核融合炉ブランケット構造材料の流動腐食特性への試験温度の影響
Effect of temperature on flow accelerated corrosion property of blanket structural material
中島 基樹; 廣瀬 貴規; Gwon, H.; 谷川 尚; 河村 繕範
Nakajima, Motoki; Hirose, Takanori; Gwon, H.; Tanigawa, Hisashi; Kawamura, Yoshinori
日本では水冷却固体増殖方式のブランケットが原型炉の主案であり、ITER-TBM計画において実証試験を行う。本方式では加圧水型原子炉相当の高温高圧水を用いることや、入口温度が270C程度、出口温度が320C程度となることから、当該温度範囲でのブランケット構造材料である低放射化フェライト鋼と流動高温高圧水との共存性の理解が求められる。本講演では、脱気条件であるDO20ppbと、酸素飽和条件であるDO8ppmで270Cから320Cの範囲で250時間の流動腐食試験を実施した結果について報告する。
As the primary candidate of ITER-TBM of Japan, development of WCCB TBM is being performed. In this blanket, the high temperature pressurized water was used as the coolant. Therefore it is necessary to understand the corrosion mechanism in high temperature pressurized water. Additionally, it is also required that understanding of corrosion properties of temperature ranging from 543K to 593K, because inlet and outlet temperatures of TBM are 543K and 593K, respectively. In this study, the corrosion test was performed at temperature ranging from 543K to 593K in deaerated (20ppb DO) and oxygen-saturated (8ppm DO) high temperature water.