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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。
根本 義之; 加治 芳行; 金沢 徹*; 中島 一雄*; 東條 匡志*
Proceedings of 27th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-27) (Internet), 8 Pages, 2019/05
使用済燃料プールでの事故解析を目的としたシビアアクシデントコードの高度化においては、被覆管材料の当該事故条件での酸化モデルの構築及びその導入が必要である。著者らは短尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬の温度条件、環境条件での熱天秤を用いた酸化試験結果に基づき、酸化モデルの構築を行った。また長尺の被覆管試料を用いた当該事故模擬条件での酸化試験を行い、酸化モデルによる解析結果と実験結果について比較検討を行い、酸化モデルの検証を行った。酸化試験においては酸化反応による雰囲気中の酸素欠乏に関しても実験及び解析による評価を行い、その結果に基づき、雰囲気中の酸素欠乏の被覆管酸化挙動に及ぼす影響や、それを考慮した今後の酸化モデルの高度化について議論を行なった。
大塚 智史; 皆藤 威二
エネルギーレビュー, 39(1), p.44 - 46, 2019/01
高速炉等の次世代原子力システムの高性能化のため、高温で多量の高エネルギー中性子照射を受ける過酷環境下での使用に耐え得る先進的な材料の開発が期待されている。日本原子力研究開発機構(JAEA)では、将来の高速炉の長寿命燃料被覆管として酸化物分散強化型(ODS: Oxide Dispersion Strengthened)フェライト鋼の開発を進めてきた。ODSフェライト鋼を高速炉被覆管に適用することで、燃料寿命を従来材の2倍以上に延ばし、燃料交換回数および燃料費を大幅に低減することができる。また、発電効率向上に有効なプラントの高温化が可能となる。本稿では、数10年来、JAEAが世界をリードし続けてきたNa冷却型高速炉燃料用ODSフェライト鋼被覆管の研究開発について紹介する。
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：21 パーセンタイル：1.95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。
根本 義之; 加治 芳行; 小川 千尋; 中島 一雄*; 東條 匡志*; 後藤 大輔*
腐食防食協会第62回材料と環境討論会講演集(CD-ROM), p.23 - 24, 2015/11
使用済み燃料プール(SFP)における冷却材喪失事故時の安全性向上に関する研究として、燃料破損につながる燃料被覆管の高温空気中での酸化挙動を把握するために、被覆管の短尺試料の均熱条件での酸化試験と長尺試料にSFPの水位低下時を模擬した温度分布を与えた条件での酸化試験を実施し、燃料被覆管の酸化挙動に及ぼす温度勾配及び予備酸化皮膜の影響に関する知見を得た。
黒田 雅利*; 山中 伸介*; 永瀬 文久; 上塚 寛
Nuclear Engineering and Design, 203(2-3), p.185 - 194, 2001/01
被引用回数：13 パーセンタイル：29.86反応度事故条件下における軽水炉燃料棒の破損挙動を解明するために、水素吸収管の破壊に関する解析を破壊力学に基づき行った。応力強度因子(SIF)、J積分及び塑性降伏荷重といった破壊力学パラメータを用いて破壊評価ダイヤグラム(FAD)を構築し、被覆管の破壊応力を評価した。FADから予測される被覆管の破壊応力は、原研が実施したNSRRパルス照射試験や高速加圧バースト試験の結果と定量的に一致した。
小河 浩晃; 佐分利 禎; 木内 清
JAERI-Research 2000-055, 57 Pages, 2000/11
JAERI-Research-2000-055.pdf:3.73MB
本研究では、水素脆性に対する抵抗性の高い被覆管やライナー材選定の観点から、代表的な金属材料と水素の相互作用に関する基礎検討を行った。その抵抗性は、実用温度での水素の溶解度に依存する。水素の溶解度は、hcp
fccbccのように結晶構造に大きく依存し、拡散係数とも相互関係を有することがわかった。高純度の高融点金属では、bcc系金属の方がhcp系よりも水素脆性に対する高い抵抗性が期待される。fcc金属材料では、水素圧力と温度に依存した統計熱力学的な溶解挙動を示す。しかし、最大溶解度がbcc系金属と比較して低く、過剰な水素が格子欠陥にトラップされる。熱中性子断面積の低いNbは、核変換反応により多量の水素を生成しやすいオーステナイト合金等の被覆管材の水素脆性防止用ライナー材として有用と考えられる。
吉武 庸光; 大森 雄; 坂本 直樹; 遠藤 敏明*; 赤坂 尚昭; 前田 宏治
JNC-TN9400 2000-095, 110 Pages, 2000/07
JNC-TN9400-2000-095.pdf:13.57MB
米国Fast Flux Test Facilities(FFTF)で照射された「もんじゅ」型燃料集合体MFA-1及びMFA-2に装荷されたPNC316及び15Cr-20Ni鋼被覆管の燃料ピンはこれまでで最高の高速中性子照射量を達成している。これらオーステナイト系ステンレス鋼を高速炉炉心材料とした場合、高速中性子照射に起因するスエリングによる形状変化(体積膨張)が使用上重要な評価項目であるが、機械的性質に及ぼす照射効果、特に重照射条件でのスエリングした材料の機械的性質の評価も重要なことである。そこで、重照射されたPNC316、15Cr-20Ni鋼被覆管のLOF時の過渡変化時における燃料健全性評価に資することを目的として、これらMFA-1、MFA-2の燃料被覆管について急速加熱バースト試験を行うとともに、その後の金相試験、TEM観察に基づき急速加熱破裂挙動を評価した。本試験・評価で得られた主な結果は以下の通りである。1)PNC316では、照射量2.13
10の27乗n/mの2乗(E
0.1MeV)までの範囲において、周応力100Mpa程度までの低応力条件では破裂温度はこれまでの照射材データと同様であり照射量の増大に伴う破裂温度の低下は見られなかった。2)15Cr-20Ni鋼では、照射量2.2710の27乗n/mの2乗(E0.1MeV)までの範囲において、周応力約200MPaまでの条件において、破裂温度は非照射材と同等であり、照射による破裂温度の低下は見られなかった。3)PNC316について、「もんじゅ」燃料使用末期条件である周応力69MPa(7kgf/mmの2乗)にて試験した結果、破裂温度は1055.6
であった。ここで試験加熱速度は5/sであり、「もんじゅ」設計におけるLOF時の1次ピークで想定される被覆管温度上昇率よりも厳しい条件であることから、本照射量条件において「もんじゅ」燃料の許容設計限界の被覆管最高温度(肉厚中心)830の保守性を示した。4)今回試験したスエリング量数%の条件では、急速加熱バースト後の組織は照射後試験加熱前の組織と比較して顕著な違いは認められず、破裂機構に関してスエリング量、破裂温度及び組織(ボイドの結晶粒界への偏析、粗大化)間の相関は見られなかった。
猪原 康人*; 井岡 郁夫; 深谷 清; 木内 清; 黒田 雄二*; 宮本 智司*
腐食防食協会第47回材料と環境討論会講演集 (B-204), p.177 - 180, 2000/00
超高燃焼度炉に対応した燃料被覆管用材料として、電子ビーム(EB)溶解法を用いて高清浄度化したNb合金及びオーステナイト系ステンレス鋼を開発した。これらの材料に対し、超臨界水環境を含む高温高圧水中における腐食挙動を調べ、現用ジルカロイ等と比較した。ステンレス鋼試作材は、EB溶解法とSAR処理により、熱時効に対して十分な粒界腐食抵抗性と中低温機械的強度を示した。また、高温高圧水中における腐食試験ではほとんど腐食せず、現用ジルカロイに対して十分な耐食性を示した。Nb-Mo合金は、純NbやNb-W合金よりも高温高圧水中における酸化量が少なく、ジルカロイと同等の耐食性を示した。これは、超臨界水前後の高温度域において顕著であった。
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。
仲田 祐仁; 天野 英俊; 関田 憲昭; 西 雅裕; 中村 仁一; 古田 照夫; 助川 友英; 石本 清
HPR-345, 0, 9 Pages, 1995/00
ノルウェーのハルデン炉で照射された高燃焼度燃料棒7本が平成3年1月に原研燃料試験施設に搬入され照射後試験が実施されてきた。その照射後試験の中から非破壊による燃料棒の外面酸化膜厚さ測定について、測定技術及び測定結果を報告する。燃料棒の外面酸化膜厚さ測定は、渦電流法を用いた膜厚測定であり、燃料棒の軸方向及び周方向の酸化膜厚さ分布を把握することが可能である。ハルデン高燃焼度燃料棒の酸化膜厚さは、最大で約22
mであり、燃焼度及び照射期間からみると商用LWR燃料棒に比べて低い値であった。また、この酸化膜厚さ測定結果を基にして燃料棒直径測定データの再評価を実施し、燃料被覆管の外形変化を求めた。
not registered
PNC-TJ1214 94-019, 90 Pages, 1994/06
高速増殖原型炉もんじゅ(以下、「もんじゅ」という)の運転特性を評価するため、炉心特性の詳細評価を行った。昨年度は、反応度低下事象の概略評価、燃料製造日変更による影響評価等を行ったが、本研究では、反応度低下事象の評価として炉心群振動の詳細評価を行った。また、プルトニウム富化度の運転性への影響評価及び燃料製造実績を反映した炉心裕度評価を行った。以下に主な結果を示す。1.炉心群振動による反応度変動評価炉内の運転状態で仮想的に想定される集合体ギャップ積算値分(3mm)分だけ、最外層ブランケット集合体が1次湾曲(上部固定)するとした場合を初期状態として、炉心群振動解析を実施し、これに基づき、炉心の振動反応度変化を求めた。群振動による挿入反応度の最大値は、0.07%
k/kk'となり、また振動のピークが生じるあたりの周波数は約12Hzであり、この場合、原子炉はトリップする可能性もある。従って今後、詳細な評価による振動反応度変化の解析が必要と考えられる。尚、この群振動解析による応答変形は、現行の「もんじゅ」炉心で何らかの異常で炉心形状が変化する場合を仮想的に想定したものである。また炉心は約12Hzで振動を開始するが1秒後には殆ど振動は終息することがわかった。
渡辺 龍三*; 川崎 亮*
PNC-TJ9601 94-003, 87 Pages, 1994/03
ORR-SHEBY-DORN法を改良してクリープ破断データを解析する手法を提案した。この方法を用いて改良SUS316鋼(55MKと55MS) のクリープ破断データを解析した結果、この破断テータは温度・応力依存性の異なるいくつかの領域に区分する必要があることが明らかになった。また、この材料で得られているクリープ曲線の解析から、クリープ変形および破断挙動の異なる3つの領域が存在することが確認された。改良SUS316鋼のクリープ曲線データを改良
法で解析し、長時間クリープ曲線と破断寿命を予測するための構成式が得られた。この式を使うことにより、改良SUS316鋼の複雑な破断特性を合理的に理解することができた。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC-TN9360 94-002, 100 Pages, 1994/02
本報告書は、第27サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、28サイクル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。なお、27サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(以上B8)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR,SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、27サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD404の68,600(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。
動力炉・核燃料開発事業団
PNC-TN9360 94-001, 95 Pages, 1994/02
本報告書は、第26サイクルの照射試験終了に伴い運転実績、照射実績、27サイクル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。なお、26サイクルでのおもな照射試験は以下のとおりである。・改良オーステナイト被覆燃料ピン照射、太径燃料ピン照射、日米共研フェライト鋼被覆燃料照射、「もんじゅ」燃料ピン照射、軸非均質燃料照射、高Am-241燃料照射(以上B8)・日仏交換照射(C4F)・太径燃料ピン照射(C6D)・制御棒設計基準策定(AMIR-6)・新型吸収材照射(AMIR-7)・燃料被覆管材の開発(CMIR-4)・大学連合からの受託照射(CMIR、SMIR)・「もんじゅ」サーベイランスバックアップ試験(SMIR)また、26サイクルでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD406の68,100(MWd/t)であり、MK-IIでの炉心燃料最高燃焼度(ピン最高)はPFD334の70,600(MWd/t)である。
木村 重人; 青木 昌典; 桜井 方*; 柳林 清司*; 吉田 英一; 和田 雄作
PNC-TN9450 92-004, 37 Pages, 1992/06
本報告書は、耐照射スエリング特性に優れ、FBR大型炉用炉心材料として適用が予定されている高強度フェライト/マルテンサイト網について、材料開発室で収得した大気中およびナトリウム中内圧クリープ特性データをまとめたものである。1材料:高強度フェライト/マルテンサイト網燃料被覆管形状(
6.50.47MMT)2試験環境:大気中およびナトリウム中3試験温度:600、650)4フープ応力:9.48
32.43KGF/MM2、5データ点数:13点、なお、材料特性データは、「FBR構造材料データ処理システムSMAT」のデータ様式に従い作成したものである。
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。
蔦木 浩一; 関 正之; 飛田 典幸; 西山 元邦; 井坂 和彦*; 平子 一仁*
PNC-TN8410 91-174, 40 Pages, 1991/02
MA957鋼被覆管を用いての溶接試験に先立ち,被覆管形状を模擬した溶接試験を行いその溶接特性,機械的性質等に関するデータを取得し,同材料の溶接特性評価の一助とする。MA957鋼の棒材を被覆管形状に機械加工し,端栓との溶接をレーザ溶接法により溶接試験を行った。1. 従来の端栓のツバ部をテーパ型に改良することにより,溶接金属部のアンダーカットは改善された。2. 溶接金属部全周に渡り,空孔が多数観察された。3. 引張強度については,常温で約82kg/mm2となりSUS316相当鋼と同等値を示したが,600を超えると急激な強度低下を示した。また内圧バースト試験についても同様な結果が観察された。4. 元素の分散状態としては,空孔部にチタン,イットリウムが凝集しクロムは若干減少した端栓形状を改良することによりアンダーカットは改善できたが,空孔の発生,イットリウムの凝集は解決されなかった。従って,MA957鋼の溶接は融接法であるレーザ溶接法では,健全な溶接ができないため融接法に変る溶接法を検討する必要がある。
化学部溶解試験グループ
JAERI-M 91-010, 187 Pages, 1991/02
高燃焼度燃料の溶解に関する定量的データを取得するため、化学部では科学技術庁からの委託を受け「高燃焼度燃料再処理試験研究」としてPWR軽水炉燃料の硝酸による溶解試験を昭和59年度から実施してきた。本試験研究ではこれまで、集合体平均燃焼度8,400~36,100MWd/tの使用済燃料について溶解試験を行い、不溶性残渣、燃料被覆管、オフガス及び溶解液について、組成分析、放射性核種の分布測定を行って再処理施設の溶解及び清澄工程に関連した基礎データを取得した。
平林 孝圀; 佐藤 忠; 佐川 千明; 正木 信行; 佐伯 正克; 安達 武雄
Journal of Nuclear Materials, 174, p.45 - 52, 1990/00
被引用回数：16 パーセンタイル：17.86本研究は、高燃焼度燃料再処理試験研究の一環として行なわれたものである。加圧水型原子炉の燃料被覆管として、燃焼度範囲約7000~40000MWd/tで使用されたジルカロイ-4の放射能を燃焼度の関数として調べた。被覆管中のCs-137及びRu-106などの核分裂生成物は燃焼度に比例して増大するが、核分裂生成物の中性子捕獲で生成するCs-134、Eu-154などは燃焼度の2乗に比例して増加する。トリチウムや合金成分放射化物は燃焼度に比例して増加する。被覆管内表面及び外表面の放出核種の放射能は、各々燃焼度の3.1乗及び1.3乗に比例して増大する。また、被覆管内部における放射性核種の分布を調べた結果、核分裂生成物の98%以上は深さ10m以内に存在するが、Co-60のような放射化生成物は内部に均一に分布していること、またトリチウムの分布は、燃焼度が高くなると不均一になる傾向を示すことなどを見いだした。
