NH generation; The Role of NO in the crevice corrosion repassivation of type 316L stainless steel

青山 高士; 菅原 優*; 武藤 泉*; 原 信義*

Journal of the Electrochemical Society, 166(10), p.C250 - C260, 2019/01

https://doi.org/10.1149/2.0501910jes

その場観察機能を備えたすき間腐食試験用フローセル中でSOを含む1MNaCl溶液と、NOを含む1MNaCl溶液を用いてすき間腐食試験を行った。そして、すき間腐食の進展挙動の観察とすき間内溶液分析によって、NOのすき間腐食抑制機構を解析した。その結果NOによるすき間腐食の再不働態化は、すき間開口部での腐食の成長が停止した後に、すき間内部に向かって成長する腐食が停止する二段階の現象であり、前者はNOによる活性溶解の軽減効果、後者はNH生成に伴うpH増加によるものであることが明らかとなった。

異材簡管継手の長期信頼性評価,1; フィールド試験体の中間検査結果

竹内 正行; 永井 崇之; 石橋 祐三; 武田 誠一郎; 根本 健志*; 藤咲 和彦*; 大橋 和夫*

PNC TN8410 98-116, 147 Pages, 1998/08

PNC-TN8410-98-116.pdf:8.42MB

(1)目的熱間圧延法、HIP法,爆接法により製作した管継手を酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備へ装着し、長期信頼性の評価を行う。(2)方法酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備のプロセス系(硝酸凝縮液、濃縮液、供給液ライン)とユーティリティ系(計装用圧空、加熱用蒸気、冷却水ライン)に、管継手試験体を装着し耐久性試験を行い、中間検査として、耐圧試験、染色浸透探傷試験、外観観察、破壊検査を行った。(3)結果【1】熱間圧延管継手については、プロセス系の濃縮液および供給液ライン、ユーティリティ系の計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ラインに装着した試験体は、約21,000時間の耐久性試験を行っても健全な状態を維持していた。しかし、プロセス系の硝酸凝縮ラインに装着した試験体は、耐圧試験において漏れが認められた。【2】HIP管継手については、プロセス系の濃縮液および供給液ライン、ユーティリティ系の計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ラインに装着した試験体は、約18,000時間の耐久性試験を行っても健全な状態を維持していた。しかし、プロセス系の硝酸凝縮液ラインに装着した試験体は、耐圧試験中に破断が認められた。【3】爆接管継手については、すべての装着位置において漏れおよび破断等は認められなかった。しかし、プロセス系の硝酸凝縮液ラインに装着した試験体は、ステンレス鋼側に肌荒れが認められた。以上、中間検査の結果から、再処理プロセスへ適用する場合、ユーティリティ系(計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ライン)は、十分適用が可能と考えられる。プロセス系では、硝酸凝縮液のようにステンレス鋼にとって厳しい試験環境では、適用が困難と考えられる。しかし、濃縮液および供給液の温度の低い環境であれば、適用可能と考えられる。

EBSD解析によるステンレス鋼の疲労損傷検出の検討(パターンクオリティの適用性)

黒田 雅利*; 釜谷 昌幸*; 秋田 貢一; 山田 輝明*; 島崎 智憲*; 谷川 良平*

no journal, , 

疲労負荷を与えたオーステナイトステンレス鋼のサンプルに対して電子後方散乱回折(Electron Backscatter Diffraction: EBSD)測定を実施し、疲労の進行に伴うIQ(Image quality)値の分布と結晶方位差の分布の変化を比較することで、パターンクオリティの疲労損傷検出に対する適用性について検討した。また、そのEBSD測定で用いたものと同一の疲労負荷を与えたサンプルに対してX線回折測定を実施し、得られたX線回折データと既述のIQ値の分布とを比較することで、疲労によりもたらされるパターンクオリティの変化が、どのような結晶学的な変化によりもたらされるかについて考察した。

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究,14; 7mass% BC-SS共晶溶融物の放射率, 熱容量および熱伝導率測定

東 英生*; 福山 博之*; 山野 秀将

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における制御棒材(炭化ホウ素: BC)と原子炉構造材(ステンレス鋼:SS)の共晶反応挙動を模擬するのに必要な熱物性モデル構築のため、超高温熱物性計測システム(PROSPECT)を用いた非接触レーザー周期加熱カロリメトリ法により、7mass% BC-SS系融体の放射率, 熱容量および熱伝導率の測定を行った結果について報告する。

Leaching behavior of simulated fuel debris in the UO-SUS system prepared by irradiation or tracer doping method

佐々木 隆之*; 頓名 龍太郎*; 小林 大志*; 秋山 大輔*; 桐島 陽*; 佐藤 修彰*; 熊谷 友多; 日下 良二; 渡邉 雅之

no journal, , 

Under the high-temperature conditions in the reactor cores of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS) during the accident, UO, zircaloy, and structural materials such as stainless steel are thought to be reacted. Since it will take a long time to retrieve the fuel debris, it is essential to accumulate basic knowledge for anticipating the secular change of chemical properties. In this study, to examine the dissolution behavior to water, the simulated alloy-based debris samples were prepared by two methods, and the dissolution behavior was analyzed; 1) Irradiation method: the simulated debris was irradiated by thermal neutrons to introduce FP, 2) Doping method: non-radioactive elements (cold FPs) simulating FPs were doped to the sample. Based on the concentration of the nuclide M in the sample, the leaching ratio was evaluated from the relationship of / . The leaching ratio which was normalized by was also discussed. In samples of UO, UZrO and UCr(Fe)O, Cs leached preferentially to U immediately after immersion ( ) in both the irradiation and the doping methods, and then the value decreased with time, suggesting U dissolution would be a rate-limiting reaction thereafter. Divalent Ba (FP) and Sr (cold FP) also leached preferentially to U, while trivalent Nd (FP) and Eu (cold FP) showed a harmonious dissolution with U. The value was in the order of pure water (PW) and 0.1 M NaClO (Na) artificial seawater (SW), and the effect of complex formation with anions in the solution on the order was observed. The values depended on the valence of ions; PW and Na SW for and , while PW Na and SWfor . The leaching behavior will be discussed in relation to the existing state in the solid phase and the chemical state in the aqueous phase.

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究,22; 2.5mass%BC-SS共晶溶融物の放射率, 熱容量および熱伝導率測定

東 英生*; 福山 博之*; 山野 秀将

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における制御棒材(炭化ホウ素: BC)と原子炉構造材(ステンレス鋼: SS)の共晶反応挙動を模擬するのに必要な熱物性モデル構築のため、超高温熱物性計測システム(PROSPECT)を用いた非接触レーザー周期加熱カロリメトリ法により、2.5mass%BC-SS系融体の放射率, 熱容量および熱伝導率の測定を行った結果について報告する。

構造材へのCsの化学吸着挙動

中島 邦久

no journal, , 

原子炉内のCs分布や環境中へのCs放出量に影響を及ぼす可能性がある鋼材へのCsの化学吸着挙動や格納容器内の配管に多く用いられている保温材とCsとの化学的相互作用について、これまでの研究例を紹介するとともに、今後の課題について講演する。

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究,31; 電磁浮遊法によるその場観察と急冷法を組み合わせた9-11mass% BC含有SUS316Lの凝固過程の解明

福山 博之*; 東 英生*; 大塚 誠*; 安達 正芳*; 山野 秀将

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における制御棒材(炭化ホウ素: BC)と原子炉構造材(ステンレス鋼: SS)の共晶反応メカニズム検討のため、電磁浮遊法によるその場観察と急冷法による組織観察を組み合わせ9-11mass%BC含有SUS316Lの凝固過程を調査した結果について報告する。

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故時の制御棒材の共晶溶融挙動に関する研究,34; 黒体放射型超高温熱分析法による14, 17mass% BC含有SUS316Lの溶融挙動

東 英生*; 福山 博之*; 大塚 誠*; 安達 正芳*; 山野 秀将

no journal, , 

ナトリウム冷却高速炉の炉心損傷事故における制御棒材(炭化ホウ素: BC)と原子炉構造材(ステンレス鋼: SS)の共晶反応メカニズム検討のため、黒体放射型超高温熱分析法を用いて14, 17mass%BC含有SUS316Lの溶融挙動の解析を行った結果について報告する。