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論文

Ultra-high temperature creep rupture and transient burst strength of ODS steel claddings

矢野 康英; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 加藤 章一; 井上 利彦; 岡 弘; 大塚 智史; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; et al.

Journal of Nuclear Materials, 516, p.347 - 353, 2019/04

 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

一般的に耐熱マルテンサイト鋼の高温でのクリープ強度はオーステナイト鋼に比較し劣ることが知られているが、超高温である1000$$^{circ}$$Cにおける9Cr-ODS鋼被覆管のクリープ強度は、耐熱用オーステナイトステンレス鋼と比較しても卓越強度を示すことが明らかになった。1000$$^{circ}$$Cでのクリープ強度は、650から850$$^{circ}$$Cのデータを使用し定式化し、予想した破断強度よりも高いものであった。この優れた強度は、9Cr-ODS鋼の母相が$$alpha$$から$$gamma$$相に相変態することに起因すると考えられる。また、9Cr-ODS鋼被覆管の急速加熱バースト強度も、一般的な11Cr-耐熱マルテンサイト鋼であるPNC-FMS被覆管に比較し高い傾向であった。累積損傷和(CDF)を使用し解析することにより、ある程度の精度をもって、過渡時や事故時の9Cr-ODS鋼及びPNC-FMS被覆管の寿命予測が可能となることを示すことができた。

論文

Effect of nitrogen concentration on nano-structure and high-temperature strength of 9Cr-ODS steel

岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 皆藤 威二

Nuclear Materials and Energy (Internet), 16, p.230 - 237, 2018/08

In determining the nitrogen concentration specifications, nano-structure and high-temperature strength of 9Cr-ODS steel have been investigated as a function of the nitrogen content with the aim of obtaining technical knowledge that makes the specification reasonable. The hardness and tensile strength showed degradation with increasing nitrogen content. For a microstructure, the decrement of residual ferrite phase was confirmed. Since the nitrogen is an austenite stabilizer, the increment of nitrogen enhanced an alpha to $$gamma$$ transformation, resulted in the decrease of the residual ferrite phase. It is considered that the reduction of the strength is due to the decrease of the residual ferrite phase.

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

 パーセンタイル:100(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 behavior of ODS steels with several chromium contents in hot nitric acid solutions

丹野 敬嗣; 竹内 正行; 大塚 智史; 皆藤 威二

Journal of Nuclear Materials, 494, p.219 - 226, 2017/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:18.09(Materials Science, Multidisciplinary)

高速炉用に酸化物分散強化型(ODS)鋼燃料被覆管の開発が進められている。原子力機構では9および11Cr-ODS焼戻しマルテンサイト鋼をその候補材料としている。被覆管からの腐食生成物が再処理工程に及ぼす影響を見積もるためには、その腐食挙動を評価しておく必要がある。本研究では95$$^{circ}$$Cの硝酸溶液中で基礎的な浸漬試験および電気化学試験を系統的に実施した。腐食速度は有効Cr濃度(Cr$$_{rm eff}$$)および硝酸濃度の増加に対して、指数関数的に低下した。酸化性イオンの添加も腐食速度を低下させた。取得した分極曲線や浸漬後の表面観察結果より、低Cr$$_{rm eff}$$と希硝酸の組み合わせでは浸漬初期に活性溶解が発生し、腐食速度が大きくなることが分かった。一方、高Cr$$_{rm eff}$$と比較的高濃度の硝酸、あるいは酸化性イオンの添加の組み合わせは不働態化を促進し、腐食速度を低下させることが分かった。

論文

Ultra-high temperature tensile properties of ODS steel claddings under severe accident conditions

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 大塚 智史; 井上 利彦; 加藤 章一; 古川 智弘; 上羽 智之; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 487, p.229 - 237, 2017/04

 被引用回数:9 パーセンタイル:4.24(Materials Science, Multidisciplinary)

シビアアクシデント時におけるODS鋼被覆管とラッパ管材料の引張特性を調べることを目的に、室温から融点近傍の1400$$^{circ}$$Cまでの引張試験を実施した。900$$sim$$1200$$^{circ}$$Cまでの超高温での引張特性は他の炉心材料と比較し優れた特性を有していたが、それ以上の超高温温度域になると急激な特性低下が認められた。この強度低は、$$gamma$$/$$delta$$変態を伴って、変形メカニズムが伸びの低下を伴う粒界すべりに変化することに起因すると考えられる。一方、12Cr-ODS鋼とFeCrAl-ODS鋼では、1200$$^{circ}$$C以上でも急激な低下は生じず、高い強度を維持していた。本研究成果の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25$$sim$$28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」を含む。

論文

Evaluation on tolerance to failure of ODS ferritic steel claddings at the accident conditions of fast reactors

上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.

Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04

酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は、高速炉燃料要素用に開発している長寿命被覆管候補材料である。実証炉規模の高速炉で冷却材喪失(LOF)型および過出力(TOP)型の事故を想定した場合のODSフェライト鋼被覆管の破損耐性を累積損傷和(CDF)によって評価し、受動的炉停止システムが動作するまでCDFが破損目安値の1.0を十分に下回るという結果を得た。

論文

ODS鋼燃料被覆管内の微小欠陥の水浸高調波法による可視化とSEMによる組成同定

川嶋 紘一郎*; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 皆藤 威二

第24回超音波による非破壊評価シンポジウム講演論文集(USB Flash Drive), p.99 - 104, 2017/01

日本原子力研究開発機構において、高燃焼度用ナトリウム冷却高速増殖炉用燃料被覆管として、9Crの酸化物分散強化型(Oxide Dispersion Strengthened: ODS)鋼が開発されている。管厚の7%を検査基準として通常超音波法により欠陥の検査がなされているが、水浸高調波法による欠陥検出可能性を調査するため通常超音波検査合格部位について欠陥・異質部の調査を実施した。水浸高調波法により9Cr-ODS鋼管内の高調波散乱源を可視化した後、断面観察により検出された散乱源の寸法・形状をSEMにより、また組織・成分をEDSにより同定した。最小径10$$mu$$m程度の酸化チタン粒子、マイクロボイド集合部、Cr集合体などを同定できた。

論文

Application of FE-SEM to the measurement of U, Pu, Am in the irradiated MA-MOX fuel

佐々木 新治; 丹野 敬嗣; 前田 宏治

Proceedings of 54th Annual Meeting of Hot Laboratories and Remote Handling (HOTLAB 2017) (Internet), 6 Pages, 2017/00

高速炉での照射中には、径方向の温度勾配により、径方向に組織変化と径方向の元素分布の変化が発生する。このため、マイナーアクチノイドが含まれるMOX燃料の照射による振る舞いを研究することは、高速炉燃料の開発に重要である。燃料試料の詳細な観察と元素分析を行うために、FE-SEM/WDXを用いて、照射済のMA-MOX燃料の照射後試験を実施した。試料は高い放射能量と$$alpha$$線を有するため、装置は改造している、(1)放射性物質の漏洩を防ぐため、FE-SEMとシールドを遠隔でコントロールする試料移送装置を取り付けた。(2)装置と作業者の被ばくを防止するため、装置は遮へい体の内部にインストールし、制御系は外部に移設した。照射されたMA-MOXには組織変化が観察され、特性X線のピークを検出することに成功した。特性X線の強度を用いて、U, Pu, AmのMA-MOX試料の径方向に沿った定量的な評価を試みた。これにより、Um, Pu, Amの径方向の分布の変化を掴むことができた。この方法は、微細組織の変化とMA-MOX燃料の元素分布の変化を解明することに大きな利点がある。

論文

Effect of thermo-mechanical treatments on nano-structure of 9Cr-ODS steel

岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 上羽 智之; 皆藤 威二; 大沼 正人*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.346 - 352, 2016/12

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(Nuclear Science & Technology)

The effect of thermo-mechanical treatments (TMTs) on the evolution of nano-structure in an oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic/martensitic steel (Fe-9Cr-2W-0.22Ti-0.36Y$$_{2}$$O$$_{3}$$) was investigated. TMTs involve hot extruding and subsequent forging, which are expected to be part of a future industrial-scale manufacturing process of the ODS steel. It was shown that the ODS steel was composed of two phases - a fine-grained residual ferrite phase and a transformable martensite phase. The number density of the nano-sized particles in the residual ferrite phase was significantly higher than that in the martensite phase. The TMTs did not significantly affect the number density, but slightly affected the size distribution of the nano-sized particles in both ferrite phase and martensite phase. Moreover, the volume fraction of the residual ferrite phase decreased after TMTs. In summary, the TMT conditions could be a parameter which affects the nano-structure of the ODS steel.

論文

Tensile properties and hardness of two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel after aging up to 45,000 h

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 関尾 佳弘; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.324 - 330, 2016/12

BB2015-1728.pdf:1.04MB

 被引用回数:4 パーセンタイル:31.55(Nuclear Science & Technology)

The relationship among tensile strength, Vickers hardness and dislocation density for two types of 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS) was investigated after aging at temperatures between 400 and 800$$^{circ}$$C up to 45,000 h and after neutron irradiation. A correlation between tensile strength and Vickers hardness was expressed empirically. The linear relationship for PNC-FMS wrapper material was observed between yield stress and the square of dislocation density at RT and aging temperature according to Bailey-Hirsch relation. Therefore, it was clarified that the correlation among dislocation density, tensile strength and Vickers hardness to aging temperature to aging temperature was in good agreement. On the other hand, the relationship between tensile strength ratio when materials were tested at aging temperature and Larson-Miller parameter was also in excellent agreement with aging data between 400 and 700$$^{circ}$$C. It was suggested that this correlation could use quantitatively for separately evaluating irradiation effects from neutron irradiation data containing both irradiation and aging effects.

論文

Strength anisotropy of rolled 11Cr-ODS steel

丹野 敬嗣; 矢野 康英; 岡 弘; 大塚 智史; 上羽 智之; 皆藤 威二

Nuclear Materials and Energy (Internet), 9, p.353 - 359, 2016/12

BB2015-1727.pdf:6.74MB

 被引用回数:3 パーセンタイル:42.29(Nuclear Science & Technology)

核融合炉のブランケットおよび高速炉の燃料被覆管といった炉内機器の材料は、高熱流束と中性子重照射にさらされるため、高温強度と耐照射性に優れている必要がある。その候補材料として酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発が進められている。原子力機構(JAEA)では先進高速炉の燃料被覆管用に9Crおよび11Cr-ODS鋼の開発を進めている。本研究ではJAEA-11Cr-ODS鋼を圧延し、その異方性を評価するため、圧延方向と横断方向について引張試験とクリープ試験を700$$^{circ}$$Cで実施した。その結果、引張強さでは異方性を示さなかったが、クリープ強度では明瞭な異方性を示した。各種観察と元素分析の結果、クリープ強度異方性はTi析出物を内包した旧粉末境界が原因であると分かった。

論文

Weldability of dissimilar joint between PNC-FMS and Type 316 steel under electron beam welding

矢野 康英; 皆藤 威二; 丹野 敬嗣; 大塚 智史

Journal of Nuclear Science and Technology, 52(4), p.568 - 579, 2015/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:81.41(Nuclear Science & Technology)

電子ビーム溶接を用いたPNC-FMSとSUS316鋼の異材接合を実施し、電子ビーム条件と溶接後熱処理条件(PWHT)の最適化を実施した。最適な電子ビーム条件は、焦点距離30-40mmで、溶接速度1750-2000mm/minであり、最適なPWHTは690$$^{circ}$$C$$times$$60minであった。結果として、溶融線近傍にデルタフェライトの形成がなく、母材と同等な強度を有する接合を実施することができた。電子ビーム溶接は、PNC-FMSとSUS316鋼の異材接合に対して有望な溶接方法であることが分かった。

論文

Effects of manufacturing process on impact properties and microstructures of ODS steels

丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 皆藤 威二; 田中 健哉

Journal of Nuclear Materials, 455(1-3), p.480 - 485, 2014/12

 被引用回数:8 パーセンタイル:25.95(Materials Science, Multidisciplinary)

酸化物分散強化型(ODS)鋼は中性子照射下でのスエリング耐性と機械的性質に優れるため、高温での中性子重照射に耐えられる材料として期待されている。原子力機構では9-12Cr-ODS鋼を高速炉燃料被覆管の候補材料に位置付けており、核融合炉ブランケット材料に適用できる可能性もある。本研究ではプレミックスおよび完全プレアロイの2種類のODS鋼を試作し、引張試験、クリープ試験、シャルピー衝撃試験および組織調査を実施した。完全プレアロイODS鋼はプレミックスODS鋼と比較して優れた衝撃特性を示し、これは完全プレアロイ法の適用による組織の均一性(介在物や空隙の減少)の向上によるものであることが分かった。完全プレアロイODS鋼の引張強度とクリープ強度はプレミックスODS鋼と同程度であったが、延性は完全プレアロイODS鋼の方が優れていた。

報告書

CMIR-6で照射したODS鋼被覆管の照射挙動評価

矢野 康英; 大塚 智史; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 関根 学; 遠藤 敏明; 山県 一郎; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 上羽 智之; et al.

JAEA-Research 2013-030, 57 Pages, 2013/11

JAEA-Research-2013-030.pdf:48.2MB

安全性並びに経済性に優れた高速増殖炉を実現させるためには、燃料の高性能化が不可欠であり、そのためには高温・高燃焼度条件での使用に耐えうる炉心材料の開発と照射挙動(=照射健全性)の把握が重要な課題である。このため、耐スエリング性能に優れるフェライト鋼を炉心材料に選定し、被覆管材料としてはODSフェライト鋼、ラッパ管材料としては11Cr-フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)を第一候補材料として開発を実施している。そこで、照射挙動評価に資するために、「常陽」MK-III炉心材料照射用CMIR-6で照射したODSフェライト鋼の照射後強度特性並びに組織観察を行い、挙動評価を行った。

論文

Microstructure characterization of oxide dispersion strengthened steels containing metallic chromium inclusions after high-temperature thermal aging

大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 皆藤 威二; 田中 健哉

Materials Transactions, 54(10), p.2018 - 2026, 2013/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:67.03(Materials Science, Multidisciplinary)

ODS鋼被覆管のBOR-60照射試験で生じた特異な組織変化(不定形で粗大な析出物の形成)の再現試験として、金属Cr介在物を含有する9Cr-ODS鋼の高温長時間熱時効試験、及びその後の組織調査を実施した。750$$^{circ}$$C, 8000時間の時効により、金属Cr介在物周辺に不定形で粗大な析出物が形成し、特異な組織変化を再現することができた。エネルギー分散型X線分析装置(EDX)及び電子線後方散乱回折装置(EBSP)を用いた分析により、不定形粗大析出物はM23C6と同定した。

論文

Microstructure and high-temperature strength of high Cr ODS tempered martensitic steels

大塚 智史; 皆藤 威二; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 小山 真一; 田中 健哉

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S89 - S94, 2013/09

 被引用回数:9 パーセンタイル:25.82(Materials Science, Multidisciplinary)

11-12CrODSマルテンサイト鋼の試作試験を実施した。試作材について、高温XRD, EPMA及び金相観察に基づくフェライト/マルテンサイト2相組織の定量評価を実施した。Crの増量による残留$$alpha$$フェライト相の過度な形成は、変態の駆動力評価に基づいて化学組成を調整することにより抑制できることがわかった。適度な残留$$alpha$$フェライトを含む11CrODSマルテンサイト鋼の製造に成功した。製造まま材の機械的特性評価を実施した結果、9Cr-ODS鋼と同等の高温クリープ強度を有していることがわかった。引張特性については、延性は9Cr-ODS鋼と同等であるが、0.2%耐力は低めとなった。

論文

Evaluation of mechanical properties and nano-meso structures of 9-11%Cr ODS steels

丹野 敬嗣; 大塚 智史; 矢野 康英; 皆藤 威二; 大場 洋次郎*; 大沼 正人*; 小山 真一; 田中 健哉

Journal of Nuclear Materials, 440(1-3), p.568 - 574, 2013/09

 被引用回数:7 パーセンタイル:34.56(Materials Science, Multidisciplinary)

本研究では9Cr及び11Cr-ODS焼戻しマルテンサイト鋼の強度試験と微細組織評価を行い、高温強度向上の観点から、11Cr-ODS鋼の化学組成について検討した。11Cr-ODS鋼の残留$$alpha$$フェライト割合は状態図に基づいた組成選択を行うことで、優れた高温強度を有する9Cr-ODS鋼と同レベルに制御することができた。引張強度はWを2.0wt%から1.4wt%に減量したことで低下した。一方、973Kにおけるクリープ強度はW減量によって低下しなかった。引張強度とクリープ強度はナノサイズの酸化物分散粒子の数密度とともに増加した。X線小角散乱解析の結果より、チタンと過剰酸素の濃度がナノ酸化物粒子の分散状態を改善する重要なパラメータであることを示した。

論文

Irradiation performance of oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic steel claddings for fast reactor fuels

皆藤 威二; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 田中 健哉

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/03

高燃焼度燃料被覆管候補材料として原子力機構で開発を進めているODSフェライト鋼被覆管の照射特性を把握し、高速炉燃料としての適用性を判断するために「常陽」とBOR-60で照射試験を実施した。「常陽」では、照射温度693から1108Kの範囲で照射量33dpaまでの材料照射試験を実施し、照射後の強度特性や組織安定性等に関するデータを取得した。BOR-60では、燃焼度11.9at%、照射量51dpaまでの燃料ピン照射試験を実施し、燃料との共存性(被覆管内面腐食)や寸法安定性に関するデータを取得した。これらの結果から、ODSフェライト鋼被覆管の高速炉燃料としての優れた照射特性が確認できた。本論文では、これら照射試験で得られたODSフェライト鋼被覆管の照射特性について評価した結果を述べる。

報告書

11Cr-フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)ラッパ管材の物性値

矢野 康英; 皆藤 威二; 大塚 智史; 丹野 敬嗣; 上羽 智之; 小山 真一

JAEA-Data/Code 2012-022, 51 Pages, 2012/09

JAEA-Data-Code-2012-022.pdf:2.32MB

高速増殖炉では、経済性向上の観点から燃料の高燃焼度化が求められており、これに対応した炉心材料の開発が必要不可欠である。この高燃焼度達成のための炉心材料には、耐スエリング性能の観点からオーステナイト鋼の適用は難しく、被覆管材料としてはODSフェライト鋼、ラッパ管材料としては11Cr-フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)を第一候補材料として開発を実施している。そこで、本研究では、PNC-FMSラッパ管材の材料強度基準に資することを目的として、PNC-FMSラッパ管材の材料物性値を測定し、設計用物性式と今後の測定方法の標準化を整備した。

口頭

高Cr-ODSマルテンサイト鋼のクリープ強度とナノ/マクロ組織の評価

丹野 敬嗣; 大塚 智史; 皆藤 威二; 矢野 康英; 小山 真一; 田中 健哉; 大場 洋次郎*; 大沼 正人*

no journal, , 

高速炉の長寿命燃料被覆管の第一候補材料として、高温強度,耐照射性及び製造性に優れた9Cr-ODSマルテンサイト鋼の開発を進めている。9Cr-ODS鋼の優れた特性に加えて、優れた耐食性を付与する観点から、高Cr化を図った11Cr-ODSマルテンサイト鋼の開発及びその燃料被覆管としての適用性評価を進めている。本研究では11Cr-ODS鋼の組成や製造方法の最適化を図ることを目的として、試作試験とクリープ試験及びナノ/マクロ組織評価を行った。試作した11Cr-ODS鋼の単軸クリープ強度は9Cr-ODS鋼と同等以上であった。11Cr-ODS鋼で比較した場合、Ti添加量0.2wt%よりも0.3wt%の強度の方が高かった。酸化物分散粒子のサイズと数密度はTi添加量及び余剰酸素量に依存することがわかった。

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