまでのD濃度プロファイルを測定することができた（図１４）．その結果，0.5 dpa 以上の弾き出し損傷
量では，拡散する D 原子を捕捉する照射欠陥濃度は，弾き出し損傷量に依存しないこと，損傷領域における D 濃度の飽和値は，重水素ガス曝露温度の増加とともに減少し，373 Kでの約10−1 at.％から573 Kでの10−3 at.％まで変化することがわかった．また，重水素捕獲サイトにおける結合エネルギーは 0.7±0.2 eV と見積もられた．これらの結果
は，核融合炉におけるトリチウム燃料循環モデルに反映されることになる．
RAF鋼の高温強度特性や耐照射性は，母相中に含まれる
図１
５ 2.8，3.7，6.4，10.5 MeV の Fe イオンを鉄に照射したときの損傷プロファイル（空孔濃度）の SRIM 計算結果．鉄のはじき出しエネルギーは 40 eV とし，弾き出し損傷の評価には Kinchin-Peace モ デ ル を 用 い た［４９］．Reprinted from
Journal of Nuclear Materials, 533, S. Kano et al., 152088,
Copyright (2020), with permission from Elsevier.

析出物である炭化物の影響を受ける．F82H 鋼に含まれる炭化物である M23C6（M＝Cr，Fe，W）は，照射下においてアモルファス化する場合が有ることが知られている．
Kano ら は，DuET 等 の 異 な る イ オ ン 加 速 器 を 用 い て，
F82H 鋼 に お け る M23C6 の 放 射 線 誘 起 ア モ ル フ ァ ス 化（RIA）を室温から７７３K までの幅広い照射温度と，図１５に示すような様々なイオンビームエネルギー（2.8，3.7，6.4，

溶解法ではなく，固相プロセスである粉末冶金法の一種で10.5 MeV）の下で系統的に調べた［４９］．照射前後の透過あるメカニカルアロイング（MA）法によって造られる．

型電子顕微鏡観察と電子線回折によって，RIA の発生を評

MA による粉末の繰り返し破砕効果に加えて，強加工に価するとともに，化学組成を分析し，図１６に示すように

よって導入される欠陥によって，本来室温付近では分解でM23C6 の融点（Tm）約 2173 K に対して，RIA の臨界温度

きない酸化物が母相中に分解して合金化し，その後の焼結は約 0.29 Tm に相当することを明らかにした．

過程において異なる組成のナノ酸化物粒子として母相中に３．
３ 酸化物分散強化（ODS）鋼

緻密に分散させることができる．ODS 鋼中のナノ酸化物分

ODS 鋼は，通常の鉄鋼材料の製鋼プロセスで用いられる

散粒子は，通常の鉄鋼材料中の強化因子である炭化物より
４０９

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.97, No.7 July 2021

も高い熱的安定性を有することから，高温強度の著しい向の透過型電子顕微鏡写真を示す［５３］．通常の RAF 鋼であ上に貢献する．

る JLF‐１鋼では大きなボイドが形成している．ところが，

ODS 鋼中のナノ酸化物分散粒子と母相の界面は，核融合同一照射条件のODS鋼では，微小なサイズのヘリウムバブ

炉条件の照射環境において材料中に生じる核変換ヘリウムルの形成に留まっており，詳細な観察により，ヘリウムバの捕獲サイトとして極めて有効に働き，スウェリングや照ブルの多くは酸化物粒子と母相の界面に形成していること

射脆化を抑制することが DuET における二重ビーム照射実

が わ か っ た［５４‐５７］．結 果 と し て，図１８に 示 す よ う に，験によって明らかとなった［５０‐６１］．図１７には，二重イオ

RAF鋼のボイドスウエリング量は弾き出し損傷量（この場

ンビーム照射後の RAF 鋼および ODS 鋼における微細組織

図１
６ Fe イオン照射下での F82H 中 M23C6 粒子の RIA 相図．○印
は RIA が生じたことを示し，×印は照射後も結晶性を保持していることを示す［４９］．

図１８ ODS 鋼（K-3）および JLF-1 のスウェリング量の弾き出し損
傷量（照射表面からの深さ）依存性［５
３］
．

図１
７ （a）
Fe イオン照射，（b）
Fe+He イオン照射した ODS 鋼（K-3）およびそれぞれの（c）（d）
RAF 鋼（JLF-1）のキャビティ組織［５３］．Reprinted from Journal of Nuclear Materials 367, K. Yutani et al., 423, Copyright (2007), with permission from Elsevier.

４１０

Project Review

Research on Fusion Reactor Materials and Related Materials using the Dual-Beam Facility for Energy Science and Technology DuET

K. Yabuuchi et al.

３．
４ タングステン材料，水素同位体効果

合には同一試験片での深さ方向の距離と対応）に従って増加するのに対して，ODS 鋼のそれは照射量に対してほぼ一核融合炉のダイバータやブランケット第一壁のアーマー

定なまま，RAF 鋼よりも抑制されることがわかった．ODS

部には，トリチウムリテンションが小さく，高融点で耐ス鋼の結晶粒内に形成したヘリウムバブルの８０％が酸化物粒

パッタリング性能に優れたタングステンが用いられると考子界面にトラップされているとの報告もあり，ODS 鋼の優

えられている．そこで，RAF 鋼や ODS 鋼等の構造材料にれた耐照射性能がナノ酸化物粒子の高密度分散に起因する

対して，タングステンを被覆するための技術開発が進めらことを示唆している［５９］．

れるとともに，被覆部の力学特性に及ぼす照射影響につい

ODS 鋼中のナノ酸化物分散粒子の照射下安定性についても中性子照射試験と相補的に調べられてきた［６９］．まても調べられており，重照射条件下でも非照射時と同様のた，タングステン材料の照射硬化挙動や［７０‐７４］，照射欠

結晶構造を保持しうることが示されている［６２‐６４］．ただ陥を導入したタングステン材料の水素同位体保持量の変化

し，図１９に示す水冷ホルダーを用いて，室温にて Fe イオン

についても調べられている［７５‐８１］．

照射した ODS 鋼中のナノ酸化物粒子が図２０に示すように

Sun らは，DuET を用いてタングステンにおける重水素

縮小し，消滅した例も報告されている［６５］．他のイオン照保持量に及ぼす高エネルギーのヘリウムイオン照射および射研究では，先述した RAF 鋼中の M23C6 析出物のように，重イオンとの同時照射影響を調べた［８０］．図２１に示すよう

ODS 鋼中の酸化物粒子がアモルファス化した報告も有るに，DuET のシングルエンド加速器からの 1 MeV のヘリウ

［６６］．ナノ酸化物粒子は，ODS 鋼の優れた耐照射性の主要

ム（He）イオンビームを，エネルギーディグレーダーに通因であるため，照射下安定性の知見は重要であり，更なる過させることによって，タングステン表面から 1.7 μm 程度検討が必要である．

の深さまで比較的均一なヘリウムの濃度分布を得た．まこの他に，ODS 鋼の照射硬化挙動に及ぼす再結晶熱処理

た，6.4 MeV の Fe３＋イオンの同時照射も行って，弾き出し［６７］や電子ビーム溶接［６８］の影響についても調べられてお損傷を導入した．図２２に，DuET 照射後に，富山大学水素り，ODS 鋼の実用化に向けた検討が進められている．

同位体科学研究センターにおいて，重水素とトリチウムの混合ガスに曝露したタングステンのイメージングプレート（IP）像と光刺激ルミネッセンス（PSL）強度を示す．DuETの注入と TDS を行照射後に，1 keV の重水素イオン（D＋
2 ）い，重水素の保持量を評価した結果や，HIDT コードによる数値シミュレーションの結果も合わせて，照射条件による水素同位体の保持特性の違いを次のように説明した．高エネルギー He イオンのみの照射では，空孔（V）のような高濃度の弱いトラップサイトが生成され，重水素の保持が促進されることがわかった．一方，Fe3＋と He＋の同時イオン照射では，Heと空孔が複数結合したHexVy 複合体の形成が促進され，空孔トラップサイトの濃度が低下し，重水素ト

図１
９ DuMIS 用水冷照射ホルダー．

ラップ挙動が抑制された．また，高温では HexVy 複合体による D 保持の効果が減少したことから，欠陥回復が主なメカニズムであることが示唆された．高温での弾き出し損傷
量の増加に伴い，転位や空孔サイトなどの弱いトラップサ
イトがより多く生成され，HexVy 複合体の効果よりも D
保 持 へ の 影 響 が 支 配 的 に な る こ と が わ か っ た．ま た，
HexVy 複合体は D のバルクへの拡散を妨げ，シミュレー
ションの結果，弾き出し損料量は D の拡散深さにほとんど影響しないことがわかった．
Wang らは，DuET において 6.4 MeV の Fe イオンを高温

図２
１ Fe イオン照射した W と Fe+He イオン同時照射した W のト
リチウム IP 画像と PSL の強度［８０］．Reprinted from Journal of Nuclear Materials, 533, F. Sun et al., 152122, Copyright (2020), with permission from Elsevier.

図２０ イオン照射した ODS 鋼におけるナノ酸化物粒子およびブ
ラックドットのサイズ分布の変化［６５］．Reprinted from
Journal of Nuclear Materials, 511 , P. Song et al., 200,
Copyright (2018), with permission from Elsevier.

４１１

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.97, No.7 July 2021を用いたイオン照射実験によっ て 調 べ て い る［８２‐８５］．
F82H に対して，マグネトロンスパッタリングによって酸化イットリウム被覆を施し，DuET を用いてFeイオンおよび Fe+He イオン同時照射後のトリチウム透過挙動を調べた結果を図２３に示す［８５］．照射温度３００℃および４００℃では照射の影響が見られず，Fe イオン照射では５００℃で，Fe+He イオン同時照射では５５０℃で透過フラックスの減少が確認され，同時照射試験では，ヘリウムバブルの形成とともに重水素透過挙動に対するヘリウムの影響が顕著に現れたことを報告している．今後は，照射下で用いられるトリチ
ウム透過防止被膜の統合的性能評価への展開が期待され，イオン照射法は引き続き貢献できると考えられる．
３．
６ ジルコニウム水素化物
ジルコニウム水素化物（ZrH2）は，核融合炉における遮蔽材や高速炉における反射材として検討されている．また，軽水炉の燃料被覆管には，ジルコニウム合金が用いられているが，高温高圧水や沸騰水の中で用いられるジルコ
ニウム合金中には，酸化反応の結果としてジルコニウム水
素化物が形成する．しかし，ジルコニウム水素化物の照射
下組織発達や機械的特性変化についてのデータは限られてた．Oono らは，DuET において Fe イオン照射したジルコ
ニウム水素化物の強度特性をナノインデンテーション硬さ
試験法によって調べ，照射硬化が生じることを明らかにした［８６，８７］．ナノインデンテーション後の断面組織観察によって，すべり変形と双晶変形が生じていることを明らか
図２２ （上）純 W，W-xRe（x = 1,3,5 at．％）合金および（下）純
W，W-2.5Mo 合金，W-5Ta 合金試料から放出された重水素の TDS スペクトル．試料は 1073 K で 6.4 MeV の Fe イオン
をピーク損傷レベル 0.5 dpa まで照射した後，673 K，100
kPa の重水素ガスに曝露した．加熱速度は 0.5 K/s であった
［８
１］
．Reprinted from Journal of Nuclear Materials 545,
J. Wang et al., 152749, Copyright (2021), with permission
from Elsevier.

にした．

４．その他の研究展開
４．
１ 原子力材料
４．
１．
１ 原子炉圧力容器鋼
現在，国内の商用原子炉は全て軽水炉である．軽水炉には，沸騰水型原子炉と加圧水型原子炉が有り，両者ともにで照射した後に重水素曝露処理した純 W および３種類の核燃料を収める原子炉圧力容器は第一種機器として中性子二元系 W 合金の重水素放出挙動を調べた［８１］．図２２に示すように，W-5 at.％ Re合金の0.1−5 dpa照射後の重水素保
持量は純 W のそれよりも低くなったが，W-5 at.%Ta および W-2.5 at.％ Mo 合金の D 保持量は，照射された純 W の D
保持量と同程度であり，Ta と Mo の添加は，照射後の重水素捕獲量に大きな影響を与えないことが明らかとなった．
本研究により，タングステン材料の合金化による高性能化について，トリチウムリテンションの観点からの指針が得られた．
３．
５ トリチウム透過防止被膜
核融合炉ブランケット中で生成するトリチウムは，炉心に投入する燃料として効率的にプラント内を循環・消費させる必要がある．固体増殖水冷却ブランケットにおいては，生成したトリチウムが配管を透過して冷却水に混入する量をなるべく低減することが安全面においても求められる．このために，RAF 鋼にトリチウム透過防止被膜として

図２
３ 未照射，Fe イオン照射および Fe+He イオン同時照射試料における重水素透過フラックスのアレニウスプロット［８５］．
Reprinted from Journal of Nuclear Materials, 537, K.
Nakamura, 152244., Copyright (2020), with permission
from Elsevier.

機能するセラミックスを被覆することが検討されている．
Chikada らのグループは，酸化イットリウム等の酸化物被覆のトリチウム透過能に及ぼす照射影響について，DuET
４１２

Project Review

Research on Fusion Reactor Materials and Related Materials using the Dual-Beam Facility for Energy Science and Technology DuET

K. Yabuuchi et al.

照射下に置いても健全性を有することが求められている．

られない Cu，Ni，Mn，Si の nm スケールの析出物の形成

原子炉圧力容器には低合金鋼の一種である A533B 鋼が用が見られた．DuET によるFeイオン照射での弾き出し損傷

いられている．A533B 鋼は，フェライト系鉄鋼材料である

速度は 10−4〜10−5 dpa/sであり，BR-2による中性子照射にため，低温になると破壊様式が脆性破壊となり破壊靭性がおける10−7 dpa/sよりも遥かに高い弾き出し損傷速度とな低下する延性脆性遷移挙動を示す．原子炉圧力容器鋼は，るが，照射誘起析出物の数密度やサイズの照射量依存性に

核燃料の核分裂から生じた中性子の照射を受けると，破壊は違いがあるものの，析出形態に大きな違いは無いことが靭性が低下し，延性脆性遷移温度（DBTT）が上昇する照示された．

射脆化を示す．原子炉圧力容器内に設置した監視試験片を低合金中に主要元素として含まれる Mn は，上述したよ定期試験時に取出し，シャルピー衝撃試験や破壊靭性試験

うに照射誘起析出物の主要元素として照射硬化・脆化に寄を行うことによって，DBTT の上昇や破壊靭性の低下を把与するが，微小転位ループの形成にも重要な役割を有する

握し，健全性評価に用いることになっている．核融合炉ブことを DuET による Fe イオン照射実験が世界に先駆けてランケット構造材料に比べると，原子炉圧力容器鋼におけ示した［８９‐９１］．図２５に示す照射後焼鈍その場観察結果かる弾き出し損傷量は１dpa にも満たないが，厚肉部材であら，Fe-1.4 Mn 合金ではイオン照射によって形成した転位ることや，核燃料を内包することから，厳しい管理が求め

ループの一次元運動が抑制されていることを発見した．すられている．また，監視試験片における中性子照射量は，

なわち，Mn-Ni-Si 析出物が形成しない Fe-Mn 二元合金にお原子炉圧力容器部よりも高くなるため，原子炉圧力容器鋼

いても Mn によって照射硬化が促進する要因が転位ループの照射脆化を予測することになる．よって，原子炉圧力容の１次元運動が抑制されるためであり，低合金鋼の照射脆器鋼の照射脆化機構を解明することは，原子炉の安全運転化機構に関して新たな視点を見出すことができた．

にとって極めて重要な材料工学上のミッションである．
原子炉圧力容器鋼の照射脆化は，照射硬化型と非照射硬化型のメカニズムによって支配されることが知られている．前者については，中性子照射によって鋼中に形成される微小転位ループ等のマトリックス欠陥，微小 Cu リッチ
析出物，微小 Mn-Ni クラスター等が要因であるとされている．Almirall らのグループは，DuET を用いて低合金鋼における微細組織発達を詳細に調べた［８８］．図２４には，異なる量の Ni および Cu を含有する低合金鋼に対して，0.2 dpa
図２
５ Fe イオン照射した純鉄（上段）および Fe-1.4Mn 合金（下段）を 623 K において透過型電子顕微鏡内その場観察した
転位ループの一次元運動［９１］．

の DuET 照射および BR‐２（ベルギー SCK/CEN の試験炉）
による中性子照射をそれぞれ行った試料の３次元アトムプ
ローブ分析結果を示す．何れにおいても，非照射材では見

図２４ ３次元アトムプローブ法で得られた a-b）0.15% Cu と 0.71% Ni（LI），c-d）上位 0.24% Cu と 1.03% Ni（LD）の低合金鋼の元素マップ．
0.2 dpa の DuET 照射材と中性子照射材（BR2）を直接比較した［８８］．Reprinted from Journal of Nuclear Materials 536, N. Almirall,
152173, Copyright (2020), with permission from Elsevier.

４１３

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.97, No.7 July 2021

これまでの原子炉圧力容器鋼の照射硬化・脆化に関する研究の多くは，応力負荷の無い静的な環境で照射された試料を用いて行われてきた．しかし，実際の原子炉圧力容器
鋼には，内圧を起因とする引張応力が負荷されているため，照射硬化・脆化や微細組織発達挙動に及ぼす応力下照射の影響について DuET を用いて調べた．DuET の DuMIS
照射ステーションの真空チャンバーに収まるように，図２６に示すイオン照射下引張応力ステージを開発した［９２］．
Fe-Cu 合金において，引張応力負荷が照射下における Cu
リッチ析出物の形成挙動に影響を及ぼし，照射硬化に影響を与えることが示されている［９３］．
Fujii らは，軽水炉の圧力容器と接続する一次冷却水配管に用いられる鋳造オーステナイト鋼のスピノーダル分解組
織に 及 ぼ す 照 射 効 果に つ い て，DuET を 用 い て 調 べ た［９４］．熱時効材中のフェライト相に生じていたスピノーダ
ル分解は，Fe イオン照射によって消失し，図２７に示すように照射軟化を示すことが明らかとなった．イオン照射下の材料中に生じる点欠陥流速の中で，平衡状態とは異なる安定状態が存在することを示唆する興味深い結果であり，照射効果を非平衡開放系の材料科学として捉えるような新し

図２６ イオン照射下引張応力ステージ［９２］．

い展開が期待される．
４．
１．
２ 第４世代原子炉材料
現在商用運転している核分裂炉は，第２世代から第３世
代と位置付けられており，基本的に軽水炉である．第４世
代（Gen.IV）原子炉は，高温化による熱効率の向上をめざした熱中性子炉や高速炉の複数の概念が各極によって提案されており，第４世代国際フォーラム（GIF）の枠組みで検討されている．鉛冷却炉，溶融塩炉，ガス冷却炉は，核融合炉の先進ブランケット技術との共通点も多く，両者の材料開発は ODS 鋼やSiC材料等においては相補的に進められていると言える．
Oono らは，高温ガス炉やガス冷却高速炉への適用を狙ったニッケル基 ODS 合金の照射効果を DuET によって調べた［９５］．ニッケル基合金の実用化に向けた大きな課題
は，核変換ヘリウムが粒界に蓄積してキャビティを形成す
ることによる粒界脆化である．823 K において，Fe+He

図２
７ 鋳造オーステナイト鋼の時効材中のフェライト相およびオーステナイト相のナノインデンテーション硬さに及ぼすイオン照射影響［９４］．Reprinted from Journal of Nuclear
Materials, 440 , K. Fujii et al., 612, Copyright (2013), withpermission from Elsevier.

の二重ビーム照射を 101 dpa まで実施したニッケル基合金
では，キャビティの８０％以上が酸化物粒子界面に存在し，粒界に存在するキャビティは１０％に満たなかった．このよ
うに，前述した ODS フェライト鋼と同様に，ニッケル基合
金においても ODS 化による耐照射性の改善が確認された．

Arakawa らは，DuET のシングルエンド加速器によってIshizaki らは，超ウラン元素の燃焼を狙った軽水高速炉

ヘリウムイオンを Au や Fe の箔に注入し，105 s−1 に到達すである Resource-renewable BWR（RBWR）用に開発を進るひずみ速度での引張変形後の微細組織を観察し，ヘリウ

めている ODS オーステナイト鋼について，DuET によってムバブルが列状に配列することを発見し，転位によらないFe イオン照射後に，BWR 条件下の高温水中において応力変形機構の可能性を示した［９７］．
照射欠陥の形成挙動に関する興味深い研究例もある．照腐食割れ感受性を調べた［９６］．
４．
２ 格子欠陥基礎研究

射欠陥集合体は空間に対して不均一に存在する場合があ

ここまでに紹介した DuET を用いた照射研究は，核融合

り，空孔集合体であるボイドが３次元的に格子状に配置さ炉や次世代原子力システム用の材料開発や，既存原子力プれたボイド格子構造が有名である．Gao らは，図２８に示す

ラントの安全に関する工学研究として進められてきたもの

ように，イオン照射した純鉄中に転位ループのラフト構造

であるが，DuET によって導入された照射損傷を用いた格が形成されることを見出した［９８］．このようなメゾスケー

子欠陥に関する基礎研究も進められている．

ルの照射損傷組織形成については，核融合炉や次世代原子４１４

Project Review

Research on Fusion Reactor Materials and Related Materials using the Dual-Beam Facility for Energy Science and Technology DuET

K. Yabuuchi et al.

で照射された RAF 鋼の照射硬化挙動や，中性子照射材で得られたビッカース硬さを定量的に比較することが可能となり，重イオン照射研究の利用性を高めることができたと言える．
イオン照射部の力学特性として，硬さのみならず，工学的により有用な降伏応力を直接評価する試みも進められている．Liu らは，直径 1 μm 程度の柱状試料を集束イオン
ビーム加工装置によってイオン照射部に作製し，ナノイン
デンテーション装置によって圧縮して荷重と変位を連続的に取得する「マイクロピラー圧縮試験」を ODS 銅合金に適用し（図３０），照射硬化挙動を明らかにしている［１１１］．

５．まとめ
本プロジェクトレビューでは，複合ビーム材料照射装置
DuET の概要と，これまでに得られた成果についてまとめた．DuET では，二台の静電加速器によって，重イオン
ビームとヘリウムイオンビームの同時照射が可能である．
図２
８ 6.4 MeV Fe3＋イオンによって 30 dpa まで照射した純鉄中において深さ方向に対して異なる形態で形成した転位ルー
プ．照射表面側から転位ループラフト（いかだ）構造領域，
遷移領域，転位ネットワーク領域となっている［９８］．Reprinted from Journal of Nuclear Materials, 511, J. Gao etal., 304, Copyright (2018), with permission from Elsevier.

イオンビームと照射試料の状態の高精度な計測・制御によって，核融合炉中性子照射環境を模擬した実験を行ってきた．
DuET によるイオンビーム照射実験の開始以来，SiC の照射効果研究を含めた材料開発において，世界をリードす

力システムにおける重照射領域において重要となる可能性

る成果を得た．特に，スウェリング挙動や照射クリープにがあるのみならず，非平衡開放系における固体材料の研究関する詳細なデータベースの構築に貢献しており，照射損に展開できる可能性がある．

傷組織形成機構の解明や照射後腐食研究など，世界をリー

萌芽的な材料の照射効果研究にも DuET を活用した例がドする成果を得ている．また，核融合炉ブランケット第一

報告されている．Yeli らは，いわゆるハイエントロピー合候補材である RAF 鋼の照射効果データベースの構築にも金中の析出物の照射下安定性について調べている［９９］．ま

貢献している．核融合炉のみならず先進原子力システムへ

た，Oono らは，バブル分散強化合金の照射硬化挙動を報告の適用も進められている ODS 鋼の優れた耐照射性発現をした［１００］．

もたらすナノ酸化物粒子の役割に関しても先駆的な成果を

４．
３ 超微小試験技術得ている．タングステン材料における水素同位体挙動やト重イオンビーム照射によって材料中に与えられる弾き出

リチウム透過防止被膜性能に及ぼす照射影響についての系

し損傷は，例えば図１５に示したように，数マイクロメート

統的な研究も共同研究によって進んでいる．また，原子力

ルという極めて浅い深さの中で生じる．これは，飛程の長材料分野においては，軽水炉圧力容器鋼の照射硬化におけい軽イオン照射に比べて，高い損傷フラックスを得るため

るマンガン影響に関する発見が得られた．更に，格子欠陥には有利であるが，照射後の材料の力学特性を調べる上で基礎研究，超微小試験技術の開発など，幅広い分野に跨るは不利である．そこで，１９８０年代より実用化が進められて多角的な研究展開が見られる．

きた超微小押込み硬さ試験（ナノインデンテーション試

これらの研究成果は，京都大学エネルギー理工学研究所

験）によって，押込み深さが数百ナノメートル程度での押の共同研究・共同利用拠点等を通して，国内のみならず海込み硬さを調べ，イオン照射影響を明らかにしようという外との共同研究によって得られたものも含まれている．本

研究が行われてきた．ところが，当初の研究では，超微小プロジェクトレビューでは紹介しきれなかった成果につい

硬さの物理的意義が不明確であり，硬いか，軟らかいかのては，参考文献を参照されたい．また，DuET を直接的に比較に終始していたことは否めない．

は利用していなくても，モデリング，シミュレーション研

ナノインデンテーション硬さの解釈における課題の一つ

究等に，本稿の参考文献リストには掲載していない関連研に，Indentation Size Effect（ISE）と呼ばれる押込み深さが究も多数あることを申し添える．

浅 い ほ ど，あ る い は 負 荷 荷 重 が 小 さ い ほ ど 硬 く な る

DuET の維持・運営は，京都大学エネルギー理工学研究「Smaller is stronger．
」現象の取り扱いがある．Kasada ら所が進めてきた基幹プロジェクトとしての位置付けと，参は，均一体における ISE を定量的に示すことができる Nix

画研究者による外部資金の導入による物・人のサポート無-Gao モデルをイオン照射材に拡張することによって，イオ

しには成しえなかったが，それ以上に，核融合炉材料研究

ン照射部のバルク相当硬さを得ることを可能とした［１０１‐

コミュニティを含めた材料照射研究分野からの有形無形の１０９］．このような機構論的モデルを適用することによっ支援が大きかったと言える．運営費交付金が減少し続けるて，例えば図２９に示すように［１０４］，異なるイオン加速器

わが国の大学において，DuET のような中型・大型の装置
４１５

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.97, No.7 July 2021

図２
９ DuET および TIARA において異なる加速エネルギーの Fe イオン照射した F82H 鋼および Ni 添加 F82H 鋼のナノインデンテーション
硬さ試験結果に対して，拡張Nix-Gaoモデルを適用して得られたバルク相当硬さの押込み深さ依存性［１０４］．Reprinted from Fusion
Engineering and Design, 89 , R. Kasada et al., 1637, Copyright (2014), with permission from Elsevier.

共同研究成果を見ていただければ理解されることと思う．
DuET におけるイオンビーム照射実験において蓄積されたノウハウを散逸させることなく，核融合炉の実現や原子力安全の向上に貢献する照射効果研究，そして，それらを包含する物質・材料科学の更なる発展に向けて，本プロジェ
クトレビューが議論の契機になれば幸いである．

謝辞

本プロジェクトレビューをまとめるにあたり，DuETの設置から運用に関わった多くの皆様のご協力に深く感謝
申し上げます．香山晃，木村晃彦，加藤雄大，神保光一，岸本弘立，橋冨興宣，大村高正各氏とは装置建設時や運転初期よりプロジェクトを進めてきました．DuET における実
図３
０ ODS銅合金上に作製したマイクロピラー試験片と得られた
応力‐ひずみ曲線の例［１１１］．

験では，多くの国内外の共同研究者に参加いただきました．特に，谷川博康，安堂正巳，PARK Kyeong Hwan，小沢和己，小柳孝彰，荻原寛之，末石裕一郎，湯谷健太郎，高を今後も維持し続けることは困難になっていくと予想され

橋宏昌，高山嘉幸，姫井善正，HA Yoosung，ZHANG Zhex-

る．しかし，照射材料研究に特化したイオンビーム加速器

ian，HASENHUETL Eva，SONG Peng，GAO Jin，NOH

施設へのニーズは増加し続けていることは，今回紹介した

Sanghoon，藤 井 克 彦，近 田 拓 未，大 矢 恭 久，波 多 野 雄
４１６

Project Review

Research on Fusion Reactor Materials and Related Materials using the Dual-Beam Facility for Energy Science and Technology DuET

K. Yabuuchi et al.

［３０］檜木達也：日本原子力学会誌 54, 819 (2012).
［３１］T. Koyanagi et al., J. Nucl. Mater. 442, S380 (2013).
［３２］近藤創介：セラミックス 49, 1040 (2014).
［３３］Y.-R. Lin et al., J. Nucl. Mater. 459, 276 (2015).
［３４］S. Kondo et al., Acta Materialia 83, 1 (2015).
［３５］S. Kondo et al., J. Nucl. Mater. 464, 36 (2015).
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治，大 野 直 子，深 見 一 弘，叶 野 翔，KAI Ji-Jung，
YAMAMOTO Takuya の各氏に感謝申し上げます．また，DuET を用いた研究を実施するにあたり，京都大学エネル
ギー理工学研究所附属エネルギー複合機構研究センター共同研究，同じく京都大学エネルギー理工学研究所共同利用・共同研究拠点ゼロエミッションエネルギー研究拠点，
先端研究施設共用イノベーション創出事業，同じく先端研
究施設共用促進事業（文部科学省），原子力システム研究開
発事業および原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブ（文部科学省），戦略的基礎研究推進事業 CREST（科学技術振興機構），科学研究費補助金（24760715，17H04977，19H
02643 ，16 H 02443 ，15 K 14280 ，25630432 ，18760654 ，14780390，19K15310，18H01915 等），他の支援を受けました．ここに感謝の意を表します．

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