高速炉燃料用SUS316相当鋼の高温強度及び照射特性評価

宮澤 健; 上羽 智之; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 鬼澤 高志; 安藤 勝訓; 皆藤 威二

JAEA-Technology 2024-009, 140 Pages, 2024/10

JAEA-Technology-2024-009.pdf:8.03MB

SUS316相当鋼を用いた高速炉燃料設計の高信頼性化に向けて、SUS316相当鋼被覆管及びラッパ管の高温強度及び照射データを材料学的及び統計学的な観点で評価・解析することで、高温強度及び高照射量までの照射特性に係る設計用強度式を導出した。異常な過渡変化の上限温度を超える900CまでのSUS316相当鋼被覆管及びラッパ管(非照射材)の高温引張試験データ及び高温クリープ試験データを拡充し、0.2%耐力、引張強さ、クリープ破断強度の最適近似式と下限式並びに熱クリープひずみの最適近似式と上下限式を導出した。また、高速実験炉「常陽」、仏国・高速原型炉Phenix及び米国・FFTFで高照射量まで中性子照射したSUS316相当鋼被覆管及びラッパ管の照射後引張試験データ及びSUS316相当鋼被覆管の炉内クリープ破断試験データを解析することで、炉内Na中照射による引張強度及びクリープ強度の低下を表す強度補正係数を導出した。導出した式を実測値と比較することで、その妥当性を確認した。

Chapter 9, Advanced materials; Oxide-dispersion strengthened steels

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 皆藤 威二

Materials and Processes for Nuclear Energy Today and in the Future, p.279 - 297, 2024/10

https://doi.org/10.1002/9781394325870.ch9

酸化物分散強化は、鉄鋼材料の高温強度改善に有効な手法である。酸化物粒子分散は、転位のすべり運動を阻害することで、鉄鋼材料の高温変形及び破壊に対する抵抗性を飛躍的に高めることができる。これまでに、核分裂炉材料及び核融合炉材料用にODS鋼の高温強度、耐照射性及び耐食性を改善するための研究が広く進められてきた。近年の研究において、ナノスケールの酸化物粒子分散は、高温強度を高めるだけでなく、酸化物粒子と母相の界面が照射欠陥の消滅場所としての機能を担うことにより、耐照射性を改善する効果があることが示されてきている。本節では、原子力用に進められているODS鋼の開発状況について概観する。

Formulation of high-temperature strength equation of 9Cr-ODS tempered martensitic steels using the Larson-Miller parameter and life-fraction rule for rupture life assessment in steady-state, transient, and accident conditions of fast reactor fuel

宮澤 健; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 橋立 竜太; 矢野 康英; 皆藤 威二; 大塚 智史; 光原 昌寿*; 外山 健*; 大沼 正人*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 593, p.155008_1 - 155008_16, 2024/05

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2024.155008

This paper discusses the applicability of J.L. Straalsund et al.'s technique for combining the Larson-Miller parameter (LMP) and life-fraction rule to form a single high-temperature strength equation for 9Cr- oxide-dispersion-strengthened (ODS) tempered martensitic steels (TMS). It uses the extensive dataset on creep rupture, tensile, and temperature-transient-to-burst tests of 9Cr-ODS TMS cladding tubes in the -phase, /-duplex, -phase matrices, which are accumulated by the Japan Atomic Energy Agency so far. The technique is adequately applicable to 9Cr-ODS TMS cladding tubes. A single high-temperature strength equation expressing the mechanical strength in different deformation and rupture modes (creep, tensile, temperature-transient-to-burst) is derived for 9Cr-ODS TMS cladding tubes. This equation can predict the rupture life of the cladding tubes under various stresses and temperatures over time. The applicable range of the high-temperature strength equation is specified in this study and the upper limit temperature for the equation is found to be 1200C. At temperatures higher than 1200C, the coarsening and aggregation of nanosized oxide particles and the to phase transformation are reported in previous studies. The high-temperature strength equation can be well applied to the creep and tensile strength in the -phase matrix, the creep strength in the -phase matrix and the temperature-transient-to-burst strength in both phases except for the low equivalent stress (43 MPa) at temperatures exceeding 1050C. The mechanism of the notable consistency between creep and tensile strength in the -phase matrix is discussed by analyzing the high-temperature deformation data in the light of existing deformation models.

Alloy design and characterization of a recrystallized FeCrAl-ODS cladding for accident-tolerant BWR fuels; An Overview of research activity in Japan

鵜飼 重治; 坂本 寛*; 大塚 智史; 山下 真一郎; 木村 晃彦*

Journal of Nuclear Materials, 583, p.154508_1 - 154508_24, 2023/09

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2023.154508

Following the severe accident at the Fukushima Daiichi nuclear power plant in 2011, FeCrAl-ODS claddings have been developed in Japan. This paper presents an overview of the alloy design and the process used to manufacture the recrystallized cladding, together with an analysis of the applicability of these alloys as BWR fuel cladding and a summary of the simulated severe accident performance. It was verified that core excess reactivities affected by the increased neutron absorption by Fe, Cr, Al can be compensated by reducing the thickness to half that of Zircaloy cladding, while maintaining mechanical integrity. A simulated design basis LOCA event with assessment of post-LOCA ductility confirmed that FeCrAl-ODS cladding provided a greater safety margin. The SA code analysis indicated that melting of the Zircaloy core could be slightly accelerated due to release of the huge amount of exothermic reaction heat, whilst the water injection always acts toward cooling the FeCrAl-ODS core.

9Crまたは12Cr系酸化物分散強化鋼の高温力学特性と微細組織

光原 昌寿*; 栗野 晃一*; 矢野 康英; 大塚 智史; 外山 健*; 大沼 正人*; 中島 英治*

鉄と鋼, 109(3), p.189 - 200, 2023/03

https://doi.org/10.2355/tetsutohagane.TETSU-2022-080

本研究では、高速炉通常運転時におけるODS鋼被覆管の使用環境に近い700または750Cのクリープ試験と、事故時を模擬した900から1350Cでの時効処理または高温引張試験での酸化物の成長挙動を確認した。9Cr-ODS鋼のクリープ試験後の組織では、初期状態と比較し、酸化物の成長や数密度の低下が無く、酸化物の分散強化がクリープ変形中に有効に機能していることが分かった。12Cr-ODS鋼のクリープ試験後の組織においては、亜粒界のような転位下部構造の発達はほとんど観察されず、粒内に可動転位が均一に観察された。転位密度は応力の増加とともに増える傾向であった。9Cr-ODS鋼の引張延性は、900から1100Cまで温度上昇とともに低下したが、1200Cで上昇し、1250Cで劇的に低下し、1300Cで再び増加する傾向を示した。12Cr-ODS鋼では、温度の上昇とともに減少する傾向を示した。9Cr-ODS鋼の1200から1300Cにおける複雑な引張特性の変化にはデルタフェライト相の形成が影響していると推察される。なお、本研究は、文部科学省原子力システム研究開発事業JPMXD0219214482の助成を受けたものである。

高速炉炉心材料の開発と課題

皆藤 威二; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣

Nuclear Materials Letters (インターネット), p.29 - 43, 2022/12

高速炉の実用化に向けて安全性及び経済性の向上が不可欠であり、燃料集合体を構成する被覆管,ラッパ管等の炉心材料には優れた耐照射特性,高温強度及び燃料や冷却材との共存性が求められる。日本原子力研究開発機構(JAEA)が開発を進めるNa冷却高速炉では、冷却材出口温度の高温化に対応するため、通常運転時の被覆管最高温度は約700C、ラッパ管最高温度は約580Cに達する。また、燃料の高燃焼度化に対応するため、被覆管,ラッパ管ともに使用期間約9年という長期間にわたり優れた高温強度を維持するとともに、はじき出し損傷量で250dpaを超える耐照射特性が求められる。ここでは、高速炉炉心材料としてJAEAが開発してきたPNC316, PNC-FMS及びODSフェライト鋼の開発経緯や成果、実用化に向けた課題等について述べる。

Tensile properties on dissimilar welds between 11Cr-ferritic/martensitic steel and 316 stainless steel after thermal aging

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 大塚 智史; 皆藤 威二

Journal of Nuclear Materials, 555, p.153105_1 - 153105_8, 2021/11

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2021.153105

今回の研究目的は、400から600Cで熱時効された11Crフェライト/マルテンサイト鋼とSUS316鋼を用いた異材接合部の引張特性と組織評価を実施することとした。微細組織観察はSEMとTEMを用いた。異材接合部の組織は少量の残留オーステナイト組織を含むラスマルテンサイト組織であった。400と450Cで2相分離とG相の形成に起因した熱時効硬化が確認されたが、明確な全伸びの低下は確認されなかった。また、破面としても劈開破壊よりむしろ細かな延性破面が支配的であった。引張強度の増加は2相分離に起因し、軟化相である残留オーステナイト相が延性保持に寄与していることが推察された。

Effects of thermal aging on the mechanical properties of FeCrAl-ODS alloy claddings

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*

Materials Transactions, 62(8), p.1239 - 1246, 2021/08

https://doi.org/10.2320/matertrans.MT-M2021057

FeCrAl-ODS鋼被覆管を製作し、その被覆管の熱時効の影響を調査するために、450C,5000時間と15000時間の熱時効後に、硬さ試験,リング引張試験,TEM観察を実施した。全てのFeCrAl鋼被覆管で熱時効硬化が確認され、延性低下を伴う顕著な強度上昇も生じた。熱時効硬化挙動は(Ti, Al)リッチ相('相)析出とAl7wt%未満の場合は'相析出も起因していると考えられる。同様の組成をもつFeCrAl-ODS鋼を比較した場合、再結晶材と未再結晶材で熱時効硬化は生じるが、後者は延性低下を伴わないことが明らかになった。この挙動の差は、結晶粒界,転位密度,試験片作製方向の影響が起因していると考えられる。本研究は、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2528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」の中で北海道大学からの委託により原子力機構が実施した研究成果である。

Microstructural stability of ODS steel after very long-term creep test

岡 弘; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 舘 義昭

Journal of Nuclear Materials, 547, p.152833_1 - 152833_7, 2021/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2021.152833

本研究では、ODS鋼被覆管の強度決定因子であるナノサイズ酸化物粒子及び母相組織の高温・応力負荷下での安定性を評価するため、700Cで45,000時間を超える内圧クリープ試験に供して破断したODS鋼被覆管の微細組織観察を行った。観察したODS鋼は、焼き戻しマルテンサイトを母相とする9Cr-ODS鋼及び再結晶フェライトを母相とする12Cr-ODS鋼の製造まま材及びクリープ破断材である。破断後の内圧クリープ試験片から切り出した板片を電解研磨にて薄膜化し、透過電子顕微鏡JEOL 2010Fにて観察した。観察の結果、ナノ粒子のサイズ及び数密度は700Cにて45,000時間を超えるクリープ試験後においてもほぼ変化なく、高温長時間試験中に安定に存在していたことを確認した。また、9Cr-ODS鋼の強度決定因子の一つである焼き戻しマルテンサイト組織についても、製造まま材とクリープ破断材の間に大きな違いはなく、母相組織は安定であることがわかった。

High-temperature creep deformation in FeCrAl-oxide dispersion strengthened alloy cladding

鵜飼 重治; 加藤 章一; 古川 智弘; 大塚 智史

Materials Science & Engineering A, 794, p.139863_1 - 139863_13, 2020/09

https://doi.org/10.1016/j.msea.2020.139863

著者が代表者として文部科学省の原子力システム研究開発事業(平成25年度平成28年度)で実施したFeCrAl-ODS合金のクリープ試験結果を解析したものである。本合金は軽水炉事故耐性被覆管として開発したもので、転位と酸化物粒子の弾性相互作用と転位の上昇運動による応力緩和効果を考慮して、転位の酸化物粒子からの離脱応力を求めた。この離脱応力を新たに作成した一般化した歪速度-応力関係図の中にプロットすることで、以下のことを明らかにした。設定応力が離脱応力を越える場合、転位は酸化物粒子を乗越えて変形するが、その場合でも転位の上昇運動による応力緩和が重要である。設定応力が離脱応力に達しない場合、転位は酸化物粒子を乗り越えられず、粒界すべりが起こる。事故時1000Cでは粒界すべり支配の変形となる。以上、軽水炉事故耐性用FeCrAl-ODS合金被覆管について、事故時に経験する1000C高温で、低応力・低歪速度で起こる変形予測に適用可能な高温クリープ構成式を変形メカニズムと共に提示した。