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柴原 格; 窪田 博行*; 柚原 俊一*; 井滝 俊幸
International Conference on Materials for Nuclear Reactor Core Applications, ,
高速炉用炉心材料の開発について高温高強度並びに耐スエリイグ性の改善に寄与する。B,P,Ti,Nb等の合金元素の効果をPNCの照射実績に基づき紹介する。即ちSUS316相当ステンレス鋼はこれらの合金元素の最適化により,照射量1.910(23)n/cm2(E
0.1Mov)で外径増加43.%以下であり,かつ650
1万時間破断強度が200MPa以上という強化の優れた性質を持つに至った。また長寿命化を目先燃料被覆管ではさらにNi量を増加させた改良型オーステナイト鋼材料の最適をベースとして2.5
30.
10(23)n/cm2(E
0.1Mev)での実証試験を行っている。合金設計はこれまで中間結果で判断すると妥当なものといえる。一方フェライト鋼の開発についても現状と採束計画を合金設計の立場から論ずる。
鵜飼 重治; 吉田 英一*; 榎戸 裕治*
International Conference on Materials for Nuclear Reactor Core Applications, ,
常陽及び仏Phenix炉で照射させた燃料ピンの被覆管外表面の金相試験及び元素分析を実施した。被覆管はSUS316ステンレス鋼であり,最大ナトリウム浸漬時間は14000時間,外表面温度は370620
の範囲にある。500
以上ではNi,Mn,Siの選択溶出が生じ,さらに600
以上ではCrの溶出も認められた。このような濃度変化は4um以内の深さに限られており,被覆管の肉厚減少はほとんど認められなかった。一方,450
以下の燃料ピン下部では,Ni Mu Si richな1um径以下の微粒子が均一に付着し,これらは上部高温側で溶出した元素が循環して低温側でトラップしたものと考えられる。本研究により,被覆管のナトリウム腐食による肉厚減少は炉外試験の予測値よりはるかに小さいことが確認され,また腐食生成物の一次冷却材中の溶出,輸送,沈着機構に関する知見が得られた。