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成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 587, p.154736_1 - 154736_8, 2023/12
被引用回数：1 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)To evaluate the oxidation and embrittlement behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions, we conducted isothermal oxidation and ring-compression tests on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens. Further, we discussed the loss of coolable geometry of the reactor core loaded with the FeCrAl-ODS cladding tubes under LOCA conditions, using data from the ring-compression tests in this study and the integral thermal shock tests from our previous study. The results reveal that oxidation kinetics of the FeCrAl-ODS cladding tube at 1523 K is four orders of magnitude lower than that of a conventional Zircaloy cladding tube, which highlights the exceptional oxidation resistance of the FeCrAl-ODS cladding tube. The breakaway oxidation of the FeCrAl-ODS cladding tube was observed at 1623 K for durations equal to or exceeding 6 h, and melting was observed at 1723 K. The ring-compression and the integral thermal shock tests indicate that, depending on the oxidation time, the ductile to brittle transition threshold - as determined by the ring-compression test - exists between 1623 K and 1723 K. Meanwhile, the fracture threshold - established through the integral thermal shock test - falls between 1573 K and 1673 K. Therefore, taking a conservative approach based on available data, the fracture and non-fracture results from the integral thermal shock tests can define the lower and upper boundaries of the threshold for the loss of coolable geometry of the reactor core during a LOCA.
成川 隆文; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 垣内 一雄; 宇田川 豊; 根本 義之
Journal of Nuclear Materials, 582, p.154467_1 - 154467_12, 2023/08
被引用回数：3 パーセンタイル：95.99(Materials Science, Multidisciplinary)To evaluate the behavior of an oxide-dispersion-strengthened FeCrAl (FeCrAl-ODS) cladding tube under loss-of-coolant accident (LOCA) conditions of light-water reactors (LWRs), the following two laboratory-scale LOCA-simulated tests were performed: the burst and integral thermal shock tests. Four burst and three integral thermal shock tests were performed on unirradiated, stress-relieved FeCrAl-ODS cladding tube specimens, simulating ballooning and rupture, oxidation, and quenching, which were postulated during a LOCA. The burst temperature of the FeCrAl-ODS cladding tube was 200-300 K higher than that of the Zircaloy cladding tube, and the FeCrAl-ODS cladding tube's maximum circumferential strain was smaller than or equal to the Zircaloy-4 cladding tube. These results indicate that the FeCrAl-ODS cladding tube has higher strength at high temperatures than the conventional Zircaloy cladding tube. The FeCrAl-ODS cladding tube did not fracture after being subjected to an axial restraint load of 
5000 N, which is more than 10 times higher than the axial restraint load estimated for existing LWRs, during quenching, following isothermal oxidation at 1473 K for 1 h. The FeCrAl-ODS cladding tube was hardly oxidized during this isothermal oxidation condition. However, it melted after a short oxidation at 1673 K and fractured after abnormal oxidation at 1573 K for 1 h. Based on these results, the FeCrAl-ODS cladding tube should not fracture in the time range expected during LOCAs below 1473 K, where no melting or abnormal oxidation occurs.
矢野 康英; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*
Materials Transactions, 62(8), p.1239 - 1246, 2021/08
被引用回数：5 パーセンタイル：41.35(Materials Science, Multidisciplinary)FeCrAl-ODS鋼被覆管を製作し、その被覆管の熱時効の影響を調査するために、450
C,5000時間と15000時間の熱時効後に、硬さ試験,リング引張試験,TEM観察を実施した。全てのFeCrAl鋼被覆管で熱時効硬化が確認され、延性低下を伴う顕著な強度上昇も生じた。熱時効硬化挙動は(Ti, Al)リッチ相(
'相)析出とAl7wt%未満の場合は
'相析出も起因していると考えられる。同様の組成をもつFeCrAl-ODS鋼を比較した場合、再結晶材と未再結晶材で熱時効硬化は生じるが、後者は延性低下を伴わないことが明らかになった。この挙動の差は、結晶粒界,転位密度,試験片作製方向の影響が起因していると考えられる。本研究は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成2528年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」の中で北海道大学からの委託により原子力機構が実施した研究成果である。
鵜飼 重治*; 矢野 康英; 井上 利彦; 曽和 貴志*
Materials Science & Engineering A, 812, p.141076_1 - 141076_11, 2021/04
被引用回数：12 パーセンタイル：73.14(Nanoscience & Nanotechnology)FeCrAl-ODS鋼は、軽水炉の事故耐性燃料に対する有望な材料として期待されている。この合金に対してAlとCrは鍵となる元素であり、Crはアルミナ形成を促進し、Alは脆性相となるCrリッチ相(')の形成を抑制する重要な相乗効果を有している。今回の研究では、Cr(9-16at.%)とAl(10-17 at.%)の添加量を系統的に変化させ、室温, 300, 700度の引張試験を実施し、CrとAlの両添加に及ぼす固溶強化に関する調査を行った。その結果、軽水炉の運転温度である300度において、CrとAlの1at.%当りの固溶強化量は、それぞれ20, 5MPaと直線的に増加することが分かった。この固溶強化量は、一般的なFleischer-Friedel理論やLabusch理論では説明できず、鈴木の変形はラセン転位の2重キンク機構により説明可能であることを明らかにした。本研究成果は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、北海道大学が実施した平成25-28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管」の研究成果である。
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.
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.206 - 216, 2019/09
福島第一原子力発電所事故を教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。
高畠 容子; 安倍 弘; 佐野 雄一; 竹内 正行; 小泉 健治; 坂本 寛*; 山下 真一郎
Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet), 9 Pages, 2018/10
事故耐性軽水炉燃料の燃料被覆管として開発されているFeCrAl-ODS鋼の硝酸腐食評価を、使用済燃料再処理工程に対して燃料被覆管腐食生成物が与える影響を評価するために実施した。3mol/L硝酸における腐食試験を、60C, 80C,沸騰条件において実施し、浸漬試験の試験片に対してはXPS分析を行った。沸騰条件にて最も腐食が進展し、腐食速度は0.22mm/yであった。酸化被膜内のFe割合は減少しており、CrとAlの割合は増加していた。腐食試験の結果、FeCrAl-ODS鋼は高い硝酸腐食耐性を持つため、再処理工程中の溶解工程において許容可能であることを確かめた。
山下 真一郎; 永瀬 文久; 倉田 正輝; 野澤 貴史; 渡部 清一*; 桐村 一生*; 垣内 一雄*; 近藤 貴夫*; 坂本 寛*; 草ヶ谷 和幸*; et al.
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
我が国では、事故耐性燃料の技術基盤を整備するために2015年に軽水炉の事故耐性燃料等(ATFs)に関する研究開発プロジェクトが立ち上がった。日本原子力研究開発機構は、国内のプラントメーカ, 燃料メーカ, 大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。
高野 渉*; 草ヶ谷 和幸*; 後藤 大輔*; 坂本 寛*; 山下 真一郎
Proceedings of 2017 Water Reactor Fuel Performance Meeting (WRFPM 2017) (USB Flash Drive), 10 Pages, 2017/09
事故耐性燃料の一つである酸化物分散強化したFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS)に着目した。FeCrAl-ODSは、BWRに適用できる見通しはあるものの、相対的に高い中性子吸収が補償されなければならない。我々は、中性子経済性に対するインパクトを減らすための薄肉FeCrAl-ODS被覆管を設計し、薄肉FeCrAl-ODS被覆管で構成される9
9型先進沸騰水型軽水炉(ABWR)バンドルを装荷した時の、炉心の特性を評価した。ウォーターロッドやチャンネルボックスにも薄肉FeCrAl-ODSを適用した。解析の結果、FeCrAl-ODS炉心反応度は、UO
燃料を上限の5wt%までウラン濃縮度を増加させることで十分な値が得られることを確認した。さらに、幾つかの代表的なFeCrAl-ODSの炉心特性をジルカロイ炉心の時と比較し、通常時及び過渡時の薄肉FeCrAl-ODS被覆管の熱機械的挙動は許容できる範囲にあることも確認した。これらの結果から、本研究の解析条件の範囲においては、FeCrAl-ODSがBWRに適用できると結論される。
井上 利彦; 関尾 佳弘; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 古川 智弘; 皆藤 威二; 鳥丸 忠彦*; 林 重成*; et al.
no journal, ,
高速炉用に開発された9-18-Cr-ODS鋼及び軽水炉でのシビアアクシデント特性に優れるAl添加ODS鋼を用いて、昇温速度0.1-10K/s、試験周応力50-200MPaでの急速加熱バースト試験を行い、熱過渡時の強度特性と変形を評価した。試験の結果、試験周応力と昇温速度が低下すると高い破裂温度を示した。また、Al添加ODS鋼は9Cr-ODS鋼と比較して破裂温度が低下していたが、AlとZrを添加すると急速加熱バースト特性が改善することを確認した。
湯澤 翔*; 薮内 聖皓*; 木村 晃彦*; 坂本 寛*; 平井 睦*; 山下 真一郎
no journal, ,
高温水や蒸気中における耐食性および酸化特性を向上させた燃料被覆管は、事故時の被覆管と冷却水の反応速度を低下させ、水素発生を抑制するため、事故耐性燃料しての使用が期待されており、候補材として高Cr-高Al-ODS鋼が提案されている。一方、このFeCrAl-ODS鋼の溶接技術については十分な知見が少なく、これまでの研究からAlを添加することで溶接性が顕著に劣化することが知られており、溶接方法の検討が必要である。そこで本研究では、FeCrAl-ODS鋼管と端栓とをEB溶接あるいはTIG溶接し、その接合強度および接合部の損傷評価を行った。
山下 真一郎
no journal, ,
軽水炉の安全性向上に資する新型燃料の技術基盤整備を目的に、事故耐性を高めた新型燃料の既存軽水炉への導入に向けた研究開発プロジェクトを実施している。本発表では、現在継続実施中のこのプロジェクトにおいて、平成28年度までに得られた主要な成果である、(1)各新型燃料候補材料の技術成熟度(TRL)整理表、(2)技術課題マップ(AG: Attribute Guide)、(3)各々の新型燃料候補部材の研究開発計画(R&D計画)、(4)基礎データ及び新型燃料導入の影響・効果の評価結果、(5)米国試験研究炉(HFIR)を用いた材料照射試験、について報告する。これらに加え、平成29年度に実施している新型燃料開発状況も紹介する。
Aghamiri, M. S.*; 鵜飼 重治*; 大野 直子*; 林 重成*; 曽和 貴志*; 菅原 直也*; 坂本 寛*; 山下 真一郎
no journal, ,
事故時の燃料被覆管の材料設計では、その微細組織と機械的特性は重要である。本研究では、種々の押出材, 回復材及び再結晶材FeCrAl-ODS鋼の微細組織と引張特性を比較、検討して、最適処理材を提案した。
安倍 弘; 高畠 容子; 佐野 雄一; 竹内 正行; 小泉 健治; 山下 真一郎; 坂本 寛*
no journal, ,
冷却材喪失時の過酷条件においても損傷しにくい新型燃料を開発することは、既存軽水炉の事故発生リスクを低減し、安全性を向上させる観点から非常に重要である。従来材料であるジルコニウム合金に替わる候補の一つに、12%Cr, 6%Al酸化物分散強化鋼(以降、FeCrAl-ODS鋼と表記)の開発が進められている。本研究においては、FeCrAl-ODS鋼の実用化に係る技術開発の一環として、核燃料再処理プロセスへの適合性を評価するため、FeCrAl-ODS鋼の腐食挙動に及ぼす硝酸濃度の影響について基礎的な評価を実施した。
山下 真一郎; 根本 義之; 井岡 郁夫; 川西 智弘; 倉田 正輝; 加治 芳行; 深堀 智生
no journal, ,
2011年の東日本大震災と津波、そして福島第一原子力発電所(1F)で起こった出来事の後、世界の興味はそのような極めて稀な出来事の間でも十分に性能が高められた燃料の探索に向けられ、それから多くの国で事故耐性燃料(ATF)開発プログラムが開始された。日本においては、1F事故以降、実用化研究, 製造技術開発、そして技術基盤整備のための幾つかのATFプログラムが始まった。日本において検討されているATF候補材料は、炭化ケイ素(SiC)複合材とFeCrAl鋼を微細な酸化物粒子の分散で強化したFeCrAl-ODS鋼である。SiC複合材は、汎用のジルコニウム合金に比べて、水素発生量が少なくまた反応熱も低いため非常に魅力的な材料である。それ故に、加圧水型軽水炉の燃料被覆管や沸騰水型軽水炉の燃料被覆管やチャンネルボックスとしての使用が期待されている。一方、FeCrAl-ODS鋼は将来有望な材料であり、沸騰水型軽水炉の燃料被覆管としての応用が考えられている。
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.
no journal, ,
In order to increase accident tolerance of light water reactors (LWRs), fuel rod, channel box and control rod with new materials and concepts have been considered and developed in Japan. Since 2015, Japan Atomic Energy Agency has conducted and coordinated the Japanese R&D program of accident tolerant fuel (ATF) for establishing technical basis of ATF under a program sponsored and organized by the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI). ATF candidate materials considered in this METI program are silicon carbide (SiC) composite and FeCrAl steel strengthened by dispersion of fine oxide particles (FeCrAl-ODS). SiC composite is a highly attractive material because of its lower hydrogen generation rate and lower reaction heat in comparison with conventional Zircaloy. Therefore, practical uses for a fuel cladding of pressurized water reactor (PWR) and for the fuel cladding, channel box of boiling water reactor (BWR) are expected. On the other hand, FeCrAl-ODS steel is a promising material and is considered to apply to the fuel cladding of BWR. Until now, we have been accumulated experimental data of the candidate materials by out-of-pile tests, developed fuel evaluation codes to apply to the candidate materials, evaluated fuel behavior simulating operational and accidental conditions by the developed code. In this paper, we will report the updates of out-of-pile data and evaluation results.
山下 真一郎; 井岡 郁夫; 根本 義之; 川西 智弘; 加治 芳行; 深堀 智生; 野澤 貴史*; 渡部 清一*; 村上 望*; 佐藤 寿樹*; et al.
no journal, ,
In order to increase accident tolerance of light water reactors (LWRs), fuel rod, channel box and control rod with new materials and concepts have been considered and developed in Japan. Since 2015, Japan Atomic Energy Agency has conducted and coordinated the Japanese R&D program of accident tolerant fuel (ATF) for establishing technical basis of ATF under a program sponsored and organized by the Ministry of Economy, Trade and Industry (METI). ATF candidate materials considered in this METI program are silicon carbide (SiC) composite and FeCrAl steel strengthened by dispersion of fine oxide particles (FeCrAl-ODS). SiC composite is a highly attractive material because of its lower hydrogen generation rate and lower reaction heat in comparison with conventional Zircaloy. Therefore, practical uses for a fuel cladding of pressurized water reactor (PWR) and for the fuel cladding, channel box of boiling water reactor (BWR) are expected. On the other hand, FeCrAl-ODS steel is a promising material and is considered to apply to the fuel cladding of BWR. Until now, we have been accumulated experimental data of the candidate materials by out-of-pile tests, developed fuel evaluation codes to apply to the candidate materials, evaluated fuel behavior simulating operational and accidental conditions by the developed code. In this paper, we will report the updates of out-of-pile data and evaluation results.
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。
高畠 容子; 安倍 弘; 佐野 雄一; 竹内 正行; 渡部 雅之; 坂本 寛*; 山下 真一郎
no journal, ,
燃料溶解工程を対象としたFeCrAl-ODS鋼の硝酸腐食評価として、
線照射下にて浸漬試験と電気化学試験を行った。FeCrAl-ODS鋼の腐食速度は平均0.78mm/yとSUS304ULC等従来のステンレス鋼と同程度であり、FeCrAl-ODS鋼被覆管の腐食は再処理工程に影響を与えないと考えられた。
根本 義之; 藤村 由希; 坂本 寛*; 山下 真一郎
no journal, ,
事故耐性燃料(ATF)被覆管候補材料として開発が進められているFeCrAl-ODS鋼の酸化挙動について、熱天秤を用いて水蒸気中での高温酸化挙動を評価した。表面に生成した酸化層についてレーザーラマン分光やEDSによる組成分析を行い、温度による酸化挙動の違いの原因について検討した。その結果、酸化層が高温ではアルミナ層であるのに対し、750C以下では鉄の酸化物であることが示された。講演ではその詳細について報告する。
山下 真一郎
no journal, ,
事故耐性燃料(ATF)材として開発されているFeCrAl合金開発の概要と最近の進展について、先行する米国での研究開発事例や日本オリジナルとして開発されているFeCrAl-ODSの最近の開発状況を紹介する。
