Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
中原 由紀夫; 山本 正弘; 加藤 千明; 木内 清; 唐澤 英年*; 勝村 庸介*
no journal, ,
超臨界圧水冷却炉を念頭においたステンレス鋼の腐食特性評価のために、線照射が行える超臨界水ループ試験装置を用いた腐食試験を行った。試験には、3種類の汎用ステンレス鋼,SUS304L,SUS316L、及びSUS310Sを用いた。超臨界水の圧力及び温度は25MPa, 550Cで、電導率0.1Scm,脱気条件(DO5ppb)の純水を流量4Lhで循環させた。線の吸収線量率は、試験片の表面近傍で515kGyhと推定された。腐食試験の結果を酸化皮膜の成長による重量増として評価した。SUS304L及びSUS310Sでは線照射により増量が大きくなり、重量増加の時間依存性は放物線則に従っていた。重量増加の速度定数は線の線量率の増加に伴って減少する傾向が認められたが、これは溶解による重量減少の影響も含む可能性があり、より詳細な検討が必要である。SUS316Lの重量は、非照射条件では放物線則に従い増加したが、照射条件では酸化皮膜の剥落が見られ大きく減少した。すべての試験片において、多孔質の鉄酸化物の外層と、鉄,クロム及びニッケルを含むち密な内層とによって構成される二層の酸化皮膜が形成されていた。外層の鉄酸化物は、非照射条件ではマグネタイト(FeO)だったものが、線照射によりマグネタイトに加えてヘマタイト(-FeO)も形成されていた。また、SUS304Lでは、線照射により、酸化皮膜内層の金属界面近傍で顕著なCr濃度の増加が見られた。
知見 康弘; 西山 裕孝; 伊勢 英夫; 中村 武彦; 石塚 悦男; 塚田 隆
no journal, ,
(独)日本原子力研究開発機構では、軽水炉の開発や安全確保などに資するため、Japan Materials Testing Reactor(JMTR)を改修して2011年度に再稼動する計画である。このため、軽水炉燃料及び材料の照射にかかわる健全性を調べるための試験装置の整備を改修と並行して進めている。本発表では、JMTRを活用した燃材料照射試験の全体概要を示し、おもに高経年化に対応する原子炉圧力容器鋼及び炉心シュラウド材料等の中性子照射試験の実施計画、及びこれらの試験に必要な材料照射試験装置のJMTRへの整備に関する検討内容を示す。