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上野 文義; 永江 勇二*; 根本 義之; 三輪 幸夫; 高屋 茂*; 星屋 泰二*; 塚田 隆; 青砥 紀身*; 石井 敏満; 近江 正男; et al.
JAERI-Research 2005-023, 132 Pages, 2005/09
JAERI-Research-2005-023.pdf:33.03MB
原研とサイクル機構は、平成15年度から研究開発の効率的推進と研究の相乗的発展を目指す「融合研究」を開始した。本研究は、「融合研究」の一つとして、高速炉や軽水炉環境などの照射環境において生じる構造材料の照射劣化現象を対象に、劣化機構の解明,早期検出及び評価方法の開発を目的とした。平成16
17年度は、本研究に用いる照射材対応の遠隔操作型の微少腐食量計測装置,腐食試験装置及び漏えい磁束密度測定装置を整備し、SUS304の照射後及び非照射クリープ試験片や照射後高純度モデル材を共通試料とし、両手法を用いた劣化検出を試みるとともに、比較のための非照射劣化模擬試料を用い、基礎的なデータを取得した。これらの結果に基づき、本研究において提案した劣化評価法の適用性を検討した。
星屋 泰二*; 上野 文義; 高屋 茂*; 永江 勇二*; 根本 義之; 三輪 幸夫; 青砥 紀身*; 塚田 隆; 阿部 康弘*; 中村 保雄*; et al.
JAERI-Research 2004-016, 53 Pages, 2004/10
JAERI-Research-2004-016.pdf:22.07MB
日本原子力研究所と核燃料サイクル開発機構は、平成15年度から、両機関の統合に向けた先行的取り組みとして、研究開発の効率的推進と相乗的発展を目指す「融合研究」を開始した。本研究は、原子炉構造材料分野における「融合研究」として、高速炉や軽水炉の照射環境における構造材料について、照射劣化機構の解明,劣化の早期検出及び評価方法の開発を目的とする。平成15年度は、本研究に用いる遠隔操作型磁化測定装置及び微少腐食量計測装置の設計及び開発を行った。耐放射線及び遠隔操作を考慮したこれらの装置により、照射後試料の劣化現象を高感度に検出することが可能となった。今後、両装置を用いて照射材を用いた材料劣化の研究を実施する。
上羽 智之
JNC TN9420 2000-005, 28 Pages, 2000/03
JNC-TN9420-2000-005.pdf:0.94MB
実用化戦略調査研究の第一フェーズの計画では、基本的な目標を高速炉、再処理施設及び燃料製造施設からなるFBRサイクルシステムの複数の実用化概念の摘出と技術開発計画等の実用化シナリオの提示としている。この研究開発はシステム技術開発(FBR、再処理及び燃料製造)、実用化要素技術開発、システム技術統合・評価の3つの階層で進めることとしており、FBRのシステム技術開発では、ナトリウム、重金属、ガス(炭酸ガス、ヘリウムガス)、水等の冷却材、中小型モジュール炉、並びにMOX、金属及び窒化物の燃料からなる技術選択肢に係るプラント概念を検討することとしている。本報告書はこの検討の一環として、ヘリウムガス冷却炉心の適応材料とそのHe環境下での健全性(腐食特性および機械強度、照射特性)に関する調査を行ったものである。
水田 俊治; 上平 明弘; 鵜飼 重治
JNC TN9400 2000-032, 38 Pages, 2000/03
実用化戦略調査研究において炭酸ガス冷却炉の炉心材料としてオーステナイト鋼を用いる場合には、炭酸ガスによる腐食を評価しておく必要がある。そのため、オーステナイト鋼の炭酸ガス腐食特性等に関する文献について調査し、炭酸ガス腐食に影響を与える因子について評価した上でデータの選定を行い、PE16、20Cr/25Ni/Nb、18Cr-8Ni及びJNC材について炭酸ガス腐食式を策定した。オーステナイト鋼の炭酸ガス腐食式は放物線則に従うとして文献データの上限式によって、表すことにした。炭酸ガス腐食データのないJNC材(PNC316, PNC1520, 14Cr-25Ni)については、Fe-Cr-Ni系において重量減少の等しい領域にある18Cr-8Ni鋼をベースにして、炭酸ガス腐食に影響を与える因子の最も大きいと考えられるSi添加量の影響について評価し腐食式を策定した。また、JNC材の高Ni鋼については20Cr/25Ni/Nbにより策定された式(省略)を適用することにした。
近藤 達男; 渡辺 勝利; 佐藤 瓊介*; 仲西 恒雄*; 佐平 健彰*; 辻 宏和; 倉田 有司; 塚田 隆; 小沢 賢治*
JAERI-M 86-003, 228 Pages, 1986/02
本報は、特に高温強度特性の向上を目指して ほう素を定量添加したハステロイXRについて行った共同研究の中間段階における成果を纏めたものである。まず、ほう素量最適化に関しては製造条件、溶接性、引張性質、クリ-プ性質、ほう素分布、時効後靭性および腐食特性等について総合的な検討を行い、合金中の ほう素含有量の最適範囲は40~70ppmが妥当であると判断した。さらに、これらの結果をふまえて行った工業規模溶解材についての総合確性試験では、管材、板材の特性を調べ、製品型態すなわち仕上げ行程の違いによる特性改良効果を比較した。板材に比べて管材のクリ-プ特性が、まだ十分に改良効果を発揮していないことが分かった。
中野 寛子; 柴田 裕司; 武内 伴照; 松井 義典; 土谷 邦彦
no journal, ,
過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁ケーブル(MIケーブル)を開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したオーステナイト系ステンレス鋼SUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した大気雰囲気(O
雰囲気)、大気と水蒸気雰囲気(O/HO雰囲気)もしくは大気とヨウ素雰囲気(O/I雰囲気)中における耐食性を調べた。その結果、1000
C
2hの条件では、NCF600よりSUS316の方が腐食速度は大きいこと、また、HOの添加によりO雰囲気より腐食速度が大きいことがわかった。一方、O/I雰囲気では、NCF600よりもSUS316の方が腐食速度が大きく、Iの影響によって腐食が促進されることを確認した。したがって、NCF600の方が想定される環境における耐食性が高いことが示唆された。
中野 寛子; 広田 憲亮; 武内 伴照; 柴田 裕司; 根本 忠洋*; 花本 行生*; 土谷 邦彦
no journal, ,
原子力発電所における監視システムの高度化の一環として、過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な高温型MIケーブルを開発している。特に、過酷事故時の原子炉内は、窒素, 酸素, 水素, 水蒸気のほかに核分裂生成物等が含まれた混合ガス雰囲気に暴露されることから、シース材の早期破損が懸念される。本研究では、MIケーブル用シース材として選定したSUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故環境を模擬した雰囲気(O, O/HO, I, I/O/HO等)中における耐食性評価を行った。その結果、7001000CのO及びO/HO雰囲気では、SUS316及びNCF600ともほぼ均一な酸化被膜の形成が観測され、酸化現象は放物線法則が成立することが分った。一方、I雰囲気では、温度の上昇とともにSUS316表面の孔食が増加すること、Iを含んだ混合ガス雰囲気では、Iの影響と思われる孔食と酸化被膜の形成という複雑な腐食挙動を示していることが分った。
中野 寛子; 広田 憲亮; 武内 伴照; 柴田 裕司; 根本 忠洋*; 花本 行生*; 土谷 邦彦
no journal, ,
軽水炉における過酷事故環境下でも炉内の計測データを伝送可能な金属被覆無機絶縁材(MI)ケーブルを開発している。本研究では、過酷事故時の環境を模擬したMIケーブル用シース材の耐食性を調べるため、選定したSUS316及びニッケル基合金NCF600について、過酷事故時の環境を模擬した雰囲気(O, O/HO, I,I/O,I/HO,I/O/HO, I/O/HO/CO等)中における加熱試験を行い、腐食特性を調べた。その結果、O及びO/HOの雰囲気では、両材料の表面には均一な酸化皮膜が形成されていたが、SUS316の方がNCF600よりも重量増加量は大きく、腐食度が大きかった。Iガスを含んだ雰囲気では、SUS316表面には酸化皮膜の形成のみならず、孔食が見られた。この孔食は、ガス種の違いにより発生形態が異なっていた。以上から、過酷事故時の雰囲気により、シース材は複雑な腐食挙動を示すことが分かった。
中野 寛子; 広田 憲亮; 武内 伴照; 土谷 邦彦
no journal, ,
原子力発電所における監視システム高度化の一環として、過酷事故時でも炉内の計測データを伝送可能な高温型MIケーブルを開発している。特に、過酷事故時の原子炉内は、窒素,酸素,水素,水蒸気のほかに核分裂生成物等が含まれた混合ガス雰囲気中に暴露されることから、シース材の早期破損が懸念される。本研究では、MIケーブル用シース材として選定したSUS316及びNCF600について、燃料破損を想定した雰囲気(I, I/O, I/HO, I/O/HO)中における腐食特性調べた。その結果、NCF600は全雰囲気において試験片表面に厚さの均一な腐食生成物が観察された。SUS316は、I, I/O雰囲気では、表面に厚さの均一な腐食生成物が観察された一方で、I/HO, I/O/HO雰囲気では、表面に厚さの不均一な酸化皮膜が形成され、さらにこの酸化皮膜が異なる酸化物で構成された層状であることが観察された。以上より、I及びHOの混合雰囲気では、SUS316表面で形成された酸化皮膜が破損と形成を繰り返し、層状に形成された可能性が考えられ複雑な腐食挙動を示していることが示唆された。
中野 寛子; 武内 伴照; 大塚 薫; 広田 憲亮; 土谷 邦彦
no journal, ,
東京電力福島第一原子力発電所(1F)事故では、冷却機能を喪失した炉心で核燃料が溶融・落下し、これにより格納容器内は、窒素, 水素, 水蒸気, 酸素及び核分裂生成物の混合ガス等で暴露されたと推測されるが、混合ガス雰囲気における構造材料の腐食損傷の影響を明らかにされていない。本研究では、1F格納容器相当材として炭素鋼SPV355及びオーステナイト系ステンレス鋼SUS304を選定し、燃料破損時に放出されるヨウ素に着目した過酷事故模擬環境の腐食特性を評価した。まず、TG-DTA装置により、700C及び1000Cのairもしくはair/HO雰囲気に暴露した。次に、I/HO及びI/O/HO雰囲気で1000C96hの電気炉加熱試験を行った。各試験後、SEM/EPMA表面分析を行った。この結果、air及びair/HO雰囲気暴露試験後の試料表面には均一な酸化皮膜が形成された。一方で、I/HO及びI/O/HO雰囲気では、各試料表面に厚みの不均一な腐食生成物が形成され、剥離しやすいことが観測されたことから、ヨウ素含有条件において腐食が促進される傾向にあることが示唆された。
小笠原 亨重*; 関口 裕真*; 寺井 隆幸*; 河村 弘*; 土谷 邦彦; 渡邊 崇*
no journal, ,
次世代の新型原子炉の一つに溶融塩炉が提案されている。液体燃料を用いることで炉構造の簡素化や燃料成型プロセスの省略、オンサイトでの燃料塩再処理などを可能とするが、まだ基礎研究段階にある。本研究では、炉材料候補のNi基合金のフッ化物溶融塩(FLiNaK)に対する耐食性を評価した。腐食試験は、Ni基合金としてInconel 600相当合金を試料とし、He + 1% Hの還元性雰囲気で650Cにて100500時間とした。試験終了後、試料表面の塩を洗浄し、試料断面部を研磨した後、XRD, XPS及びSEM/EDXによる表面分析を行った。この結果、XPS分析の結果、試料表面の化合物には酸素が含まれていることが分かった。また、XRD分析の結果、試料表面の化合物はLiCrOであり、腐食による金属の格子定数の減少が観測された。さらに、SEM/EDX分析により、表面から数十
mの領域に空孔が観測され、Crの溶解及びNiの再結晶に起因する空孔付近の高Ni濃度を有する領域も観測された。これらの分析結果により、FLiNaKに対するNi基合金の腐食特性を考察した。
中野 寛子; 武内 伴照; 広田 憲亮; 土谷 邦彦
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)事故では、冷却機能を喪失した炉心で核燃料が溶融・落下したと推測され、格納容器内は、窒素, 水素, 水蒸気, 酸素及び核分裂生成物の混合ガス等で暴露されたことから、格納容器材料の腐食が懸念される。しかしながら、これらの雰囲気に暴露された1F格納容器材料の表面状態はまだ詳細に観察されていない。本研究では、1F格納容器相当材として炭素鋼SPV355及びオーステナイト系ステンレス鋼SUS304について、腐食性の高いヨウ素ガスに着目し、過酷事故模擬環境下におけるこれらの材料の腐食特性を調べた。ヨウ素及び水蒸気の混合雰囲気で1000C96時間暴露した結果、SPV355は表面全体が腐食し、炭素等の析出、SUS304は不均一で剥がれやすい酸化皮膜が形成されていることが観察された。また、断面観察により、SPV355の腐食層厚さはSUS304と比較して約4倍厚いことも観測された。また、EDX分析を行った結果、SPV355ではFe-Oの形成及びCの析出が確認され、SUS304では表面にCr-Oの形成及び表面近傍の粒界にSi-Oの偏析が確認されたことから、ヨウ素ガスを含んだ条件において、腐食の形態が異なることが示唆された。