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論文

Thermophysical properties of austenitic stainless steel containing boron carbide in a solid state

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.20-00540_1 - 20-00540_11, 2021/08

炉心損傷事故時には、制御棒材である炭化ホウ素と構造材であるステンレス鋼が共晶反応を起こし、ステンレス鋼の融点より低い温度で溶融(液化)すると考えられる。こうして生成された制御棒溶解材は流動性があるため、崩壊炉心内を広範に移行し、崩壊炉心物質に混ざり込むことで、崩壊炉心物質の反応度抑制に顕著な効果をもたらすと考えられる。しかしながら、このような制御棒溶解材の共晶溶融反応やその移行挙動については、これまでの重大事故解析では何ら考慮されていない。本研究では、シビアアクシデント解析コードの高度化に資するため、炭化ほう素溶解量の異なる制御棒溶解材について固相物性測定を実施し、温度(及び炭化ホウ素濃度)依存性を示す物性評価式として整備した結果について報告する。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and progress until 2019

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of 28th International Conference on Nuclear Engineering; Nuclear Energy the Future Zero Carbon Power (ICONE 28) (Internet), 11 Pages, 2021/08

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験,共晶溶融の熱物性計測,共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2019年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、SSプール中にB$$_{4}$$Cペレットを置いたB$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験の数値解析を通じて、CDA解析コードSIMMER-IIIにおける共晶反応を記述する物理モデルの妥当性を確認したことである。

論文

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

 被引用回数:3 パーセンタイル:62.78(Nanoscience & Nanotechnology)

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$$sim$$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1000$$^{circ}$$C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1000$$^{circ}$$C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。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview and progress until 2018

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 10 Pages, 2020/08

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つに、制御棒材の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動がある。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び2018年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したB$$_{4}$$C-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 2; Thermophysical properties of eutectic mixture containing of high concentration boron in a solid state

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

Eutectic melting behavior between boron carbide (B$$_{4}$$C) as control rod material and stainless steel (SS) as structural material and subsequent relocation behavior plays an important role to achieve an in-vessel retention concept which ensures long-term coolability of degraded core under core disruptive accident, because these behaviors are expected to reduce the neutronic reactivity significantly. However, these behaviors have never been simulated in severe accident computer codes before. Since 2016, JAEA has been conducting a research project to develop physical models that describe these behaviors. For the physical models' development, it is necessary to obtain thermophysical properties of SS-B$$_{4}$$C eutectic mixture with various B$$_{4}$$C concentration and maintain them as a database. In this work, the density and specific heat of SS-17 mass%B$$_{4}$$C in a solid state are obtained and compared with these of stainless steel containing 0 and 5 mass%B$$_{4}$$C.

論文

Development of ODS tempered martensitic steel for high burn up fuel cladding tube of SFR

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 舘 義昭; 皆藤 威二; 橋立 竜太; 加藤 章一; 古川 智弘; 伊藤 主税; et al.

2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.305 - 314, 2020/05

酸化物分散強化型(ODS)鋼は、先進原子力システム用の高強度・耐照射性材料として、世界的に研究開発が進められてきた。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ODS鋼をナトリウム冷却高速炉(SFR)の高燃焼度被覆管の最有力候補材と位置づけ研究開発を進めてきた。ODS鋼適用による高燃焼度化の達成により、SFRの経済性向上および放射性廃棄物の減容・有害度の低減が可能となる。本稿は、JAEAにおけるSFR高燃焼度被覆管用ODSマルテンサイト鋼の開発状況とその展望について取りまとめたものである。

論文

炭化ホウ素とステンレス鋼の共晶溶融反応試験後の材料分析

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘

日本機械学会論文集(インターネット), 86(883), p.19-00360_1 - 19-00360_13, 2020/03

我が国で設計されている先進型ナトリウム冷却高速炉における炉心損傷事故では、制御棒材料である炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移行挙動を模擬する必要がある。これは、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融移行挙動が簡易計算に基づく反応度推移において大きな不確かさを有するからである。そこで、共晶溶融反応及び移行挙動を模擬する物理モデルを開発し、それをシビアアクシデントシミュレーションコードに組み込んだ。そこで、その物理モデルの妥当性を確認するため、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融反応可視化試験を実施し、1500$$^{circ}$$Cまで加熱したB$$_{4}$$Cペレットに数kgの溶融SSを接触させた。本試験では、共晶反応の過渡挙動を可視化するとともに、試験後固化物の上部にはB$$_{4}$$C-SS共晶溶融物質があり、密度差により分離したことが示された。試験後材料分析では、X線回折装置と透過型電子顕微鏡を用いて、B$$_{4}$$C-SS接触界面ではFeBが現れ、試験体表面には(Fe,Cr)$$_{2}$$Bは現れることを示した。次に、グロー放電発光分析法を用いてホウ素濃度分布の定量的分析を行ったところ、試験体表面及びB$$_{4}$$Cペレット初期位置に近いところでボロン濃度が高いことが示された。

論文

Experimental evaluation of wall shear stress in a double contraction nozzle using a water mock-up of a liquid Li target for an intense fusion neutron source

近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 朴 昶虎*; 小柳津 誠*; 平川 康; 古川 智弘

Fusion Engineering and Design, 146(Part A), p.285 - 288, 2019/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

核融合中性子源では重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(Liターゲット)を採用し、Liターゲットは真空中(10$$^{-3}$$Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、IFMIF/EVEDA工学実証活動で建設した液体リチウム試験ループ(ELTL)の構造健全性評価のため、Liターゲットを生成するノズル内流動場の評価を行った。ターゲットアッセンブリのアクリルモデルおよび作動流体として水を用い、ノズル内の流速分布をレーザードップラー流速計により計測し、せん断応力分布を評価した。結果として、2段縮流ノズルの2段目付近でせん断応力が最大値をとることが明らかになり、この箇所の腐食損傷を調査する必要があることを示した。

論文

Thermophysical properties of stainless steel containing 5 mass%B$$_{4}$$C in the solid phase

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Nuclear Technology, 205(9), p.1164 - 1174, 2019/09

 被引用回数:3 パーセンタイル:58.77(Nuclear Science & Technology)

This paper describes evaluation results of thermophysical properties of stainless steel (SS) containing 5 mass% boron carbide (B$$_{4}$$C) in its solid phase. First, the authors have synthesized SS-B$$_{4}$$C samples with emphasis on 5 mass%-B$$_{4}$$C and SS using a hot press method and then evaluated its homogeneity in several ways such as chemical composition analysis, metallographic structure observation, and micro X-ray diffraction (XRD). This study also evaluated the density, specific heat and thermal conductivity of the SS-B$$_{4}$$C sample and found that the density becomes lower and the temperature dependence of the density decreased as the temperature rose compared to that of grade type 316L stainless steel (SS316L) used as a reactor material. The specific heat became slightly higher than that of SS316L and showed similar temperature dependence up to 1073 K. Unexpectedly, the thermal conductivity became lower than that of SS316L and showed similar temperature dependence up to 1273 K.

論文

A Portable radioactive plume monitor using a silicon photodiode

玉熊 佑紀*; 山田 椋平; 岩岡 和輝*; 細田 正洋*; 黒木 智広*; 水野 裕元*; 山田 宏治*; 古川 雅英*; 床次 眞司*

Perspectives in Science (Internet), 12, p.100414_1 - 100414_4, 2019/09

緊急時において放射性プルーム(例えば、$$^{131}$$I, $$^{134}$$Cs及び$$^{137}$$Cs)を検知するために、シリコンフォトダイオードを用いた可搬型の放射性プルームモニタを開発した。バックグラウンド計数率は周辺線量当量率に比例し、ISO11929に従って算出した周辺線量当量率20$$mu$$Sv h$$^{-1}$$下におけるモニタの検出限界は187Bq m$$^{-3}$$であった。これらの結果は、最適な厚さを有する鉛遮蔽体によってシステムの検出限界を効果的に低減することができることを示唆している。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactor, 2; Effect of B$$_{4}$$C addition on thermophysical properties of austenitic stainless steel in a solid state

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.847 - 852, 2019/09

In a core disruptive accident scenario, boron carbide (B$$_{4}$$C) in control-rod will be predicted to react with stainless steel (SS) as structural material. Produced eutectic material of SS-B$$_{4}$$C is assumed to relocate widely in the core. To add a function of evaluating this liquefaction and relocation behavior to CDA analysis codes, it is indispensable to maintain the thermophysical properties database of SS-B$$_{4}$$C. In this report, density and specific heat of SS-7mass%B$$_{4}$$C in a solid state were obtained, and compared them with those of SS-5mass%B$$_{4}$$C obtained so far and literature value of SS. It is found that the density decreased while the specific heat increased, as B$$_{4}$$C concentration in the austenitic stainless steel increased. By addition of 7mass%-B$$_{4}$$C to 316L SS, the density was decreased by approximately 7% at 294K. On the other hand, specific heat was increased by approximately 21% at 294K.

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 1; Project overview

山野 秀将; 高井 俊秀; 古川 智弘; 菊地 晋; 江村 優軌; 神山 健司; 福山 博之*; 東 英生*; 西 剛史*; 太田 弘道*; et al.

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.418 - 427, 2019/09

制御棒材の炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)とステンレス鋼(SS)の共晶溶融反応及び移動挙動は、ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故(CDA)評価における重要な課題の一つである。CDAの数値解析では、このような挙動のシミュレーションはこれまで行われたことがないため、物理モデルを開発しそれをCDA解析コードに組み入れる必要がある。本研究では、B$$_{4}$$C-SS共晶溶融実験、共晶溶融の熱物性計測、共晶溶融反応の物理モデル開発に焦点を当てている。共晶実験では、可視化実験,反応速度実験,材料分析を行う。物性は液相から固相までの範囲で測定する。これらの反応速度や物性を基に、シビアアクシデント解析コードのための物理モデルを開発する。本発表はプロジェクト全体概要及び平成29年度までの進捗概要について報告する。この論文における具体的成果は、共晶溶融実験において固化したB$$_{4}$$C-SS共晶試料のホウ素濃度分布で、これはコンピュータコードに組み込まれた共晶物理特性の検証に用いられる。

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

 被引用回数:7 パーセンタイル:86.66(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

Conceptual design and verification of long-distance laser-probe system for Li target diagnostics of intense fusion neutron source

近藤 浩夫*; 金村 卓治*; 平川 康; 古川 智弘

Fusion Engineering and Design, 136(Part A), p.24 - 28, 2018/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

核融合中性子源では重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(Liターゲット)を採用し、Liターゲットは真空中(10E-3Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、Liターゲットの診断技術の開発を目的とし、機械強度試験技術課が開発したレーザープローブ法の長距離測距を目指したレーザー可干渉性の検証試験を行った。測定距離10mの位置から静止拡散反射物体、静止液体金属面、高速流体表面を測定し、計測精度を評価した。結果として、要求を満足する計測精度を得た。

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

AA2017-0603.pdf:1.7MB

 被引用回数:1 パーセンタイル:18.37(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

Thermophysical properties of stainless steel containing 5mass%-B$$_{4}$$C in the solid phase

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Proceedings of 2018 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2018) (CD-ROM), p.1007 - 1013, 2018/04

This study describes estimation results of thermophysical properties of stainless steel containing 5mass% boron carbide (5mass%B$$_{4}$$C-SS) in the solid state. 5mass%B$$_{4}$$C-SS eutectic sample was synthesized using a hot press method. Homogeneity of the sample was evaluated by chemical composition analysis, metal structure observation, and micro X-ray diffraction (XRD). Specific gravity and specific heat were evaluated up to 1000$$^{circ}$$C. These measurements proved that the specific gravity in our sample was lowered and the temperature dependence of the specific gravity, along with the elevation of temperature, became gradual compared to that of grade type 316L stainless steel (SUS316L) used as a reactor material by addition of B$$_{4}$$C. The specific heat became slightly higher than that of SUS316L by addition of B$$_{4}$$C and showed similar temperature dependence up to 800$$^{circ}$$C.

論文

Experimental study on cavitation of a liquid lithium jet for International Fusion Materials Irradiation Facility

近藤 浩夫; 金村 卓治*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一; Knaster, J.*

Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 3(4), p.041005_1 - 041005_11, 2017/10

高真空中(10$$^{-3}$$Pa)を高速(15m/s)で流れる液体金属Liの壁面噴流を強力中性子源のビームターゲットとして用いる。Liターゲット下流配管でキャビテーションに似た騒音が発生することが実証試験で認められた。AEセンサーによる音響計測を行い、CWTによる時間-周波数分析、および、音響発生個所の特定を行った。その結果、音の間欠性、周波数特性、キャビテーション数依存性から、発生した音はキャビテーションであり、発生個所はLiターゲットが配管に衝突する箇所である、との結論を得た。

論文

Thermodynamic study of gaseous CsBO$$_{2}$$ by Knudsen effusion mass spectrometry

中島 邦久; 高井 俊秀; 古川 智弘; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Materials, 491, p.183 - 189, 2017/08

 被引用回数:3 パーセンタイル:41.49(Materials Science, Multidisciplinary)

軽水炉のシビアアクシデント時、ボロンの影響を考慮した熱力学平衡計算によれば、燃料から放出されるCsの気相中での主な化学形の一つとして、CsBO$$_{2}$$(g)が生成すると予想されている。しかし、核燃料や核分裂生成物などの熱力学データを収めた編纂物によれば、これまで報告されているCsBO$$_{2}$$の蒸気圧データの不確かさのために、この解析に使用されたCsBO$$_{2}$$(g)の熱力学データの信頼性は乏しいと評価されている。そのため、信頼性の高いCsBO$$_{2}$$(g)の熱力学データを得ることを目的に、高温質量分析法によるCsBO$$_{2}$$の平衡蒸気圧測定を試みた。その結果、CsBO$$_{2}$$の平衡蒸気圧測定データを用いて、第二法則,第三法則処理により評価した気体CsBO$$_{2}$$の標準生成エンタルピー$$Delta$$$$_{f}$$H$$^{circ}$$$$_{298}$$(CsBO$$_{2}$$,g)は、それぞれ、-700.7$$pm$$10.7kJ/mol, -697.0$$pm$$10.6kJ/molとなり、過去に報告されている蒸気圧データを用いて得られた第二法則,第三法則処理による$$Delta$$$$_{f}$$H$$^{circ}$$$$_{298}$$(CsBO$$_{2}$$,g)の差異よりも小さくなったことから、これまでよりも信頼性の高い熱力学データを取得できたことが分かった。さらに、既存の$$Delta$$$$_{f}$$H$$^{circ}$$$$_{298}$$(CsBO$$_{2}$$,g)についても、本研究で得られた$$Delta$$$$_{f}$$H$$^{circ}$$$$_{298}$$(CsBO$$_{2}$$,g)の値と誤差の範囲で一致したことから、信頼性が高いことが分かった。

論文

Validation of liquid lithium target stability for an intense neutron source

近藤 浩夫; 金村 卓治*; 古川 智弘; 平川 康; 若井 栄一; Knaster, J.*

Nuclear Fusion, 57(6), p.066008_1 - 066008_10, 2017/07

 被引用回数:11 パーセンタイル:70.29(Physics, Fluids & Plasmas)

核融合中性子源IFMIFでは重陽子ビームターゲットに液体金属リチウムの壁面噴流(以下Liターゲット)を採用し、リチウムターゲットは真空中(10$$^{-3}$$Pa)を高速(15m/s)で流れ、重陽子との核反応で中性子を発生させるともにビーム入熱(10MW)を除去する。本研究では、リチウムターゲット施設の実証として、リチウムターゲットの安定性をレーザープローブ法により定期的に評価した結果、運転期間を通してリチウムターゲット厚みは要求値1mmを満足し、リチウムターゲット施設の実証を果たした。

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:26 パーセンタイル:97.92(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。

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