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矢野 康英; 宮澤 健; 丹野 敬嗣; 赤坂 尚昭; 吉武 庸光; 皆藤 威二; 大塚 智史
Journal of Nuclear Science and Technology, 8 Pages, 2025/00
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)照射された改良SUS316鋼(PNC316)被覆管の引張特性に及ぼすひずみ速度の影響を評価した。PNC316被覆管は高速実験炉「常陽」のCRT402制御棒集合として400
Cで25dpaまで照射された。照射後稟議引張試験は、350Cの試験温度で、3.3
10
, 3.310
and 3.310
s
の歪速度で実施した。ひずみ速度が最も遅い3.310 sにおいてわずかな全伸びの低下がみられたが、明確なひずみ速度依存性は確認されなかった。加えて、被覆管の内面側の破断部近傍において粒界剥離が全てのひずみ速度で確認されたが、ひずみ速度が最も遅い場合でのみ一部の破壊様式が粒界破壊を示した。破壊様式と被覆会内面近傍に高密度に存在するヘリウムが密接に関係していることが示唆された。
皆藤 威二; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣
Nuclear Materials Letters (インターネット), p.29 - 43, 2022/12
高速炉の実用化に向けて安全性及び経済性の向上が不可欠であり、燃料集合体を構成する被覆管,ラッパ管等の炉心材料には優れた耐照射特性,高温強度及び燃料や冷却材との共存性が求められる。日本原子力研究開発機構(JAEA)が開発を進めるNa冷却高速炉では、冷却材出口温度の高温化に対応するため、通常運転時の被覆管最高温度は約700C、ラッパ管最高温度は約580Cに達する。また、燃料の高燃焼度化に対応するため、被覆管,ラッパ管ともに使用期間約9年という長期間にわたり優れた高温強度を維持するとともに、はじき出し損傷量で250dpaを超える耐照射特性が求められる。ここでは、高速炉炉心材料としてJAEAが開発してきたPNC316, PNC-FMS及びODSフェライト鋼の開発経緯や成果、実用化に向けた課題等について述べる。
井上 利彦; 関尾 佳弘; 渡邉 英雄*
まてりあ, 58(2), P. 92, 2019/02
イオン照射試験施設(TIARA)にて、イオン照射(照射温度: 600C、照射量: 100)を行った高速炉用オーステナイト系ステンレス鋼について、九州大学所有の収差補正原子分解能分析電子顕微鏡(JEM-ARM20FC)を用いて、微細組織観察とSTEMモードでの元素マッピング(EDS)を行い、照射による析出物等の挙動評価を行った。微細組織観察等の結果、照射領域において、粗大なボイドの形成が観察された。また、非照射領域に確認できるNbを含んだMXが観察されず、照射により分解・消失したものと考えられる。更に、Niが転位やボイド表面に偏析していることが顕著に観察された。これら最新の高性能電子顕微鏡の活用により、照射による析出物の挙動や転位周辺の元素偏析を明瞭に可視化することができた。これらの挙動を詳細に解析することで、高速炉材料の寿命因子となる析出物の消失や偏析、ボイドスエリングの照射損傷機構の解明が期待できる。
上塚 寛
最新核燃料工学; 高度化の現状と展望, p.156 - 162, 2001/06
軽水炉燃料のシビアアクシデント時における挙動と概説した。この分野の研究はTMI-2事故以降に各国で精力的に行われた。研究は実験室規模の個別反応試験と研究用原子炉を用いた大規模実験に大別される。これまでの研究によって、UO
/ジルカロイ反応や炉心構成材料間の反応について、反応機構や反応速度に関するデータ・知見が、また、燃料温度上昇に伴う燃料集合体の損傷・溶融の進展に関しての知見が得られている。これらの成果は、炉心損傷・溶融解析コードのモデル化に役立てられ反応速度式は解析コードに取り込まれている。燃料からのFP放出に関しては、原子炉を用いた実験例があるが、放出されたFPの質量バランスを正確に評価することは困難であるため、ホットセルでの実験が行われている。
照射管理課*
JNC TN9440 2000-008, 79 Pages, 2000/08
JNC-TN9440-2000-008.pdf:2.33MB
本報告書は、第35サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。第35サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・炉心材料照射(CMIR-5-1)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)・「常陽」サーべイランス照射条件の確認(SVIR)・大学連合からの受託照射(SVIR)また、第35サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD253の67,600MWd/t(要素平均)である。
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。
上平 明弘; 鵜飼 重治; 水田 俊治
JNC TN9400 2000-040, 41 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-040.pdf:0.85MB
高速増殖炉(以下FBRという。)の実用化戦略調査研究の一環である炭酸ガス冷却炉の燃料設計評価に資するために、フェライト鋼の炭酸ガス腐食に関連する文献を調査し、炭酸ガス腐食に影響を及ぼす因子を整理した。特にブレイクアウェイが発生するまでの腐食挙動について、温度依存性・Si量依存性・Cr量依存性について定量的な評価を行い、次のような腐食評価式を策定した。(式省略)
皆藤 威二
JNC TN9400 2000-039, 19 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-039.pdf:0.66MB
高速増殖炉(以下FBRという。)の実用化戦略調査研究の一環として、冷却材として鉛を用いた場合の炉心材料の腐食について調査を行い、次のような知見が得られた。1.鉛-リチウム環境下でのステンレス鋼の腐食はNiの溶出が主要因であるため、Ni量の多い高Ni鋼ではとくに腐食が大きく、つぎにオーステナイト鋼、そしてフェライト鋼と順に耐食性がよくなる。2.オーステナイト鋼の溶出速度Da(mg/mの2乗/h)、およびフェライト鋼の溶出速度Dfはそれぞれ「log10Da=10.7873-6459.3/T」「log10Df=7.6185-4848.4/T」として表される(T:温度(K))。これら各材料の溶出速度Dに基づき、「C=(Dt)/
10のマイナス3乗」として腐食量C(
m)を評価することができる(t:時間(hr)、:各材料の密度(g/cmの3乗))。3.上記評価式を用いてオーステナイト鋼およびフェライト鋼の腐食量を推定した結果、フェライト鋼に対しオーステナイト鋼の腐食は非常に大きく、400
で約6倍、600以上になると20倍以上の腐食量となった。鉛-リチウム環境下での現実的な使用温度は、オーステナイト鋼で400(30000hrで約60mの腐食量)以下、フェライト鋼でも500(30000hrで約80mの腐食量)以下と考えられる。
上平 明弘; 鵜飼 重治
JNC TN9400 2000-035, 164 Pages, 2000/03
JNC-TN9400-2000-035.pdf:3.67MB
高強度フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS鋼:0.12C-11Cr-0.5Mo-2W-0.2V-0.05Nb)は、サイクル機構が高速炉の次期炉心材料候補として開発した鋼種であり、1992年の材料強度基準(暫定案)の策定時に延性脆性遷移温度(DBTT)が評価されているが、衝撃特性において重要な特性の1つである寸法依存性、および上部棚吸収エネルギー(USE)の評価が行われていないといった課題がある。本報告では、PNC-FMS鋼および海外材のデータを用いて、USE,DBTTそれぞれにおける寸法依存性、熱時効効果、照射効果などを評価し、PNC-FMS鋼における製造時のUSEとDBTTの設計値、および熱時効効果と照射効果それぞれの設計式を策定した。得られた主な結果は次の通りである。(1)USEの寸法依存性は「(Bb)のn乗」(B:試験片の幅、b:試験片のリガメントサイズ)を用いて「USE=m(Bb)のn乗」(m,nは定数)の関係として適切に評価可能であること、およびPNC-FMS鋼の場合「n=1.4」となることを明らかにした。「(Bb)のn乗」における乗数「n」は、フルサイズ試験片のUSE(J)と関連付けられ、「n=1.3810のマイナス3乗USE+1.20」の関係式が得られた。(2)DBTTの寸法依存性は「BKt」(Kt:弾性応力集中係数)を用いて適切に評価可能であり、「DBTT=p(log10BKt)+q」(p,qは定数)の関係にあることを明らかにした。PNC-FMS鋼の場合、DBTT=119(log10BKt)-160であった。(3)製造時DBTTの設計値、および熱時効効果と照射効果それぞれの設計式を用いて、照射後のDBTTを推定した結果、350
650の照射温度範囲でサブサイズ試験片(幅3mm高さ10mm)のDBTTは180以下であった。
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。
照射管理課*
JNC TN9440 2000-002, 157 Pages, 2000/02
JNC-TN9440-2000-002.pdf:5.44MB
本報告書は、第33サイクルの照射試験終了に伴う運転実績、照射実績、第34サイクルの照射予測等の各種データについて関係者への周知、活用を図ることを目的にまとめたものである。第33サイクルの主な照射試験は以下のとおりである。・「もんじゅ」燃料ピン照射試験、改良オーステナイト被覆燃料ピン照射試験、太径燃料ピン照射試験、フェライト鋼被覆燃料照射試験、太径中空燃料ピン照射試験、炭・窒化物燃料照射試験(以上B9)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射試験(バンドル照射:C6D)・吸収ピン破損限界照射試験(AMIR-6)・「もんじゅ」被覆管材料等照射(CMIR-5)・炉心材料照射(CMIR-5-1)・大学連合からの受託照射(SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)・実証炉及び大型炉用構造材料の材料強度基準策定への反映(SMIR)・スペクトル効果及び加速照射効果確認試験(UPR-1-5)また、第33サイクルにおける炉心燃料の最高燃焼度はPFD516の64,300MWd/t(要素平均)である。
木内 清
金属, 62(2), p.9 - 15, 1992/02
原子力プラントにおける近年の腐食問題を概観した。原子力分野には、環境自体の強い化学的作用と放射線の重畳作用を受ける、いわゆる極限的腐食環境が多い。さらに構造材料の多くは、放射性物質の閉じ込めのバイヤーとしての長期的健全性が要求されるために、一般工業環境より以上に、応力腐食割れのような経年劣型環境割れ問題が露呈する場合が多い。本報では、そのような材料腐食問題として、原子炉炉心材料とバックエンドプロセス材料を取り挙げて、代表的な腐食損傷問題及び対策の経緯と今後の原子力プラント材料の展望を概説した。
関 正之
PNC TJ8009 91-001, 81 Pages, 1991/06
大型高速実証炉長寿命燃料集合体のラッパ管には、スエリングの小さい高強度高クロムフェライト系耐熱鋼が用いられる可能性がある。しかし、高強度高クロムフェライト系耐熱鋼はオーステナイト系ステンレス鋼に較べて溶接が難しく、ラッパ管として実用化するには溶接施工法の確立が必要である。初年度(平成元年)の研究では三種類の溶接法(TIG、電子ビーム溶接、レーザー溶接)の比較を行い、電子ビーム溶接法が溶接ビード形状、溶接欠陥、引張性質、曲げ性質、衝撃性質、クリープ破断強度などで最適であることを見いだした。前年度は電子ビーム溶接法により、ラッパ管とラッパ管と同材質の模擬エントランスノズルとを円周溶接するための溶接条件の検討、溶接後の割れ防止のための後熱処理条件の検討を実施した。本年度は、前年度に検討した後熱処理条件(真空熱処理炉)行われたものと同等の硬さ、組織を目標に電子ビーム法による局部焼鈍処理法を検討し、最終的にはラッパ管とエントランスノズルを電子ビーム溶接した供試材を用い、電子ビーム法による局部焼鈍条件を見い出した。
永瀬 文久
no journal, ,
原子力機構は、自らのプロジェクトだけでなく国内外の協力を通して、福島第一原子力発電所における廃炉の支援や軽水炉安全性の向上に貢献する研究開発を行っている。これらの研究開発はBWRに特有な現象に焦点を絞り、シビアアクシデント時の材料崩落に関する様々な課題に対応している。また、事故耐性燃料(ATF)部材を既存の軽水炉に導入するための技術基盤の整備に係わる研究も行っている。計算コードを用いたこれまでの解析により、ATF燃料部材設計に必要な材料データや課題を明らかにした。
皆藤 威二; 大塚 智史; 矢野 康英; 丹野 敬嗣
no journal, ,
高速炉の実用化に向けて安全性及び経済性の向上が不可欠であり、燃料集合体を構成する被覆管、ラッパ管等の炉心材料には優れた耐照射特性、高温強度及び燃料や冷却材との共存性が求められる。日本原子力研究開発機構(JAEA)が開発を進めるNa冷却高速炉では、冷却材出口温度の高温化に対応するため、通常運転時の被覆管最高温度は約700C、ラッパ管最高温度は約580Cに達する。また、燃料の高燃焼度化に対応するため、被覆管,ラッパ管ともに使用期間約9年という長期間にわたり優れた高温強度を維持するとともに、はじき出し損傷量で250dpaを超える耐照射特性が求められる。ここでは、高速炉炉心材料としてJAEAが開発してきたPNC316, PNC-FMS及びODSフェライト鋼の開発経緯や成果、実用化に向けた課題等について述べる。
