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垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊
Journal of Nuclear Materials, 573, p.154110_1 - 154110_7, 2023/01
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Materials Science, Multidisciplinary)The irradiation growth behavior of coupon specimens prepared from improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding, which have various additive elements and fabrication conditions, was investigated by conducting an irradiation test at 573 and 593 K under typical PWR coolant conditions up to a fast-neutron fluence of 
7.8
10
(n/cm 
, E 
1 MeV) in the Halden reactor in Norway. Based on the dimensional change data measured at interim and final inspections, the amounts of irradiation growth of the improved Zr-based alloys were formulated from the viewpoint of engineering. The trends of the parameters which express the effects of additive elements on irradiation growth behavior were in good agreement with those previously reported, and it was found that the amount of irradiation growth can be expressed by using a summation rule of the effect of each additive element on irradiation growth.
垣内 一雄; 天谷 政樹; 宇田川 豊
Annals of Nuclear Energy, 171, p.109004_1 - 109004_9, 2022/06
被引用回数：4 パーセンタイル：76.47(Nuclear Science & Technology)In order to understand the dimensional stability of the fuel rod during long-term use in commercial LWRs, an irradiation growth testing in the Halden reactor of Norway was conducted on various fuel cladding materials including the improved Zr alloy. In this paper, the effect of hydrogen, which was absorbed in the cladding tube due to corrosion, on the irradiation growth behavior was evaluated. Comparison between the specimens with or without pre-charged hydrogen revealed that the effect of hydrogen absorption, accelerating irradiation growth, became significant when the hydrogen content exceeded the hydrogen solubility limit in the corresponding irradiation temperature. Analysis based on this understanding derived growth acceleration effect (0.06
0.01)%/100 ppm, whose denominator is defined as the amount of absorbed hydrogen involved in hydride precipitation under irradiation as a relevant parameter.
天谷 政樹; 垣内 一雄; 三原 武
Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.1048 - 1056, 2019/09
New fuel cladding alloys of which composition was changed from conventional ones have been developed by nuclear fuel vendors and utilities. Since the irradiation growth of fuel cladding is one of the most important parameters which determine the dimensional stability of fuel rod and/or fuel assembly during normal operation, the irradiation growth behavior of the improved Zr-based alloys for light-water reactor fuel cladding was investigated. The coupon specimens were prepared from fuel cladding tubes with various kinds of improved Zr-based alloys. The specimens were loaded into test rigs and had been irradiated in the Halden reactor in Norway under several coolant temperature conditions up to a fast-neutron fluence of 
7.810 (n/cm, E 1 MeV). Irradiation conditions such as specimen temperatures had been continuously monitored during the irradiation. During and after the irradiation, the amount of irradiation growth of each specimen was evaluated as a part of the interim and final inspections. The effect of the difference in alloy composition on the amount of irradiation growth seemed insignificant if the other conditions e.g. the final heat treatment condition at fabrication and the irradiation temperature were the same.
知見 康弘; 笠原 茂樹; 瀬戸 仁史*; 橘内 裕寿*; 越石 正人*; 西山 裕孝
Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors, Vol.2, p.1039 - 1054, 2018/00
被引用回数：2 パーセンタイル：57.67(Materials Science, Multidisciplinary)照射誘起応力腐食割れ(IASCC)による亀裂進展挙動を理解するため、中性子照射したオーステナイト系ステンレス鋼の亀裂進展試験を実施して亀裂進展速度を評価し、亀裂先端における変形組織と酸化皮膜に着目したミクロ組織観察を実施した。供試材は1214dpaまで中性子照射した316Lステンレス鋼で、BWR模擬水質環境(約288
C)下で亀裂進展試験を行った。また亀裂進展試験後、FEG-STEMを用いて亀裂先端のミクロ組織を観察した。試験の結果、腐食電位(ECP)の低減による亀裂進展抑制効果は、文献で示されている約2dpa以下の損傷量の低い材料と比較して顕著ではなかった。また1000時間以上高温水中に浸漬し、高ECPと低ECPの双方の環境に置かれた試験片の亀裂内には酸化物形成が認められたが、低ECP条件下のみを経験した亀裂先端近傍には酸化皮膜の形成がほとんど認められなかった。さらに、亀裂先端近傍には変形に伴う双晶組織が高密度に形成していた。これらの結果より、高損傷量のステンレス鋼の亀裂進展挙動において、局所変形と酸化が支配的な因子であることが示唆された。
知見 康弘; 高見澤 悠; 笠原 茂樹*; 岩田 景子; 西山 裕孝
Nuclear Engineering and Design, 307, p.411 - 417, 2016/10
被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Nuclear Science & Technology)照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展挙動に影響を及ぼすパラメータを調べるため、ノンパラメトリックベイズ(BNP)法を用いて、照射されたオーステナイト系ステンレス鋼の沸騰水型軽水炉(BWR)環境におけるき裂進展速度に関する既存データの統計解析を試みた。き裂進展速度と照射材の降伏応力(
)、応力拡大係数(
)、腐食電位(ECP)、及び高速中性子照射量といった入力パラメータの確率分布から、き裂進展速度の中央値を計算し、き裂進展速度の実測値と比較した。解析結果はき裂進展速度の実測値をよく再現するとともに、き裂進展速度が高い領域(すなわち高中性子照射量条件)では、照射誘起偏析(RIS)や局所変形など照射硬化とは異なるメカニズムにより、中性子照射量がき裂進展速度に影響を及ぼす可能性を示している。
阿部 弘亨; 園田 健*; 木下 智見*; 楢本 洋
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 127-128, p.176 - 180, 1997/00
被引用回数：11 パーセンタイル：65.44(Instruments & Instrumentation)770K~1070K程度の高温でイオン照射により転位ループが形成された。電子照射の場合と比較して、低線量で転位ループが観察され、密度は照射量と共に増加し、高線量で一定値をとる傾向を示した。また転位ループ径は、照射時間に対して1/2~2/3乗(900K以上)、
1/4乗(900K以下)に比例し、電子照射と比較して成長速度が小さいことがわかった。カスケード内部あるいはその周辺部では点欠陥が密集しているため、転位ループの核形成頻度が高くなり、そのために転位ループの成長に寄与する点欠陥密度が減少し、成長速度は低くなると考えられる。
斎藤 伸三; 星野 裕明*; 塩沢 周策; 柳原 敏
JAERI-M 8586, 32 Pages, 1979/12
本稿はNSRRにおいて計6回行ったジルカロイ被覆管の熱処理条件を変えた燃料破損実験の結果についてまとめたものである。本実験は照射脆化した被覆材の模擬を目的とした冷間加工被覆材燃料と、被覆管を完全焼鈍により軟化した完全焼鈍被覆材燃料を用いて被覆材の熱処理の相違が反応度事故条件下における燃料破損挙動に及ぼす影響を調べることを目的としたものである。実験の結果、単なる冷間加工材では照射脆化を完全に模擬出来ず被覆材の昇温により焼鈍されるため標準の熱処理を行なった被覆材燃料と比較して、破損しきい値、破損機構、変形挙動、被覆管温度挙動および被覆管酸化などいずれをとってもほとんと相違はなく、完全焼鈍材燃料についても標準燃料の実験結果と大差はなかった。
知見 康弘; 笠原 茂樹*; 西山 裕孝; 瀬戸 仁史*; 茶谷 一宏*; 橘内 裕寿*; 越石 正人*
no journal, ,
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展挙動を理解するため、中性子照射した316Lステンレス鋼試験片を用いて、BWR模擬水質環境(約290C高温水)中でき裂進展試験を実施し、試験片のき裂先端近傍での酸化皮膜特性及び変形組織について透過型電子顕微鏡(TEM)を用いて調べた。試験供給水の脱気及び水素注入により腐食電位(ECP)を低下させることで、き裂進展速度の低下とともに、き裂内での酸化が抑制されている様子が観察された。発表では、き裂進展に伴う変形組織の観察結果も示し、き裂進展速度と酸化皮膜特性、変形組織の関係について議論する。
知見 康弘; 笠原 茂樹; 西山 裕孝; 瀬戸 仁史*; 橘内 裕寿*; 越石 正人*
no journal, ,
照射誘起応力腐食割れ(IASCC)進展挙動を理解するため、中性子照射した316Lステンレス鋼コンパクトテンション試験片を用いて、BWR模擬水質環境(約288C)中でき裂進展試験を実施した。さらに、中性子照射した316Lステンレス鋼引張試験片にひずみを付加した後、変形組織について透過型電子顕微鏡(TEM)により観察した。その結果、低照射量領域(
1.9dpa)では、き裂進展速度に環境緩和効果が見られ、変形組織は転位が絡み合ったものであった。一方、高照射量領域(
2.7dpa)では、き裂進展速度の環境緩和効果が小さく、変形組織は主に転位チャンネルからなるものであった。き裂進展挙動と変形組織の関係から、IASCC進展機構に関して議論する。
