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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。
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。
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。