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論文

Model calculation of Cr dissolution behavior of ODS ferritic steel in high-temperature flowing sodium environment

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 加藤 章一; 古川 智弘; 皆藤 威二

Journal of Nuclear Materials, 505, p.44 - 53, 2018/07

AA2017-0603.pdf:1.7MB

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2018.03.054
 被引用回数：2 パーセンタイル：20.74(Materials Science, Multidisciplinary)

高温流動Na中での燃料被覆管からのCr溶出挙動に及ぼす各種試験パラメータ(Na中溶存Cr濃度、試験温度、軸方向温度勾配、Na流速)の影響を系統的に把握するための計算モデルを構築し、数値計算を行った。Cr溶出挙動が液体Na中の溶存Cr濃度の微量の変化に大きく影響される計算結果を得た。Na中のCr濃度は、Na冷却高速炉(SFR)内における燃料被覆管からのCr溶出挙動の予測・制御のため、注目すべき重要なパラメータであると考えられる。Na中溶存Cr濃度を0.07wtppmmとした場合の本モデル計算で得たODS鋼被覆管肉厚方向のCr濃度プロファイルは、BOR-60照射試験データとよく一致した。

論文

Corrosion-erosion test of SS316 in flowing Pb-Bi

菊地 賢司; 倉田 有司; 斎藤 滋; 二川 正敏; 佐々 敏信; 大井川 宏之; 若井 栄一; 三浦 邦明*

Journal of Nuclear Materials, 318(1-3), p.348 - 354, 2003/05

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(03)00017-5
 被引用回数：28 パーセンタイル：84.95(Materials Science, Multidisciplinary)

流動鉛ビスマス条件で、オーステナイト・ステンレス鋼の腐食試験を3000時間実施した。試験材はSS316は外径13.8mmの管であり、最高温度450$$^{circ}$$C,温度差50$$^{circ}$$C,流速1m/sである。試験後、管を切断し、光学顕微鏡、SEM,EDX,WDX,X線回折により分析した。鉛ビスマスはドレン後も、配管内部に付着していた。流動条件下での腐食量は0.1mm/3000時間であり、内面は凹凸が激しい。高温から低温部に質量の移行が観察され、低温部にはFe-Crの結晶粒が析出していた。粒径は0.1$$sim$$0.2mmであり、化学組成は鉄:クロムが9:1であった。これらの結果は、静的な腐食試験では観察されず、流動試験で始めて見出された。

論文

Tritium recovery and behavior of Li$$_{2}$$O and LiAlO$$_{2}$$ spheres during the VOM-22H experiment

倉沢 利昌; Hollenberg, G. W.*; 渡辺 斉

Proc.Int.Symp.on Fusion Reactor Blanket and Fuel Cycle Technology, p.43 - 46, 1987/00

VOM-22H実験はLi$$_{2}$$OとLiAlO$$_{2}$$の球状試料からのトリチウム放出、回収と照射健全性を調べるため原研JRR-2炉を使用しておこなわれた。Li$$_{2}$$OとLiAlO$$_{2}$$からのトリチウム放出速度を純ヘリウム(He)とHeに重水素を添加したスイープガスを用いた条件下で見掛の拡散係数として求めた。これらのトリチウム放出速度は顕著なスイープガス組成依存性を示した。しかし放出されたトリチウムはトリチウムガス(T$$_{2}$$)の化学形を持つものがほとんどであった。この他にスイープガスに酸素(O$$_{2}$$)を0.1%まで添加した場合の実験を行ったがさらに複雑なトリチウム放出挙動を示した。照射健全性試験ではLi$$_{2}$$OとLiAlO$$_{2}$$の球状試験とも割れや変形はみとめられず、健全であった。しかし、Li$$_{2}$$Oではペブル表面にスイープガス中の水分との反応による質量移行現象が観察された。この質量移行機構について考察を加える。

論文

Water adsorption on lithium oxide pellets in helium sweep gas stream

吉田 浩; 小西 哲之; 竹下 英文; 倉沢 利昌; 渡辺 斉; 成瀬 雄二

Journal of Nuclear Materials, 122-123, P. 934, 1984/00

核融合炉のトリチウム増殖材として、Li$$_{2}$$O,LiAlO$$_{2}$$,Li$$_{2}$$SiO$$_{3}$$,Li$$_{4}$$SiO$$_{4}$$などセラミックス系のリチウム化合物が候補に上がっている。酸化リチウムは、リチウム密度、熱伝導度、結晶構造の安定性、水素溶解度などの面で他物質に優れている。しかし、Li$$_{2}$$Oは水蒸気との反応性が高くLi$$_{2}$$O(s)+H$$_{2}$$O(g)$$rightarrow$$2LiOH(s,g)$$rightarrow$$Li$$_{2}$$O(s)+H$$_{2}$$O(g)のような反応を起こす。固相LiOHの生成はトリチウムインベントリーの増加をもたらし、気相LiOHの生成はLi$$_{2}$$Oの質量移行を起こす。本研究ではLi$$_{2}$$Oペレット充填層に水蒸気(0.1~14000uppm)を含むヘリウムを流通させた場合のペレットの水分吸着特性を調べたものである。この実験により、Li$$_{2}$$Oにおけるトリチウムインベントリーは吸着インベントリーが支配的となること、吸着等温線はFreundlich型であること、微分吸着熱解析結果より吸着は化学吸着に基づくものであること、などが明らかになった。

口頭

高速炉燃料被覆管の液体Na中質量移行モデル計算

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 古川 智弘; 加藤 章一

no journal, , 

高速炉長寿命燃料用ODS鋼被覆管の想定使用温度は最高約700$$^{circ}$$Cと高温であり、このような高温環境では冷却材の液体Na中の鋼材構成元素の溶解度が高まる結果、溶質元素の質量移行(溶出、沈着、拡散侵入)が生じることが報告されている。質量移行事象の駆動力は、被覆管と液体Na中の元素の化学ポテンシャル差と考えられるが、化学ポテンシャル差は温度だけでなくNa中不純物濃度など複数の因子に依存するため、実験データを適切に評価し、実機での事象を予測するためには、試験温度と試験時間以外の因子の影響も考慮する必要がある。本研究では被覆管の主要構成元素であるCrに着目し、Crの溶出事象のモデル化と数値計算を実施した。

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