Effects of helium on irradiation response of reduced-activation ferritic-martensitic steels; Using nickel isotopes to simulate fusion neutron response

Kim, B. K.*; Tan, L.*; 酒瀬川 英雄; Parish, C. M.*; Zhong, W.*; 谷川 博康*; 加藤 雄大*

Journal of Nuclear Materials, 545, p.152634_1 - 152634_12, 2021/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152634

Understanding the effects of helium on microstructures and mechanical properties of reduced-activation ferritic-martensitic steels is important to use of these steels in fusion reactor structures. 9Cr-2WVTa steels were doped with Ni and Ni isotopes at 2 weight percent to control the rate of transmutation helium generation. The samples were irradiated in the High Flux Isotope Reactor. Transmission electron microscopy revealed a variety of precipitates and the radiation-induced dislocation loops and cavities (voids or helium bubbles). Tensile tests of the irradiated samples at the irradiation temperatures showed radiation-hardening at 300C and radiation-softening at 400C. Analysis indicates that the hardening primarily originated from the loops and cavities. The Ni-doped samples had greater strengthening contributions from loops and cavities, leading to higher hardening with lower ductility than the Ni-doped samples. The greater helium production of Ni did not show pronounced reductions in ductility of the samples.

次世代原子力システムへの挑戦; 酸化物分散強化型フェライト鋼開発の取り組み

大塚 智史; 皆藤 威二

エネルギーレビュー, 39(1), p.44 - 46, 2019/01

高速炉等の次世代原子力システムの高性能化のため、高温で多量の高エネルギー中性子照射を受ける過酷環境下での使用に耐え得る先進的な材料の開発が期待されている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、将来の高速炉の長寿命燃料被覆管として酸化物分散強化型(ODS: Oxide Dispersion Strengthened)フェライト鋼の開発を進めてきた。ODSフェライト鋼を高速炉被覆管に適用することで、燃料寿命を従来材の2倍以上に延ばし、燃料交換回数および燃料費を大幅に低減することができる。また、発電効率向上に有効なプラントの高温化が可能となる。本稿では、数10年来、JAEAが世界をリードし続けてきたNa冷却型高速炉燃料用ODSフェライト鋼被覆管の研究開発について紹介する。

Effects of irradiation on mechanical properties of HIP-bonded reduced-activation ferritic/martensitic steel F82H first wall

古谷 一幸; 若井 栄一; 宮本 賢治*; 秋場 真人; 杉本 昌義

Journal of Nuclear Materials, 367-370(1), p.494 - 499, 2007/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2007.03.011

本研究は、F82H鋼による増殖ブランケット構造体部分モックアップのHIP接合部の微細組織観察,元素分析、及び中性子照射後の機械特性に関するものである。非照射段階において、HIP接合部のTEM観察及びTEM-EDX分析などを行った結果、HIP境界には母相の結晶粒界と同等のMCが多数認められた。JMTRにて約523Kで約2dpaまでの中性子照射の後、295Kと523Kにて引張り試験を行った結果、照射後引張り特性はIEA材と比較しやや低下したものの、破断部の金相観察の結果、HIP境界での破断は生じていないことを明らかにした。

Design study of fusion DEMO plant at JAERI

飛田 健次; 西尾 敏; 榎枝 幹男; 佐藤 正泰; 礒野 高明; 櫻井 真治; 中村 博文; 佐藤 聡; 鈴木 哲; 安堂 正己; et al.

Fusion Engineering and Design, 81(8-14), p.1151 - 1158, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.08.058

原研における発電実証プラント設計検討では、中心ソレノイド(CS)の機能に着目して3つの設計オプションを検討中である。これらのうち、主案はCSの機能をプラズマ形状制御に限定してコンパクトにすることによりトロイダル磁場コイルの軽量化を図ったものであり、この設計オプションの場合、主半径5.5m程度のプラズマで3GWの核融合出力を想定する。本プラントでは、NbAl導体による超伝導コイル,水冷却固体増殖ブランケット,構造材として低放射化フェライト鋼,タングステンダイバータなど近未来に見通しうる核融合技術を利用する。プラントの設計思想及び要素技術に対する要請を述べる。

Ripple reduction with ferritic insert in JFT-2M

篠原 孝司; 佐藤 正泰; 川島 寿人; 都筑 和泰; 鈴木 貞明; 浦田 一宏*; 伊世井 宣明; 谷 孝志; 菊池 一夫; 柴田 孝俊; et al.

Fusion Science and Technology, 49(2), p.187 - 196, 2006/02

https://doi.org/10.13182/FST06-A1094

JFT-2Mではフェライト鋼の挿入によりトロイダル磁場のリップルを低減した。二種の低減法が試された。最初の場合では、フェライト鋼はトロイダルコイルと真空容器に挟まれる空間に設置された。二つ目の場合ではフェライトは真空容器の内面をほぼ全面覆うように設置された。いずれの場合もリップルの低減に成功し、高速イオンの熱負荷の低減を確認した。また、フェライト鋼によって発生する複雑磁場に対応したOFMCコードも作成した。ここではJFT-2Mのフェライト鋼挿入によるリップル低減についてレビューする。

Tempering treatment effect on mechanical properties of F82H steel doped with boron and nitrogen

大久保 成彰; 若井 栄一; 松川 真吾; 谷川 博康; 沢井 友次; 實川 資朗; 大貫 惣明*

Materials Transactions, 46(8), p.1779 - 1782, 2005/08

https://doi.org/10.2320/matertrans.46.1779

核融合中性子照射がもたらす核変換生成Heと弾き出し損傷の影響を調べるために、B添加した鋼に核分裂炉照射を行う手法がしばしば用いられる。BをF82H鋼に添加すると、靭性が低下する場合があるが、BN化合物を形成するNを同時に添加(F82H+B+N)すること及び、熱処理条件の調整により、Bを添加しない場合と同様な特性とすることができた(前報)。ここでは、F82H+B+N材の引張特性,シャルピー衝撃特性、さらにイオン照射による硬化挙動について報告する。なお、照射硬化の評価には極微小硬さ試験機を用いた。シャルピー試験による延性-脆性遷移温度は、焼き戻し温度が750C(30分)の場合、F82H鋼と同等で約-100Cであったが、焼き戻し温度を低くすると約50C上昇した。このとき、降伏応力も増加を示した。イオン照射による硬さ変化は、この損傷領域では焼き戻し温度によらずほぼ一定であり、これはF82H鋼の場合と同様である。以上のように、F82H+B+N材では、B単独添加やNi添加鋼の場合のような照射による顕著な硬化はみられなかったことから、核分裂炉照射によるHe効果の評価精度向上が期待できる。

Heat treatment effects on microstructures and DBTT of F82H steel doped with boron and nitrogen

大久保 成彰; 若井 栄一; 松川 真吾*; 古谷 一幸; 谷川 博康; 實川 資朗

Materials Transactions, 46(2), p.193 - 195, 2005/02

https://doi.org/10.2320/matertrans.46.193

核融合炉構造材料の第一候補材であるF82H鋼において核変換生成物であるHe原子の影響を評価することは重要である。HFIRやJMTR炉でこの影響を評価するための模擬試験材としてF82H鋼にB単独及びB+Nを同時添加した試料を作製した。無添加材と比較して、B単独添加材の靭性は低下したが、B+N同時添加材では低下しなかった。今回は、BとNの添加による靭性の変化と微細組織,結晶(旧オーステナイト)粒径及びB等の元素分布との相関関係を調べた。結晶粒径及び微細組織を評価するために組織観察及びTEM観察を行った。また、B等の元素分布を調べるためにTOF-SIMSによる面分析を行った。光学顕微鏡観察の結果、結晶粒径はB単独添加により増大したが、B+N同時添加では無添加材と同等であった。TEM観察の結果、B添加材中の炭化物のサイズは、他の試料より大きかった。SIMS測定の結果、B添加材では粒界への顕著な局在化が生じ、B+N同時添加によりこの局在化は抑えられる傾向を示した。以上の結果から、B添加材のDBTT上昇の原因は、Bの局在化及び炭化物の粗大化によるものと考えられる。B+N同時添加によりBは均一に分散したことから、中性子場の模擬試験材として使用可能である。

低放射化フェライト鋼開発の最近の成果; 日米HFIR共同照射実験第4期計画及び関連研究の中間報告

物質科学研究部; 核融合工学部(東海駐在)

JAERI-Review 2004-018, 97 Pages, 2004/08

JAERI-Review-2004-018.pdf:18.92MB

低放射化フェライト鋼F82H及び数種の類似鋼を対象に、ここ数年間に渡り照射挙動の評価を精力的に実施してきた。この結果、使用下限温度の明確化と照射による劣化への対策等を得ることを目指す高照射量実験について、(1)弾き出し損傷にして20dpaまで、延性脆性遷移温度(DBTT)の上昇への照射効果の評価を達成し、また、同位体調整したニッケルやホウ素の微量添加手法を用い、(2)DBTT上昇へのHe原子の助長効果についての実験的解析を進め、さらに、(3)高温高圧水中低速引張試験により、環境割れへの照射効果等の概要を得ることができた。加えて、照射後試験装置の開発や関連研究の進捗が得られた。本報告書は、これらの結果をまとめたものである。なお、得られた結果は、低放射化フェライト鋼が核融合炉への使用に対し高い適合性を持つことを示している。

Microstructure property analysis of HFIR-irradiated reduced-activation ferritic/martensitic steels

谷川 博康; 橋本 直幸*; 酒瀬川 英雄*; Klueh, R. L.*; Sokolov, M. A.*; 芝 清之; 實川 資朗; 香山 晃*

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.283 - 288, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.04.053

低放射化フェライト鋼は、核融合炉ブランケット構造材料の候補材料である。これまでの研究により、300C5dpaの中性子照射による鋼の延性脆性遷移温度がF82H(Fe-8Cr-2W-V-Ta)に比べて、ORNL9Cr-2WVTa及びJLF-1(Fe-9Cr-2W-V-Ta-N)が小さいことが明らかになっている。これらの違いは、照射硬化の影響のみでは説明することができない。また一方、Cr量の違いとして解釈できるものでもない。本研究では、これらの鋼の衝撃特性変化の違いについて、その要因を探るべく、微細組織解析を行った、その結果について報告している。

Investigation of compatibility of low activation ferritic steel with high performance plasma by full covering of inside vacuum vessel wall on JFT-2M

都筑 和泰; 篠原 孝司; 神谷 健作; 川島 寿人; 佐藤 正泰; 栗田 源一; Bakhtiari, M.; 小川 宏明; 星野 克道; 河西 敏; et al.

Journal of Nuclear Materials, 329-333(1), p.721 - 725, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.04.184

低放射化フェライト鋼は核融合原型炉のブランケットの有力な候補材料であるが、強磁性体であり不純物の吸蔵量も大きいことから高性能プラズマとの共存性の実証が不可欠である。JFT-2Mにおいては、原研炉のブランケット壁を模擬するため、真空容器の内壁全面にフェライト鋼を設置し、適合性試験を行っている。プラズマ生成,制御に関しては、フェライト鋼によって生成される磁場が、外部磁場の10%程度であることを示し、トカマクプラズマが既存の制御系で生成可能であることを示した。さらに、原型炉においても、制御に対する影響はJFT-2Mと同程度と予測されることを示した。また、原型炉で想定されている高規格化ベータプラズマに対する適合性を調べる実験を行い、フェライト鋼壁の存在下でも壁無しの安定化限界に近い、規格化ベータ3.3程度のプラズマが生成できることを実証した。この配位をベースにしてプラズマを全体的に弱磁場側の壁に近付けたところ、ディスラプション直前のモードの成長速度が壁の時定数程度(数ms)まで低減した。これは壁安定化効果の存在を示唆する。その他、低ベータでのロックトモード,Hモード遷移等にも悪影響は観測されておらず、フェライト鋼の原型炉への適用に対し、明るい見通しを与える結果が得られた。