海外炉を用いた中性子照射試験,1; キャプセル温度制御システムを用いた照射試験の検討(共同研究)

高部 湧吾; 大塚 紀彰; 冬島 拓実; 佐谷戸 夏紀; 井上 修一; 森田 寿; Jaroszewicz, J.*; Migdal, M.*; 小沼 勇一; 飛田 正浩*; et al.

JAEA-Technology 2022-040, 45 Pages, 2023/03

JAEA-Technology-2022-040.pdf:6.61MB

中性子照射場として中核を担ってきた材料試験炉(Japan Materials Testing Reactor: JMTR)の廃止に伴い、軽水炉の一層の安全性、信頼性・効率性向上のための技術開発や革新的な原子炉開発に必要な国内照射場が喪失され、照射試験炉の運転技術や照射技術の継承や人材育成も困難な状況となった。こうした課題に対処するため、代替手段として中性子照射場を海外炉に求めた照射試験の実施に係る検討を行った。「ポーランド国立原子力研究センターと日本原子力研究開発機構との間の試験研究炉の研究開発のための共同研究取決め」に基づきポーランド国立原子力研究センター(NCBJ)が所有するMARIA炉(出力30MW)を中性子照射場として、JMTRの有する照射技術の一つである温度制御システムを導入した照射試験の実施可否を検討した。その結果、JMTRの設計・製作基準に則って製作済であったキャプセルに対し改造を施すことで照射試験の実現が可能である見通しが得られた。改造後に浸透探傷検査、絶縁導通試験及びキャプセルの使用温度である室温300Cの範囲における動作試験等を実施し、良好な結果が得られ、MARIA炉への輸送前準備を完了した。

Influence of temperature histories during reactor startup periods on microstructural evolution and mechanical properties of austenitic stainless steel irradiated with neutrons

笠原 茂樹; 橘内 裕寿*; 知見 康弘; 茶谷 一宏*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Journal of Nuclear Materials, 480, p.386 - 392, 2016/11

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2016.06.017

BWR炉内構造物用オーステナイト系ステンレス鋼の中性子照射温度は、炉の起動時に室温近傍から約290Cに遷移するのに対し、近年のJMTRを用いたBWR模擬照射では、150C程度まで昇温した後に照射を開始する制御方法が採用されている。このような温度履歴の違いがステンレス鋼のミクロ組織変化と機械的特性に及ぼす影響を検討するため、BWR起動時の温度履歴を模擬したJMTR照射材と昇温後に照射を開始した材料に対して、290Cでの引張試験、室温でのビッカース硬さ試験、及びFEG-TEMを用いたミクロ組織観察を行った。その結果、温度履歴の相違は格子間原子クラスターの形成に影響し、特にBWR温度履歴模擬材のフランクループ径は昇温後に照射した場合に比べて大きいことが判った。また温度履歴の相違の影響は、0.2%耐力と硬さの上昇よりもひずみ硬化能と延性低下において明確に観察された。以上の結果から、原子炉起動時の温度履歴の相違は損傷量1 dpa以上のステンレス鋼においても認められ、特にフランクループとマクロな変形挙動の関係を考慮する必要性が示唆された。

Effects of irradiation and water temperatures on IASCC susceptibility of stainless steels

三輪 幸夫; 塚田 隆

Proceedings of 8th Japan-China Symposium on Materials for Advanced Energy Systems and Fission & Fusion Engineering, p.161 - 168, 2004/10

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、軽水炉の炉内構造材料の環境劣化事象の1つである。333673Kで1.116dpaまで照射した316(LN)鋼を用いて、IASCC感受性に及ぼす照射温度と水温の影響を調べた。573K以下で1.116dpaまで照射された試験片では、溶存酸素を含む高温水中においても、水温が513KであればIASCCが発生しなかった。しかし、水温が533K以上であれば、照射温度にかかわらずIASCCが発生した。照射温度は、水温が513K以下でIASCC感受性に大きな影響を与えることから、この照射温度依存性を他の照射誘起現象の温度依存性と比較した。

Effects of silicon, carbon and molybdenum additions on IASCC of neutron irradiated austenitic stainless steels

中野 純一; 三輪 幸夫; 高野 利夫; 塚田 隆

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.643 - 647, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.04.098

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)における微量元素の影響を調べるために、高純度のSUS304及び316ステンレス鋼を製作し、SiまたはCを添加した。3.510n/m(E1MeV)の中性子照射後、照射材に対して低ひずみ速度引張試験(SSRT)を561Kの高温水中で行った。SSRT後に試験片の破面観察を走査型電子顕微鏡(SEM)を用いて行った。中性子フルエンスの増加とともに、ステンレス鋼の降伏応力は増加し、伸びは減少した。SiあるいはMoを含有するステンレス鋼では、6.710n/mの照射後のSSRTにおいて20%以上の全伸びを示したが、3.510n/mまで照射した全ての試料が降伏応力の増加と10%以下の伸びの低下を示した。SSRT後の破面の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)の破面率は中性子フルエンスの増加とともに増加した。Cを含む高純度ステンレス鋼においては、照射硬化が全試料中最大であったにもかかわらず、IGSCC破面率が全試料中最小となり、Cの添加によりIGSCCが抑制された。

高燃焼度燃料ペレット融点測定技術の開発; 微小試料の融点測定技術

原田 克也; 仲田 祐仁; 原田 晃男; 二瓶 康夫; 安田 良; 西野 泰治

JAERI-Tech 2004-034, 13 Pages, 2004/03

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燃料ペレットの微小領域における融点測定を目指し、既存のペレット融点測定装置を使用して少量の燃料ペレットで測定を可能とするために、燃料ペレットを封入するタングステンカプセルの改良及び試料の少量化に起因する不明瞭なサーマルアレストから融点を決定する方法の確立を行った。その結果、サーマルアレスト法による微小試料の融点測定が可能となり、照射済燃料ペレットの微小領域での融点測定に有効であることを確認した。本報は、ペレット融点測定装置を用いた微小試料の融点測定技術開発の概要を報告するとともに、タンタル[Ta],モリブデン[Mo],酸化ハフニウム[HfO]及び未照射UOペレットを用いて実施した測定結果をまとめたものである。

Assessment of irradiation temperature stability of the first irradiation testi rig in the HTTR

柴田 大受; 菊地 孝行; 宮本 智司*; 小倉 一知*

Nuclear Engineering and Design, 223(2), p.133 - 143, 2003/08

https://doi.org/10.1016/S0029-5493(03)00041-4

高温工学試験研究炉(HTTR)は、様々な照射試験のために高温で大きな照射空間を提供することができる。HTTRの最初の照射設備としてI-I型材料照射試験用設備が開発された。これは、ステンレス鋼の照射下クリープ試験を標準サイズの大型試験片を用いて実施するためのものである。この設備では照射温度制御に炉内の高温の雰囲気を利用する設計としており、照射温度は550Cと600Cで3Cの変動範囲で実施することを目標としている。本研究は、試験片の照射温度の安定性を解析的及び実験的手法により評価したものである。まず、過渡状態における試験片温度の変化を有限要素法(FEM)により解析し、次にモックアップを用いて温度制御性を実験的に検証した。さらに、得られた結果をHTTRの出力上昇試験で測定された炉内黒鉛構造物の温度変化特性と比較検討した。その結果、I-I型材料照射試験用設備の温度制御方法が、安定な照射試験を実施するうえで有効であることを示した。

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)と研究の動向

塚田 隆

材料と環境, 52(2), p.66 - 72, 2003/02

http://joi.jlc.jst.go.jp/JST.Journalarchive/jcorr1991/52.66

軽水炉の炉内構造材料は、高レベルの中性子・線の照射を伴う約300Cの高温高圧水中という他の工業プラントにはない環境で使用され、照射と化学環境の作用により特有の劣化損傷を生じる。中性子照射を受けると、合金のミクロ組織や粒界近傍等の局所的な化学組成は、格子原子のはじき出しに始まる照射損傷過程により刻々と変化する。ここで紹介する照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は、炉内中性子照射の影響により発生するSCC現象である。IASCCの研究は、1980年代中頃に軽水炉高経年化・長寿命化の検討に伴い各国で本格化した。重大な問題へつながるIASCC損傷はこれまで経験されていないが、IASCCの発生と進展のメカニズムについてはまだ十分解明されておらず、さらに基礎的な研究が必要な状況にある。また、IASCCは軽水炉のみならず照射場に水冷却系を有するシステムに共通の材料損傷要因となり得る。例えば、国際熱核融合実験炉ITERの第1壁ブランケット構造物の材料についてもIASCCの検討が行われている。本解説では、IASCCについてこれまでに得られた主な知見と研究の動向を紹介する。

IASCC照射試験のための水環境制御装置の線量当量率評価

飛田 正浩*; 板橋 行夫

JAERI-Tech 2002-042, 40 Pages, 2002/03

JAERI-Tech-2002-042.pdf:2.09MB

軽水炉の高経年化に関連して、照射誘起応力腐食割れ(IASCC;Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)は炉内構造物の信頼性に関する重要かつ緊急の検討課題とされており、このような状況から、沸騰水型軽水炉(BWR)の炉内環境を模擬した照射試験を行うことができる高度材料環境照射装置をJMTRに設置するための設計検討を進めている。高度材料環境照射装置は、照射試験片を収納し炉内に装荷する飽和温度キャプセル、飽和温度キャプセルに高温高圧水を供給する水環境制御装置などから構成される。本報告書は、核種評価コードORIGEN-2と遮へい計算コードQAD-CGGP2を用いて、作業の安全性確保のために水環境制御装置が設置されるJMTR原子炉建家炉室B1Fのキュービクルの外壁表面における線量当量率の評価と、原子炉停止後にキュービクル内に立ち入る場合に最も高線量が予想される同装置のイオン交換塔遮へい体表面の線量当量率評価の結果についてまとめたものである。

New material synthesis by radiation processing at high temperature; Polymer modification with improved irradiation technology

瀬口 忠男; 八木 敏明; 石川 俊一*; 佐野 裕子*

Radiation Physics and Chemistry, 63(1), p.35 - 40, 2002/01

https://doi.org/10.1016/S0969-806X(01)00478-9

高分子材料を高温で放射線照射すると、硬度が上昇することを見いだした。ポリサルホン、ポリカーボネイトはガラス転移温度で電子線を照射すると、硬度が50%前後も上がり、その線量は数kGyである。架橋・切断の反応がきわめて小さい線量で起こり、分子の凝集が主な理由と考えられる。

Development of new technique for temperature control of irradioation capsules

菅野 勝; 北島 敏雄; 本間 建三

KAERI/GP-195/2002, p.71 - 75, 2002/00

最近の照射試験では、原子炉材料の照射損傷機構の詳細な解明を目的として、原子炉起動・停止時などの過渡状態においても常に試料を一定温度に保つことによって温度変動の影響(低温照射効果)を除いた照射試験が要求されている。JMTRでは、照射キャプセルの温度制御に関して、従来の手動操作で行っていた制御方式を改良し、ガス層圧力調節系に、原子炉出力信号でガス層の圧力を調整する先行温度制御回路を組込み、ヒータ出力のフィードバック制御と併用して試料温度を制御する新たな方式を開発することで一定温度制御の自動制御システムを構築した。