Corrosion of zirconium alloy in flowing sodium

流動ナトリウム中におけるジルコニウム合金の腐食挙動

古川 智弘  ; 加藤 章一 ; 山本 雅也

Furukawa, Tomohiro; Kato, Shoichi; Yamamoto, Masaya

軽水炉の燃料被覆管材料として使用されているジルコニウムは、高速炉炉心のエネルギー領域においても優れた反射性能を有する。このため、高速実験炉「常陽」では、中性子効率の改善による炉心平均燃焼度の向上を目指して、ドライバー燃料領域の周囲に設置する反射体の材料として、Zr合金を適用することが計画されている。この計画を達成するためには、「常陽」の冷却材であるナトリウム(Na)中におけるZr合金の健全性を評価しておくことが必要である。著者らは、これまでに停留ナトリウム中で同合金の腐食試験を実施し、優れた共存性を示すことを明らかにしてきたが、停留中試験であったがために、液体金属中での主たる腐食機構である温度差質量移行を再現できていなかった。そこで、本研究では、第2期試験として、温度差質量移行を再現できる流動ナトリウム中において、同合金の腐食試験を実施し、同材の腐食挙動及び機械的強度特性の影響を調べた。

Zirconium alloy has better neutron economy in most of the energy region of the fast reactor core. Therefore, the installation of zirconium reflectors to the Joyo has been planned to improve the neutron efficiency and increase the core average burn-up. As one step for achieving the plan, it is necessary to estimate the corrosion resistance of the alloy in the coolant sodium. So, authors have been firstly performed the compatibility test in stagnant sodium, and obtained that the alloy shows good corrosion resistance in high temperature. However, since the experiment was carried out in stagnant condition, thermal gradient mass transfer which was a main corrosion factor in liquid metals could not be taken into consideration. In this study, compatibility test of the alloy in a sodium test loop which has thermal gradient effect has been performed as the 2nd experiment. After the testing, metallurgical examination and mechanical strength testing were performed for the immersed specimens.