次世代原子力システム用事故耐性被覆管の照射特性評価技術の開発

Development of irradiation properties evaluation technique of accident tolerant fuel cladding tube for advanced nuclear system

大塚 智史   ; 矢野 康英  ; 中島 英治*; 光原 昌寿*; 大沼 正人*; 外山 健*

Otsuka, Satoshi; Yano, Yasuhide; Nakashima, Hideharu*; Mitsuhara, Masatoshi*; Onuma, Masato*; Toyama, Takeshi*

2019年度下半期から2022年度末にかけて、「国家課題対応型研究開発推進事業」原子力システム研究開発事業(安全基盤技術研究開発 タイプB)で実施した事業「次世代原子力システム用事故耐性被覆管の照射特性評価技術の開発」の成果概要について、報告する。(1)非照射高温超高温強度試験および組織構造解析 定量的相関式の基準となる9Cr-ODS鋼被覆管受入れ材の強度式について検討を進め、当初想定していた1000Cを大きく超える最高約1200Cまでの温度範囲でクリープ、引張、急速加熱破裂のいずれのモードにも適用可能な単一の強度式を定めた。これにより照射後試験において、クリープ試験、引張試験、急速加熱バースト試験いずれかの試験データを取得することで、照射による各モード共通の強度補正係数を定める手法の成立性見通しを得た。4つの手法によるナノスケール組織解析結果を強度との相関性等の観点で比較し、SAXSデータ取得(バルク材の平均データ)および各手法の相補的な活用の重要性を明らかにした。これにより、定量的相関式における重要なインプット情報であるナノスケール組織について、信頼性の高いデータを取得する方法を明らかにした。(2)照射影響評価3D-APおよびTEMを用いて相補的なナノスケール組織解析を進め、従来の報告(約110dpa)を超える高照射量(158dpa)環境下において、9Cr-ODS鋼中の分散粒子と同じY-Ti-O粒子が優れた安定性を有することを明らかにした。(3)相関式策定 中性子照射によりODS鋼被覆管のナノスケール組織が変化した場合、「SAXS/SANS等によるナノスケール組織定量解析に基づき照射による強度変化を評価する」という従来にない照射特性評価手法の見通しを得た。以上の成果は、事故時の破損抵抗性に優れたODS鋼被覆管の次世代原子力システム適用に向けた重要課題となっている材料強度基準等整備の加速に寄与するものである。

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