Corrosion issues in sodium-cooled fast reactor (SFR) systems

ナトリウム冷却型高速炉(SFR)システムにおける材料腐食問題

吉田 英一; 古川 智弘  

Yoshida, Eiichi; Furukawa, Tomohiro

ナトリウム冷却型高速炉における腐食問題を取り上げ、冷却系統内で生じる構造材料や炉心材料のナトリウム腐食メカニズムやその支配因子、並びに機械的強度特性(クリープ,疲労など)への高温ナトリウム環境の影響について、これまでの研究開発において明らかになったナトリウム腐食の知見を報告する。さらに、ナトリウム環境下では酸化被膜が還元され、材料同士が直に接触して擦れ合うことになり、これらのナトリウム環境特有の摩擦・摩耗,自己融着特性の現象解明についても報告する。

For sodium cooled fast reactor systems, the effect of sodium environment on corrosion and mechanical properties of the structural materials have to be evaluated to maintain the material integrity throughout the plant design life. In this paper, the effect of sodium on the mechanical strength, such as creep and fatigue, which is the dominant factor of corrosion was evaluated based on the related R&D results. Furthermore, the friction and self-welding phenomena in sodium were also described.