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矢野 康英; 大塚 智史; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 関根 学; 遠藤 敏明; 山県 一郎; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 上羽 智之; et al.
JAEA-Research 2013-030, 57 Pages, 2013/11
JAEA-Research-2013-030.pdf:48.2MB
安全性並びに経済性に優れた高速増殖炉を実現させるためには、燃料の高性能化が不可欠であり、そのためには高温・高燃焼度条件での使用に耐えうる炉心材料の開発と照射挙動(=照射健全性)の把握が重要な課題である。このため、耐スエリング性能に優れるフェライト鋼を炉心材料に選定し、被覆管材料としてはODSフェライト鋼、ラッパ管材料としては11Cr-フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)を第一候補材料として開発を実施している。そこで、照射挙動評価に資するために、「常陽」MK-III炉心材料照射用CMIR-6で照射したODSフェライト鋼の照射後強度特性並びに組織観察を行い、挙動評価を行った。
矢野 康英; 佐藤 裕*; 関尾 佳弘; 大塚 智史; 皆藤 威二; 小川 竜一郎; 粉川 博之*
Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S524 - S528, 2013/09
被引用回数：14 パーセンタイル：72.14(Materials Science, Multidisciplinary)高速炉用に開発された11Crフェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)に、先進的固相接合である摩擦攪拌接合(FSW)を実施した。その共材接合体の強度と組織の特性について調査した。その結果、攪拌部の硬さが550Hvと母材の硬さ(330Hv)に比べて非常に高いにもかかわらず、室温での強度及び伸びは、母材に比べて優れていた。このような特性は、FSW中の結晶粒微細化の効果に起因して生じていると思われる。なお、本研究の一部は、文部科学省原子力基礎基盤戦略研究イニシアティブにより実施された「摩擦攪拌接合によるNa高速炉炉心材料の新たな接合技術に関する研究」の成果である。
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
Journal of Nuclear Science and Technology, 50(5), p.470 - 480, 2013/05
被引用回数：5 パーセンタイル：38.62(Nuclear Science & Technology)BOR-60において9Cr-ODS鋼被覆管燃料ピンを含む4体の集合体の照射試験を実施した。4体の中で最高の燃焼度(ピーク: 11.9at%)及び最高照射量(ピーク: 51dpa)を達成した試験集合体は燃料破損等の問題なく、無事照射試験を完了することができた。これにより9Cr-ODS鋼被覆管としてのチャンピオンデータを取得することに成功した。一方、ピーク燃焼度10.5at%、ピーク照射量44dpaに達した試験集合体で9Cr-ODS鋼被覆管燃料ピンの破損が生じた。破損部近傍には特異な組織変化が生じていた。これら特異な照射挙動の原因究明を進めた結果、照射試験に供した9Cr-ODS鋼被覆管には超音波探傷検査で検知できなかった金属Cr介在物が存在し、これにBOR-60の高温照射が重畳したことが原因であることがわかった。
皆藤 威二; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 田中 健哉
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR-13) (USB Flash Drive), 11 Pages, 2013/03
高燃焼度燃料被覆管候補材料として原子力機構で開発を進めているODSフェライト鋼被覆管の照射特性を把握し、高速炉燃料としての適用性を判断するために「常陽」とBOR-60で照射試験を実施した。「常陽」では、照射温度693から1108Kの範囲で照射量33dpaまでの材料照射試験を実施し、照射後の強度特性や組織安定性等に関するデータを取得した。BOR-60では、燃焼度11.9at%、照射量51dpaまでの燃料ピン照射試験を実施し、燃料との共存性(被覆管内面腐食)や寸法安定性に関するデータを取得した。これらの結果から、ODSフェライト鋼被覆管の高速炉燃料としての優れた照射特性が確認できた。本論文では、これら照射試験で得られたODSフェライト鋼被覆管の照射特性について評価した結果を述べる。
矢野 康英; 小川 竜一郎; 山下 真一郎; 大塚 智史; 皆藤 威二; 赤坂 尚昭; 井上 賢紀; 吉武 庸光; 田中 健哉
Journal of Nuclear Materials, 419(1-3), p.305 - 309, 2011/12
被引用回数：20 パーセンタイル：80.18(Materials Science, Multidisciplinary)高速実験炉「常陽」のCMIR-6で照射したODS鋼被覆管のリング引張特性に及ぼす照射効果に関して調査を行った。照射条件範囲は、照射温度693
1108Kと照射量1633dpaであった。照射温度923K未満では強度特性に変化は見られなかったが、1023Kでは20%の強度低下が見られた。一方、照射後の一様伸びは、すべての照射条件で2%以上確保されていた。本照射条件範囲ではODS鋼被覆管は、一般的な11Crフェライト/マルテンサイト鋼であるPNC-FMS被覆管と比較しても優れた引張特性を維持していることが明らかになった。
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。
小川 竜一郎; 吉武 庸光; 小野瀬 庄二; 松元 愼一郎; 佐藤 茂*
no journal, ,
実用炉段階の高速炉炉心材料として開発した酸化物分散強化型(ODS)マルテンサイト鋼の照射脆化特性評価を目的として、高速実験炉「常陽」で照射した9Cr-ODSマルテンサイト鋼についてハーフサイズシャルピー衝撃試験を行い、本鋼の照射後衝撃特性を評価した。
井上 利彦; 小川 竜一郎; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治
no journal, ,
日本原子力研究開発機構が高速炉用の被覆管として開発したPNC316材の照射試験を行い、短時間強度特性を評価したので報告する。照射試験は、高速実験炉「常陽」において、照射温度570730
C、中性子照射量は約25
10
n/m
(E
0.1MeV)の範囲で行った。引張強さは、これまで実施している約52010n/m(E0.1MeV)の試験結果と同等で、中性子照射量の増加に対しても低下は認められなかった。また、急速加熱強度(周応力と破裂温度の関係)は、高速原型炉で想定している使用制限値(周応力: 69MPa,破裂温度: 830C)よりも安全側に位置しており必要とする強度を満足していた。
西野入 賢治; 赤坂 尚昭; 小川 竜一郎; 井上 利彦
no journal, ,
高速炉において、徐熱能力低下事象(LOF事象)下の燃料被覆管の変形挙動や強度を評価することは安全上重要な評価項目である。LOF事象における第1次熱ピークでの被覆管挙動を評価するために急速加熱バースト試験を行った。供試材は高速実験炉「常陽」で照射されたPNC316鋼被覆管である。本報告では、急速加熱バースト試験技術と照射後試験結果を報告する。試験の結果、非照射材と比較すると照射材における破裂温度の著しい低下は認められなかった。
井上 利彦; 小川 竜一郎; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治
no journal, ,
日本原子力研究開発機構が高速炉用被覆管として開発したPNC1520鋼を用いた照射試験(燃料ピン照射)を初めて行い、引張強度特性を評価したので報告する。照射試験は、高速実験炉「常陽」において、照射温度は400550C、中性子照射量は約1010n/m(E0.1MeV)までの範囲で行った。引張強度特性は、これまで実施している15Cr-20Ni鋼やPNC316鋼における試験結果と同等であった。また、試験温度400450Cでは、照射硬化による延性低下が認められた。本試験の結果、約1010n/m域までのPNC1520鋼を用いた燃料ピンの健全性を確認した。
高屋 茂; 永江 勇二; 青砥 紀身; 山県 一郎; 市川 正一; 今野 将太郎; 小川 竜一郎; 若井 栄一
no journal, ,
照射損傷パラメータの弾き出し損傷及びHe量の非破壊評価手法の検討のため、SUS304及び316FRについて中性子照射材の磁束密度がフラックスゲート(FG)センサを用いて測定された。試験片は、常陽, JMTR, JRR-3Mのいずれかか、JRR-3Mと常陽の両方(組合せ照射)で照射された。さまざまな炉を用いた照射や組合せ照射を実施することにより、単一の炉では得ることが難しい照射条件を実現できる。弾き出し損傷量とHe量,照射温度の範囲はそれぞれ、0.0130dpa, 1.017appm, 470560Cである。316FRについては、2から5dpaにしきい値が存在する可能性があるが、磁束密度は弾き出し損傷量とともに増加した。これは、FGセンサを用いた磁束密度測定による弾き出し損傷量の非破壊評価の可能性を示している。一方、磁束密度はHe量との相関は示さなかった。
高屋 茂; 山県 一郎; 今野 将太郎; 市川 正一; 小川 竜一郎; 永江 勇二
no journal, ,
中性子照射した高速炉用SUS316鋼の磁束密度及び磁化曲線をフラックスゲートセンサ及び新たに開発した振動試料型磁力計を用いてそれぞれ測定した。その結果、磁気特性と代表的な照射損傷指標である弾き出し損傷量との間に良い相関があることを明らかにした。この結果は、磁気特性に基づく照射損傷の非破壊評価の可能性を示している。
今野 将太郎; 高屋 茂; 永江 勇二; 山県 一郎; 小川 竜一郎; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治
no journal, ,
磁束密度変化に基づく原子炉構造材料の照射損傷評価のために、対象物の表面に接触させるだけで局所的な着磁が可能な点状着磁器を新たに開発し、磁束密度測定手法の改良を行った。これにより、強磁性体を含め、適確に材料の磁気特性を把握することができ、かつ従来の着磁方法に比べ実機への適用の道すじを立てた。
井上 利彦; 小川 竜一郎; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治
no journal, ,
日本原子力研究開発機構が高速炉用の燃料被覆管として開発したPNC1520鋼を用いた照射試験(燃料ピン照射)を集合体レベルで初めて行い、短時間強度特性として引張試験と急速加熱バースト試験を実施した結果を報告する。照射試験は、高速実験炉「常陽」において、照射温度400550C、中性子照射量は約1010n/m(E0.1MeV)までの範囲で行った。引張強さは、これまで高Ni材として実施した15Cr-20Ni鋼における約510n/m2010n/m(E0.1MeV)の試験結果と同等であった。急速加熱バースト特性では、15Cr-20Ni鋼と比較すると全試験応力下で破裂温度が低下する傾向を示した。
今野 将太郎; 高屋 茂; 永江 勇二; 山県 一郎; 小川 竜一郎; 赤坂 尚昭; 西野入 賢治
no journal, ,
漏えい磁束密度の変化に基づく原子炉構造材料の照射損傷評価のために、対象物の表面に接触させるだけで局所的な着磁が可能な点状着磁器やその方法の開発、並びに磁束密度センサの較正方法の確立を行い、磁束密度測定技術の改良を行った。これにより、従来の方法では着磁が困難であった強磁性体を含め、適確に材料の磁気特性を把握することが可能となった。また、将来的に目指している実機の漏えい磁束密度の直接測定について、点状着磁器が有する特長のために、実機適用にあたっての制限の多くを除くことができた。
井上 利彦; 小川 竜一郎; 井上 賢紀; 吉武 庸光; 西野入 賢治
no journal, ,
FBRサイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト)のなかの実証炉設計における「運転時の異常な過渡変化」事象(Loss of Flow(LOF):流量喪失事象,Transient Over Power(TOP):過渡過出力事象)等を模擬し、低昇温速度(0.1-10.0C/s)と周応力(50-200MPa)に対する急速加熱バースト試験を行い非照射燃料被覆管の破裂挙動を評価した。試験の結果、周応力50-200MPa下において昇温速度の低下とともに破裂温度が低下する傾向を示した。また、従来取得してきた昇温速度5.0C/sと比較すると、低昇温速度0.1C/sでは最大で約150C程度破裂温度が低下するなど低昇温速度域での熱過渡変化時における被覆管の変形特性の知見を初めて得た。
山下 真一郎; 矢野 康英; 小川 竜一郎; 井上 賢紀; 吉武 庸光
no journal, ,
実用化段階の高速炉では、経済性向上の観点から取出平均燃焼度約150GWd/t、冷却材出口温度約550Cを目標としている。このため、原子力機構では耐照射特性と高温強度特性に優れる酸化物分散強化型(以下、ODS)フェライト鋼被覆管の開発を進めており、「常陽」等の照射場を用いて実用化に必要な照射特性に関するデータ整備を進めている。原子力機構で開発を進めるODS鋼の基本組成は、Fe-0.13C-9Cr-2W-0.20Ti-0.35Y
O
のマルテンサイト系9Cr-ODS鋼とFe-0.03C-12Cr-2W-0.30Ti-0.23YOのフェライト系12Cr-ODS鋼の2種類があり、これまでに「常陽」の材料照射リグ(SVIR, CMIR)を用いて、410835Cの温度範囲で最大33.0dpaまでの照射試験データを取得してきている。これらのODS鋼に対する照射後試験として、金相組織観察,リング引張試験,硬さ測定,組織観察及び元素分析等の各種試験を実施し、「常陽」の照射条件範囲においては、機械的特性,組織安定性ともに照射に伴う著しい劣化は生じず、良好な耐照射性を有していることが示された。
高屋 茂; 永江 勇二; 小川 竜一郎
no journal, ,
高速増殖炉の候補構造材料である高速炉構造用SUS316(316FR)の中性子照射による引張特性及びクリープ特性の変化について検討した結果、SUS304と同様の傾向を有することが示された。
高屋 茂; 永江 勇二; 小川 竜一郎
no journal, ,
316FRの母材及び溶接金属の引張特性に対する中性子照射効果について調べた。母材については、0.2%耐力が累積高速中性子照射量とともに増加する一方、一様伸びや破断伸びは低下した。引張強さはほとんど変化しなかった。これらの結果は、SUS304の傾向と同じである。また、溶接金属についても類似の効果が認められた。
林 長宏; 佐々木 新治; 益子 真一; 山県 一郎; 小川 竜一郎; 井上 賢紀; 山下 真一郎; 前田 宏治
no journal, ,
福島第一原子力発電所(以下、1F)では、東日本大震災に伴い、冷却機能の低下した使用済燃料プール(以下、SFP)を含む原子炉建屋に海水が注入された。本試験は海水を注入したSFPに保管されている燃料集合体の長期健全性評価に資するため、SFPの水質を模擬した溶液(以下、模擬SFP水)を調製し、使用済ジルカロイ-2燃料被覆管による浸漬試験を実施した。模擬SFP水浸漬前後における表面近傍の組織観察結果、浸漬試験による腐食の進行は認められず、浸漬試験による強度特性への有意な影響は確認されなかった。
