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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

次世代原子力システムへの挑戦; 酸化物分散強化型フェライト鋼開発の取り組み

大塚 智史; 皆藤 威二

エネルギーレビュー, 39(1), p.44 - 46, 2019/01

高速炉等の次世代原子力システムの高性能化のため、高温で多量の高エネルギー中性子照射を受ける過酷環境下での使用に耐え得る先進的な材料の開発が期待されている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、将来の高速炉の長寿命燃料被覆管として酸化物分散強化型(ODS: Oxide Dispersion Strengthened)フェライト鋼の開発を進めてきた。ODSフェライト鋼を高速炉被覆管に適用することで、燃料寿命を従来材の2倍以上に延ばし、燃料交換回数および燃料費を大幅に低減することができる。また、発電効率向上に有効なプラントの高温化が可能となる。本稿では、数10年来、JAEAが世界をリードし続けてきたNa冷却型高速炉燃料用ODSフェライト鋼被覆管の研究開発について紹介する。

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

Current status of the next generation fast reactor core & fuel design and related R&Ds in Japan

前田 誠一郎; 大木 繁夫; 大塚 智史; 森本 恭一; 小澤 隆之; 上出 英樹

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/06

安全性、環境負荷低減、経済競争力等の幾つかの目標を狙って、日本において次世代高速炉の研究が行われている。安全面では炉心損傷事故での再臨界を防止するため、FAIDUS(内部ダクト付燃料集合体)概念が採用されている。放射性廃棄物の量及び潜在的放射性毒性を低減するために、マイナーアクチニド元素を含むウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料が適用される。燃料サイクルコストを低減するために、高燃焼度燃料が追及される。設計上の工夫によって様々な設計基準を満足する炉心・燃料設計の候補概念が確立された。また、原子力機構においてMA-MOX燃料の物性、照射挙動が研究されている。原子力機構では特にMA含有した場合を含む中空ペレットを用いた燃料ピンの設計コードの開発を進めている。その上、原子力機構では高燃焼度燃料のために酸化物分散強化型フェライト鋼製被覆管の開発を進めている。

論文

Development of core and structural materials for fast reactors

浅山 泰; 大塚 智史

Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR-17) (USB Flash Drive), 15 Pages, 2017/06

本論文は日本原子力研究開発機構におけるナトリウム冷却高速炉用の炉心材料および構造材料の開発の現状について述べたものである。炉心材料については、燃料ピンにはODS鋼が、ラッパー管にはPNC-FMS鋼の開発を進めている。構造材料については、316FR鋼および改良9Cr-1Mo鋼の規格化が進んでいる。いずれの材料についても、将来炉への適用を目指してさらなるデータ取得と評価を行っている。

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

Consideration of the oxide particle-dislocation interaction in 9Cr-ODS steel

井尻 佑太*; 大野 直子*; 鵜飼 重治*; Yu, H.*; 大塚 智史; 阿部 陽介; 松川 義孝*

Philosophical Magazine, 97(13), p.1047 - 1056, 2017/02

 被引用回数:1 パーセンタイル:76.21(Materials Science, Multidisciplinary)

室温でのTEM内引張その場観察により、9Cr-ODSフェライト鋼における酸化物粒子と転位の相互作用について調べた。測定した酸化物粒子の障害物強度($$alpha$$)は高々0.80で平均は0.63だった。いくつかの粗大化した粒子の周辺には転位ループが観察された。Orowan機構による応力評価式に基づく障害物強度は実験データの平均値とほぼ等しいことが分かった。交差すべり系の相互作用のみならず、Orowan機構が9Cr-ODSフェライト鋼における酸化物粒子と転位の主な相互作用機構であると考えられる。

論文

Oxide dispersion-strengthened/ferrite-martensite steels as core materials for Generation IV nuclear reactors

鵜飼 重治*; 大塚 智史; 皆藤 威二; de Carlan, Y.*; Ribis, J.*; Malaplate, J.*

Structural Materials for Generation IV Nuclear Reactors, p.357 - 414, 2017/00

酸化物分散強化型(ODS)鋼は、第四世代炉の被覆管として有望視されている。本稿では、日本およびフランスで進められてきたODSフェライト/マルテンサイト鋼の開発状況の概要を述べる。まず、ODSフェライト/マルテンサイト鋼の化学組成を示す。次にフェライト系ODS鋼およびマルテンサイト系ODS鋼について、それぞれ再結晶および$$alpha$$/$$gamma$$相変態を利用した製管・組織制御技術について述べる。最適化された製造技術は基本的に両国共通である。端栓接合技術としては、加圧抵抗溶接法の開発が進められている。ODSフェライト/マルテンサイト鋼が優れた高温強度と耐照射性を有することが確認されている。

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。

報告書

酸化物分散強化型フェライト鋼の硝酸溶解特性評価,2; 溶解工程の硝酸濃度等に対応した溶解量の検討

井上 賢紀; 須藤 光雄; 小山 真一; 大塚 智史; 皆藤 威二

JAEA-Research 2013-009, 78 Pages, 2013/10

JAEA-Research-2013-009.pdf:3.75MB

高速増殖炉サイクル実用化段階の燃料被覆管の基準材料であるマルテンサイト系酸化物分散強化型フェライト鋼(9Cr-ODS鋼)の再処理システム適合性評価の一環として、溶解工程の硝酸濃度等に対応した溶解量を評価した。溶解液のなかの燃料被覆管成分の高濃度化による個別プロセスへの影響の観点からは最大値を示す最高温度炉心燃料集合体単体の溶解量、高レベル放射性廃棄物(ガラス固化体)の発生量への影響の観点からはすべての炉心燃料集合体を積算した溶解量を算出した。溶解量の評価にあたっては、過去の高速炉における燃料ピン照射試験、ナトリウムループ試験等の結果をレビューし、炉内使用に伴う外面腐食,内面腐食等が硝酸溶解特性に及ぼす影響を考慮した評価方法を検討した。炉内使用の影響による溶解量の増分を評価したところ、流動ナトリウム環境特有の質量移行現象の発生条件に大きく依存することがわかった。

論文

High temperature reaction tests between high-Cr ODS ferritic steels and U-Zr metallic fuel

大塚 智史; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 井上 賢紀; 奥田 隆成*; 木村 晃彦*

Journal of Nuclear Materials, 441(1-3), p.286 - 292, 2013/10

 被引用回数:3 パーセンタイル:62.81(Materials Science, Multidisciplinary)

高Cr-ODS鋼とU-Zr金属燃料の高温反応試験を実施した。高Cr-ODS鋼にAlを添加することで、反応開始温度が約50K向上することがわかった。既存の熱力学データに基づく活量計算を行った結果、Al添加による界面のalpha-Zr層の安定化が反応抑制に寄与している可能性が示された。

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。

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