Final Report JNC/ANL Collaborative Program for Evaluation of Irradiated EBR-2 Stainless Steel

Tsai, H.*; Allen, T. R.*; Cole, J. I.*; Strain, R. V.*; 吉武 庸光; 堂野前 貴子; 赤坂 尚昭; 水田 俊治; 鵜飼 重治; 宮川 俊一

JNC TY9400 2001-025, 117 Pages, 2001/07

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高速炉炉心材料として使用されるオーステナイト鋼の高速中性子照射損傷に及ぼす低はじき出し損傷速度の影響を評価することを目的として、1997年 4月から 4年にわたってサイクル機構と米国アルゴンヌ国立研究所との間で、米国の高速実験炉EBR-IIの反射体ラッパ管として照射された316ステンレス鋼12%冷間加工材の照射挙動評価に関する共同研究を実施した。供試材の照射条件は、はじき出し損傷速度1.010E(-8)5.810E(-7)dpa/s、照射温度374444、はじき出し損傷量最大 56dpaであり、スエリング挙動及び引張強度・延性特性を評価した。本研究で得られた主な結果は以下のとおりである。(1)スエリングの潜伏期は約30dpaであり、スエリング量は最大で約1.6%であった。また、スエリング速度は1%/dpaに達していなかった。損傷量の増加に伴いボイドサイズとボイド数密度は増加したが、顕著な損傷速度の影響は見られなかった。(2)引張特性については、照射のごく初期の段階から明確な照射硬化が生じた。照射硬化に伴い、伸びの減少が見られた。しかしながら、照射硬化が生じた場合においても材料はかなりの延性(430、30dpaにおいて全伸びが8%以上)を維持しており、破壊形態は延性破壊であった。引張特性は主として損傷量に影響を受け、損傷速度の影響は見られなかった。(3)引張特性と微細組織の相関を考察した結果、低い損傷量域では、照射硬化の主要因は転位ループであると推察された。この転位ループによる寄与分は、大きな温度の影響は受けないと考えられる。損傷量の増大につれて、転位ループの寄与は小さくなり、ボイドによる寄与が大きくなることが分った。本試験結果から、56dpaよりも高損傷領域ではボイドが照射硬化の最も支配的な因子となることが推察された。

Thermal Impact of Na3(U1-Y PuY)O4 Formation on a Breached LMR Fuel Element

Lee, M. J.*; Strain, R. V.*; Lamb, J. D. B.*; E.E.Feldma*

1986 ANL Winter Meeting,Nov.16-21,1986, , 

高速炉用燃焼ピン破損時の燃料とナトリウムの反応層形状に伴う,燃料中心温度の変化を評価するために,EBR-IIにて燃料ピン内にナトリウムを侵入させて約150日間の長期照射を行った試験ピンを対象に熱解析を行った.その結果,燃料・ナトリウム反応に伴う燃料のO/M低下させ,燃料中心温度の上昇に大きく寄与することがわかった。今回の解析例のように燃料ナトリウム反応が十分進行した状態では,中程度の線出力(約300W/cm)における燃焼中心温度の上昇は約350に達する可能性があることが示された。

Failed Fuel Monitiring and Surveillance Techniques for Liquid Cooled Fast Reactors

中江 延男; 青山 卓史; 鵜飼 重治; Strain, R. V.*

BNES Conference, , 

実用段階の高速炉において、破損燃料が、生じた後も原子炉の継続運転(RBCB)が可能であれば、原子炉の稼働率を向上させる上で望ましいがこれを現実するためには、継続運転中における破損燃料の状態が、オンライン信号の解析により常に監視できていることが必要不可欠である。高速炉では破損燃料から放出中性子(DN)並びに原子炉カバ-ガス(CG)中の放射性FPガスの放射能濃度が破損燃料検出系として採用されているが、さらにこれらの信号を解析することにより、破損燃料の状態診断を行う技術がかいはつされてきている。1981年より動燃と米国エネルギ省との共同研究で、EBR-IIにおいて通常の燃料破損で考えられる要因を模擬したRBCB試験を実施していたが、本論文では代表的な試験を破損部位及び破損メカニズムごとに分類し、破損口からのDN先行核及び放射性FPガスの放出ガスのモード分類に分かれ、解析・診断を解説した。