Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 橋立 竜太; 加藤 章一; 古川 智弘; 皆藤 威二; 伊藤 主税
no journal, ,
原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用の高燃焼度燃料被覆管材料としてODS鋼の開発を進めている。SFR被覆管は薄肉であり、高温流動ナトリウム環境に晒されることから、ナトリウム環境効果の評価は重要である。本研究では、Fe-Cr系鋼の高温流動Na中のCr溶出挙動を理解し、予測するため、熱力学と速度論に基づき流動Na中のCr溶出挙動のモデル計算を実施した。表面Cr濃度は時間ととも徐々に低下し、Fe-Cr系鋼の初期Cr濃度に関わらず、ある一定値に収束した。ナトリウム流速が増加すると、表面Cr濃度が一定に収束するまでの時間が短縮した。本発表では、モデル計算結果と実験値を比較し、Fe-Cr系鋼のCr溶出挙動を正確に把握するためのCr溶出挙動モデルの改良方策について議論する。
皆藤 威二; 矢野 康英; 静川 裕太; 岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史
no journal, ,
JAEA has been developing modified 316 stainless steel (PNC316), 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS), oxide dispersion strengthened (ODS) steel for core materials of SFR. In order to apply these materials to SFR fuels, it is necessary to understand material properties change due to neutron irradiation, irradiation behavior such as swelling and so on. For PNC 316, irradiation data exceeding 100 dpa have been acquired by conducting material irradiation test and fuel irradiation test at Joyo. The results obtained from these irradiation tests were reflected in the development of Monju fuel, contributing greatly to practical application of PNC316. For ODS steel cladding tubes and ferritic steel wrapper tubes for future high burnup fuel applications, irradiation tests of about 30 dpa and about 100 dpa, respectively, had been carried out. Also for 316FR and high-chromium martensitic steel, which is being developed for SFR structural materials, irradiation tests were carried out in order to understand material properties change due to neutron irradiation. Besides these, some irradiation tests are also carried out on non-metallic materials such as boron carbide, graphite and so on.
板垣 亘; 齋藤 拓人; 山本 雅也; 高松 操; 前田 茂貴
no journal, ,
原子力機構は、2017年3月30日に、新規制基準適合性確認のための設置変更許可申請を申請した。現在、原子力委員会により、MK-IV炉心変更, 自然現象対応及びBDBAs対策について審査を受けているところである。「常陽」MK-IV炉心は、中性子束で10
から10
n/cm
s、照射温度で200
Cから750Cまでの照射が、燃料領域, 反射体領域, 炉上部領域及び炉容器外照射孔で実施可能である。また、様々な照射要求にこたえるため、スペクトル調整設備、低温・高温照射技術も利用可能である。照射試験においては、中性子束, dpa及び温度が重要となる。検証された解析による精度の良い照射条件やドシメトリー技術による測定結果が試験実施者へ提供可能である。本発表では、新規制基準対応、運転再開へのスケジュール及び「常陽」照射技術について報告する。
矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 関尾 佳弘; 大塚 智史; 皆藤 威二
no journal, ,
高速炉用ラッパ管として開発された11Crマルテンサイト鋼(PNC-FMS)を使用するためには、オーステナイト鋼との異材溶接技術が必要になる。燃料集合体の異材接合部には照射の影響が少ない炉心から離れた個所を想定している。そのため、照射の影響よりむしろ熱時効の影響が支配因子となる。そのため、原子力機構では、電子ビーム溶接を実施した異材溶接材を9万時間まで熱時効試験を実施している。今回は、3万時間まで熱時効試験した異材溶接部のミニチュア引張試験、硬さ試験等から熱時効の影響を評価した結果を報告する。
静川 裕太; 関尾 佳弘; 岡 弘; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 舘 義昭; 大塚 智史; 皆藤 威二
no journal, ,
照射材料試験施設(MMF)では高速実験炉「常陽」で照射した長寿命炉心材料, 構造材料及び制御材料に対する様々な照射後試験を実施しており、オーステナイト鋼やODS鋼を含めた耐照射性フェライト鋼, B
C等の高速炉材料の機械的特性, 微細組織観察及び物理的特性に照射が与える影響を明らかにしてきている。MMFでは「常陽」で照射されたドライバーや燃料集合体のラッパ管から様々な形状の試験片を採取し、ホットセル内の引張試験機, ミニチュアシャルピー, TEMなどの装置を用いて試験を行うことが可能である。本発表ではMMFで照射後試験を行うことができる試験機器の詳細と代表的なデータの例を紹介する。
丹野 敬嗣; 矢野 康英; 関尾 佳弘; 岡 弘; 大塚 智史; 皆藤 威二; 舘 義昭
no journal, ,
フェライト/マルテンサイト鋼は、耐スエリング性に優れ、原子力機構では11Cr鋼であるPNC-FMSを高速炉炉心材料として開発した。その炉内強度特性の実証や材料強度基準整備を進めるためには、照射データ及び熱時効効果に関するデータの蓄積が重要である。本研究では、「常陽」にて455-835Cで、最大32.5dpaまで照射されたPNC-FMSのリング引張試験と硬さ試験を実施し、熱時効後の試験結果と比較した。600C以上で照射されたPNC-FMSは室温での引張強さが製造まま材及び熱時効後よりも低下しており、硬さについても同様の傾向を示した。一方、835Cで照射されたものは、熱時効材よりも硬くなっていた。
岡 弘; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二; 舘 義昭
no journal, ,
9Cr-ODS鋼の製造条件最適化には、熱間静水圧加圧処理や熱間押出、熱間鍛造といった工程がナノ組織発達に及ぼす影響を知ることが重要である。本研究では、ナノ組織発達に及ぼす加工工程の影響について調査した。中性子小角散乱を含むマルチスケールな手法により、各加工工程後のサンプルの微細組織を調査した。その結果、熱間押出及び熱間鍛造により残留フェライト相の割合が減少し、結果としてナノ粒子の総数密度が減少することが明らかとなった。また、残留フェライト相割合の減少にともない硬さも減少した。これらの結果は、残留フェライト相が9Cr-ODS鋼の主要な強度支配因子であり、その制御が製造プロセス最適化にとって重要であることを明確に表している。
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 佐藤 大樹*; 村上 望*; et al.
no journal, ,
事故耐性燃料(ATF)の技術基盤の確立を目指した研究開発プログラムが2015年に開始された。このプログラムでは、これまでに商用化された軽水炉の燃料や炉心の研究開発や実際の設計・評価の経験を最大限に活用するために、研究開発をプラントメーカー, 燃料メーカー, 国立研究機関, 大学と協力して進めてきた。これまでにATF候補材料として検討されてきた材料の中において、特にSiC複合材料とFeCrAl-ODS鋼は、高温特性と水蒸気酸化特性の観点で非常に魅力的な材料である。本プレゼンテーションでは、既存軽水炉で使用されているジルコニウム合金とATF候補材料のシビアアクシデント時における燃料ふるまいの違いの議論を踏まえつつ、ATF開発の進捗概要や使用可能なデータがどの程度存在するのか?材料挙動や特性の妥当性をどの程度か?について紹介する。最終的には、ATFの実用化に向けて残されている課題についても言及する予定である。
大久保 成彰; 藤村 由希
no journal, ,
加速器駆動未臨界システム(ADS)では、核破砕中性子源及び炉心冷却材として、鉛ビスマス液体金属(LBE)を用いる。本研究では、ADS炉内機器候補材の一つであるSS316L鋼に対して、イオン照射後に鉛ビスマス中にて浸漬試験を行い、材料との共存性に及ぼす照射効果を評価した。照射温度450C、表面にて8dpaの損傷量までFeイオン照射した316L鋼を、飽和酸素濃度及び低酸素濃度に調整した450Cの鉛ビスマス中にてそれぞれ330時間浸漬し、断面SEM観察を行った。その結果、飽和酸素濃度の場合、照射部では、未照射部に比べて、酸化皮膜の厚さが約2倍となった。また、酸化皮膜が十分に形成しない低い酸素濃度環境において、照射により酸化皮膜形成が促進された。照射部では、450C照射により転位組織やボイド等が形成される。450CというLBE中浸漬温度によりボイドは空孔へ熱分解し、FeやCr等の空孔拡散を促進する。照射誘起偏析モデルからおおよそ粒径程度(数10
m)拡散すると見積もられ、酸素は格子間原子と置換し、酸化反応と相まって内方拡散が助長される。以上から、照射部では、照射欠陥によりFeの外方拡散が進むことになり、低い酸素濃度のLBE中でも、酸化皮膜が形成したと考えられる。
海老原 健一; 鈴土 知明; 山口 正剛
no journal, ,
リンは原子炉圧力容器鋼において粒界脆化を引き起こし延性脆性転移温度の上昇に影響することが考えられる。このことから、照射誘起粒界リン偏析を解析するレート理論モデルを原子レベルの素過程を基に開発している。これまで、分子動力学シミュレーションによる考察に基づき、リンの粒界へのトラップ過程は組み込まれたが、デトラップ過程については従来のモデルを用いていた。そこで、本研究では、分子動力学よってリンの粒界内での移動をシミュレーションし、その挙動を考察した。さらに、その考察に基づき、デトラップ過程をレート理論モデルに組み入れ、照射誘起粒界リン偏析の温度依存性を計算した。その結果、リン原子は、粒界内を鉄原子の隙間を移動することが分かった。レート理論モデルの計算では600C以上になると粒界リン偏析量が大きく増加すること、そして、この増加はリンの粒界偏析エネルギーに依存することが示された。