再処理用材料の腐食による劣化とその機構,4; ホット環境におけるジルコニウム製機器の環境助長割れ確認試験
Corrosion mechanism of component materials used in nuclear fuel reprocessing plant, 4; Confirmation of environment assisted cracking of zirconium by hot laboratory tests
沼田 正美; 加藤 千明 ; 本岡 隆文; 遠藤 慎也; 喜多川 勇; 木崎 實; 山本 正弘 ; 木内 清
Numata, Masami; Kato, Chiaki; Motooka, Takafumi; Endo, Shinya; Kitagawa, Isamu; Kizaki, Minoru; Yamamoto, Masahiro; Kiuchi, Kiyoshi
核燃料再処理施設の機器のうち、燃料溶解槽等のジルコニウム製機器について、使用済み燃料溶解液における環境助長割れに関する検討を行い、コールド模擬液の妥当性を検証した。また、実機に近い環境を模擬するためにCoを用いた線照射を用いて放射線の影響を検討した。その結果、コールド模擬液の妥当性を確認し、放射線による環境助長割れの加速が生じないことを明らかにした。
We estimated environment assisted cracking of zirconium such as the unclear fuel dissolver in spent unclear fuel solution and considered the cold simulated solution with substituted similar oxidization ions for trans-uranium (TRU) and fission products (FP) and difference between the cold simulated solution and the hot spent unclear fuel. In addition, we considered radiation effect of ray under irradiation of cobalt-60 to simulate closely the dissolver condition. In this report, we confirmed that the cold simulated solution is appropriate solution to substitute for the spent nuclear fuel solution and radiation of ray doesn't accelerate environment assisted cracking of zirconium.