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。

Creep deformation and rupture behavior of 9Cr-ODS steel cladding tube at high temperatures from 700C to 1000C

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

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(6), p.762 - 777, 2024/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2269178

日本原子力研究開発機構は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)の燃料被覆管材料として9Cr-ODS鋼の開発を進めている。これまでの研究で、650Cから850Cを対象にクリープ破断式が策定されている。本研究では、700Cから1000Cでのクリープ強度評価を目的とし、クリープ試験を実施した。クリープ試験には内圧クリープ試験法と開発中のリングクリープ試験法の2種類の試験方法を使用し、リングクリープ試験方法の妥当性の検証も合わせて実施した。その結果、9Cr-ODS鋼は母相の相変態による強度変化がほとんど起こらず、700Cから1000Cまでを対象に一つの式でクリープ破断傾向を表せることが明らかとなった。リングクリープ試験方法の妥当性検証では、解析により試験片への応力集中の影響を明らかにした。初期応力が高いと塑性変形が起こり、早期破断に至る可能性がある。これらの検討の結果は、今後、中性子照射した9Cr-ODS鋼のクリープ試験の実施と評価をする際に不可欠である。

Microstructural evolution in tungsten binary alloys under proton and self-ion irradiations at 800C

宮澤 健; 菊池 裕太*; 安堂 正己*; Yu, J.-H.*; 藪内 聖皓*; 野澤 貴史*; 谷川 博康*; 野上 修平*; 長谷川 晃*

Journal of Nuclear Materials, 575, p.154239_1 - 154239_11, 2023/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2023.154239

This study examined the effects of alloying elements such as Re and Ta on the microstructural evolution of recrystallized W under proton and self-ion irradiations at 800C. Although the number density of voids increased with increasing proton-induced damage level, the void density in W-Re and W-Ta alloys were lower than that of pure W. Herein, the addition of Re and Ta to W suppresses the void formation process. In the proton-irradiated W-3%Re, a lot of dislocation loops were observed at 0.05 dpa which is the stage of nucleation. The evolution process up to 0.2 dpa was characterized by loop growth via the absorption of clusters and point defects. The dislocation loops then coalesce and grow large, and the dislocation lines become tangled at 1 dpa. At 0.05 dpa, the dislocation loops in pure W have already evolved into the tangled dislocations. Solute Re may inhibit the mobility of small dislocation loops and SIA clusters. In W-3%Ta irradiated at 0.05 and 0.2 dpa, the coalescence process of the elongated dislocation loops was observed. Solute Ta may inhibit the mobility of SIA clusters. Although no voids and rafts were observed in self-ion irradiated W-3%Re to 0.2 dpa, not only dislocation loops but also voids and rafts were observed in pure W to 0.2 dpa. The solute Re would suppress the raft formation and then the void formation under self-ion irradiation.

電子線グラフト重合法による製塩用新規イオン交換膜の開発,4; ナイロン6製フィルムを基材とした陽イオン交換膜の高分子構造

宮澤 忠士*; 浅利 勇紀*; 三好 和義*; 梅野 太輔*; 斎藤 恭一*; 永谷 剛*; 吉川 直人*; 元川 竜平; 小泉 智*

日本海水学会誌, 64(6), p.360 - 365, 2010/12

http://ci.nii.ac.jp/naid/10028150649

Cation-exchange membranes containing a sulfonic acid group were prepared by electron-beam-induced graft polymerization of sodiumstyrene sulfonate (SSS) onto a nylon-6 film with a thickness of 25 m. The lamella sizes and lamella-to-lamella intervals of theresultant cation-exchange membranes (SSS membranes) were evaluated by X-ray diffraction (XRD) analysis and small-angle neutron scattering (SANS), respectively. With increasing degrees of grafting, the lamella size decreased, whereas the lamella-to-lamella intervalincreased. This can be explained by that the poly-SSS chain grafted to the periphery of the lamella of nylon 6 partially destroys the lamellaand invades the amorphous domain among the lamella. The SSS membrane with a degree of grafting of 150% exhibited a similarperformance in the electrodialysis of 0.5 M sodium chloride as a current cation-exchange membrane and possessed the lamella sizesand lamella-to-lamella intervals of 7.6 and 13 nm, respectively.

Experience on return of research reactor spent fuels in Japan

佐川 尚司; 国府田 信之; 塙 信広; 丸尾 毅; 宮澤 正孝; 宇根崎 博信*; 中込 良廣*

IAEA-TECDOC-1593, p.121 - 128, 2008/06

http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/TE_1593_Web.pdf

日本では、1996年に米国で研究炉使用済燃料の受け入れ政策が開始されて以来、1712体の研究炉使用済燃料を輸送してきた。特に、原子力機構は8回の輸送を行い、1283体の使用済燃料を輸送した。京都大学も6回の輸送を行い、331体の使用済燃料を輸送してきた。日本では、事業者に対して各種の手続きや検査が義務付けされている。また、輸送準備期間を含めると、輸送には約1年を要している。事業者は、核不拡散の観点から今までの経験を活かしつつ、また法令を遵守しつつ、今後も使用済燃料輸送を安全に実施する。本報告書では、日本における使用済燃料の対米輸送に関する経験を記載している。

Effect of neutron irradiation on rhenium cluster formation in tungsten and tungsten rhenium alloys and Introduction of the research for aging management of JAEA

Hwang, T.; 長谷川 晃*; 戸村 恵子*; 海老澤 直樹*; 外山 健*; 永井 康介*; 福田 誠*; 宮澤 健*; 田中 照也*; 野上 修平*

no journal, , 

To clarify the irradiation hardening behavior of neutron-irradiated tungsten(W), the formation behavior of rhenium(Re)-enriched cluster and W-Re precipitation with displacement damage in fission reactors environment was investigated by the atom probe tomography (APT) technique, and the results obtained by APT and microstructural observation by transmission electron microscopy (TEM) were compared. The samples were irradiated to 0.96 dpa at 538C in a fast experimental reactor Joyo, and irradiated to 0.90 dpa at 500C in a mixed spectrum reactor HFIR. The chemical compositions of the matrix, Re clusters, and precipitates were determined by the AP analysis. The Joyo-irradiated samples contained lower levels of transmuted Re and Os, while the HFIR-irradiated samples contained higher levels of Re and Os. The Re-enriched clusters demonstrated characteristic spatial distribution related to defect cluster distribution in each irradiated specimen.

Raman and TEM studies of heat-treated La fullerene soot

山本 和典; 社本 真一; 赤阪 健*; 若原 孝次*; 宮澤 薫一*

no journal, , 

低ヘリウム雰囲気下で調製されたランタンフラーレン煤を真空又はヘリウム雰囲気下で熱処理すると、ランタンカーバイド内包多層カーボンナノカプセルが生成することを既に報告した。今回、これらの試料について顕微ラマンスペクトル測定を行ったので報告する。熱処理前のランタンフラーレン煤のラマンスペクトルは、1580cm付近に現れるブロードなG-bandに加えて、1345cm付近に現れるD-bandのブロードなピークを示す。熱処理に伴いスペクトル幅が狭くなるとともに、D-bandの相対強度が増加する結果が観察された。前者の変化はカーボンブラックに代表される不定形炭素を熱処理した場合と同じ一般的な現象として説明される。しかし、後者の変化はこれらの一般的な不定形炭素を熱処理した場合とは逆の結果である。この現象について、透過型電子顕微鏡(TEM)観察結果をもとに考察した。

核融合炉材料開発における加速器照射の有効性と材料照射炉の必要性; 先進W合金の照射耐性評価

宮澤 健

no journal, , 

核融合炉材料開発の一例として、先進W合金の照射耐性評価における加速器照射の有効性と海外炉の利用を紹介する。照射性能を把握するには原子炉照射は不可欠であるが、新素材の製造から照射実験・PIEに至るまで約10年を要する。加速器模擬照射を補完的に取り入れ、照射性能の把握やスクリーニング(材料の選定)を行うべきである。コンベンショナルな照射手法であっても、材料が変われば新たな現象(ここでは、再結晶遅延効果)が見つかる可能性がある。イオン照射では損傷領域が表面近傍に限定されるが、工夫次第によっては添加元素の影響評価やスクリーニングにおいて有効なツールである。今後の10年の研究活動の方向性としては、長寿命炉心材料開発に携わり、再稼働後の「常陽」を用いた照射試験・照射後試験を本命としつつ、補完的に加速器模擬照射を活用することで、効率的な長寿命炉心材料開発、基準類整備に貢献する。