Tetsuo Shoji 研究室

主宰者Tetsuo Shoji
東北大学

AI 要約(直近 5 年の研究成果)

本研究室は、原子力施設で用いられる金属材料の劣化現象を対象としており、特に応力腐食割れ(ストレスコロージョンクラッキング)と酸化・腐食挙動の解明に取り組んでいます。研究の対象は、原子炉の圧力容器や配管に使用されるステンレス鋼や合金であり、高温水環境での材料の安定性を評価することが主要な課題です。 方法として、高温高圧水を模擬した環境での浸漬試験や電気化学測定、引張試験、表面分析(電子顕微鏡やX線光電子分光法など)を組み合わせた実験的アプローチを採用しています。さらに、材料内部に含まれた水素や酸化膜の構造・組成が材料の挙動に与える影響を詳細に調べるため、原子・分子スケールのシミュレーション解析も活用しています。 主要な発見として、材料内に拡散する水素が表面の酸化膜形成や割れ感受性に大きく影響すること、また溶接部の化学成分分布と微細組織が応力腐食割れ抵抗性を支配する重要な因子であることが報告されています。さらに、表面処理や合金元素の添加といった工学的対策が、これらの劣化現象を抑制する有効な手段となることが示されています。

※ AI(Claude)が、公開されている論文要旨から研究の問い・手法・主要な発見を事実情報として抽出・再構成して自動生成しています。誤りを含む可能性があるため、正確性は研究室公式情報でご確認ください。

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