research projects 研究プロジェクト
1. 阿部研究室の研究テーマについて
A) 主たるキーワード
・原子炉構造材料、核融合炉材料
・鉄鋼材料（F82H鋼、ODS鋼など）
・Zr系材料（ジルカロイ、Zr-Nb合金、事故耐性燃料など）
・環境劣化（照射、腐食、水素化）の機構解明
・材料開発と機能化（環境劣化の抑制対策）
B) 研究テーマ
・事故耐性燃料の開発
材料：Cr被覆材料
概要：軽水炉の事故耐性燃料の開発に関する基礎研究
素材開発、コーティング法開発、腐食、照射、等
応用先：軽水炉
・加速器結合型電子顕微鏡によるイオン照射損傷蓄積過程のその場観察
材料：鉄鋼材料、Zr系材料
概要：イオン照射による欠陥クラスタ形成のその場観察。損傷蓄積過程の解明
応用先：核分裂炉、核融合炉
・超高圧電子顕微鏡による電子照射損傷その場観察
材料：ODS鋼、Fe/TaC系、Fe/M23C6系、Zr系材料
概要：その場観察により材料強化因子の照射誘起不安定化機構および二相界面における物質授受反応機構を解明する
応用先：核分裂炉、核融合炉
・イオン照射効果、照射硬化とその機構解明
材料：ODS鋼、Fe/TaC系、Fe/M23C6系、Zr系材料
概要：イオン照射と断面TEM観察を用い、材料強化因子の照射誘起不安定化機構および二相界面における物質授受反応機構を解明する
応用先：核分裂炉、核融合炉
・イオン照射効果と水素影響の重畳、材料開発
材料：Zr系材料
概要：新規開発したZr-Nb-Mo系合金の環境劣化評価と材料開発へのフィードバック
応用先：核分裂炉
・放射線誘起表面活性（RISA）効果
材料：鉄鋼材料（Zr系材料）
概要：紫外線またはガンマ線照射した材料表面の濡れ性改善現象の機構解明
応用先：核分裂炉
・改良型中子拡菅（A-EDC）法の開発と菅形状材料への適用
材料：Zr系材料、鉄鋼材料
概要：ジルカロイではほぼ開発完了。これを環境劣化評価へ適用する。および新材料への適用を図る。
応用先：核分裂炉
・燃料デブリの研究
材料：1F事故を模擬した燃料デブリを構成する種々の物質相
概要：材料合成、物性測定、環境劣化（水素影響等）
・核融合炉ブランケット材料の研究
材料：トリチウム増殖材などの機能材料と構造材料
概要：トリチウム増殖材などの機能材料と構造材料の界面で発生する腐食現象の解明
・レーザーアブレーションの研究
材料：アモルファス合金の合成と安定性
概要：レーザーアブレーションにより非晶質薄膜を作製し、熱的安定性や照射効果を明らかにする
・ハイエントロピー合金の研究
材料：ハイエントロピー合金の合成と安定性
概要：レーザーアブレーションによりハイエントロピー合金薄膜を作製し、熱的安定性や照射効果を明らかにする
1. Research in Abe lab
A) Keywords
* nuclear reactor materials and fusion reactor materials
* Steel (RAFMS, ODS etc)
* Zr alloys（Zircaloy、Zr-Nb(-Mo) alloy, ATF, etc））
* Degradation of materials under irradiation, corrosion, hydrogenation
* Science (mechanism), assessment and materials development
B) Projects
* Development of accident tolerant fuel
Materials: Cr coated Zr alloys
Abstract: fundamental study on Cr/Zircaloy bilayer, materials development, coating, corrosion, irradiation effects, etc.
Application: light water reactor
* Accelerator interfaced with TEM: In-situ obs. of radiation damage.
Materials: steels and Zr alloys
Abstract: observation of damage clusters and their stability under ion irradiation
Application: fusion, fission
* HVEM: In-situ observation of irradiation damage of high energy electrons
Materials: ODS steels, F82H steel, Fe/TaC, Fe/M23C6, Zr alloys
Abstract: observation of precipitates and carbides and their stability under electron irradiation
Application: fusion, fission
* Ion irradiation damage
Materials: ODS steels, F82H steel, Fe/TaC, Fe/M23C6, Zr alloys
Abstract: Ion irradiation and cross-sectional TEM observations to clarify instability at the interface of matrix and precipitates
Application: fusion, fission
* Concurrent effects of irradiation and hydrogen
Materials: Zr-alloys
Abstract: Simulation of fission reactor environment, assessment of materials, and feedback to materials development
Application: fission
* Radiation-induced surface activation (RISA) effect
Materials: oxide layer on metallic materials
Abstract: Photocatalytic effect that affects hydrophilicity and heat flux
Application: fission
* Advance expansion-due-to-compression (A-EDC) test
Materials: tubular structure materials, Zr alloys
Abstract: The new method that we developed for precise evaluation of mechanical properties of tubes
Application: fission
* Fuel debris and their environmental degradations
Materials: Simulant materials of 1F debris
Abstract: synthesis, characterizations, and environmental degradations (hydrogen effects)
* Fusion reactor blanket materials
Materials: Tritium breeder and blanket structural materials
Abstract: Investigation of corrosion behavior at breeder materials and F82H.
* Laser ablation research
Materials: amorphous alloy synthesis and its stability
Abstract: Thin film synthesis of amorphous alloy, its thermal stability and irradiation effects.
* High-entropy alloy research
Materials: high-entropy alloy synthesis and its stability
Abstract: Thin film synthesis of high-entropy alloy, its thermal stability and irradiation effects.