硝酸中線照射試験による異種金属接合材の放射線分解水素吸収挙動

Radiolytic hydrogen absorption behavior of dissimilar metal joint under -ray irradiation in nitric acid solution

石島 暖大 ; 上野 文義  ; 阿部 仁 

Ishijima, Yasuhiro; Ueno, Fumiyoshi; Abe, Hitoshi

使用済燃料再処理施設では、タンタル(Ta)を中間材とし爆着接合で製造されたZr/Ta/R-SUS304ULC接合材が使用されている。一方、使用済燃料溶液中では、溶存する放射線核種から放出される放射線により水が分解され水素が常に生じるため、異材接合継手では放射線分解水素の吸収による水素ぜい化が懸念される。そこで本研究では、異材接合材の放射線分解水素吸収挙動に関する基礎的な知見を得るため、接合材に対して硝酸浸漬環境下における線照射試験を実施し、放射線分解水素吸収挙動を、吸収された水素の分布および照射下での引張試験により検討した。その結果、Zr/Ta界面のZr側において特に多く放射線分解水素が吸収されることが明らかになった。一方、接合材の引張試験では明確なぜい化はみられなかった。これは、Zr/Ta界面に放射線分解水素が吸収される一方、Zrに吸収された水素は水素化物として表面にのみ存在したため、接合材全体ではぜい化が生じなかったものと考えられる。

Explosion-bonded metal joint has been used at the spent nuclear fuel reprocessing plant in Japan. The metal joint is made of zirconium, tantalum and R-SUS304ULC. And the radiolytic hydrogen is known to be generated in the spent nuclear fuel solution. Also, tantalum is known to be highly susceptible to hydrogen embrittlement. Therefore, evaluating the radiolytic hydrogen absorption behavior of metal joint in nitric acid solution (HNO) is essential. In this study, immersion tests were conducted on tantalum in nitric acid solutions under -ray irradiation to evaluate its radiolytic hydrogen adsorption behavior. Results showed that the radiolytic hydrogen absorbed in zirconium near the Zr/Ta interface. But, hydrogen embrittlement was not observed in tensile test under -ray irradiation. The reason was considered that the radiolytic hydrogen was trapped at the surface of the zirconium as hydride.