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椎名 保顕; 栗木 良郎*
日本原子力学会和文論文誌, 2(3), p.375 - 378, 2003/09
高温ガス炉の熱利用システムの高温熱負荷変動を低減化するには溶融塩の潜熱を利用することが有効である。その場合には、溶融塩と金属材料の共存性が問題となるため、溶融塩の融点付近における溶融塩と金属材料の共存性試験を行った。用いた溶融塩はCaCl
+NaCl(融点490
C),LiCl(610C),LiCO
(723C),NaCl(800C)、 金属材料は炭素鋼,SUS316,310S,インコネル625,インコロイ825,アロイ600,ハステロイB2,ハステロイC276,ニッケルである。試験は窒素雰囲気で融点+10Cに100時間保持して行った。その結果、純ニッケルは非常に優れた耐食性を示したが、インコネル625等のニッケル基合金の耐食性は必ずしも良くないことが示された。また、ある程度の腐食を許容すれば高温強度も含めてSUS310Sも構造材料の候補になりうると考えられる。
林 和範; 加納 茂機; 小峰 龍司; 舘 義昭; 平川 康; 吉田 英一
PNC TN9410 98-021, 68 Pages, 1998/02
セラミックス材料は、金属材料に比べ、高強度、高硬度、高温強度が大きいなど、構造材料として魅力的な性質を持っている。セラミックスを高速炉環境に適用することを考えた場合、ナトリウムとの共存性およびナトリウムによる機械的性質変化の評価が必要である。今回、焼結セラミックスである'Al2O3(従来材および高純度材)、SiC、SiAlONおよびAIN、並びに一方向凝固セラミックスであるAl2O3/YAG共晶材について、ナトリウム浸漬後の機械的性質変化を調べることを目的に、823K(550
)または923K(650)のナトリウム中に3.6Ms(1000時間)浸漬した試験片の曲げ試験を実施した。823K(550)のナトリウム浸漬試験片において、Al2O3(従来材、高純度材共に)、AIN、Al2O3/YAG共晶材においては、曲げ強度変化は見られなかった。これに対し、SiCおよびSiAlONでは曲げ強度の低下が見られた。923K(650)のナトリウム浸漬試験において、AINおよびAl2O3/YAGでは曲げ強度に変化は見られなかった。これに対し、Al2O3(従来材、高純度材共に)およびSiCにおいて、試験試験片の表面観察から粒界腐食が見られ、曲げ強度の低下が見られた。またSiAlONにおいて、曲げ強度の上昇が見られた。今後は、特に、曲げ強度の変化が見られなかった材料につき、さらに長時間の浸漬試験を行う必要がある。また、曲げ強度が上昇したSiAlONについては、そのメカニズムを解明する必要がある。
吉田 浩; 岡本 真実*; 小田原 修*; 寺井 隆幸*
JAERI-M 92-217, 54 Pages, 1993/02
ITER計画では第一壁、ダイバータ等のプラズマ対向面にベリリウムの使用の可能性が検討されている。低Z材の金属BeがO,HOに対し高いゲッタリング効果を有し、しかもトリチウムのトラッピングがグラファイトに比べて格段に少ないことによる。また、固体増殖ブランケットでは金属Beを増倍材とする設計が主流となっている。核融合炉開発におけるベリリウム研究は始まったばかりであり、種々の雰囲気ガス、金属材料、酸化物及びリチウムセラミックスとの高温(~500~1000C)下における化学的共存性についての熱力学的データは極めて少ない。本報告書では、Be製錬、ガス冷却型発電用原子炉の分野における即往研究を概括し、反応速度、平衡定数、反応生成物、反応メカニズム等のデータを整理した。また、原研及び各国の核融合炉開発におけるベリリウム関連研究の概要と主要結果を紹介した。
吉田 浩; 榎枝 幹男; 長倉 正昭*; 小林 重忠*; 小沢 義弘*
Fusion Technology 1992, Vol.2, p.1547 - 1551, 1993/00
核融合ブランケット材(リチウムセラミックス,ベリリウム)の物性に関するデータは比較的豊富に蓄積されている。しかし、炉寿命の全期間にわたってブランケットが健全であることを保証するには、長期信頼性に関するデータが必要となる。報告者らは、ITERブランケット日本案(ペブル充填型多層構造)の設計を進めると共に本ブランケット運転条件下で想定される種々の工学的課題につき基礎工学的R&Dを実施した。発表内容を大別すると;(1)高充填密度ペブル充填層実現のためのペブルサイズ制御技術(LiO,LiZrO,Li
SiO及びベリリウム)開発、(2)各種ペブルの熱機械的性質の安定性確証、(3)Be/増殖材、Be/構造材、増殖材/構造材の共存温度限界測定、(4)増殖材及びベリリウムの高温水蒸気反応とLOCA模擬試験、(5)増殖材質量移行量測定及び充填層熱伝導度への影響測定等である。
宇賀神 光弘; 伊藤 昭憲; 赤堀 光雄
Proc. of the 3rd Asian Symp. on Research Reactor, p.383 - 390, 1991/00
燃料開発研究室で1988年4月からスタートした高ウラン密度燃料に関する実験結果をもとに、(1)燃料調製、(2)アルミニウムとの共存性及び(3)高燃焼度シミュレーションについてその成果の概要を述べる。研究対称燃料として、ウランシリサイド(USi,USi等)及びウラン-鉄(マンガン,ニッケル)合金燃料を取りあげた。
荒 克之; 山田 政治; 若山 直昭; 川上 春雄*; 石井 正美*
FAPIG, 0(125), p.19 - 27, 1990/07
高温工学試験研究炉の炉心出口温度計測用熱電対の黒鉛との共存性を確保するため、熱電対シース材に各種のセラミックスコーティングを行い、それらの高温黒鉛との共存性(反応の有無、コーティング膜の健全性など)を試験した。ヘリウム中1200C、3000時間の試験の結果、シース材表面にジルコニアのプラズマ溶射膜を被覆することにより黒鉛との回相拡散反応が抑制されることがわかった。熱電対としての安定性はN型熱電対素称/ナイクロシルシースの組合わせが最もすぐれていた。シース内面では、絶縁材であるマグネシアとの反応による局部腐食が発生していたが、腐食深さは60
m以下であり、実用上問題がない。なお、本論文の内容は1989年原子力学会年会および1990年原子力学会年会で発表済の範囲のものである。
Cのリチウム中における1100時間腐食実験二瓶 勲; 住谷 功; 深谷 好夫; 山崎 彌三郎
JAERI-M 5683, 32 Pages, 1974/05
原研においては、核融合材料に関する一連の共存性実験が計画され進められている。本報告は、最初の試験材料として選択された18-8系ステンレス鋼の、液体リチウム中における共存性に関する第1回実験結果である。実験装置としては自然循環型腐食試験儀置(ポット)が使用され、リチウム温度600Cまでの実験が行なわれた。実験条件は次のように設定された。実験装置材料:SUS304、試験材料:SUS304、SUS316、最高リチウム温度A:400C、B:500C、C:600C、リチウムの温度差:約100C、リチウム循環量:約200cc/min浸漬時間:1100hr。次の実験結果が得られた。(1)腐食機構は全面腐食である。(2)600Cにおける腐食速度は、SUS304:11.6/year、SUS316:11.9/yearであった。
瓦井 篤志*; 大林 寛生; 斎藤 滋; 佐々 敏信; 近藤 正聡*
no journal, ,
FeCrAl合金は表面に自己修復性のアルミナ被膜を形成し液体金属と優れた共存性を示すことから、核融合炉液体ブランケットの構造材料として有望視されている。本研究の目的は液体金属中における酸化被膜の形成・修復挙動を明らかにすることである。腐食試験は原子力機構の加速器駆動システム研究用の高温鉛ビスマス流動腐食試験ループ(OLLOCHI)により実施した。試験条件は、鉛ビスマス温度は450/350C、酸素濃度10
wt%であった。試験片は予備酸化有及び無しのAPMT鋼の短冊状試験片を用いた。予備酸化処理により試験片の表面には約400nmのアルミナ皮膜が形成され、2,000時間の腐食試験後も腐食は見られなかった。一方、予備酸化無しの試験片では腐食試験後に表面に約37nmのアルミナ被膜が形成され、腐食は見られなかった。さらに酸化被膜の自己修復挙動を評価するため、表面に研削加工によって幅2mmの損傷を人工的に与え、2,000時間の腐食試験を行った。その結果、試験片の損傷部に厚さ30nm程度の酸化被膜が再形成されることが分かった。これは損傷させていない領域とほぼ同じ厚さであり、腐食は観察されなかった。APMT鋼は予備酸化の有無によらず液体鉛ビスマス中において、高い耐食性を有する被膜を自己形成・修復し優れた共存性を示すことがわかった。
