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論文

The Role of silicon on solute clustering and embrittlement in highly neutron-irradiated pressurized water reactor surveillance test specimens

高見澤 悠; 端 邦樹; 西山 裕孝; 外山 健*; 永井 康介*

Journal of Nuclear Materials, 556, p.153203_1 - 153203_10, 2021/12

原子炉圧力容器鋼における中性子照射脆化に及ぼすシリコンの影響を明らかにするため、三次元アトムプローブにより、高照射量領域まで中性子照射された監視試験片中の溶質原子クラスタを分析した。高Cu含有材では、Ni, Mn, Siがクラスタ中心のCu原子を囲むように凝集し、コアシェル構造を形成するのに対して、低Cu含有材ではNi, Mn, Siがクラスタ中を均一に分布していた。クラスタ内のCu原子の数はCu含有量の減少と共に減少したが、それを補うようにSi原子数が増加した。材料中の公称のSi含有量の増加とともに、クラスタのギニエ半径は減少し、数密度が増加した。結果として、クラスタの体積率は一定であった。延性脆性遷移温度移行量とクラスタの体積率とギニエ半径の積の平方根が良い相関関係を示すことから、脆化の主要因は、溶質原子クラスタを転位が切断するメカニズムによる硬化であることが示された。また、Si含有量の増加により、クラスタの体積率は一定のままギニエ半径が減少することで脆化の程度を減少させることが示された。

論文

Tensile properties on dissimilar welds between 11Cr-ferritic/martensitic steel and 316 stainless steel after thermal aging

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 大塚 智史; 皆藤 威二

Journal of Nuclear Materials, 555, p.153105_1 - 153105_8, 2021/11

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Materials Science, Multidisciplinary)

今回の研究目的は、400から600$$^{circ}$$Cで熱時効された11Crフェライト/マルテンサイト鋼とSUS316鋼を用いた異材接合部の引張特性と組織評価を実施することとした。微細組織観察はSEMとTEMを用いた。異材接合部の組織は少量の残留オーステナイト組織を含むラスマルテンサイト組織であった。400と450$$^{circ}$$Cで2相分離とG相の形成に起因した熱時効硬化が確認されたが、明確な全伸びの低下は確認されなかった。また、破面としても劈開破壊よりむしろ細かな延性破面が支配的であった。引張強度の増加は2相分離に起因し、軟化相である残留オーステナイト相が延性保持に寄与していることが推察された。

論文

Effect of B$$_{4}$$C addition on the solidus and liquidus temperatures, density and surface tension of type 316 austenitic stainless steel in the liquid state

福山 博之*; 東 英生*; 山野 秀将

Journal of Nuclear Materials, 554, p.153100_1 - 153100_11, 2021/10

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Materials Science, Multidisciplinary)

ステンレス鋼(SUS316L)の固相線及び液相線温度,密度並びに表面張力に及ぼす炭化ホウ素(B$$_{4}$$C)添加の影響を実験的に調べた。B$$_{4}$$C含有SUS(0から10mass%まで)の固相線温度は1666Kから1307KまでB$$_{4}$$C添加につれて単調に減少した。液相線温度は2.5mass%B$$_{4}$$Cで最小点となり、10mass%までB$$_{4}$$C添加につれて増加した。B$$_{4}$$C含有SUSの密度と表面張力は電磁浮遊法で(過冷却領域を含めて)幅広い温度域で計測できた。密度は温度に対して線形的に減少した。また、B$$_{4}$$C添加量に応じて密度は単調に減少した。B$$_{4}$$C含有SUSの表面張力については、B$$_{4}$$C添加による影響は明確な影響は見られなかったが、SS316Lに含まれる硫黄が表面張力を有意に低下させた。

論文

Development of fuel performance analysis code, BISON for MOX, named Okami; Analyses of pore migration behavior to affect the MA-bearing MOX fuel restructuring

小澤 隆之; 廣岡 瞬; 加藤 正人; Novascone, S.*; Medvedev, P.*

Journal of Nuclear Materials, 553, p.153038_1 - 153038_16, 2021/09

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Materials Science, Multidisciplinary)

MA含有MOX燃料の照射挙動は燃料組成に依存し、照射初期における燃料組織変化挙動に係るポア移動に及ぼすO/M依存性を評価するため、米国INLと共同でBISONコードをMOX燃料挙動解析に適用するよう、燃料組成に応じた蒸気種毎の蒸気圧やMOX燃料熱伝導度を考慮するポア移動モデルの開発・整備を行った。本コードを用い、常陽でのMA含有MOX燃料の照射試験で観察された燃料組織変化のO/M依存性について2次元解析を行った。常陽での照射試験では、それぞれ異なるO/M比とペレット/被覆管ギャップ幅を有する4本の燃料ピンを照射した。これらのうちO/M=2.00のMA含有MOX燃料で顕著な燃料組織変化がPIEで観察され、この挙動は蒸気圧に及ぼすO/M比の影響を考慮することで評価することができた。また、ペレットが偏心した場合に中心空孔形成の偏りが発生することが考えられるが、PIEで観察された中心空孔の形成はペレット偏心方向と矛盾していることがペレット横断面の2次元解析で明らかとなった。

論文

Viscosities of molten B$$_{4}$$C-stainless steel alloys

西 剛史*; 佐藤 理花*; 太田 弘道*; 小久保 宏紀*; 山野 秀将

Journal of Nuclear Materials, 552, p.153002_1 - 153002_7, 2021/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.02(Materials Science, Multidisciplinary)

炭化ホウ素とステンレス鋼の溶融合金(B$$_{4}$$C-SS)の高精度の物性測定はナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故解析や福島第一原子力発電所で見られたように沸騰軽水炉(BWR)のシビアアクシデント解析に必須である。しかしながら、実験的に困難であるが故、B$$_{4}$$C-SS溶融合金の高精度な粘度データはない。本研究では、溶融ステンレス鋼(SUS316L), 2.5mass%B$$_{4}$$C-SS, 5.0mass%B$$_{4}$$C-SS, 7.0mass%B$$_{4}$$C-SSの粘度をそれぞれ1693-1793K, 1613-1793K, 1613-1793K、及び1713-1793Kの温度範囲で回転るつぼ振動法により計測した。この粘度はB$$_{4}$$C濃度が0から7%までに上昇するにつれて増加した。1713-1793Kの温度範囲で2.5mass%B$$_{4}$$C-SS, 5.0mass%B$$_{4}$$C-SS, 7.0mass%B$$_{4}$$C-SSの実験データを用いて、B$$_{4}$$C-SSの粘度評価式を求めた。また、B$$_{4}$$C-SSの粘度の計測誤差は8%以下だった。

論文

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

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.02(Materials Science, Multidisciplinary)

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、700$$^{circ}$$C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700$$^{circ}$$C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。

論文

Grain-boundary phosphorus segregation in highly neutron-irradiated reactor pressure vessel steels and its effect on irradiation embrittlement

端 邦樹; 高見澤 悠; 北條 智博*; 海老原 健一; 西山 裕孝; 永井 康介*

Journal of Nuclear Materials, 543, p.152564_1 - 152564_10, 2021/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:83.53(Materials Science, Multidisciplinary)

加圧水型軽水炉(PWR)または試験炉において0.3-1.2$$times$$10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$ (E$$>$$1MeV)の範囲で中性子照射された原子炉圧力容器鋼(リン含有量: 0.007-0.012wt.%)について、粒界リン偏析量をオージェ電子分光分析により測定した。粒界リン偏析量は照射量に依存して増加した。速度論に基づくシミュレーションでも同様の粒界リン偏析量の増加を確認した。また、リン含有量が0.015wt.%(現在の国内原子炉圧力容器鋼の最大値相当)の材料では、1.0$$times$$10$$^{20}$$ n/cm$$^{2}$$まで照射した場合、粒界に偏析するリンの割合は10%程度増加することが予測された。PWR及び試験炉での照射材の結果を比較したところ、明確な照射速度効果は確認されなかった。文献データも含めたリン含有量0.026wt.%(海外炉のA533B鋼の中でも比較的高いリン含有量)までの材料に対して、粒界リン偏析量、照射硬化、延性脆性遷移温度(DBTT)シフトの各関係について調べたところ、照射硬化とDBTTシフトの間に直線関係が確認された。この直線関係は、このようなリン含有量の高い材料においてもDBTTの上昇は照射硬化で説明することができること、すなわち非硬化型脆化である粒界脆化の顕在化の可能性が低いことを示している。

論文

Solidification and re-melting mechanisms of SUS-B$$_{4}$$C eutectic mixture

墨田 岳大; 北垣 徹; 高野 公秀; 池田 篤史

Journal of Nuclear Materials, 543, p.152527_1 - 152527_15, 2021/01

 被引用回数:1 パーセンタイル:0.02(Materials Science, Multidisciplinary)

Fundamental understanding of the high-temperature interaction between stainless steel (SUS) and B$$_{4}$$C is indispensable for estimating and characterizing the fuel debris generated during severe accidents of boiling water reactors (BWR), such as Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station (FDNPS, also referred to as "1F") in Japan. This study aims at systematically characterizing the solidified products of molten SUS-B$$_{4}$$C mixtures by powder X-ray diffraction (PXRD), scanning electron microscopy- energy dispersive X-ray spectroscopy (SEM-EDS), and thermogravimetry-differential thermal analysis (TG-DTA) with a range of the B$$_{4}$$C content relevant to the fuel debris composition expected at 1F, in order to elucidate the solidification and re-melting mechanisms. The results indicated that $$gamma$$-Fe and (Cr,Fe)$$_{2}$$B are the major solidified phases when the B$$_{4}$$C content is below 3 mass%, while (Cr,Fe)$$_{23}$$(C,B)$$_{6}$$ is formed as an additional third phase when the B$$_{4}$$C content exceeds 3 mass%. The solidification of molten SUS-B$$_{4}$$C mixture and re-melting of solidified SUS-B$$_{4}$$C melt are eutectic, which is mainly controlled by the pseudo-binary Fe-B system that is influenced by the C and Cr content and additional minor components such as Mo.

論文

Oxygen potential measurement of (U,Pu,Am)O$$_{2 pm x}$$ and (U,Pu,Am,Np)O$$_{2 pm x}$$

廣岡 瞬; 松本 卓; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; 宇野 弘樹*; 山田 忠久*

Journal of Nuclear Materials, 542, p.152424_1 - 152424_9, 2020/12

 被引用回数:1 パーセンタイル:42.23(Materials Science, Multidisciplinary)

(U$$_{0.623}$$Pu$$_{0.350}$$Am$$_{0.027}$$)O$$_{2}$$に対しては1,673, 1,773, 1,873K、(U$$_{0.553}$$Pu$$_{0.285}$$Am$$_{0.015}$$Np$$_{0.147}$$)O$$_{2}$$に対しては1,873, 1,973Kにおいて、酸素ポテンシャルの測定を実施した。測定は、熱天秤と酸素センサーを用いる気相平衡法により実施した。Uの代わりにAmを添加した場合、酸素ポテンシャルは大きく上昇した。同様に、Uの代わりにNpを添加した場合も酸素ポテンシャルは上昇したが、上昇の効果はPuやAmを添加した場合と比べても小さいものであった。酸素ポテンシャルの測定結果について、酸素分圧と定比組成からのずれをプロットし、欠陥化学により解析することで、欠陥反応の種類を推定した。推定した欠陥反応における平衡定数を評価し、AmとNpを平衡定数の中のエントロピーに組み込むことで、酸素ポテンシャルの測定結果を再現する評価式を導出した。

論文

Oxygen self-diffusion in near stoichiometric (U,Pu)O$$_{2}$$ at high temperatures of 1673-1873 K

渡部 雅; 加藤 正人; 砂押 剛雄*

Journal of Nuclear Materials, 542, p.152472_1 - 152472_7, 2020/12

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

高温における定比組成近傍の(U,Pu)O$$_{2}$$の酸素自己拡散係数を熱重量法と酸素同位体交換法を組み合わせた手法によって測定することに成功した。(U,Pu)O$$_{2}$$の定比組成における酸素拡散の活性化エネルギーを実験データから評価し、その値を248kJ/molと決定した。また、(U,Pu)O$$_{2 pm x}$$の欠陥移動エネルギーを導出し、これらを用いて酸素自己拡散係数を評価した。その結果、実験データと評価結果は良く一致した。

論文

Atomistic modeling of hardening in spinodally-decomposed Fe-Cr binary alloys

鈴土 知明; 高見澤 悠; 西山 裕孝; Caro, A.*; 外山 健*; 永井 康介*

Journal of Nuclear Materials, 540, p.152306_1 - 152306_10, 2020/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:42.23(Materials Science, Multidisciplinary)

熱時効したFe-Cr合金はスピノーダル分解によって硬化を引き起こし、これはいわゆる475C脆性の直接的な原因である。スピノーダル分解が原子的相互作用によってどのように硬化を引き起こすのかを示すため、数値シミュレーションと実験を実施した。数値的な結果では、硬さが短距離秩序(SRO)パラメーターと比例することを示され、実験でもこの関係を統計誤差内で再現した。どちらの結果も、隣接するCr-Cr原子ペアが本質的に硬化を引き起こすことを示唆した。なぜなら、SROがそのようなペアの出現確率に一意的に依存しているからである。硬化の主な原因がそのようなCr-Crペア付近を通過する転位のピン止め効果であることが示唆されたが、このアイデアはさらなるモデリング研究により裏付けられた。

論文

Estimation of reliable displacements-per-atom based on athermal-recombination-corrected model in radiation environments at nuclear fission, fusion, and accelerator facilities

岩元 洋介; 明午 伸一郎; 橋本 慎太郎

Journal of Nuclear Materials, 538, p.152261_1 - 152261_9, 2020/09

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.08(Materials Science, Multidisciplinary)

様々な放射線環境下の材料の照射損傷の指標として、はじき出し原子数(dpa)が用いられている。これまでの照射損傷モデルではNorgertt-Robinson-Torrens(NRT)モデルが標準とされていたが、最新の非熱的再結合補正(athermal-recombination-correction, arc)を考慮したモデルは照射損傷過程をより正確に再現できるため、arcモデルを用いた材料の照射損傷の評価が今後標準となることが期待されている。本研究では、様々な材料に対するarcモデルを粒子・重イオン輸送計算コードPHITSに組み込み、核分裂、核融合及び加速器施設を想定した幅広いエネルギー範囲における再スケーリング係数(NRT-dpa/arc-dpa)を計算した。計算の結果、核施設の照射環境を想定したエネルギー分布を持つ中性子照射、及びエネルギー600MeV-50GeVを持つ陽子照射の場合、各材料の再スケーリング係数は、照射条件によらず、各材料でほぼ同じ値であることがわかった。本成果は、幅広いエネルギー範囲における様々な核施設の従来の放射線損傷評価において、NRT-dpaを再スケーリングするための大変有益な情報となる。

論文

Release behavior of radionuclides from MOX fuels irradiated in a fast reactor during heating tests

田中 康介; 佐藤 勇*; 大西 貴士; 石川 高史; 廣沢 孝志; 勝山 幸三; 清野 裕; 大野 修司; 浜田 広次; 所 大志郎*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 536, p.152119_1 - 152119_8, 2020/08

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

照射済高速炉MOX燃料の加熱試験(2773K, 2973K及び3173K)により放出したFP等が沈着したサンプリングパーツにおける核種分析結果に基づき、高速炉MOX燃料からのFP等の放出挙動を評価した。その結果、FP核種の放出速度は、従来の軽水炉燃料で得られている知見と同等または低い値となる傾向を示した。また、燃料組成については、先行研究結果で得られた軽水炉燃料におけるデータのばらつきの範囲内にあることがわかった。

論文

Effect of O/M ratio on sintering behavior of (Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2-x}$$

中道 晋哉; 廣岡 瞬; 加藤 正人; 砂押 剛雄*; Nelson, A. T.*; McClellan, K. J.*

Journal of Nuclear Materials, 535, p.152188_1 - 152188_8, 2020/07

 被引用回数:3 パーセンタイル:78.97(Materials Science, Multidisciplinary)

ウランとプルトニウムの混合酸化物の酸素-金属比(O/M)は酸素分圧に依存する。望みの結晶組織及びO/M比を有する焼結ペレットを得るには、焼結挙動と焼結雰囲気の関係を調査することが重要である。本研究では、酸素分圧を制御した雰囲気中で、(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2}$$及び(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{1.99}$$の焼結挙動について調査した。試験の結果、(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{1.99}$$の焼結の活性化エネルギーは(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2}$$よりも高いことが分かった。一方、(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{1.99}$$の粒成長は(Pu$$_{0.3}$$U$$_{0.7}$$)O$$_{2}$$に比べて抑制された。

論文

Experimental validation of tensile properties measured with thick samples taken from MEGAPIE target

斎藤 滋; 鈴木 和博; 畠山 祐一; 鈴木 美穂; Dai, Y.*

Journal of Nuclear Materials, 534, p.152146_1 - 152146_16, 2020/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:42.23(Materials Science, Multidisciplinary)

流動鉛ビスマス共晶合金(LBE)中で照射されたMEGAPIE(MEGAwatt Pilot Experiment)ターゲットからT91引張試験片を採取し、照射後試験(PIE)を行った。これらの試験片は照射試験における標準的な試験片と比べて2倍以上の厚さがあり、そのゲージ部の厚さと幅の比(t/w)は標準的な照射用試験片とは大きく異なる。PIEの結果、これらは標準的な試験片と比較して1.5-2.0倍大きな全伸び(TE)を示し、これよりt/wとTEは強く相関していることが示唆された。そこで、未照射の試料を用いて、引張り特性に対するt/wの影響を調べた。その結果、強度と均一伸びにはt/w依存性が見られないが、TEはt/wの増加とともに大きくなることが分かった。さらに実験データに基づいて、TEを様々なt/wの試験片と相関させることで、標準試験片を含む適切なTE値を評価できることを示した。

論文

Segregation behavior of Fe and Gd in molten corium during solidification progress

須藤 彩子; Meszaros, B.*; Poznyak, I.*; 佐藤 拓未; 永江 勇二; 倉田 正輝

Journal of Nuclear Materials, 533, p.152093_1 - 152093_8, 2020/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:42.23(Materials Science, Multidisciplinary)

For a criticality assessment of the fuel debris generated by the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant accident, knowing the segregation of neutron absorber materials, ${it i.e.}$, Gd, B, and Fe, in the fuel debris is necessary. Although B may mostly evaporate during melting, Fe and Gd are expected to remain in the molten corium. To understand the redistribution behavior of Gd and Fe during the solidification of the molten corium, solidification experiments with simulated corium (containing UO$$_{2}$$, ZrO$$_{2}$$, FeO, and Gd$$_{2}$$O$$_{3}$$ with a small amount of simulated fission products such as MoO$$_{3}$$, Nd$$_{2}$$O$$_{3}$$, SrO, and RuO$$_{2}$$) were performed using a cold crucible induction heating method. The simulated corium was slowly cooled from 2,500$$^{circ}$$C and solidified from the bottom to the top of the melt. An elemental analysis analysis of the solidified material showed that the Fe concentration in the inner region increased up to approximately 3.4 times that in the bottom region. This suggested that FeO might be concentrated in the residual melt and that, consequently, the concentration of Fe increased in the later solidification region. On the contrary, the Gd concentration in the periphery region was found to be approximately 2.0 times higher than that in the inner region, suggesting the segregation of Gd in the early solidified phase. No significant segregation was observed for the simulated fission products.

論文

Post-irradiation examinations of annular mixed oxide fuels with average burnup 4 and 5% FIMA

Cappia, F.*; 田中 康介; 加藤 正人; McClellan, K.*; Harp, J.*

Journal of Nuclear Materials, 533, p.152076_1 - 152076_14, 2020/05

 被引用回数:1 パーセンタイル:42.23(Materials Science, Multidisciplinary)

We present post-irradiation examination results on two type of annular mixed oxide fuel pins irradiated in the Fast Flux Test Facility (FFTF) sodium cooled reactor to an average burnup between 4% and 5% fission of initial heavy atom (FIMA). The pins differed only from the initial Pu content, which was 22 wt% and 26 wt%, respectively. The overall performance of the pins was excellent, in line with previous historical results. The pins with higher Pu content experienced higher irradiation temperatures which influenced the fission gas release, fuel swelling, and Cs distribution compared to the other pins. All the post-irradiation examinations results are discussed against the irradiation parameters. In particular, the pins with higher initial Pu content, i.e., 26 wt%, experienced higher power that resulted in enhanced fission gas release compared to the other two pins with 22 wt% initial Pu content. For the pins with higher fission gas release, onset of Cs redistribution was observed. The two pins that had lower initial Pu content and burnup showed a Cs axial distribution similar to the as-produced one.

論文

Oxidation kinetics of silicon carbide in steam at temperature range of 1400 to 1800$$^{circ}$$C studied by laser heating

Pham, V. H.; 永江 勇二; 倉田 正輝; Bottomley, D.; 古本 健一郎*

Journal of Nuclear Materials, 529, p.151939_1 - 151939_8, 2020/02

AA2019-0197.pdf:1.61MB

 被引用回数:2 パーセンタイル:66.08(Materials Science, Multidisciplinary)

As expected for accident tolerant fuels, investigation of steam oxidation for silicon carbide under the conditions beyond design basis accident scenarios is needed. Many studies focused on steam oxidation of SiC at temperatures up 1600$$^{circ}$$C have been conducted and reported in the literature. However, behavior of SiC in steam at temperatures above 1600$$^{circ}$$C still remains unclear. To complete this task, we have designed and manufactured a laser heating facility for steam oxidation at extreme temperatures. With the facility, we report the first results on the steam oxidation behavior of SiC at temperatures range of 1400-1800$$^{circ}$$C for short term exposure of 1-7 h under atmospheric pressure. Based on the mass change of SiC samples, parabolic oxidation rate and linear volatilization rate were calculated. The oxidation layer appears to be maintained at 1800$$^{circ}$$C in steam, but the bubble formation phenomenon suggests other volatilization reactions may limit its life.

論文

Anomalous small-angle X-ray scattering (ASAXS) study of irradiation-induced nanostructure change in Fe-ion beam irradiated oxide dispersion-strengthened (ODS) steel

熊田 高之; 大場 洋次郎; 元川 竜平; 諸岡 聡; 冨永 亜希; 谷田 肇; 菖蒲 敬久; 金野 杏彩; 大和田 謙二*; 大野 直子*; et al.

Journal of Nuclear Materials, 528, p.151890_1 - 151890_7, 2020/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Materials Science, Multidisciplinary)

ステンレス鋼の放射線照射によるナノ構造変化観測用異常分散X線小角散乱(ASAXS)装置を開発した。イオンビーム照射前後のMA956試料の散乱パターンを比較したところ、Cr析出物の形状は全く変化していないことが判明した。

論文

Material characterization of the VULCANO corium concrete interaction test with concrete representative of Fukushima Daiichi Nuclear Plants

Brissonneau, L.*; 池内 宏知; Piluso, P.*; Gousseau, J.*; David, C.*; Testud, V.*; Roger, J.*; Bouyer, V.*; 北垣 徹; 仲吉 彬; et al.

Journal of Nuclear Materials, 528, p.151860_1 - 151860_18, 2020/01

 被引用回数:5 パーセンタイル:86.53(Materials Science, Multidisciplinary)

In the framework of JAEA-CEA collaboration, experimental studies have been conducted for estimating the material characteristics of corium debris representative of the Fukushima Daiichi nuclear damaged plants. A test has been performed in the VULCANO facility in CEA Cadarache to simulate the concrete corium interaction (CCI) with prototypic corium (using depleted uranium) and concrete of Fukushima Daiichi 1F1 Nuclear Plant. This paper presents the Post Test Analyses on 9 samples representative of the CCI during this test: in the corium pool, in the crusts and at the vertical and horizontal interfaces with the concrete. Analyses have been performed by SEM/EDS, X-Ray Diffraction, complete dissolution and ICP, micro-hardness measurements of the main phases. The major phases encountered are uranium rich and zirconium rich oxides forming nodules from micrometers to millimeters size, chromium-iron rich precipitates of several micrometers, metallic Fe-Ni droplets and chromium-silicon rich filaments in a matrix, likely vitreous, rich in concrete elements: Si, Al, Ca, but containing up to 12 cations. The matrix is the softer oxide phase, when the Cr rich precipitates are the harder. The analyses are consistent with the estimated macroscopic ablation ratio, but do not still explain the important axial ablation observed for this specific basaltic concrete. The different phases formation, distribution and solidification path are discussed. First comparisons are proposed with the former CCI tests with European concretes. These results give helpful insights for the future dismantling of the plant and for a deeper understanding of the CCI process for basaltic concrete.

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