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大塚 智史; 静川 裕太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 橋立 竜太; 矢野 康英; 鬼澤 高志; 皆藤 威二; 大沼 正人*; 光原 昌寿*; et al.
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.288 - 298, 2023/03
被引用回数：4 パーセンタイル：78.52(Nuclear Science & Technology)原子力機構では、ナトリウム冷却高速炉(SFR)用燃料被覆管材料として9Cr-酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発を進めている。燃料被覆管材料にとって、クリープ特性は重要特性の一つである。よって、SFRに9Cr-ODS鋼を導入するためには、9Cr-ODS鋼の炉内クリープ強度の信頼性高い予測評価が不可欠である。本研究では、700
Cでの9Cr-ODS鋼のクリープ強度とナノ組織の定量的相関性について調査を行った。また、9Cr-ODS鋼照射材のナノ組織解析に基づく炉内クリープ特性予測の可能性について議論を行った。9Cr-ODS鋼の700Cでのクリープ破断寿命は、そのナノ組織と密接な相関を有することがわかった。9Cr-ODS鋼のクリープ破断寿命とナノ組織の相関を既存のクリープモデルに基づき解析し、両者をつなぐ相関式を示した。本相関式の信頼性を高めるためには、9Cr-ODS鋼の2次クリープ速度の応力指数と酸化物分散状態の関係を明らかにする必要がある。
鵜飼 重治*; 大野 直子*; 大塚 智史
Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.3, p.255 - 292, 2020/08
Fe-Cr基酸化物分散強化型(ODS)鋼は、Na冷却型高速炉の高燃焼度燃料被覆管等に必要とされる高温・高燃焼度環境下での耐久性に優れた先進材料として期待されている。本稿ではまず、高燃焼度燃料被覆管としての重要性能である管周方向の機械的特性評価(引張,クリープ等)等のFe-Cr基ODS鋼被覆管に関わる研究開発の現状についてレビューを行った。さらに、軽水炉の事故耐性燃料被覆管、および鉛ビスマス冷却型高速炉の燃料被覆管として期待されている高耐食性Fe-Cr-Al基ODS鋼被覆管の研究状況についてもレビューを行った。
大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 舘 義昭; 皆藤 威二; 橋立 竜太; 加藤 章一; 古川 智弘; 伊藤 主税; et al.
2018 GIF Symposium Proceedings (Internet), p.305 - 314, 2020/05
酸化物分散強化型(ODS)鋼は、先進原子力システム用の高強度・耐照射性材料として、世界的に研究開発が進められてきた。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ODS鋼をナトリウム冷却高速炉(SFR)の高燃焼度被覆管の最有力候補材と位置づけ研究開発を進めてきた。ODS鋼適用による高燃焼度化の達成により、SFRの経済性向上および放射性廃棄物の減容・有害度の低減が可能となる。本稿は、JAEAにおけるSFR高燃焼度被覆管用ODSマルテンサイト鋼の開発状況とその展望について取りまとめたものである。
大塚 智史; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 加藤 章一; 古川 智弘; 皆藤 威二
Journal of Nuclear Materials, 505, p.44 - 53, 2018/07
被引用回数：2 パーセンタイル：20.93(Materials Science, Multidisciplinary)高温流動Na中での燃料被覆管からのCr溶出挙動に及ぼす各種試験パラメータ(Na中溶存Cr濃度、試験温度、軸方向温度勾配、Na流速)の影響を系統的に把握するための計算モデルを構築し、数値計算を行った。Cr溶出挙動が液体Na中の溶存Cr濃度の微量の変化に大きく影響される計算結果を得た。Na中のCr濃度は、Na冷却高速炉(SFR)内における燃料被覆管からのCr溶出挙動の予測・制御のため、注目すべき重要なパラメータであると考えられる。Na中溶存Cr濃度を0.07wtppmmとした場合の本モデル計算で得たODS鋼被覆管肉厚方向のCr濃度プロファイルは、BOR-60照射試験データとよく一致した。
鵜飼 重治*; 大塚 智史; 皆藤 威二; de Carlan, Y.*; Ribis, J.*; Malaplate, J.*
Structural Materials for Generation IV Nuclear Reactors, p.357 - 414, 2017/00
被引用回数：71 パーセンタイル：99.33(Energy & Fuels)酸化物分散強化型(ODS)鋼は、第四世代炉の被覆管として有望視されている。本稿では、日本およびフランスで進められてきたODSフェライト/マルテンサイト鋼の開発状況の概要を述べる。まず、ODSフェライト/マルテンサイト鋼の化学組成を示す。次にフェライト系ODS鋼およびマルテンサイト系ODS鋼について、それぞれ再結晶および
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相変態を利用した製管・組織制御技術について述べる。最適化された製造技術は基本的に両国共通である。端栓接合技術としては、加圧抵抗溶接法の開発が進められている。ODSフェライト/マルテンサイト鋼が優れた高温強度と耐照射性を有することが確認されている。
福田 匡*; 阿佐部 和孝*; 池田 浩之*; 山本 祐義*; 松本 一夫*; 福本 博志*; 森本 福男*
PNC TJ9009 96-002, 172 Pages, 1995/10
酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は耐スエリング性と高温強度に優れることから、大型高速実証炉を対象とした長寿命燃料被覆管材料として注目されている。ODSフェライト鋼の被覆管への適用性を評価するために、本年度は、昨年度に引き続き再結晶組織の導入による強度異方性及び延性・靱性の改善を目的とした検討を実施した。昨年度は、13Cr-3W-0.4Ti-0.25Y2O3(過剰酸素量;0.10wt%)を基本組成とした結果、繰り返し再結晶が不十分でであった。そこで本年度は再結晶がより容易と考えられる成分系13Cr-3W-0.4Ti-0.25Y2O3(過剰酸素量;0.07wt%)を基本組成として選定し、繰り返し再結晶により最終的に再結晶組織を有する被覆管製造条件の検討を行い結果を得た。
西口 勝*; 阿佐部 和孝*; 福本 博志*; 竹本 直樹*; 久保 敏彦*; 平石 信茂*; 河村 伸夫*
PNC TJ9009 91-004, 149 Pages, 1991/08
動力炉・核燃料開発事業団では、高速実証炉用の燃料被覆管として、既に開発を終えた改良すS316鋼よりも強度及び耐スエリング性に優れた被覆管の開発が行われている。金属材料技術研究所は、燃料被覆管についての高温強度特性の的確な把握による設計基準の高度化を行う同事業団高温強度評価ワーキンググループに参加し、内圧クリープ試験の一部を分担している。本研究は、第13次、14次、16次及び18次試験に引き続いて、開発中の改良オーステナイト鋼の昭和62年度試作被覆管2種類(62AS材、62AK材)について、600度C、650度C、700度C及び750度Cにおける内圧クリープ破断特性を調べること、及び同被覆管2種類について700度Cにおける内圧クリープ試験によってクリープ変形データを取得することを目的として行ったものである。62AS材、62AK材の内圧クリープ破断強度を比較すると、62AK材の方がやや高い強度を示した。62AS材は、昭和60年度試作被覆管(60AS材)に比較して短時間側でやや高い強度を示したが、長時間側ではほぼ同等の強度を示した。62AK材は昭和60年度試作被覆管(60AK2材)とほぼ同程度の強度を示した。62AS材及び62AK材について700度C・フープ応力70MPaで断続内圧クリープ試験を行い、クリープ変形データを取得した。62AK材の方が62AS材よりも大きなふくれ率を示した。なお、62年度試作材は60年度試作材と化学成分は同等であるが固溶化熱処理条件と冷間加工率を調整した材料であり太径薄肉の被覆管となっている。
丹野 敬嗣; 岡 弘; 矢野 康英; 大塚 智史; 皆藤 威二
no journal, ,
原子力機構が開発した酸化物分散強化型(ODS)鋼について、高温強度を担う酸化物分散ナノ粒子の照射下安定性や耐食性を考慮してCrを増量した場合の照射脆化の有無を評価するため、Fe自己イオン照射試験を400Cで実施した。また、高速炉照射環境下で生じるHe(0.2appmHe/dpa程度)の影響を評価するため、FeイオンとHeイオンのデュアル照射試験を470Cで実施した。Feシングル照射では、照射初期から照射硬化が見られ、概ね150dpaからは硬さが減少に転じた。しかし、230dpaに達しても照射前の硬さを上回っていた。本照射試験の範囲では、9Cr-ODS鋼と11Cr-ODS鋼の照射効果挙動に明瞭な差は認められず、Crを増量したことによる顕著な硬化量増加や照射脆化の懸念増大はないと考えられる。Fe+Heデュアル照射(60dpa)では硬化量が小さく、Heの存在による微細で高密度なボイド形成は60dpaの時点では生じていないと考えられる。
上羽 智之; 矢野 康英; 大塚 智史; 永沼 正行; 丹野 敬嗣; 岡 弘; 加藤 章一; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.
no journal, ,
事故時高温条件における燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉の安全性を確保する上で極めて重要である。そのため、高速炉用9/12Cr-ODS鋼被覆管の1000Cまでの高温クリープ特性データを基に策定した破損寿命評価式を適用し、高速炉の事故時の被覆管の耐破損性を評価した。
矢野 康英; 加藤 章一; 大塚 智史; 上羽 智之; 関尾 佳弘; 井上 利彦; 古川 智弘; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*; 木村 晃彦*; et al.
no journal, ,
既存高速炉用9/12Cr-ODS鋼に加えて、軽水炉に適用するためにAlを添加し耐水蒸気酸化性を向上させたFeCrAl-ODS鋼について、各種の高温強度試験を実施し、破損寿命評価式を策定した。具体的な試験項目として、超高温クリープ/引張試験と急速加熱バースト試験を実施した。各種試験結果を踏まえ、損傷メカニズムの観点から、クリープ結果から破損寿命評価式を策定し、累積損傷和(CDF)から式の妥当性を確認した。なお、本研究の一部は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託事業として、北海道大学が実施した平成25-28年度「事故時高温条件での燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」の成果である。
岡 弘; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 皆藤 威二
no journal, ,
9Cr-ODS鋼の優れた高温クリープ強度特性は同鋼が持つナノ組織に起因するものであるが、過去の研究では過剰酸素とTiの濃度変動がナノ組織とクリープ強度に大きな影響を及ぼすことがわかっている。一方で、同鋼の製造過程で混入する可能性のある不純物窒素の影響は調べられていない。そこで本研究では、不純物窒素が9Cr-ODS鋼の組織と強度に与える影響を明らかにするため、窒素含有量の異なる試料について微細組織解析および強度試験を行った。その結果、窒素濃度増加とともに硬さは低下し、残留フェライト相の割合は減少することが明らかとなった。強化因子である残留フェライト相の減少は、オーステナイト安定化元素である窒素の増加により
変態の駆動力が増加したためであり、同相の減少は強度低下の主要因と考えられる。
矢野 康英; 丹野 敬嗣; 皆藤 威二; 大塚 智史; 大沼 正人*; 中島 英治*; 外山 健*
no journal, ,
酸化物分散強化型(ODS)鋼をナトリウム冷却高速炉(SFR)の燃料被覆管に適用することで、事故時を含む高温から超高温環境での燃料破損や冷却材の流路閉塞等のリスクを低減し、プラントの安全性向上をもたらすことが期待される。一方、ODS鋼被覆管を実用化するためには、通常時、異常過渡時だけでなく事故時を含む環境での強度特性を正確に把握することが不可欠である。本研究では、ODS鋼被覆管が超高温に晒された場合の機械的特性及び組織を系統的に明らかにして、事故に相当する超高温温度域でODS鋼被覆管の優れた強度が維持される温度-時間の限界マップを整備すること、ODS鋼のマルチスケール組織と強度特性の相関式整備に向けたデータを拡充することを目的として、ODS鋼被覆管の事故模擬超高温加熱試験及び強度試験を実施した。本研究は、文部科学省の原子力システム研究開発事業による委託業務として、原子力機構が実施した令和元年度および2年度「次世代原子力システム用事故耐性被覆管の照射特性評価技術の開発」の成果の一部である。
大塚 智史; 大沼 正人*; 光原 昌寿*; 中島 英治*; 外山 健*; 矢野 康英; 橋立 竜太; 皆藤 威二
no journal, ,
燃料被覆管は、核分裂生成物の燃料ピン内への閉じ込め及び燃料集合体内の冷却材流路(冷却能力)の確保といった重要な安全機能を担う。優れた強度特性及び形状安定性を有するODS鋼被覆管をSFR燃料に適用することで、事故時超高温での燃料破損や過大な変形等を抑止し、燃料安全性の向上を達成することができる。一方、燃料被覆管は、高温で長期に渡り高線量の中性子照射に晒されることから、ODS鋼被覆管を実機に適用するためには、その照射性能を正確に把握し、燃料要素の炉内構造健全性評価の信頼性向上を図ることが重要な技術課題である。本件は、報告者らがこれまで明らかにしてきたODS鋼被覆管特有の組織と強度の相関性に着目し、その照射性能を合理的かつ効率的に評価するための新たな手法の開発に向けた研究開発を行うものである。
大塚 智史; 丹野 敬嗣; 矢野 康英; 藤田 江示; 静川 裕太; 橋立 竜太; 鬼澤 高志; 皆藤 威二; 伊藤 主税
no journal, ,
核融合炉および高速炉の実用化のためには、高温と高線量の中性子照射が重畳する過酷な炉内環境に耐える先進材料の開発が必要である。現在、耐照射性材料として様々な仕様の酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発が国際的に進められている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、ナトリウム冷却高速炉の高燃焼度燃料被覆管用に9Cr,11Cr-ODS焼き戻しマルテンサイト鋼の開発を進めている。本件では、JAEAにおける当該材料の開発状況をレビューするとともに、核融合炉および高速炉等の先進原子力システム用の材料開発に関わる共通課題について議論する。
外山 健*; 柴原 理恵*; Du, Y.*; 井上 耕治*; 永井 康介*; 矢野 康英; 大塚 智史; 光原 昌寿*; 中島 英治*; 大沼 正人*
no journal, ,
酸化物分散強化型(ODS)鋼は次世代炉材料として有望である。ODS鋼の高温強度はマトリックス中に高密度に分散するY-Ti酸化物粒子が担うが、中性子照射により酸化物粒子が溶解(反跳溶解)することや、一旦溶解したYやTiが再び析出して新たな酸化物粒子が形成する可能性も報告されている。本研究では、常陽で158dpaの高照射量まで中性子照射された14Cr-ODS鋼(MA957)について、3次元アトムプローブ(3D-AP)を用いて酸化物粒子を観察し、照射による変化を調べた。これまでの3D-APを用いたMA957に関する研究では、中性子照射(5-110dpa)によって粒子の溶解と再形成が生じ、再形成粒子は直径2nm以下と微細で化学組成は元の粒子から異なることが報告されているが、今回の3D-AP観察結果からは、少なくとも502C照射材では130dpaまでの重照射後も粒子は安定に存在することが示唆された。
Du, Y.*; 外山 健*; 井上 耕治*; 大塚 智史; 矢野 康英; 吉田 健太*; 嶋田 雄介*; 大沼 正人*; 光原 昌寿*; 中島 英治*; et al.
no journal, ,
Oxide dispersion strengthened (ODS) steels, considered as structural materials in Generation IV fission reactors and fusion reactors, are served in extreme environment, where the neutron radiation doses reach up to 250 dpa while the operation temperature up to 700 deg. C. Thus, understanding the microstructure evolution of ODS steels, especially nanoparticles, at high neutron irradiation levels and high temperature is necessary for the prediction of long-term material degradation. In this study, a detailed investigation of oxide nanoparticles after the neutron irradiation to doses of 16-33 dpa at different temperatures (410 
830 deg. C) was performed by the atom probe tomography (APT). The outcome of this investigation brought new insight to the characteristics of oxide nanoparticles formation and evolution under neutron irradiation. It was concluded that the nanoclusters underwent an inverse Ostwald ripening process during the low-temperature irradiation, i.e. neutron irradiation to 16 dpa at 410 deg. C.
大塚 智史; 矢野 康英; 中島 英治*; 光原 昌寿*; 大沼 正人*; 外山 健*
no journal, ,
2019年度下半期から2022年度末にかけて、「国家課題対応型研究開発推進事業」原子力システム研究開発事業(安全基盤技術研究開発 タイプB)で実施した事業「次世代原子力システム用事故耐性被覆管の照射特性評価技術の開発」の成果概要について、報告する。(1)非照射高温超高温強度試験および組織構造解析 定量的相関式の基準となる9Cr-ODS鋼被覆管受入れ材の強度式について検討を進め、当初想定していた1000Cを大きく超える最高約1200Cまでの温度範囲でクリープ、引張、急速加熱破裂のいずれのモードにも適用可能な単一の強度式を定めた。これにより照射後試験において、クリープ試験、引張試験、急速加熱バースト試験いずれかの試験データを取得することで、照射による各モード共通の強度補正係数を定める手法の成立性見通しを得た。4つの手法によるナノスケール組織解析結果を強度との相関性等の観点で比較し、SAXSデータ取得(バルク材の平均データ)および各手法の相補的な活用の重要性を明らかにした。これにより、定量的相関式における重要なインプット情報であるナノスケール組織について、信頼性の高いデータを取得する方法を明らかにした。(2)照射影響評価3D-APおよびTEMを用いて相補的なナノスケール組織解析を進め、従来の報告(約110dpa)を超える高照射量(158dpa)環境下において、9Cr-ODS鋼中の分散粒子と同じY-Ti-O粒子が優れた安定性を有することを明らかにした。(3)相関式策定 中性子照射によりODS鋼被覆管のナノスケール組織が変化した場合、「SAXS/SANS等によるナノスケール組織定量解析に基づき照射による強度変化を評価する」という従来にない照射特性評価手法の見通しを得た。以上の成果は、事故時の破損抵抗性に優れたODS鋼被覆管の次世代原子力システム適用に向けた重要課題となっている材料強度基準等整備の加速に寄与するものである。
