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論文

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

 被引用回数:22 パーセンタイル:7.09(Nuclear Science & Technology)

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。

論文

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

 被引用回数:3 パーセンタイル:68.51(Nuclear Science & Technology)

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。

論文

Microsegregation in a F82H plate

酒瀬川 英雄; 谷川 博康

Journal of Nuclear Materials, 442(1-3), p.S18 - S22, 2013/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Materials Science, Multidisciplinary)

BA活動を通じESR技術を用いて製造された低放射化フェライト鋼F82H-BA07ヒート鋼に対してEPMA観察を行ったところ、少なくともクロム,タングステン,バナジウム,マンガンのマイクロ偏析が圧延方向に平行に確認された。とりわけ、タングステンのは最大1.0wt%もの濃度差を生じていた。このようなマイクロ偏析は微細組織に影響を与え強度特性にも影響を及ぼすことが考えられる。そのため均質化熱処理条件の最適化は重要となる。本発表はこのマイクロ偏析がナノメートルオーダーの微細組織と強度特性に及ぼす影響を考慮しつつ、マイクロ偏析を解消できる均質化熱処理の策定を試みた。

論文

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

 被引用回数:28 パーセンタイル:7.93(Nuclear Science & Technology)

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400$$sim$$650$$^{circ}$$C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550$$sim$$650$$^{circ}$$Cの温度範囲で、また、1万時間以上では550$$sim$$650$$^{circ}$$Cの温度範囲でM$$_{6}$$C炭化物が生成した。これらの析出物は特に550$$sim$$650$$^{circ}$$C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、650$$^{circ}$$C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、650$$^{circ}$$C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、550$$^{circ}$$Cで3万時間程度であることが明らかとなった。

論文

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

 被引用回数:12 パーセンタイル:26.02(Nuclear Science & Technology)

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。

論文

Stability of non-stoichiometric clusters in the MA957 ODS ferrtic alloy

酒瀬川 英雄; Legendre, F.*; Boulanger, L.*; Brocq, M.*; Chaffron, L.*; Cozzika, T.*; Malaplate, J.*; Henry, J.*; de Carlan, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.229 - 232, 2011/10

 被引用回数:52 パーセンタイル:1.96(Materials Science, Multidisciplinary)

商用化されている酸化物分散強化型鋼MA957は少なくとも2種類のナノメートルサイズの酸化物粒子を持っていた。非化学量論組成のイットリウム,チタニウム,酸素からなるクラスターと化学量論組成のY$$_{2}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$である。非化学量論組成のクラスターの大きさは化学量論組成のY$$_{2}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$よりとても小さいものであった。ここから非化学量論組成のイットリウム,チタニウム,酸素からなるクラスターが酸化物分散強化を支配することを確認した。ここでは、この非化学量論組成のイットリウム,チタニウム,酸素からなるクラスターの熱処理後(1473K$$times$$1h)の安定性に注目した。ほとんどの非化学量論組成のクラスターは安定だったが、一部をサイズを大きくさせながら化学量論組成のY$$_{2}$$Ti$$_{2}$$O$$_{7}$$になった。これらに加えて、TiO$$_{2}$$も観察された。これらはイットリウムの増加した殻を持っていた。イットリウムの拡散がこれらの酸化物の成長のために重要な役割があることがわかった。

論文

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

 被引用回数:72 パーセンタイル:4.44(Nanoscience & Nanotechnology)

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$$alpha$$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$$alpha$$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$$alpha$$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。

論文

Effects of aluminum on high-temperature strength of 9Cr-ODS steel

大塚 智史; 皆藤 威二; 井上 賢紀; 浅山 泰; Kim, S.-W.; 鵜飼 重治*; 成田 健*; 酒瀬川 英雄*

Journal of Nuclear Materials, 386-388, p.479 - 482, 2009/04

 被引用回数:18 パーセンタイル:20.17(Materials Science, Multidisciplinary)

9Cr-ODS鋼の高温強度と微細組織に及ぼす微量Al混入の影響について検討した。Al濃度が0.1wt%未満の低い濃度範囲でも、Alの増量とともに973K及び1073Kでの引張強さ及び0.2%耐力はともに低下する傾向が見られた。微細組織観察結果から、この強度低下は、酸化物粒子が微細分散した強化相であるフェライト相の体積分率低下によるものであることが判明した。Alはフェライト生成元素であるが、9Cr-ODS鋼では微量のAl混入により逆にフェライト量が低下する。この特異な相変態挙動のメカニズムは明らかでないが、メカニカルアロイングで製造された非平衡合金に特有の現象と考えられる。$$alpha$$$$rightarrow$$$$gamma$$相変態に関するシミュレーション計算に基づき、相変態中のWとTiのフェライト相への優先的分配が酸化物分散粒子の析出形態に及ぼす影響について議論した。

報告書

酸化物分散強化型フェライト鋼の応力負荷環境下における照射効果の解明とそれに基づく照射下形状不安定性の改善

酒瀬川 英雄

JAEA-Research 2007-053, 50 Pages, 2007/11

JAEA-Research-2007-053.pdf:8.31MB

JAEAで開発された9Cr-ODS(Oxide Dispersion Strengthened)鋼は優れたクリープ強度を持つ。特に優れたクリープ強度を持つ9Cr-ODS鋼は2相鋼であり、これはマルテンサイト相よりも酸化物粒子がより微細に分散してより高い硬さを持つデルタフェライト相で強化されている。このクリープ挙動は従来の耐熱鋼には観察されない特異なものである。そこで詳しい組織観察に基づいた新たなメカニズムの提案が重要となる。本研究はこの新たなメカニズムを考え、これに基づいたクリープ構成方程式を構築した。また大量製造も視野に入れた材料特性(照射下・非照射下)のさらなる向上を目的とした新たな材料プロセスを提案した。

論文

Irradiation effects on precipitation and its impact on the mechanical properties of reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 酒瀬川 英雄; 橋本 直幸*; Klueh, R. L.*; 安堂 正己; Sokolov, M. A.*

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.42 - 47, 2007/08

 被引用回数:24 パーセンタイル:14.19(Materials Science, Multidisciplinary)

代表的な低放射化フェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr, Niドープ材)は、300$$^{circ}$$C 5dpaの中性子照射により、異なる照射硬化,照射脆化を示すことがわかっている。転位組織に大きな違いがないことから、これらを対象として照射後鉄鋼材料の析出物解析を行った。報告済みの抽出残渣解析に加えて、抽出レプリカ試料、及びTEM薄膜試料を作成し、析出物のサイズ分布、及び構造についての情報を得ることができた。その結果、照射硬化が大きな鋼(ORNL9Cr, Niドープ材)では、微細析出物の増加が顕著であった。一方、照射硬化が小さかったJLF-1では小さな析出物が消滅し、析出物が成長していることがわかった。析出物の主たる析出サイトであるパケットサイズを基準として、析出物量変化に対する硬化量を整理したところ、単純な相関関係にのることがわかった。また、上記の相関関係は、ホールペッチ則によって説明できることが示された。なお、本研究は核融合研究開発における日米協力計画として実施された。

論文

Radiation induced phase instability of precipitates in reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 酒瀬川 英雄; 荻原 寛之*; 岸本 弘立*; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.132 - 136, 2007/08

 被引用回数:27 パーセンタイル:11.74(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉の早期実現へ向け、低放射化構造材料の研究開発が着々と進められている。特に実証プラントへの設計に必要となる高エネルギー中性子による重照射が、構造材料に与える強度特性への影響を把握するために、さまざまな模擬照射場を用いた照射データの整備及び照射特性の評価が行われている。このうち、米国HFIR炉における照射実験においては、時効効果が現れない低温(300$$^{circ}$$C)の照射においても、析出物の状態が変化することが見いだされ、その変化が強度特性変化に影響を与えている可能性が指摘された。この現象について、照射条件の制御性に優れ、短期間で高い照射量での特性評価が可能であるイオン照射法を利用することで、機構論的解明がなされることが期待される。本研究では、低放射化フェライト鋼に対してイオン照射実験を行い、析出物の照射下安定性について調べた。その結果、イオン照射実験においても、中性子照射実験で得られた結果と同様な、析出物に対する照射効果が確認された。また、中性子照射実験で得られた傾向と同じく、JLF-1では、F82Hに比べて析出物が回復・粗大化する傾向が確認された。このようにJLF-1において、回復傾向が強く現れる傾向は、JLF-1が低温(300$$^{circ}$$C)照射において、F82Hより照射硬化,照射脆化が小さい傾向と相関があると考えられる。現時点では、JLF-1の短時間クリープ強度がF82Hよりも低い点、焼き戻し強度が高いほどクリープ強度が低くなる一般的傾向から、JLF-1の焼き戻し条件(780$$^{circ}$$C$$times$$1時間)が、F82H(750$$^{circ}$$C$$times$$1時間)に比べて強いことに照射下析出物挙動の違いの一因があると考えられる。

論文

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

 被引用回数:49 パーセンタイル:4.34(Materials Science, Multidisciplinary)

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0.3$$sim$$0.35wt%に増加させることにより、残留$$alpha$$相($$delta$$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$$alpha$$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。

論文

Irradiation effects on precipitation in reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Klueh, R. L.*

Materials Transactions, 46(3), p.469 - 474, 2005/03

 被引用回数:16 パーセンタイル:27.69(Materials Science, Multidisciplinary)

核融合炉材料構造材料として開発されてきた低放射化フェライト鋼については、これまで多くの照射実験が行われてきた。中でも300$$^{circ}$$Cでの照射による強度特性変化の評価は、水冷却ブランケット構造を基本設計とする日本の開発方針においては、もっとも重要なものである。これまで300$$^{circ}$$C, 5dpa照射された低放射化フェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr等)について引張強度,衝撃特性,微細組織について調べた結果、鋼によって異なる特性変化を示すが、これらの違いは照射によって形成される転位ループによっては十分説明できないものであった。そこで本研究では析出物挙動に着目した研究を行った。研究にあたっては特に平均的な情報を得るために、抽出残渣法により析出物量を測定し、さらに残渣についてX回折による構造解析、及び化学分析を行った。その結果、照射によって、析出物(主としてM$$_{23}$$C$$_{6}$$)が増加する傾向にあること,析出物に含まれるCr量が増加する一方でW量が減少すること,MX系析出物が消滅したこと、が明らかになった。

論文

Microstructure property analysis of HFIR-irradiated reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 橋本 直幸*; 酒瀬川 英雄*; Klueh, R. L.*; Sokolov, M. A.*; 芝 清之; 實川 資朗; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.283 - 288, 2004/08

 被引用回数:18 パーセンタイル:23.11(Materials Science, Multidisciplinary)

低放射化フェライト鋼は、核融合炉ブランケット構造材料の候補材料である。これまでの研究により、300$$^{circ}$$C5dpaの中性子照射による鋼の延性脆性遷移温度がF82H(Fe-8Cr-2W-V-Ta)に比べて、ORNL9Cr-2WVTa及びJLF-1(Fe-9Cr-2W-V-Ta-N)が小さいことが明らかになっている。これらの違いは、照射硬化の影響のみでは説明することができない。また一方、Cr量の違いとして解釈できるものでもない。本研究では、これらの鋼の衝撃特性変化の違いについて、その要因を探るべく、微細組織解析を行った、その結果について報告している。

論文

Analysis of Ta-rich MX precipitates in RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; 橋本 直幸*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.33 - 36, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。JLF-1やORNL9Crの靭性特性は、F82Hに比べて照射後の延性脆性遷移温度変化が小さく、優れていることから、これらの相違をミクロな観点から明らかにする目的で、析出物の分布を解析するために、各種フェライト鋼(F82H-IEA, F82H HT2, JLF-1とORNL9Cr)非照射材より抽出レプリカ試片を準備した。これらの試片について、TEMにより析出物のサイズ分布、SEMにより化学組成の解析が行われた。さらに、後方散乱電子像は、Ta-richな析出物をほかの析出物と分離するのに効果的であることを示した。F82Hについては、主な析出物はM23C6であり、形状は丸状である。一方、JLF-1とORNL9Crでは、析出物は細長い形状であった。MX析出物に関しては、F82Hではほとんど見られないが、非常に大きく、Tiを含んでいた。対照的にJLF-1とORNL9Crでは多くの微小なMX析出物が観察された。JLF-1やORNL9Crの靭性特性は、F82Hに比べて照射後の延性脆性遷移温度変化が小さく優れているが、これらの違いの一因に、Taリッチの析出物(MX系析出物)の存在形態がかかわっている可能性を指摘した。

論文

Analysis of extraction residue of HFIR 11J-irradiated RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.30 - 32, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。HFIR 11J照射された代表的なフェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr, NiドープF82H)を対象に、照射された鉄鋼材料について抽出残渣法によって得られた析出物のX線回折の解析を世界で初めて実施し、さらに照射によって生じた析出物に関する変化を調べるために、これらの析出物量の変化の測定が行われた。測定には2つの異なるフィルター(細かいものと粗いもの)が析出物の大きさから照射による影響を明らかにするために用いられた。同様に、これらは比較のため非照射材に関しても行われた。その結果、照射によってF82H, Ni添加F82H, JLF-1, ORNL9Crについては大きい析出物量は増加し、またJLF-1では微細な析出物が消滅していたが、Ni添加F82H鋼においては、微細な析出物の増加が見られた。以上の結果から、非照射下では変化が生じない温度域(300$$^{circ}$$C)であっても、照射下では顕著な変化が析出物分布に現れることが示された。

論文

X-ray diffraction analysis on precipitates of 11J irradiated RAFs

谷川 博康; 酒瀬川 英雄*; Payzant, E. A.*; Zinkle, S. J.*; Klueh, R. L.*; 香山 晃*

Fusion Materials Semiannual Progress Report for the Period Ending (DOE/ER-0313/35), p.37 - 40, 2004/04

本報告は、日米協力に基づき著者が米国オークリッジ国立研究所において、High Flux Isotope Reactor(HFIR)を用いて行った研究の成果である。HFIR 11Jキャプセルで照射された代表的なフェライト鋼(F82H, JLF-1, ORNL9Cr, NiドープF82H)を対象に、照射された鉄鋼材料の抽出残渣試料を対象とした、X線回折分析(XRD)による析出物解析を世界で初めて行った。さらに非照射材と時効材も同様に調べられた。その結果、M23C6の明瞭なピークはすべての試片について見られたが、特に照射後靭性の良好な鋼(JLF-1, ORNL9Cr)では、照射前に顕著であったTaリッチ析出物(MX系析出物)のピークが、照射後に消滅していることがわかった。このことからJLF-1やORNL9Crが照射後靭性特性に優れている理由として、照射によりTaリッチ析出物が分解され、Taが強制固溶したことによる可能性を指摘した。

論文

Response of reduced activation ferritic steels to high-fluence ion-irradiation

谷川 博康; 安堂 正巳; 加藤 雄大*; 広瀬 貴規*; 酒瀬川 英雄*; 實川 資朗; 香山 晃*; 岩井 岳夫*

Journal of Nuclear Materials, 297(3), p.279 - 284, 2001/09

 被引用回数:30 パーセンタイル:10.41(Materials Science, Multidisciplinary)

日本で開発が進められている、核融合炉構造材料の低放射化フェライト鋼: JLF-1及びF82Hについて、核融合炉環境(核変換ヘリウム生成環境)での重照射効果を調べるべく、ニッケルとヘリウムの同時イオン照射実験を最大100dpaまで723Kで行い、欠陥生成・相安定性・スウェリング特性についての評価を行った。透過型電子顕微鏡(TEM)観察を行うにあたっては、マイクロサンプリング機構付き集束イオンビーム加工装置を利用してTEM観察用薄膜試料を作製する手法を確立した。これにより、フェライト鋼の強磁性がTEM観察に及ぼす影響をほぼキャンセルすることができたため、詳細な微細組織観察が叶になったほか、従来になく高精度のクロスセクション薄膜を作製できることにより、イオン照射損傷組織の深さ方向に関する情報を高い統計的精度でもって得ることが可能となった。

口頭

Development of optimized martensitic 9Cr-ODS steel cladding

鵜飼 重治; 皆藤 威二; 大塚 智史; 成田 健; 酒瀬川 英雄

no journal, , 

マルテンサイト系9Cr-ODS鋼の最適成分を残留$$alpha$$相(ハード粒)とその周りのフェライト/マルテンサイト相(ソフト粒)の体積バランスの観点から決定した。最適組成である9Cr-0.14C-2W-0.3Ti-0.35Y$$_{2}$$O$$_{3}$$と標準組成を有するマルテンサイト系9Cr-ODS鋼被覆管を製造した。その700$$^{circ}$$Cでの高温強度はナトリウム炉の燃料設計要求を満足していることを確認した。

口頭

Development of ODS ferritic steels for fast reactor

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

no journal, , 

JAEAでは、実用化段階でのNa高速炉の高燃焼度燃料被覆管用(250GWd/t, 250doa)に9CrODSマルテンサイト鋼(9CrODS鋼)の開発を進めている。これまでに9CrODS鋼の製造技術開発を行い、数百本レベルの被覆管試作を実施した。これら開発研究の結果、目標強度700$$^{circ}$$C$$times$$120MPa$$times$$10,000hを有する被覆管材料の製造に成功している。近年、さらなる高温クリープ強度改善のための組織制御技術開発、及び大量生産技術開発及び環境効果データベース(中性子照射,腐食)の蓄積を進めている。さらに、MEXT「スーパーODSプロジェクト」のもと鉛ビスマス(LBE)冷却高速炉及び超臨界水(SCW)冷却高速炉被覆管用にODS鋼の改良を開始した。本発表では、JAEAにおける9CrODS鋼開発の現状、特に組織制御技術開発及び9CrODS鋼のLBE共存性評価結果について報告する。

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