High-temperature creep properties of 9Cr-ODS tempered martensitic steel and quantitative correlation with its nanometer-scale structure

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

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.288 - 298, 2023/03

https://doi.org/10.1080/00223131.2022.2096147

原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用燃料被覆管材料として9Cr-酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発を進めている。燃料被覆管材料にとって、クリープ特性は重要特性の一つである。よって、SFRに9Cr-ODS鋼を導入するためには、9Cr-ODS鋼の炉内クリープ強度の信頼性高い予測評価が不可欠である。本研究では、700Cでの9Cr-ODS鋼のクリープ強度とナノ組織の定量的相関性について調査を行った。また、9Cr-ODS鋼照射材のナノ組織解析に基づく炉内クリープ特性予測の可能性について議論を行った。9Cr-ODS鋼の700Cでのクリープ破断寿命は、そのナノ組織と密接な相関を有することがわかった。9Cr-ODS鋼のクリープ破断寿命とナノ組織の相関を既存のクリープモデルに基づき解析し、両者をつなぐ相関式を示した。本相関式の信頼性を高めるためには、9Cr-ODS鋼の2次クリープ速度の応力指数と酸化物分散状態の関係を明らかにする必要がある。

9Cr-ODS鋼被覆管の引張・クリープ特性評価について

矢野 康英; 橋立 竜太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 伊藤 主税; 上羽 智之; 大塚 智史; 皆藤 威二

JAEA-Data/Code 2021-015, 64 Pages, 2022/01

JAEA-Data-Code-2021-015.pdf:2.6MB

安全性・経済性に優れ、放射性廃棄物の減容化・有害度の低減に貢献する高速増殖炉サイクルシステムの実用化の観点から、燃料の高燃焼度化が求められており、これに対応した被覆管材料の開発が必要不可欠である。この高燃焼度達成のための被覆管材料には、耐照射スエリング性能及び高温強度特性に優れた酸化物分散強化(Oxide Dispersion Strengthened; ODS)フェライト鋼の研究開発を実施している。ODSフェライト鋼を燃料被覆管として適用するためには、材料強度基準整備が重要であり、そのためのクリープ強度データ等の各種強度データ取得を実施している。本研究では、材料強度基準整備に資することを目的に、これまで得られた知見・検討結果に基づき、9Cr-ODS鋼被覆管の引張強度とクリープ強度特性について評価を行った。9Cr-ODS鋼は相変態温度を持つことから、母相の相状態が変化しない850C以下と事故時を想定したそれ以上の温度域に分けて評価を行った。

汎用小型試験研究炉の概念検討; 平成22年度活動報告(共同研究)

今泉 友見; 宮内 優; 伊藤 正泰; 綿引 俊介; 永田 寛; 花川 裕規; 那珂 通裕; 川又 一夫; 山浦 高幸; 井手 広史; et al.

JAEA-Technology 2011-031, 123 Pages, 2012/01

JAEA-Technology-2011-031.pdf:16.08MB

世界の試験研究炉は、老朽化に伴う廃炉により減少しているが、その一方でアジア諸国においては、原子力発電の導入計画が相次いでいる。このようなアジア諸国では、原子力発電所を建設した後の運転管理ができる技術者の育成が課題となっていると同時に、自国における原子力技術を高めるため、軽水炉の長期化対策,科学技術の向上,産業利用及び原子力人材育成のための試験研究炉の必要性が高まっている。このような背景から、照射試験炉センターにおいては、今後、発電用原子炉を導入する国に向け、各種照射利用や教育訓練に用いる試験研究炉の基本概念検討を開始した。設計活動を通じた本検討は、照射試験炉センターにおける試験研究炉の設計に必要な計算コードなどの環境の整備及び人材育成に貢献するとともに、本概念検討に共同研究として参加する原子力関連会社の試験研究炉にかかわる技術力の維持,向上にも貢献することが期待される。本報告は、平成22年度に設置された「照射試験炉センター汎用小型試験研究炉WG(ワーキンググループ)」と原子力関連会社が行った平成22年7月平成23年6月までの試験研究炉の概念検討結果について取りまとめたものである。

Creep strength evaluation of welded joint made of modified 9Cr-1Mo steel for Japanese Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR)

若井 隆純; 永江 勇二; 鬼澤 高志; 小原 智史; Xu, Y.*; 大谷 知未*; 伊達 新吾*; 浅山 泰

Proceedings of 2010 ASME Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2010) (CD-ROM), 9 Pages, 2010/07

https://doi.org/10.1115/PVP2010-26014

This paper describes a proposal of provisional allowable stress for the welded joints made of modified 9Cr-1Mo steel applicable to the structural design of Japanese Sodium Cooled Fast Reactor (JSFR). In the welded joints of ferritic heat resistant steels including modified 9Cr-1Mo steel, creep strength may obviously degrade especially in long-term region. This phenomenon is known as "Type-IV" damage. Though obvious strength degradation has not observed at 550C yet for the welded joint made of modified 9Cr-1Mo steel, it is proper to suppose strength degradation must take place in very long-term creep. Therefore, taking strength degradation due to "Type-IV" damage into account, the allowable stress applicable to JSFR pipe design was proposed based on creep rupture test data obtained in temperature acceleration conditions. Available creep rupture test data were analyzed by region partition method. For conservativeness, allowable stress was proposed provisionally considering design factor for each region. Present design of JSFR hot leg pipe of primary circuit was evaluated using the proposed allowable stress. As a result, it was successfully demonstrated that the compact pipe design was assured.

高温長時間延性・靭性の向上を目的としたV/Nb添加高クロム鋼に及ぼす熱処理の影響

小原 智史; 鬼澤 高志

no journal, , 

高速炉における物量削減や機器のコンパクト化による設計自由度及び経済性の向上を目的として、火力発電等において多くの実績を持つ高クロム鋼をベースに、高速炉に適した高クロム鋼の開発が進められている。これら高クロム鋼は、MoやW等の母相への固溶による固溶強化機構やV, Nb添加によりMX型炭窒化物を析出させる析出強化機構により機械的特性を向上させているが、それら強化機構の高速炉温度域における長時間有効性及び安定性は十分に明らかとなっていない。そのため、これら高クロム鋼を高温長時間供用した場合、機械的特性が低下し、取替もしくは強化機構を再生させるような補修が必要となる可能性がある。そこで、本研究では、析出強化機構を熱処理により再生させることを目的に、析出強化元素であるV, Nbを添加した高クロム鋼に対して補修熱処理を施し、強度と組織の観点から補修熱処理の検討を行った。また、補修熱処理後の機械的特性をさらに向上させるために、焼ならし温度の上昇とともに析出強化に寄与するMX量が増加する報告より、補修熱処理後の焼ならし温度を変化させ、組織及び機械的特性に及ぼす焼ならし温度の影響について調査した。その結果、熱間圧延時温度と同等の補修熱処理により、粗大化したMXを再度微細化させ、MXによる析出強化機構を再生させることができた。また、焼ならし温度の上昇によりMX粒子を微細化させ、析出密度を増加させることができた。

MX強化元素の最適化による高速炉用高Cr鋼開発,3; Nbによる析出強化機構のクリープに対する安定性評価

鬼澤 高志; 若井 隆純; 小原 智史; 浅山 泰

no journal, , 

高温強度と熱的特性に優れる高クロム鋼を主要構造材料として採用することにより、配管の短縮化・物量削減を図り、設計自由度や経済性を向上させることを検討している。高Cr鋼の優れた高温強度は、多くの元素を添加し、それらによる強化機構により達成されているが、高速炉温度域における長時間有効性・安定性は十分明らかにされていない。そこで、高速炉用高Cr鋼の開発の一環として、V, NbによるMX析出強化機構の長時間有効性・安定性に関する検討を目的に、V, Nbの添加量の異なる高Cr鋼を溶製し、種々の試験及び分析を実施している。本報では、最長14700時間までのクリープ試験及びそれら破断材の組織観察から、Nb添加による析出強化の長時間安定性について検討した結果を報告する。

高速増殖実証炉に向けた高温材料技術開発,2; 材料強度基準

永江 勇二; 若井 隆純; 小原 智史; 浅山 泰; 鬼澤 高志*

no journal, , 

設計寿命が60年のJSFRでは、高い低熱膨張と強度の観点から改良9Cr-1Mo鋼を冷却系全般に適用するとしている。これまでの基準は設計寿命30年に対するものであり、60年設計に対する材料強度基準が必要となる。また、改良9Cr-1Mo鋼の溶接継手については、長時間側でクリープ強度が低下する現象(Type IV破壊)が認められており、溶接継手強度評価法を整備していくうえで考慮しなければならない。本報告では、設計寿命60年への対応方針を示すとともに、改良9Cr-1Mo鋼の材料強度基準作成に向けた検討状況について報告する。

ODS鋼被覆管の超高温クリープ特性評価

今川 裕也; 橋立 竜太; 鬼澤 高志; 加藤 章一; 大塚 智史; 大沼 正人*; 中島 英治*; 外山 健*

no journal, , 

次世代ナトリウム冷却高速炉では、熱的安定性に優れたナノサイズの酸化物粒子を均一分散することで高温超高温での強度を高めた酸化物分散強化型(ODS)鋼を燃料被覆管材料として適用することで安全性の向上が期待されている。本報告では、ODS鋼の異常過渡時の高温から事故時の超高温を含む温度域での組織構造と機械的特性の相関を解明するための基礎データを取得するため、高温超高温での周方向クリープ試験及び評価を行った結果を報告する。

Development of the material strength standard of 316FR steel and modified 9Cr-1Mo steel for next-generation fast reactor in Japan

鬼澤 高志; 豊田 晃大; 今川 裕也; 岡島 智史; 安藤 勝訓

no journal, , 

日本原子力研究開発機構(JAEA)では、安全性と経済性を高い次元で両立させた高速炉を実現するために、高速炉設計に必要な材料強度基準の開発を進めている。JAEAはこれまでに取得したデータ及びその評価結果に基づいて材料強度基準を策定し、日本機械学会規格発電用設備規格第2編高速炉規格に規格化している。本論文では、日本機械学会規格に規格化した材料強度基準の概要と、今後の改定に向けた検討状況について述べる。