Creep deformation and rupture behavior of 9Cr-ODS steel cladding tube at high temperatures from 700C to 1000C

今川 裕也; 橋立 竜太; 宮澤 健; 鬼澤 高志; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣; 皆藤 威二; 大沼 正人*; 光原 昌寿*; et al.

Journal of Nuclear Science and Technology, 61(6), p.762 - 777, 2024/06

https://doi.org/10.1080/00223131.2023.2269178

日本原子力研究開発機構は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)の燃料被覆管材料として9Cr-ODS鋼の開発を進めている。これまでの研究で、650Cから850Cを対象にクリープ破断式が策定されている。本研究では、700Cから1000Cでのクリープ強度評価を目的とし、クリープ試験を実施した。クリープ試験には内圧クリープ試験法と開発中のリングクリープ試験法の2種類の試験方法を使用し、リングクリープ試験方法の妥当性の検証も合わせて実施した。その結果、9Cr-ODS鋼は母相の相変態による強度変化がほとんど起こらず、700Cから1000Cまでを対象に一つの式でクリープ破断傾向を表せることが明らかとなった。リングクリープ試験方法の妥当性検証では、解析により試験片への応力集中の影響を明らかにした。初期応力が高いと塑性変形が起こり、早期破断に至る可能性がある。これらの検討の結果は、今後、中性子照射した9Cr-ODS鋼のクリープ試験の実施と評価をする際に不可欠である。

Oxide dispersion strengthened steels

鵜飼 重治*; 大野 直子*; 大塚 智史

Comprehensive Nuclear Materials, 2nd Edition, Vol.3, p.255 - 292, 2020/08

https://doi.org/10.1016/B978-0-12-803581-8.11718-7

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。

Model calculation of Cr dissolution behavior of ODS ferritic steel in high-temperature flowing sodium environment

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

AA2017-0603.pdf:1.7MB

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2018.03.054

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。

Notch toughness evaluation of diffusion-bonded joint of alumina dispersion-strengthened copper to stainless steel

西 宏

Fusion Engineering and Design, 81(1-7), p.269 - 274, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.fusengdes.2005.07.011

拡散接合継手のシャルピー衝撃試験の吸収エネルギーが小さい原因を明らかにするため、ステンレス鋼とアルミナ分散強化銅の直接拡散接合継手と金インサートを用いた拡散接合継手について、接合界面部に切欠きを付けた試験片の計装化シャルピー衝撃試験と静的3点曲げ試験を行い、その破壊挙動を比較した。また、有限要素法により引張りとシャルピー試験片の弾塑性解析を行い、両試験片の変形特性の相違を検討した。その結果次の結果を得た。衝撃試験と静的曲げ試験結果は等しく、接合継手の吸収エネルギーの低下は、最大曲げ荷重の低下により起こる。これは、接合継手曲げ試験片の切欠き底では両材の応力-ひずみ特性が異なるため、低強度部材のアルミナ分散強化銅界面近傍に変形が集中するためであり、シャルピー吸収エネルギーの低下は切欠き底の変形が一様でなく、局部的に集中するために起こる。

Mechanical properties of HIP bonded W and Cu-alloys joint for plasma facing components

斎藤 滋; 深谷 清*; 石山 新太郎; 佐藤 和義

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1542 - 1546, 2002/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(02)01169-8

現在、ITER等の核融合炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材としてW(タングステン)合金の適用が検討されており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。われわれは、高い信頼性や強度を得られる接合法として注目されている熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法を用いたWと銅合金の接合技術の開発に着手した。Wと無酸素銅の直接接合の最適接合条件は1000・2時間・147MPaで、接合強度はHIP処理した無酸素銅とほぼ等しい。一方、Wとアルミナ分散強化銅との接合は、残留応力や酸化物の形成により、直接接合は困難であるが、両者の間に厚さ0.3mm以上の無酸素銅を挟むことで接合が可能となった。引張り試験の結果、厚さ0.3~0.5mmでは高温で接合強度が低下するため、厚さ1.0mm以上の無酸素銅間挿材が必要である。このときの強度はW/無酸素銅接合体やHIP処理した無酸素銅の強度をやや上回った。

Development of Be/DSCu HIP bonding and thermo-mechanical evaluation

秦野 歳久; 黒田 敏公*; Barabash, V.*; 榎枝 幹男

Journal of Nuclear Materials, 307-311(2), p.1537 - 1541, 2002/12

https://doi.org/10.1016/S0022-3115(02)01071-1

ITER第一壁においてベリリウムとアルミナ分散強化銅の冶金的に接合した構造体が必要である。そこで熱伝導がよく、高い接合強度が得られる高温等方加圧接合法を適用することにした。しかし、直接接合すると熱膨張率の差及び接合面での脆い金属間化合物の生成により十分な性能を有する接合体が得られない問題があった。これらの問題を解決するために、応力緩和及び反応抑止を目的として第3金属を中間層として挿入する方法を考案した。中間層材質,中間層成膜方法,HIP条件等をパラメータに機械試験と金相観察により評価することによって、これらを最適化し良好な性能を発揮する二種類の接合方法を選定した。選定した条件は中間層にアルミ/チタン/銅、接合温度555と中間層に蒸着した銅、接合温度620である。さらにそれら接合体の熱負荷試験により性能を比較し、熱機械特性について考察した。

Thermal fatigue damage of the divertor plate

鈴木 哲; 江里 幸一郎; 佐藤 和義; 中村 和幸; 秋場 真人

Fusion Engineering and Design, 49-50, p.343 - 348, 2000/11

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(00)00394-X

サドル型及び平板型断面をもつダイバータ試験体の熱疲労実験について報告する。試験体の冷却管はアルミナ分散強化銅(DSCu)を使用しており、従来の無酸素銅製冷却管に比べ、強度に優れている。実験はITERダイバータ板の熱負荷条件を模擬して、熱負荷5MW/mの下でくり返し加熱を実施した。この結果、試験体の冷却管は約400サイクルの加熱で一部が破損し、冷却水の漏洩が認められた。SEMによる観察では、冷却管内外層にクラッドした無酸素銅皮膜には疲労破面に特有のストライエーションが認められたが、DSCu層には顕著な疲労の痕跡は観察されなかった。DSCu層の破面は無特徴であり、脆性的な破壊の様相が認められたため、冷却水バウンダリを構成する部材としてDSCuを使用するには、特に応力集中部の寿命評価に十分な注意を払う必要があることがわかった。

HIP法によるプラズマ対向機器用W-Cu合金接合技術の開発,2; タングステンとアルミナ分散強化銅の接合

斎藤 滋; 深谷 清; 石山 新太郎; 衛藤 基邦; 秋場 真人

JAERI-Research 2000-006, p.57 - 0, 2000/02

JAERI-Research-2000-006.pdf:20.86MB

現在、ITER等の大型トカマク炉の設計において、ダイバータ装置のアーマー材としてタングステン合金の適用が検討されており、冷却構造体である銅合金との接合技術を開発する必要がある。われわれは、熱間等方加圧(Hot Isostatic Pressing; HIP)法を用いたタングステンと銅合金の接合技術の開発に着手し、現在までにタングステンと無酸素銅の直接接合は母材強度を達成している。今回はタングステンと、ITERのヒートシンク材候補材であるアルミナ分散強化銅との接合試験を行った。その結果、残留応力や酸化物の形成などの理由により、直接接合は困難であることがわかった。しかし、両者の間に厚さ0.3mm以上の無酸素銅を挟むことで接合に成功した。引っ張り試験の結果、厚さ0.3~0.5mmでは高温で接合強度が低下するため、厚さ1.0mm以上の無酸素銅間挿材が必要であることがわかった。このときの強度はタングステン/無酸素銅接合体や1000で処理した無酸素銅の強度をやや上回ることがわかった。

Low cycle fatigue lifetime of HIP bonded Bi-metallic first wall structures of fusion reactors

秦野 歳久; 佐藤 聡; 橋本 俊行*; 喜多村 和憲*; 古谷 一幸; 黒田 敏公*; 榎枝 幹男; 高津 英幸

Journal of Nuclear Science and Technology, 35(10), p.705 - 711, 1998/10

https://doi.org/10.3327/jnst.35.705

核融合炉における遮蔽ブランケットの第一壁は、アルミナ分散強化銅の熱シンク層とステンレス鋼の冷却管を拡散接合の一種であるHIP接合により一体化する複合構造を有する。このような異材接合複合構造体の疲労寿命を評価するため、第一壁部分モデルをHIPにより製作し、低サイクル疲労試験を行った。全ての試験片において初期き裂はステンレスの冷却管内部に発生し、これは解析において得られた最大歪みの発生位置と一致した。試験及び解析結果の比較より第一壁HIP構造体の疲労寿命はステンレス母材の疲労データよりも長寿命側であることが明らかとなった。また、第一壁構造体のHIP接合部の疲労寿命も材料試験で得られた疲労データよりも長寿命側であった。このことは、材料試験で得られる設計疲労曲線に基づいた第一壁疲労寿命が十分な安全率を有することを示唆しているものと考えられる。

Diffusion bonding of alumina dispersion-strengthened copper to 316 stainless steel with interlayer metals

西 宏; 荒木 俊光*; 衛藤 基邦

Fusion Engineering and Design, 39-40, p.505 - 511, 1998/00

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(98)00233-6

ITERの第一壁等に用いられる予定のアルミナ分散強化銅と316ステンレス鋼の拡散接合について、インサート材として金、無酸素銅、ニッケル箔を用いて、インサート材や接合条件が接合強度に及ぼす影響を明らかにした。(1)金インサート材の引張強度は銅やニッケルインサート材より高く、アルミナ分散強化銅母材の強度が得られる。(2)直接接合材のシャルピー強度は母材の20%であるが、金インサート材では衝撃強度を50%まで上昇させることができる。(3)金、銅インサート材ではインサート材中に金属間化合物が生成する。ニッケルインサート材ではカーケンダルボイドが生成し、接合材はこのボイド部より破壊する。(4)銅インサート材では分散強化銅と銅インサート材の界面より破壊する。これは銅同士の拡散速度が小さいため、接合性が悪いためと考えられている。