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白石 健介
高温学会誌, 6(5), p.179 - 186, 1980/00
軽水炉の材料の照射損傷の評価は材料試験炉を利用した加速試験によって容易に実施することが出来る。高速増殖炉の炉心材料については、中性子照射以外の方法によって加速試験を行わなくてはならない。加速器を用いた重イオン照射は、高速炉の炉心材料の中性子照射の模擬試験として大きな成果を上げてきた。すなわち、高速炉の炉心材料のスエリングの機構が明らかにされ、スエリングによる寸法変化を少なくするための対策も立てられるようになってきた。しかし、長い耐久寿命を期待するならば、照射によって誘起される析出物のスエリングに及ぼす効果について、検討を要する。炉心材料の照射脆化については加速器を利用した重イオン照射の実験はそれほど有効ではない。高速増殖炉の炉心材料の機械的性質の変化や核融合炉材料の中性子照射一般については、照射損傷の本質を理解するための基礎的な研究のほかに、加速度試験の方法そのものを工夫することが必要である。
丹野 敬嗣; 岡 弘; 大塚 智史; 矢野 康英; 皆藤 威二
no journal, ,
原子力機構では高速炉の先進燃料被覆管候補材料として9Cr/11Cr-ODS鋼の開発を進めている。9Cr-ODS鋼については700
C照射における酸化物粒子の照射下安定性を、Cr量の高い11Cr-ODS鋼については400C照射による
'相形成とそれによる延性低下の有無を確認する必要がある。そこで本研究ではFeイオン照射を用いて短期間で上記特性の照射量依存性の傾向を得ることを目的とした。試料は完全プレアロイ法で作製した9Cr-ODS鋼と11Cr-ODS鋼の焼きならし・焼戻し(NT)材および徐冷(FC)材であり、400および700Cで最大150dpaまで照射し、微小押し込み硬さ試験にて(延性の指標として)照射硬化を評価した。400C照射では照射硬化は1GPa前後で飽和する傾向を示したものの、9Cr/11Cr-ODS鋼の挙動はほぼ同じであり、照射後延性に対するCr量増加の影響は有意でないと考えられる。700C照射では、9Cr/11Cr-ODS鋼ともに顕著な照射軟化はみられず、強度を担保する酸化物の分解や粗大化は80dpaまで起こっていないと考えられる。
岡 弘; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 舘 義昭
no journal, ,
ODS鋼被覆管の量産技術開発の一環として、量産用メカニカルアロイング装置である大型アトライターPATTRIODSを開発した。PATTRIODSの粉末処理量は従来の3倍の30kgとし、メカニカルアロイング中の酸素量を制御するため、粉砕タンク及び粉末回収容器まで真空-Arガス置換が可能な機構とした。PATTRIODSを使用してODS鋼の試作試験を実施した結果、既存小型アトライターと同レベルの酸素量制御性を有することがわかった。
矢野 康英
no journal, ,
カーボンニュートラルに向けた高速炉開発の意義とその研究開発課題である炉心材料・構造材料の開発状況の進捗について、発表を行う。
