使用済核燃料模擬溶解液中におけるジルコニウムの応力腐食割れ感受性に対するクリープの影響

Effect of creep on susceptibility to stress corrosion cracking of zirconium in the simulated spent nuclear fuel solution

加藤 千明   ; 石島 暖大 ; 山本 正弘 

Kato, Chiaki; Ishijima, Yasuhiro; Yamamoto, Masahiro

核燃料再処理プロセスのうち、燃料溶解槽条件におけるジルコニウムの応力腐食割れ(SCC)感受性を検討した。使用済核燃料溶解液を模擬したコールド模擬液を用いて、高電位条件並びに沸騰伝熱条件における定荷重試験を行った。ジルコニウムのSCCは電位依存性が極めて強く、1.55V(vs.SSE)で破断時間が著しく低下した。この電位条件ではファセット状のへき開状破面が全面に観察された。1.50V以下の電位条件では、擬へき開状の破面が試験片表面近傍のみに発生したが、著しい破断時間の低下は生じなかった。沸騰伝熱条件においては、破断時間の低下が生じた。しかし、その破断時間の低下は、伝熱による温度上昇を考慮したオイル中の破断時間とほぼ同じであった。二次/三次クリープの遷移時間(tss)/破断時間(tf)比を用いたSCC感受性指標から沸騰コールド模擬液中のジルコニウムのSCC感受性は、1.55Vで非常に大きいが、沸騰伝熱条件にてSCC感受性が高まることはなかった。コールド溶解槽模擬液中におけるジルコニウムのSCC挙動は、おもにジルコニウムのクリープ特性に依存した。

Susceptibility to stress corrosion cracking (SCC) of zirconium was investigated as for in the spent nuclear fuel dissolver environment of the reprocessing facilities. Constant load tensile tests were conducted in the nonradioactive simulated spent nuclear fuel solution in both nobler potential and boiling heat-transfer conditions. It was found that susceptibility to SCC of zirconium strongly depended on electrode potential. The time to failure clearly declined at 1.55V and the cleavage fracture like a facet-shaped was observed. Quasi-cleavage fracture was only observed on the specimen surface less noble than 1.50V, but the time to failure scarcely declined comparing to that of silicon oil. Decline of time to failure was also observed under boiling heat-transfer condition. However, the decline of time to failure under boiling heat-transfer condition was nearly equal to the corresponding temperature to heat-transfer condition with silicon oil. As for the index of susceptibility to SCC, the ratio of transition time from secondary to third creep to failure time indicated that the susceptibility to SCC were very high in 1.55V.