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

https://doi.org/10.2320/matertrans.M2013217

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。750C, 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。

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

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2013.04.006

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。

Fast reactor fuel pin behavior analyses in a LOF type transient event

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-011, 10 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2013-011.pdf:2.02MB

燃料中心温度や被覆管最高温度のように、過渡事象時の高速炉燃料ピンの健全性に影響する因子を評価するため、燃料解析コード"CEDAR"による照射挙動評価を実施した。冷却材喪失型(LOF)の過渡事象時における燃料ピンの温度履歴を、炉心過渡計算コード"HIPRAC"に導入した2通りのギャップコンダクタンスモデル(Ross&Stoute型のギャップコンダクスタンスモデル及び一定のギャップコンダクタンスモデル)に基づき計算した。被覆管最高温度と被覆管周辺の冷却材温度は、Ross&Stouteモデルではギャップコンダクタンスの時間変化を考慮することにより、一定のモデルを用いる場合よりも低く計算された。これより、一定のギャップコンダクタンスモデルによる炉心過渡計算では、現実的なRoss&Stouteモデルを用いる場合よりも、被覆管と冷却材温度の評価結果は保守的になることが示された。

Fuel temperature analyses at overpower of metallic fuel pin for sodium-cooled fast reactors

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-009, 12 Pages, 2013/06

JAEA-Technology-2013-009.pdf:1.3MB

U-Pu(TRU)-Zrを成分とする金属燃料は、第4世代原子力システム国際フォーラム(GIF)において有望な原子炉として選定されたナトリウム冷却炉(SFR)の候補燃料である。金属燃料の設計研究は日本における高速炉の実用化研究で実施され、照射挙動に関して挙動解析コードを用いた予備評価を実施中である。過出力事象時の温度解析は燃料健全性評価上重要であるため、U-Pu(TRU)-Zr燃料の照射挙動評価を原子力機構で開発した簡易計算プログラムを用いて実施した。過出力事象時の最大出力、すなわち定常運転時の110-120%の出力条件において、燃料温度は最高で1100Kと評価され、燃料溶融が回避できることが示された。

Irradiation behavior analyses of MA bearing oxide fuel pin for sodium-cooled fast reactors

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-006, 17 Pages, 2013/05

JAEA-Technology-2013-006.pdf:1.72MB

実用化ナトリウム冷却高速炉(SFR)の燃料概念として、マイナーアクチニド(MA)を含有した酸化物燃料と酸化物分散強化型マルテンサイト鋼(ODS)被覆管による燃料ピンが、TRU均質リサイクル計画で検討されている。軽水炉(LWR)から高速炉への移行期間において、LWRの使用済燃料からTRUを抽出する場合、燃料中のMAの含有量は5wt%と評価された。この条件で、燃料温度と被覆管の変形履歴、照射末期における径方向温度分布を燃料挙動解析コード"CEDAR"で解析し、高燃焼度条件での(U,Pu)酸化物燃料及びAmを添加した酸化物燃料の中空ペレットを用いた燃料ピンの照射挙動を評価した。また、被覆管の内圧履歴や照射後の変形プロファイルを評価した。

Irradiation behavior analyses of metallic fuel pins for sodium-cooled fast reactors

水野 朋保; 小山 真一; 皆藤 威二; 上羽 智之; 田中 健哉

JAEA-Technology 2013-004, 16 Pages, 2013/05

JAEA-Technology-2013-004.pdf:1.52MB

ナトリウム高速冷却炉(SFR)の開発では、混合酸化物(MOX)燃料の副概念として、U-Pu(TRU)-Zを成分とする金属燃料スラグと酸化物分散強化型マルテンサイト鋼(ODS)を用いた燃料ピンが検討されている。この燃料ピンの高燃焼度への適用性について、原子力機構で開発した簡易プログラムを用いて評価した。燃料温度履歴,ギャップ幅履歴,照射末期の径方向温度分布を評価した結果、燃料ピンは照射中に燃料溶融に対して十分な裕度を持つことが示された。また、プレナムガス圧履歴と照射後の被覆管の変形プロファイルの評価結果から、燃料ピンのガスプレナム体積を十分に確保しているため、ガス圧による被覆管の変形が生じないことも示された。0.4wt%のAm添加燃料では、燃料中心温度の上昇が計算されたが、U-Pu-Zr燃料と比較してこの温度上昇分はわずかであった。

ODS cladding fuel pins irradiation tests using the BOR-60 reactor

皆藤 威二; 矢野 康英; 大塚 智史; 井上 賢紀; 田中 健哉; Fedoseev, A. E.*; Povstyanko, A. V.*; Novoselov, A.*

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(4), p.387 - 399, 2013/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2013.773165

高燃焼度燃料被覆管候補材として原子力機構で開発を進めている9Cr, 12Cr-ODS鋼の照射挙動を把握し、燃料被覆管としての適用性を判断するために、BOR-60で燃焼度11.9at%,照射量(はじき出し損傷量)51dpaまでの燃料ピン照射試験を実施した。その結果、ODS鋼被覆管の燃料共存性,寸法安定性等に関する優れた特性や、同じく原子力機構で開発したPRW法による端栓接合部の健全性が確認できた。その一方で、9Cr-ODS鋼燃料ピン1本で破損が発生するとともに、破損部近傍で組織の不均一や粗大な析出物の発生が認められた。本論文では、得られた照射データの評価や特異な照射挙動の原因について検討した結果を述べる。

Fast breeder reactor core concept for heterogeneous minor actinide loading

大木 繁夫; 永沼 正行; 大久保 努; 田中 健哉

Journal of Nuclear Science and Technology, 50(1), p.59 - 71, 2013/01

https://doi.org/10.1080/00223131.2013.750058

As an alternative method to the homogeneous minor actinide (MA) recycling in fast breeder reactors, a heterogeneous MA loading core concept using a highly concentrated americium (Am)-containing fuel (Am target) is proposed. The Am content (with a small amount of curium) in the heavy metal is assumed to range from 10 to 20 wt% in accordance with the target development scope. A mixed oxide fuel that contains uranium, plutonium, and neptunium is chosen as the base material of the target, so that the targets can generate a level of power equivalent to that of the driver fuels. It was found that a ring-shaped arrangement of Am targets between the inner and outer core regions exhibits a favorable MA transmutation performance without any significant deterioration in the core neutronic characteristics, in comparison with those of a reference homogeneous MA loading case. It should be noted that the Am targets in this loading arrangement can contribute to the suppression of the core power distribution change along with burnup. A series of core designs, including core neutronics, thermal hydraulics, and fuel integrity evaluations, was also carried out for a representative Am target loading case. The design feasibility of the heterogeneous target loading core has been enhanced.

Oxide fuel fabrication technology development of the FaCT project, 5; Current status on 9Cr-ODS steel cladding development for high burn-up fast reactor fuel

大塚 智史; 皆藤 威二; 矢野 康英; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 上羽 智之; 小山 真一; 田中 健哉

Proceedings of International Conference on Toward and Over the Fukushima Daiichi Accident (GLOBAL 2011) (CD-ROM), 6 Pages, 2011/12

9Cr及び12Cr-ODS鋼被覆管の炉内健全性評価結果についてまとめた。9Cr及び12Cr-ODS鋼被覆管燃料ピンの照射試験を実施し、ピーク燃焼度11.9at%、ピーク照射量51dpaまでの照射を健全に完了し、ODS鋼被覆管燃料ピンとしてのチャンピオンデータを取得することができた。一方で、ピーク燃焼度10.5at%まで照射したもう一体の集合体において、12Cr-ODS鋼燃料ピンは健全に照射を完了したが、9Cr-ODS鋼燃料ピン1本の破損が生じた。破損部の組織調査を実施した結果、不定形の粗大析出物が形成した特異な組織変化が認められた。この9Cr-ODS鋼における燃料破損と特異な組織変化の原因究明を進めた結果、超音波探傷検査で検知できなかった金属Cr介在物が9Cr-ODS鋼被覆管中に存在し、これに高温照射が重畳したことが原因であることが判明した。次のステージ(2011-2013)では、製造プロセス中で単体金属元素粉末の取り扱いを行わない完全プレアロイ法による均質被覆管の製造技術開発を行うこととした。

Microstructural evolution and Am migration behavior in Am-containing MOX fuels at the initial stage of irradiation

田中 康介; 三輪 周平; 佐藤 勇; 逢坂 正彦; 廣沢 孝志; 大林 弘; 小山 真一; 吉持 宏; 田中 健哉

Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, p.179 - 187, 2010/00

MOX燃料の照射挙動におよぼすAm添加の影響を確認するため、高速実験炉「常陽」において照射試験(Am-1)を実施している。Am-1は短期照射試験と定常照射試験からなり、短期照射試験は終了し、照射後試験を進めている。本報告では、10分間及び24時間照射したAm-MOX燃料ペレットの照射後試験結果について述べる。併せて、照射燃料試験施設(AGF)で実施してきた遠隔製造技術開発及び燃料特性評価結果についても紹介する。