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成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 587, p.154736_1 - 154736_8, 2023/12
被引用回数：1 パーセンタイル：68.31(Materials Science, Multidisciplinary)To evaluate the oxidation and embrittlement behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, we conducted isothermal oxidation and ring-compression tests on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens. Further, we discussed the loss of coolable geometry of the reactor core loaded with the FeCrAl-ODS cladding tubes under LOCA conditions, using data from the ring-compression tests in this study and the integral thermal shock tests from our previous study. The results reveal that oxidation kinetics of the FeCrAl-ODS cladding tube at 1523 K is four orders of magnitude lower than that of a conventional Zircaloy cladding tube, which highlights the exceptional oxidation resistance of the FeCrAl-ODS cladding tube. The breakaway oxidation of the FeCrAl-ODS cladding tube was observed at 1623 K for durations equal to or exceeding 6 h, and melting was observed at 1723 K. The ring-compression and the integral thermal shock tests indicate that, depending on the oxidation time, the ductile to brittle transition threshold - as determined by the ring-compression test - exists between 1623 K and 1723 K. Meanwhile, the fracture threshold - established through the integral thermal shock test - falls between 1573 K and 1673 K. Therefore, taking a conservative approach based on available data, the fracture and non-fracture results from the integral thermal shock tests can define the lower and upper boundaries of the threshold for the loss of coolable geometry of the reactor core during a LOCA.
成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 582, p.154467_1 - 154467_12, 2023/08
被引用回数：3 パーセンタイル：94.27(Materials Science, Multidisciplinary)To evaluate the behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions of light-water reactors (LWRs), the following two laboratory-scale LOCA-simulated tests were performed: the burst and integral thermal shock tests. Four burst and three integral thermal shock tests were performed on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens, simulating ballooning and rupture, oxidation, and quenching, which were postulated during a LOCA. The burst temperature of the FeCrAl-ODS cladding tube was 200-300 K higher than that of the Zircaloy cladding tube, and the FeCrAl-ODS cladding tube's maximum circumferential strain was smaller than or equal to the Zircaloy-4 cladding tube. These results indicate that the FeCrAl-ODS cladding tube has higher strength at high temperatures than the conventional Zircaloy cladding tube. The FeCrAl-ODS cladding tube did not fracture after being subjected to an axial restraint load of 
5000 N, which is more than 10 times higher than the axial restraint load estimated for existing LWRs, during quenching, following isothermal oxidation at 1473 K for 1 h. The FeCrAl-ODS cladding tube was hardly oxidized during this isothermal oxidation condition. However, it melted after a short oxidation at 1673 K and fractured after abnormal oxidation at 1573 K for 1 h. Based on these results, the FeCrAl-ODS cladding tube should not fracture in the time range expected during LOCAs below 1473 K, where no melting or abnormal oxidation occurs.
Aghamiri, S. M. S.*; 曽和 貴志*; 鵜飼 重治*; 大野 直子*; 坂本 寛*; 山下 真一郎
Materials Science & Engineering A, 771, p.138636_1 - 138636_12, 2020/01
被引用回数：33 パーセンタイル：90.54(Nanoscience & Nanotechnology)酸化物分散強化型FeCrAlフェライト鋼は、高温までの優れた機械特性とアルミナ皮膜形成による水蒸気酸化特性の著しい改善により、軽水炉用事故耐性燃料被覆管候補材料として開発されてきている。本研究では、被覆管成型プロセスにおいて、1100
Cと1150Cの異なる引き抜き温度で成型した時のFeCrAl-ODS被覆管の微細組織特性及び引張特性を調査した。温間引き抜き成型した試料では、
110
方向に沿った集合組織を有するミクロンサイズの
繊維であったのに対し、冷間ピルガ-圧延で成型した微細組織では、結晶の回転を経由し、110方向に沿った集合組織を有するミクロンサイズの繊維と{111}面に沿った集合組織を有するサブミクロンサイズの
繊維が確認された。次に、最終アニーリングを行うことで、これらの組織は約810-850Cで再結晶化した大粒径の再結晶組織に変化した。再結晶被覆管材において、これら2つの異なる集合体組織発達が生じた。すなわち、引き抜き温度を1100Cにして成型した時に形成した(110) 211集合組織を有する大きな伸張粒と、より高い温度の1150Cで引き抜き成型した時に見られた(110) 211集合組織と{111} 112集合組織である。1100Cで引き抜き加工を施した被覆管において生じた異なる集合組織の発達と再結晶の遅延は、酸化物粒子の高密度分散に起因していると考えられる。
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。
Pastore, G.*; Gamble, K. A.*; Cherubini, M.*; Giovedi, C.*; Marino, A.*; 山路 哲史*; 加治 芳行; Van Uffelen, P.*; Veshchunov, M.*
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.1038 - 1047, 2019/09
耐酸化性FeCrAl鋼が軽水炉の事故耐性燃料用被覆管として提案されている。IAEAの研究プロジェクトの一環として、FeCrAl被覆管挙動に関する燃料ふるまいモデリングのベンチマークを実施した。この中で、FeCrAl被覆管材料の燃料棒問題に対して種々の燃料ふるまいコードを用いて計算を行い結果を相互に比較した。
高畠 容子; 安倍 弘; 佐野 雄一; 竹内 正行; 小泉 健治; 坂本 寛*; 山下 真一郎
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 9 Pages, 2018/10
事故耐性軽水炉燃料の燃料被覆管として開発されているFeCrAl-ODS鋼の硝酸腐食評価を、使用済燃料再処理工程に対して燃料被覆管腐食生成物が与える影響を評価するために実施した。3mol/L硝酸における腐食試験を、60C, 80C,沸騰条件において実施し、浸漬試験の試験片に対してはXPS分析を行った。沸騰条件にて最も腐食が進展し、腐食速度は0.22mm/yであった。酸化被膜内のFe割合は減少しており、CrとAlの割合は増加していた。腐食試験の結果、FeCrAl-ODS鋼は高い硝酸腐食耐性を持つため、再処理工程中の溶解工程において許容可能であることを確かめた。
山下 真一郎
no journal, ,
軽水炉の安全性向上に資する新型燃料の技術基盤整備を目的に、事故耐性を高めた新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発プロジェクトを実施している。本発表では、現在継続実施中のこのプロジェクトにおいて、平成28年度までに得られた主要な成果である、(1)各新型燃料候補材料の技術成熟度(TRL)整理表、(2)技術課題マップ(AG: Attribute Guide)、(3)各々の新型燃料候補部材の研究開発計画(R&D計画)、(4)基礎データ及び新型燃料導入の影響・効果の評価結果、(5)米国試験研究炉(HFIR)を用いた材料照射試験、について報告する。これらに加え、平成29年度に実施している新型燃料開発状況も紹介する。
Aghamiri, M. S.*; 鵜飼 重治*; 大野 直子*; 林 重成*; 曽和 貴志*; 菅原 直也*; 坂本 寛*; 山下 真一郎
no journal, ,
事故時の燃料被覆管の材料設計では、その微細組織と機械的特性は重要である。本研究では、種々の押出材, 回復材及び再結晶材FeCrAl-ODS鋼の微細組織と引張特性を比較、検討して、最適処理材を提案した。
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.
no journal, ,
In order to increase accident tolerance of light water reactors (LWRs), fuel rod, channel box and control rod with new materials and concepts have been considered and developed in Japan. Since 2015, Japan Atomic Energy Agency has conducted and coordinated the Japanese R&D program of accident tolerant fuel (ATF) for establishing technical basis of ATF under a program sponsored and organized by the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI). ATF candidate materials considered in this METI program are silicon carbide (SiC) composite and FeCrAl steel strengthened by dispersion of fine oxide particles (FeCrAl-ODS). SiC composite is a highly attractive material because of its lower hydrogen generation rate and lower reaction heat in comparison with conventional Zircaloy. Therefore, practical uses for a fuel cladding of pressurized water reactor (PWR) and for the fuel cladding, channel box of boiling water reactor (BWR) are expected. On the other hand, FeCrAl-ODS steel is a promising material and is considered to apply to the fuel cladding of BWR. Until now, we have been accumulated experimental data of the candidate materials by out-of-pile tests, developed fuel evaluation codes to apply to the candidate materials, evaluated fuel behavior simulating operational and accidental conditions by the developed code. In this paper, we will report the updates of out-of-pile data and evaluation results.
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.
no journal, ,
In order to increase accident tolerance of light water reactors (LWRs), fuel rod, channel box and control rod with new materials and concepts have been considered and developed in Japan. Since 2015, Japan Atomic Energy Agency has conducted and coordinated the Japanese R&D program of accident tolerant fuel (ATF) for establishing technical basis of ATF under a program sponsored and organized by the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI). ATF candidate materials considered in this METI program are silicon carbide (SiC) composite and FeCrAl steel strengthened by dispersion of fine oxide particles (FeCrAl-ODS). SiC composite is a highly attractive material because of its lower hydrogen generation rate and lower reaction heat in comparison with conventional Zircaloy. Therefore, practical uses for a fuel cladding of pressurized water reactor (PWR) and for the fuel cladding, channel box of boiling water reactor (BWR) are expected. On the other hand, FeCrAl-ODS steel is a promising material and is considered to apply to the fuel cladding of BWR. Until now, we have been accumulated experimental data of the candidate materials by out-of-pile tests, developed fuel evaluation codes to apply to the candidate materials, evaluated fuel behavior simulating operational and accidental conditions by the developed code. In this paper, we will report the updates of out-of-pile data and evaluation results.
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.
no journal, ,
事故耐性燃料(ATF)の技術基盤の確立を目指した研究開発プログラムが2015年に開始された。このプログラムでは、これまでに商用化された軽水炉の燃料や炉心の研究開発や実際の設計・評価の経験を最大限に活用するために、研究開発をプラントメーカー, 燃料メーカー, 国立研究機関, 大学と協力して進めてきた。これまでにATF候補材料として検討されてきた材料の中において、特にSiC複合材料とFeCrAl-ODS鋼は、高温特性と水蒸気酸化特性の観点で非常に魅力的な材料である。本プレゼンテーションでは、既存軽水炉で使用されているジルコニウム合金とATF候補材料のシビアアクシデント時における燃料ふるまいの違いの議論を踏まえつつ、ATF開発の進捗概要や使用可能なデータがどの程度存在するのか?材料挙動や特性の妥当性をどの程度か?について紹介する。最終的には、ATFの実用化に向けて残されている課題についても言及する予定である。
