Liquid decontamination using acidic electrolyzed water for various uranium-contaminated steel surfaces in dismantled centrifuge

酒瀬川 英雄; 野村 光生; 澤山 兼吾; 中山 卓也; 矢板 由美*; 米川 仁*; 小林 登*; 有馬 立身*; 檜山 敏明*; 村田 栄一*

Progress in Nuclear Energy, 153, p.104396_1 - 104396_9, 2022/11

https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2022.104396

ウラン濃縮施設の使用済み遠心分離機を解体する際、解体部品のウラン汚染面のみを選択的に除去できる除染技術を開発することは重要である。これは適切な除染を通じて、解体部品を非放射性廃棄物として処分、もしくは、再利用するためである。これまでの研究により、ウラン汚染面を除去できる酸性電解水を利用した湿式除染技術を開発した。ただし、実用化のためにはさらなる技術の最適化は必要である。解体部品は、様々な運転履歴、七フッ化ヨウ素ガスを使用した不均一な系統除染の状況、そして、解体後の長期保管条件の変化により、ウラン汚染状態が異なるためである。本研究は遠心分離機の低炭素鋼製ケーシングからウラン汚染状態の異なる試料を採取して酸性電解水を利用した湿式除染を実施した。その結果、ウラン汚染面のみを効果的に除去することができ、最大20分間で放射能の目標値を下回った。実際の除染時間は解体部品の大きさや形状にも依存することになるが、この方法が遠心分離機のウラン汚染部品に対する除染技術として利用できることを明らかとした。

Effects of helium on irradiation response of reduced-activation ferritic-martensitic steels; Using nickel isotopes to simulate fusion neutron response

Kim, B. K.*; Tan, L.*; 酒瀬川 英雄; Parish, C. M.*; Zhong, W.*; 谷川 博康*; 加藤 雄大*

Journal of Nuclear Materials, 545, p.152634_1 - 152634_12, 2021/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152634

Understanding the effects of helium on microstructures and mechanical properties of reduced-activation ferritic-martensitic steels is important to use of these steels in fusion reactor structures. 9Cr-2WVTa steels were doped with Ni and Ni isotopes at 2 weight percent to control the rate of transmutation helium generation. The samples were irradiated in the High Flux Isotope Reactor. Transmission electron microscopy revealed a variety of precipitates and the radiation-induced dislocation loops and cavities (voids or helium bubbles). Tensile tests of the irradiated samples at the irradiation temperatures showed radiation-hardening at 300C and radiation-softening at 400C. Analysis indicates that the hardening primarily originated from the loops and cavities. The Ni-doped samples had greater strengthening contributions from loops and cavities, leading to higher hardening with lower ductility than the Ni-doped samples. The greater helium production of Ni did not show pronounced reductions in ductility of the samples.

Material properties of the F82H melted in an electric arc furnace

酒瀬川 英雄; 谷川 博康; 他2名*

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.2068 - 2071, 2015/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2015.06.103

核融合原型炉のためには約11,000トンの低放射化フェライト鋼が必要となる。このためには問題のない機械的性質をもった低放射化フェライト鋼を大量製造するための技術開発が必要である。ここでは20トン電気炉にて溶解されたF82H-BA12ヒート鋼の機械的性質に注目した。このヒートの溶解、鍛造、熱間圧延の後、熱処理最適化のための4種類の熱処理を施して引張やシャルピー衝撃試験を実施した。そして電気炉溶解による影響を明らかとするため、これまでに真空誘導炉で溶解された5トン以下のF82Hヒート鋼の結果と比較した。

Physical properties of F82H for fusion blanket design

廣瀬 貴規; 野澤 貴史; Stoller, R. E.*; 濱口 大; 酒瀬川 英雄; 谷川 尚; 谷川 博康; 榎枝 幹男; 加藤 雄大*; Snead, L. L.*

Fusion Engineering and Design, 89(7-8), p.1595 - 1599, 2014/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2013.12.005

低放射化フェライト/マルテンサイト鋼(RAF / M)は、増殖ブランケットの最も有望な候補材料である。しかし、設計解析に用いられるRAF/Mの物性値の評価例は非常に限られている。本研究では、設計解析に使用される材料特性データについて再評価するとともに、F82Hの複数ヒートについて新たに物性値を評価した結果を報告する。これまで、F82Hの熱伝導率はIEAラウンドロビン試験の中間報告値が国内外で広く参照されてきたが、複数ヒートの測定結果と比較すると、総じて20%程度過大に評価していることが明らかとなった。また、物性への中性子照射効果の一例として、573K及び673 Kにおいて、6dpaまで中性子照射したF82Hとその溶接部における抵抗率は、最大で6%低下することを明らかにした。

Corrosion-resistant coating technique for oxide-dispersion-strengthened ferritic/martensitic steel

酒瀬川 英雄; 谷川 博康; 安堂 正己

Journal of Nuclear Science and Technology, 51(6), p.737 - 743, 2014/06

AA2013-0280.pdf:1.68MB

https://doi.org/10.1080/00223131.2014.894950

酸化物分散強化型鋼は高速炉の燃料被覆管及び核融合炉ブランケット第一壁の構造材料として魅力的な材料である。高クロム系ODSフェライト鋼は良好な耐食性をもつが加工性に乏しく異方性を有することから実用化には困難が伴う。一方、より低クロム系ODSフェライト・マルテンサイト鋼は良好な加工性をもち異方性はマルテンサイト変態を通じて低減させることができる。しかしその耐食性は高クロム系ODSフェライト鋼よりも劣る。本研究は8CrのODSフェライト・マルテンサイト鋼を対象としての耐食性改善のためのコーティング技術を開発した。従来材料製作工程におけるカプセル材を軟鋼からステンレス鋼に変えてコーティング材としてそれを使用することにより、304あるいは430のステンレス鋼で覆われたODS鋼を製作した。

Long-term properties of reduced activation ferritic/martensitic steels for fusion reactor blanket system

芝 清之; 谷川 博康; 廣瀬 貴規; 酒瀬川 英雄; 實川 資朗

Fusion Engineering and Design, 86(12), p.2895 - 2899, 2011/12

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2011.06.005

低放射化フェライト/マルテンサイト鋼F82Hの熱時効特性を400650Cの温度範囲で、最長10万時間まで調べた。熱時効後のミクロ組織,析出物,引張特性,シャルピー衝撃特性等を調べた。Laves相は550650Cの温度範囲で、また、1万時間以上では550650Cの温度範囲でMC炭化物が生成した。これらの析出物は特に550650Cの温度範囲で材料の靭性を大きく劣化させた。引張特性への時効の効果は大きくはなかったが、650Cでは1万時間以上の時効で大きな軟化を示した。析出物の増加は延性にも影響を及ぼしたが、深刻な劣化ではなかった。析出物の増加は材料の靭性を大きく劣化させ、特に、650Cでは結晶粒界への粗大なLaves相の析出によりDBTTが大きく上昇した。結晶粒界へのLaves相の析出は延性破壊時の吸収エネルギー(USE)も低下させ、シャルピー衝撃試験の結果から、F82H鋼の使用可能範囲は、550Cで3万時間程度であることが明らかとなった。

Precipitation behavior in F82H during heat treatments of blanket fabrication

酒瀬川 英雄; 谷川 博康; 叶野 翔; 榎本 正人*

Fusion Engineering and Design, 86(9-11), p.2541 - 2544, 2011/10

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2011.03.087

低放射化フェライト鋼は原型炉ブランケットの構造材料候補である。日本でのBA活動を通じ原型炉ブランケットモジュールの製作技術が研究開発されつつあるが、この中でも複雑構造を実現するための接合技術は極めて重要である。とりわけ、熱間等方圧縮(HIP)は矩形冷却管の接合方法として採用されており、構造材料はそのHIP中やその後、さまざまな熱処理を施される。この熱処理中における組織変化はブランケットモジュールの性能を決定されるために注目されるべきものであり、とりわけ、高温熱処理で析出すると考えられるタンタルやバナジウムなどの微細析出物は、クリープ特性,靭性,耐照射得栄に大きな影響を与える。そこで本研究はブランケット製作にかかわる熱処理を模擬し、その熱処理下におけるF82H-BA07(8Cr-2W-V, Ta)鋼の微細析出物の安定性に注目した。

High-temperature strength characterization of advanced 9Cr-ODS ferritic steels

鵜飼 重治*; 大塚 智史; 皆藤 威二; 酒瀬川 英雄*; 近田 伸芳*; 林 重成*; 大貫 惣明*

Materials Science & Engineering A, 510-511, p.115 - 120, 2009/06

https://doi.org/10.1016/j.msea.2008.04.126

ODSフェライト鋼は、973K近傍で優れた高温強度を示すことから、先進高速炉燃料要素の候補材料として注目されている。この9Cr-ODS鋼の優れたクリープ強度は、非平衡のフェライト相(残留フェライト相)により生じることがわかっている。本研究において、ナノインデンターによる残留フェライト相の強度評価を実施し、その降伏応力は1360MPa(室温)と極めて高強度であることがわかった。また、分散強化理論から予測される結晶粒内変形のしきい応力以下でクリープ変形は生じること、このクリープ変形はおもに結晶粒界やパケット境界におけるすべり変形によるものであり、マルテンサイト相に含まれるパケット境界頻度の低下に伴いクリープ強度は向上することがわかった。以上より、9Cr-ODS鋼は、マルテンサイトマトリックスに強化相としての残留フェライト相を含むことで優れた高温強度を発現する材料であり、通常の耐熱鋼と異なり、繊維強化複合材料的な挙動を示すと言える。

Precipitation behavior of oxide particles in mechanically alloyed powder of oxide-dispersion-strengthened steel

酒瀬川 英雄; 田村 学*; 大塚 智史; 鵜飼 重治*; 谷川 博康; 香山 晃*; 藤原 優行

Journal of Alloys and Compounds, 452(1), p.2 - 6, 2008/03

https://doi.org/10.1016/j.jallcom.2007.01.177

ODS鋼は極めて優れた高温強度特性を持つために、高速炉や核融合炉などに代表される次世代原子力プラントへの応用が期待されている。ODS鋼はY-Ti-O系の複合酸化物粒子をマトリックス中に持つ。これらの酸化物粒子が高温下における転位運動をピニング効果によって妨害して、クリープ強度が向上している。そのために、クリープ強度のさらなる向上と維持のためには酸化物粒子の析出挙動を調査することが必要となる。本研究はMA粉末中の酸化物粒子の析出挙動を、抽出残渣法, XRD, SEM、そして、TEMによって調査した。Y-Ti-O系複合酸化物粒子の析出挙動は熱間押出条件に大きく影響を受ける。その析出挙動の温度依存氏と時間依存性が調べられた。

Nano-mesoscopic structural characterization of 9Cr-ODS martensitic steel for improving creep strength

大塚 智史; 鵜飼 重治; 酒瀬川 英雄; 藤原 優行; 皆藤 威二; 成田 健

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.160 - 165, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.004

公報

実用化段階での高速炉用燃料被覆管材料として開発を進めている9Cr-ODSマルテンサイト鋼のクリープ強度と微細組織に及ぼすT濃度と固化温度の影響を検討した。Ti濃度を0.30.35wt%に増加させることにより、残留相(フェライト)が増加し、クリープ強度が著しく改善されることがわかった。熱間押出温度を上げるとクリープ強度は低下するが、残留相は逆に増加していることがわかった。これら試料の微細組織観察を実施し、これら実験結果を説明可能な9Cr-ODSマルテンサイト鋼のクリープ変形メカニズムについて検討した。