Difference in accumulation of plutonium and curium isotopes formed in americium targets irradiated in Joyo and JMTR

大西 貴士; 小山 真一*; 横山 佳祐; 森下 一喜; 渡部 雅; 前田 茂貴; 矢野 康英; 大木 繁夫

Nuclear Engineering and Design, 432, p.113755_1 - 113755_17, 2025/02

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113755

The burning of minor actinide (MA) elements, such as neptunium (Np) and americium (Am), in fast reactors (FRs) has been proposed to reduce the volume of high-level radioactive waste. Evaluation of the transmutation behavior of Am for a wide spectral range from thermal to fast neutrons requires experimental validation based on the irradiation of Am targets with well-known isotopic compositions. Four samples each of two types of Am targets, Am-241 oxide and Am-243 oxide, were prepared and irradiated in the experimental fast reactor Joyo under fast neutron flux. Additionally, a ninth sample consisting of Am-241 oxide contained in a MgO pellet was prepared and irradiated in the JMTR under thermal neutron flux. All irradiated samples were analyzed by a radiochemical method. Indexes of the transmutation behavior such as the transmutation ratio, the ratio between burnup and accumulation of an actinide could be evaluated based on the analytical results.

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。

Chapter 9, Advanced materials; Oxide-dispersion strengthened steels

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 皆藤 威二

Materials and Processes for Nuclear Energy Today and in the Future, p.279 - 297, 2024/10

https://doi.org/10.1002/9781394325870.ch9

酸化物分散強化は、鉄鋼材料の高温強度改善に有効な手法である。酸化物粒子分散は、転位のすべり運動を阻害することで、鉄鋼材料の高温変形及び破壊に対する抵抗性を飛躍的に高めることができる。これまでに、核分裂炉材料及び核融合炉材料用にODS鋼の高温強度、耐照射性及び耐食性を改善するための研究が広く進められてきた。近年の研究において、ナノスケールの酸化物粒子分散は、高温強度を高めるだけでなく、酸化物粒子と母相の界面が照射欠陥の消滅場所としての機能を担うことにより、耐照射性を改善する効果があることが示されてきている。本節では、原子力用に進められているODS鋼の開発状況について概観する。

Formulation of high-temperature strength equation of 9Cr-ODS tempered martensitic steels using the Larson-Miller parameter and life-fraction rule for rupture life assessment in steady-state, transient, and accident conditions of fast reactor fuel

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

Journal of Nuclear Materials, 593, p.155008_1 - 155008_16, 2024/05

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2024.155008

This paper discusses the applicability of J.L. Straalsund et al.'s technique for combining the Larson-Miller parameter (LMP) and life-fraction rule to form a single high-temperature strength equation for 9Cr- oxide-dispersion-strengthened (ODS) tempered martensitic steels (TMS). It uses the extensive dataset on creep rupture, tensile, and temperature-transient-to-burst tests of 9Cr-ODS TMS cladding tubes in the -phase, /-duplex, -phase matrices, which are accumulated by the Japan Atomic Energy Agency so far. The technique is adequately applicable to 9Cr-ODS TMS cladding tubes. A single high-temperature strength equation expressing the mechanical strength in different deformation and rupture modes (creep, tensile, temperature-transient-to-burst) is derived for 9Cr-ODS TMS cladding tubes. This equation can predict the rupture life of the cladding tubes under various stresses and temperatures over time. The applicable range of the high-temperature strength equation is specified in this study and the upper limit temperature for the equation is found to be 1200C. At temperatures higher than 1200C, the coarsening and aggregation of nanosized oxide particles and the to phase transformation are reported in previous studies. The high-temperature strength equation can be well applied to the creep and tensile strength in the -phase matrix, the creep strength in the -phase matrix and the temperature-transient-to-burst strength in both phases except for the low equivalent stress (43 MPa) at temperatures exceeding 1050C. The mechanism of the notable consistency between creep and tensile strength in the -phase matrix is discussed by analyzing the high-temperature deformation data in the light of existing deformation models.

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。

Effect of nitrogen concentration on creep strength and microstructure of 9Cr-ODS ferritic/martensitic steel

岡 弘*; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 橋本 直幸*

Journal of Nuclear Materials, 572, p.154032_1 - 154032_8, 2022/12

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2022.154032

窒素濃度(0.0034-0.029wt%)の異なる9Cr-ODS鋼について700Cのクリープ特性とクリプ前後の組織変化について調査を行った。クリープ強度は、窒素濃度の増加に伴い顕著な低下が確認された。高窒素濃度材において変態フェライト領域と残留フェライト領域の境界にそってYリッチな粗大粒子が確認された。と相では窒素の固溶度が異なることから、オーステナイト変態プロセスが生じる際に、窒素が相に拡散・濃化し、逆変態時に残留フェライト相に吐き出され、両境界付近で窒素の濃化生じる。その結果として、熱力学的不安定を解消するために分散粒子の粗大化が生じると考えられる。窒素濃度が高いほど多数のクリープボイドが観察されたことから、粗大化した分散粒子を起点にクリープボイドが発達したことにより、早期破断が生じたと考えられる。

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。

Laser beam direct energy deposition of graded austenitic-to-martensitic steel junctions compared to dissimilar electron beam welding

Villaret, F.*; Boulnat, X.*; Aubry, P.*; 矢野 康英; 大塚 智史; Fabregue, D.*; de Carlan, Y.*

Materials Science & Engineering A, 824, p.141794_1 - 141794_10, 2021/09

https://doi.org/10.1016/j.msea.2021.141794

This article presents the Laser Beam Direct Energy Deposition (DED-LBD) process as a method to build a graded austenitic-to-martensitic steel junction. Builds were obtained by varying the ratio of the two powders during DED-LB processing. Samples with gradual transitions were successfully obtained using a high dilution rate from one layer to the next. Long austenitic grains are observed on 316L side while martensitic grains are observed on Fe-9Cr-1Mo side. In the transition zone, the microstructure is mainly martensitic. Characterizations were performed after building and after a tempering heat treatment at630C during 8h and compared to dissimilar Electron Beam (EB) welds. Before heat treatment, the DBD-LB graded area has high hardness due to fresh martensite formed during building. Tempering heat treatment reduces this hardness to 300 Hv. EDS measurements indicate that the chemical gradient between 316L and Fe-9Cr-1Mo obtained by DED-LB is smoother than the chemical change obtained in EB welds. Microstructures in DED-LB samples are quite different from those obtained by EB welding. Hardness values in DMD-LB samples and in welds are similar; the weld metal and the Fe-9Cr-1Mo HAZ are relatively hard after welding because of fresh martensite, as found in the DED-LB transition zone; both are softened by the tempering heat treatment. Both welds were overmatched at 20, 400 and 550C.

Microstructural stability of ODS steel after very long-term creep test

岡 弘; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 舘 義昭

Journal of Nuclear Materials, 547, p.152833_1 - 152833_7, 2021/04

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2021.152833

本研究では、ODS鋼被覆管の強度決定因子であるナノサイズ酸化物粒子及び母相組織の高温・応力負荷下での安定性を評価するため、700Cで45,000時間を超える内圧クリープ試験に供して破断したODS鋼被覆管の微細組織観察を行った。観察したODS鋼は、焼き戻しマルテンサイトを母相とする9Cr-ODS鋼及び再結晶フェライトを母相とする12Cr-ODS鋼の製造まま材及びクリープ破断材である。破断後の内圧クリープ試験片から切り出した板片を電解研磨にて薄膜化し、透過電子顕微鏡JEOL 2010Fにて観察した。観察の結果、ナノ粒子のサイズ及び数密度は700Cにて45,000時間を超えるクリープ試験後においてもほぼ変化なく、高温長時間試験中に安定に存在していたことを確認した。また、9Cr-ODS鋼の強度決定因子の一つである焼き戻しマルテンサイト組織についても、製造まま材とクリープ破断材の間に大きな違いはなく、母相組織は安定であることがわかった。

Development of ODS tempered martensitic steel for high burn up fuel cladding tube of SFR

大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 舘 義昭; 皆藤 威二; 橋立 竜太; 加藤 章一; 古川 智弘; 伊藤 主税; et al.

2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.305 - 314, 2020/05

酸化物分散強化型(ODS)鋼は、先進原子力システム用の高強度・耐照射性材料として、世界的に研究開発が進められてきた。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ODS鋼をナトリウム冷却高速炉(SFR)の高燃焼度被覆管の最有力候補材と位置づけ研究開発を進めてきた。ODS鋼適用による高燃焼度化の達成により、SFRの経済性向上および放射性廃棄物の減容・有害度の低減が可能となる。本稿は、JAEAにおけるSFR高燃焼度被覆管用ODSマルテンサイト鋼の開発状況とその展望について取りまとめたものである。