原子炉材料の炉内における劣化現象に関する研究(学位論文)

Study on degradation phenomenon of nuclear reactor materials (Thesis)

柴田 晃 

Shibata, Akira

原子炉の利用を考える上で原子炉の炉内の高温高圧の水環境や中性子を含む放射線の重照射などに由来する材料の劣化は避けて通れない問題である。現在の社会情勢下では建設したプラントを長期に使用する事となり、プラントを構成する材料の経年劣化という問題も生じてくる。また、近年では、核燃料のウラン濃縮度を高めて燃料取り出し時における燃焼度を高くする、高燃焼度化が進められており、運転サイクルの長期化が進み、原子炉材料に掛かる負担もより過酷なものとなっている。原子力発電を続けて行く上で重要な、材料の劣化現象及びその評価試験技術の高度化について研究を行った。燃料被覆材として用いられるジルカロイ-4とM5について高温高圧水ループを用いて模擬PWR環境下で腐食試験を行い、酸化皮膜の形成について電気化学インピーダンス観察により比較し、また、その酸化皮膜の機械的特性ついてナノインデンテーションとFEMを組み合わせた手法より比較を行った。また、原子炉構造材として広く使われているステンレス鋼に関し、ステンレス鋼製の炉内照射キャプセルの長期照射におけるIASCC感受性を含む材料健全性の評価を行った。

The degradation of materials, the exposing to high-dose neutron and gamma irradiation, the high temperature and the high pressure water environment are important issues for nuclear reactors. Due to the public concern, plants will inevitably be used for a long term, thereby facing problems of degradation materials due to ageing. In addition, "high burn-up" is being promoted. This prolongs period of operation cycles. The major objective of the thesis is to understand the degradation phenomenon of reactor materials and to improve the evaluation test techniques. Zirconium alloys have been used as fuel cladding material. Advanced Zr-Nb alloys gradually replaced Zircaloy-4 in PWR. Corrosion tests under simulated PWR water conditions were conducted on those materials and formation of oxide layers was studied via EIS. Mechanical properties of oxide layers on Zircaloy-4 and M5 were evaluated by Nano indentation with FEM analysis. Stainless steel is widely used as structure material of nuclear reactors. Tensile tests and SSRTs were conducted on specimens irradiated to higher than threshold fluence of IASCC. The integrity and the IASCC susceptibility were evaluated.