Compatibility of zirconium alloy with high temperature sodium

ジルコニウム合金のナトリウムとの共存性

古川 智弘  ; 加藤 章一 ; 前田 茂貴   

Furukawa, Tomohiro; Kato, Shoichi; Maeda, Shigetaka

高速実験炉「常陽」では炉心燃料周辺の反射体にジルコニウム合金を適用することが計画されている。本研究では、ジルコニウム合金の冷却材との共存性を明らかにするために、初期酸素濃度1ppmの650C及び500Cの停留ナトリウム中で、ジルコニウム合金(棒)の1000時間の腐食試験を実施した。ナトリウム中での高温酸化に起因する重量増加がわずかに観察された。腐食試験片の金属組織は、試験前の組織と同様であり、ジルコニウム合金構成元素(Zr, Sn, Cr, Fe)のナトリウム中への溶出は観察されなかった。ナトリウム浸漬材の引張強さは、受入材のそれと同様であり、機械的強度特性に及ぼすナトリウムの影響は観察されなかった。

Application of zirconium alloy as a neutron reflector around the driver fuel region of the Japanese experimental fast reactor JOYO has been planned for a further increase of core average burn-up. In this study, corrosion tests on the zirconium alloy bar were performed for 1000 h at 650 C and 500 C in stagnant sodium whose initial dissolved oxygen was 1 ppm. Weight gain caused by high temperature oxidation in sodium was slightly observed on the specimens. The microstructure of the specimens was the same as that of as-received specimen. No dissolution of alloy elements such as Zr, Sn, Cr and Fe into sodium was observed. Ultimate tensile strength of the exposed specimens was the same as that of as-received specimen. In fact, no effect of sodium exposure on mechanical strength was observed.