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ジルコニウム合金の高温ナトリウムとの共存性

Compatibility of zirconium alloys in high-temperature sodium

古川 智弘; 加藤 章一; 前田 茂貴; 山本 雅也; 関根 隆; 伊藤 主税

Furukawa, Tomohiro; Kato, Shoichi; Maeda, Shigetaka; Yamamoto, Masaya; Sekine, Takashi; Ito, Chikara

高速実験炉「常陽」では、炉心平均燃焼度のさらなる向上を目指して、ドライバー燃料領域の周囲に、ジルコニウム(Zr)合金製反射体を適用することが計画されている。本研究では、「常陽」の冷却材であるナトリウム(Na)中におけるZr合金の耐食性の評価を目的として、高温Na中における腐食特性及び機械的強度に及ぼすNa環境の影響を調べた。Na中浸漬試験は、2種類のZr合金を対象に、500$$^{circ}$$C及び650$$^{circ}$$Cの停留及び流動Na中にて実施し、腐食評価の指標となる重量変化量の測定及び金属組織観察を行った。また、同浸漬材料について、大気中でNa浸漬温度と同一温度条件下で引張試験を実施し、浸漬後の強度特性を調べた。

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 order to investigate the compatibility of the zirconium alloys with high-temperature sodium which is coolant of the JOYO, corrosion test in sodium and tensile test of the exposed alloys were performed. The corrosion test was done at 500$$^{circ}$$C and 650$$^{circ}$$C in stagnant/flowing sodium for two kinds of zirconium alloys, and then weight change measurement and metallurgical observation were carried out. The tensile test was performed in air at the same temperature with the sodium exposure.

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