Development of a new materials surveillance technology for fast reactors

高速炉のための新しい材料監視技術の開発

岡島 智史 ; 安藤 勝訓 ; 豊田 晃大 ; 石上 勝夫*; 小沼 輝充*; 高橋 亮耶*; 浅山 泰 ; 若井 隆純 

Okajima, Satoshi; Ando, Masanori; Toyota, Kodai; Ishigami, Katsuo*; Onuma, Terumitsu*; Takahashi, Ryoya*; Asayama, Tai; Wakai, Takashi

本研究では、ナトリウム冷却高速炉の構造健全性に対する信頼度を、数十年を要する膨大な長期材料試験データによってのみ達成可能なレベルまで高めることを目的として、新しい材料監視技術の開発に取り組んだ。当該技術は、実際の原子炉で進行中の材料劣化プロセス、すなわち疲労やクリープ疲労を監視することを可能にするものである。この目的のために新たに開発された試験片を原子炉に入れ、劣化の程度や残存寿命など必要な情報を得るため、試験片を観察・評価する手順を確立する。試験手順を確立するために、日米間の協力協定である「民生原子力研究開発ワーキンググループ(CNWG)」の枠組みの中で受動クリープ疲労試験体を開発し、電気炉を用いた繰返し熱負荷による実証試験を実施した。その結果、試験片は数百回の熱サイクルによって破損した。試験後の試験片の巨視的検査では、座屈を起こすことなく正常に試験が行われたことが示された。破面観察から、おそらく疲労かクリープ疲労による破壊であることが示唆された。

This paper describes current efforts within the JAEA to develop a new materials surveillance technology for SFRs that aims at raising the confidence levels in operating reactors' structural integrity to the ones which could otherwise be achieved only by a vast amount of long-term material test data that needs decades to accumulate. The technology would allow for monitoring on-going materials degradation processes in an actual reactor, namely fatigue and creep-fatigue, by inserting a newly developed specimen for this purpose into the reactor and establishing procedures to observe and evaluate the specimen to get desired information such as the extent of degradation and residual life. To establish the test procedure, a passive creep-fatigue test model was developed in the framework of CNWG, a collaboration agreement between the US and Japan, and a demonstration test was performed under cyclic thermal loads using an electric furnace. As a result, the test specimen failed by several hundred thermal cycles. Macroscopic inspection of the specimen after the test showed the test had been performed successfully without buckling. Fracture surface observations suggested that the failure caused probably by fatigue or creep-fatigue.