Effect of grain refinement on cracks occurring in SUS304L stainless steel under nuclear reactor operating conditions

広田 憲亮; 武田 遼真; 井手 広史; 土谷 邦彦; 小林 能直*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 45, p.102009_1 - 402009_10, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.nme.2025.102009

SUS304Lステンレス鋼を使用し、原子炉の構造部材における応力腐食割れに対する結晶粒微細化の影響を調査した。その結果、大気中および原子炉運転環境下での低ひずみ速度引張試験(SSRT)を実施した後、同じ結晶粒径のSUS304Lの引張特性を比較したところ、原子炉運転環境下では結晶粒径が大きくなると伸びが顕著に減少することが明らかになった。大気中で実施したSSRTでは、Hall-Petchの関係から得られた値は従来の値より低かった。ミクロ組織観察では、0.59mおよび1.52mの粒径を持つSUS304Lにクラックがないことが確認されたが、結晶粒径が大きいSUS304Lでは破面が粗く、側面にクラックが見られた。0.59mおよび1.52mの粒径を持つSUS304Lには薄い酸化膜が形成され、28.4m以上の粗大粒を持つSUS304Lには厚さ2mを超える酸化皮膜が形成された。0.59m、1.52mおよび28.4mのSUS304LにはCrO皮膜が形成され、39.5mおよび68.6mのSUS304LにはCrOおよびFe系酸化物が形成された。結晶方位解析では、0.59mおよび1.52mのSUS304Lにおいて、相にクラックがない線状の表層が確認されたが、結晶粒径が大きくなると表面に凹凸が生じ、相にクラックが見られた。細粒SUS304Lでは、格子拡散により相内でOが均一に拡散し、薄いCrO層が形成され、クラックが抑制された。粗大粒SUS304Lでは、粒界拡散により結晶粒界にFe酸化物が形成され、結晶粒界が脆弱化し、過飽和なOがCrOおよびFe系酸化物からなる厚い皮膜を形成し、剥離やクラックを引き起こした。

自己出力型放射線検出器の試験結果の理論的検証; Coガンマ線照射試験結果と計算結果との比較

武田 遼真; 柴田 裕司; 武内 伴照; 中野 寛子; 関 美沙紀; 井手 広史

JAEA-Testing 2024-007, 33 Pages, 2025/03

JAEA-Testing-2024-007.pdf:1.63MB

日本原子力研究開発機構及び日本原子力研究所では過去30年以上、自己出力型の中性子検出器(Self-Powered Neutron Detector: SPND)やガンマ線検出器(Self-Powered Gamma Detector: SPGD)の開発・照射試験が行われており、複数の研究成果が報告されている。本稿では、これらの試験結果に対して、JAEA報告書『自己出力型放射線検出器の出力電流値計算コードの作成(JAEA-Data/Code 2021-018)』において作成した計算コードによる理論的な出力結果との比較・検証を行った。比較対象はコバルト60ガンマ線照射施設SPGDの照射試験結果とした。その結果、ガンマ線によるコンプトン散乱電子の飛程に対して比較的にエミッタ径が細い場合には計算結果は試験結果を良く再現することが分かった。一方、比較的にエミッタ径が太い場合には計算結果と比較して試験結果における出力電流値は半分程度にとどまった。エミッタ径の違いによる差異が生じた要因としてエミッタによる自己遮蔽効果が考えられ、エミッタ径が太い場合や線場が等方的でない条件に由来する自己遮蔽による影響を、計算コードにおける電子の平均飛程や平均最小エネルギーの変化として採り入れる等の新たな定式化が必要であると思われる。

BWR下のSUS304L鋼で生じる粒内応力腐食割れに及ぼす結晶粒微細化の影響

広田 憲亮; 中野 寛子; 武田 遼真; 井手 広史; 土谷 邦彦; 小林 能直*

材料の科学と工学, 61(6), p.248 - 252, 2024/12

SUS304Lステンレス鋼の0.2%耐力に関する比較分析により、ひずみ速度が低下するほど、温度が上昇するほど、0.2%耐力は著しく低下することが明らかとなった。一方で結晶粒径を68.6mから0.59mに微細化した場合における低ひずみ速度下での0.2%耐力への強度低下率の影響は小さかった。しかし、結晶粒微細化は、室温に比べて原子炉運転温度下での0.2%耐力低下には影響を及ぼした。粒内応力腐食割れ(SCC)を促進する条件下での低ひずみ速度引張試験では、28.4m以下の結晶粒径を持つSUS304Lに対しては、原子炉運転温度下での破断ひずみと同等の値を示したが、粗粒のSUS304Lでは破断ひずみが低下した。微細構造解析では、より結晶粒が微細な材料で87%以上の延性破面が観察され、特に0.59mの結晶粒径を持つSUS304Lでは{111}/3粒界が数多く存在する一方で、結晶粒径が大きくなるにつれてその割合が減少していた。これらの結果は、結晶粒微細化により、{111}/3粒界の増加を通じて、腐食の進行が遅延し、粒内SCCが抑制されたことを示唆している。

JMTRの廃止措置移行後の事故影響評価

永田 寛; 大森 崇純; 前田 英太; 大塚 薫; 中野 寛子; 花川 裕規; 井手 広史

JAEA-Review 2023-033, 40 Pages, 2024/01

JAEA-Review-2023-033.pdf:1.39MB

JMTR原子炉施設は2017年4月の「施設中長期計画」において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請書を原子力規制委員会に提出するに当たり、廃止措置計画に記載する必要がある、廃止措置の工事上の過失等があった場合に発生すると想定される原子炉施設の事故の種類、程度、影響等の評価をするため、廃止措置計画の第1段階で想定される事故について、その種類の選定と程度、一般公衆への被ばく影響の評価を行った。廃止措置計画の第1段階で想定される事故として燃料取扱事故及び廃棄物の保管中の火災を選定し、大気中に放出された放射性物質による一般公衆への被ばく線量の評価を行ったところ、最大でも1.910mSv(廃棄物の保管中の火災)であり、判断基準(5mSv)に比べて小さく、一般公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはないことが分かった。

JMTR原子炉施設に残存する二次汚染物の放射能量評価

永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 花川 裕規; 井手 広史

JAEA-Technology 2022-029, 55 Pages, 2023/02

JAEA-Technology-2022-029.pdf:2.77MB

JMTR原子炉施設は、日本原子力研究開発機構が策定した2017年4月の施設中長期計画において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請を原子力規制委員会に提出するにあたり、廃止措置計画に記載する必要がある原子炉施設に残存する放射性物質の推定放射能量のうち、二次汚染物の推定放射能量を評価するため、線量当量率の測定や核計算コード等を用いた放射能量の評価を行った。この結果、総放射能量は、原子炉停止後12年で2.7310Bq、原子炉停止後21年で1.4610Bqで、一次冷却系統が最も大きい評価となった。放射能量が大きい核種としては、H-3やFe-55、Co-60、Ni-63、Sr-90、Cs-137などであった。評価で得られた放射能濃度から放射能レベル区分を行ったところ、一次冷却系統及び排水系統(第3排水系)がL2に、それ以外の系統はL3に区分された。区分結果に影響を与える核種としては、水力ラビット照射装置やOSF-1照射設備についてはCo-60のみであったのに対し、その他の系統ではH-3、Co-60、Sr-90、Cs-137などであった。今後行う廃棄物の処理処分にあたっては、放射化汚染物の推定放射能量などの評価結果も考慮した上で廃棄物の放射能レベル区分を評価し、それぞれの区分に応じた適切な処理処分方法を検討する。

JMTR原子炉施設に残存する放射化汚染物の放射能量評価

永田 寛; 大塚 薫; 大森 崇純; 井手 広史

JAEA-Technology 2022-017, 113 Pages, 2022/08

JAEA-Technology-2022-017.pdf:6.17MB

JMTR原子炉施設は2017年4月の「施設中長期計画」において廃止施設に位置付けられたことから、廃止措置計画認可申請を原子力規制委員会に提出するにあたり、廃止措置計画に記載する必要がある原子炉施設に残存する放射性物質の推定放射能量のうち、放射化汚染物の推定放射能量を評価するため、核計算コード等を用いた放射化放射能量の評価を行った。この結果、総放射化放射能量は、9.310Bq (原子炉停止直後)、2.710Bq (21年後)、1.010Bq (40年後)、2.410Bq (100年後)となり、放射化放射能量の大きい構造物は、ベリリウム枠やベリリウム反射体要素、アルミニウム反射体要素、格子板、キャプセル照射装置などの圧力容器内の構造物で、材質はステンレス鋼やベリリウムなどであった。また、全放射化放射能量に対する核種の割合は、原子炉停止後40年あたりまではH-3の割合が高く、その後はNi-63が最も高くなった。参考に、得られた放射化放射能濃度から放射能レベル区分を行ったところ、放射化汚染物の全重量に対する区分ごとの重量の割合は、原子炉停止から100年後にかけて、L1が0.30.4% (1013t)、L2が0.00.4% (014t)、L3が1.01.2% (3239t)、CLが98.098.7% (約3200t)となり、コンクリートなどのCLに区分されるものが全体の約9割以上を占めることがわかった。今後行う廃棄物の処理処分にあたっては、二次汚染物の推定放射能量などの評価結果も加え、適切な処分方法に従った区分の評価を行う。

固体高分子電解質水電解法による溶存水素濃度制御装置の開発

中野 寛子; 冬島 拓実; 津口 明*; 中村 和*; 武内 伴照; 竹本 紀之; 井手 広史

JAEA-Technology 2022-007, 34 Pages, 2022/06

JAEA-Technology-2022-007.pdf:3.35MB

軽水炉高温高圧水を模擬した環境における構造材料の応力腐食割れ(SCC)等の現象を把握するため、水質を管理することが重要である。一般的に、材料試験を行うための高温高圧水試験装置の循環水中溶存水素濃度は、純水素ガスや高水素濃度の標準ガスのバブリングにより制御している。しかしながら、この方法では試験装置の設置場所に大掛かりな防爆設備等が必要である。一般的に、水素災害防止のためには、爆発に至る前に漏えい量の制限、水素の排除、電源の遮断、燃焼の抑制等の対策を講じることが求められている。このため、水の電気分解を利用し、循環水中溶存水素濃度を制御できる固体高分子電解質膜を有する溶存水素濃度制御装置の開発に着手した。本開発にあたっては、小型基本実験装置を組立て、固体高分子電解質膜の単体性能及び循環状態における溶存水素濃度変化に関する基本データを取得した。この基本データに基づき、実機の高温高圧水ループ試験装置に設置する溶存水素濃度制御装置を設計した。本報告書は、小型基本実験装置による性能試験結果と溶存水素濃度制御装置の基本設計についてまとめたものである。

ホットラボ排気筒の基本設計

森田 寿; 大伍 史久; 佐谷戸 夏紀; 綿引 俊介; 小島 一樹; 中山 一彦; 井手 広史

JAEA-Technology 2021-030, 166 Pages, 2022/05

JAEA-Technology-2021-030.pdf:3.65MB

平成27年1月にJMTRホットラボ建家において雨漏れ補修を行っていたところ、ホットラボ排気筒の基礎部アンカーボルト1本に減肉が確認された。その後の排気筒における詳細調査により、複数のアンカーボルトの減肉及びフランジプレートとアンカーボルトのナットに間隙が確認されたことを受け、排気筒の倒壊が否定できない状態であると判断されたため、排気筒の撤去を行った。そのため、早急に当該排気筒の取替えを行う必要が生じた。新たな排気筒の設計を行うにあたり、詳細調査により判明したアンカーボルトの減肉等の原因である基礎部への雨水の浸入への対策に加え、東京電力福島第一原子力発電所の事故後に策定された新規制基準への対応を踏まえた設計とした。また、建築確認を受けなければならない建築物及び工作物に該当することから、建築基準法及び煙突構造設計指針に基づく地震力や風荷重に対する排気筒の健全性の評価を行った。本報告書はホットラボ排気筒の基本設計についてまとめたものである。

超音波厚さ測定によるJMTR原子炉施設の配管の健全性調査

大森 崇純; 大塚 薫; 遠藤 泰一; 武内 伴照; 井手 広史

JAEA-Review 2021-015, 57 Pages, 2021/11

JAEA-Review-2021-015.pdf:6.3MB

JMTR原子炉施設は、日本原子力研究開発機構が2017年4月1日に策定した施設中長期計画において、廃止施設に選別され、2019年9月18日に廃止措置計画認可申請を行い、2回の補正を経て、2021年3月17日に認可を取得した。現在、廃止措置を行うための準備を進めている。JMTR原子炉施設は、1968年3月の初臨界から50年以上経過し高経年化が進んでいるが、原子炉一次冷却系統などについては建設当時から更新されておらず、腐食等によって減肉している可能性があると考えた。そのため、JMTR原子炉施設のうち、冷却水等を取扱う設備を対象とし、配管の健全性調査をおこなった。本調査においては、原子炉一次冷却系統の主循環系統、プールカナル循環系統、CFプール循環系統等に対して、超音波厚さ測定法(UTM: Ultrasonic Thickness Measurement)を用いて配管の肉厚測定を実施した。その結果、これら系統を構成する配管等について、「試験研究用原子炉施設に関する構造等の技術基準平成15年5月30日(15科原安第13号)第3種管40条(管の形状)」に定める計算式から算出した最小肉厚値を満足していることを確認した。今後は、基礎的なデータとして本結果を活用することで、廃止措置期間中においても冷却水循環及び送水設備の配管等に健全性を損なう減肉がないことを定期的に確認していく。

Radiochemical research for the advancement of Mo/Tc generator by (n, ) method, 3

藤田 善貴; 関 美沙紀; 滑川 要二*; 西方 香緒里; 大伍 史久; 井手 広史; 土谷 邦彦; 佐野 忠史*; 藤原 靖幸*; 堀 順一*; et al.

KURNS Progress Report 2020, P. 136, 2021/08

高濃縮ウランの利用低減や核不拡散及び核セキュリティ、核分裂生成物の処理の観点から放射化法((n,)法)によるMo製造の研究開発が進められている。放射化法で生成されるMoの比放射能は極めて低いことから、娘核種であるTcを濃縮するためメチルエチルケトン(MEK)を用いた溶媒抽出法に着目した。照射ターゲットであるMoOペレットは、長時間照射すると還元されることが分かっている。本試験では、MoOが還元した際に酸化剤としてNaOClを使用する可能性を考慮し、MoOを溶解して得られたモリブデン酸ナトリウム水溶液中へのNaCl添加の有無がTc回収率に及ぼす影響を調べた。その結果、NaClはMEKへのTc抽出率を低下させる可能性が示唆された。