クロムの高温水蒸気中酸化挙動に関する研究

根本 義之

JAEA-Research 2024-018, 16 Pages, 2025/03

JAEA-Research-2024-018.pdf:1.52MB

本研究は、従来のジルコニウム合金製の燃料被覆管の外表面にクロム(Cr)をコーティングし、耐酸化性を向上させたコーティング被覆管の事故時挙動解析に資するために、Crの高温水蒸気中での酸化挙動の水蒸気流量依存性及び温度依存性に関して検討したものである。コーティング被覆管は事故耐性燃料(Accident Tolerant Fuel: ATF)被覆管の一つとして開発が進められているが、重大事故時のコーティング被覆管の挙動解析を高精度で行えるよう計算コード等を整備しておくことは、安全性評価等の観点で重要であり、そのためにはCrの事故条件で想定される温度範囲や流量条件の高温水蒸気中での酸化速度式が必要である。本研究では、熱天秤を用いた高温水蒸気中での酸化試験の結果に基づき、考えられる事故条件を包括する温度範囲、水蒸気流量条件でのCrの酸化速度式を提案した。この結果は、今後の重大事故解析コードSAMPSON等での解析に用いることが可能であり、それによりコーティング被覆管の開発に貢献することが出来ると考えられる。

高速炉用改良SUS316鋼燃料被覆管の高温ナトリウム環境下における腐食挙動・機械的強度特性

今川 裕也; 豊田 晃大; 鬼澤 高志; 加藤 章一

JAEA-Data/Code 2024-010, 90 Pages, 2024/11

JAEA-Data-Code-2024-010.pdf:5.41MB

これまでに国内ではナトリウム中材料試験技術の確立やナトリウム環境効果評価法の確立を目的に、高温ナトリウム環境下における高速炉用構造材料及び燃料被覆管材の研究開発が進められてきた。高速炉用燃料被覆管は一般の構造材料と異なり、通常運転時でも高速増殖原型炉「もんじゅ」の場合、高温部で675C程度となり、かつ約0.5mmの薄肉細管材であるために、ナトリウム接液面の腐食減肉や組成変化などの高温ナトリウム環境に起因した材料特性への影響を受けやすくなる。このため、高温ナトリウム環境下における燃料被覆管の腐食挙動や強度特性の評価が重要である。本報告では、今後の研究活動や知見・経験の集約化などに反映することを目的に、高速炉用に開発された改良SUS316鋼燃料被覆管の高温ナトリウム環境下における腐食挙動や機械的強度特性に関して、これまでに得られている試験研究の知見を整理した。

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。

事故耐性燃料(ATF)被覆管の研究開発について

根本 義之

季報エネルギー総合工学, 47(1), p.27 - 32, 2024/04

2024年2月に行われたエネルギー総合工学研究所主催月例研究会での講演内容に基づき、事故耐性燃料(ATF)被覆管研究開発の全体概要、原子力機構でのATF研究、そして経済協力開発機構/原子力機関(OECD/NEA)のQuench-ATFプロジェクトの概要について解説する。

Investigation of the oxidation behavior of Zircaloy-4 cladding in a mixture of air and steam

根本 義之; 石島 暖大; 近藤 啓悦; 藤村 由希; 加治 芳行

Journal of Nuclear Materials, 575, p.154209_1 - 154209_19, 2023/03

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2022.154209

著者らはこれまでジルコニウム合金製の燃料被覆管について、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化試験を実施し、乾燥空気中よりも空気と水蒸気の混合雰囲気中において酸化が速くなる場合のあることを報告してきた。このような酸化は使用済み燃料プール(SFP)の重大事故時や、原子炉圧力容器への空気侵入事故時に起こることが懸念されるため、詳細な検討が必要である。そのためジルカロイ4製の被覆管の酸化試験を、空気と水蒸気の混合比を変化させた環境中で800Cの温度条件で実施し、酸化試験データに基づいて酸化速度定数の評価、酸化試験後の試料について、酸化層の詳細評価,水素吸収量の評価等を行った。その結果、酸化の極初期におけるジルコニウム窒化物(ZrN)の生成や、試料表面の全面に拡がる多孔質な酸化層の成長などが、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化挙動に影響していることが確認された。以上に基づき、乾燥空気中と、空気と水蒸気の混合雰囲気中での酸化メカニズムの違いについて議論を行った結果を報告する。

Study on evaluation method of kernel migration of TRISO fuel for High Temperature Gas-cooled Reactor

深谷 裕司; 沖田 将一朗; 佐々木 孔英; 植田 祥平; 後藤 実; 大橋 弘史; Yan, X.

Nuclear Engineering and Design, 399, p.112033_1 - 112033_9, 2022/12

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2022.112033

高温ガス炉のTRISO燃料の核移動を解析し潜在的な支配的な影響を調査した。核移動は主要な燃料破損モードであり、高温工学試験研究炉HTTRでは燃料の寿命を決定するために支配的な要因である。しかし、本研究では、結果と信頼性が評価方法に依存することを示す。この研究で使用される評価方法は、被覆燃料粒子の実際の分布と、結果として生じる非均質な燃料温度計算を考慮している。結果として、最も保守的な評価と比較して、核移動速度が約10%低い評価が得られることが分かった。

9Cr-ODS鋼被覆管の引張・クリープ特性評価について

矢野 康英; 橋立 竜太; 丹野 敬嗣; 今川 裕也; 加藤 章一; 鬼澤 高志; 伊藤 主税; 上羽 智之; 大塚 智史; 皆藤 威二

JAEA-Data/Code 2021-015, 64 Pages, 2022/01

JAEA-Data-Code-2021-015.pdf:2.6MB

安全性・経済性に優れ、放射性廃棄物の減容化・有害度の低減に貢献する高速増殖炉サイクルシステムの実用化の観点から、燃料の高燃焼度化が求められており、これに対応した被覆管材料の開発が必要不可欠である。この高燃焼度達成のための被覆管材料には、耐照射スエリング性能及び高温強度特性に優れた酸化物分散強化(Oxide Dispersion Strengthened; ODS)フェライト鋼の研究開発を実施している。ODSフェライト鋼を燃料被覆管として適用するためには、材料強度基準整備が重要であり、そのためのクリープ強度データ等の各種強度データ取得を実施している。本研究では、材料強度基準整備に資することを目的に、これまで得られた知見・検討結果に基づき、9Cr-ODS鋼被覆管の引張強度とクリープ強度特性について評価を行った。9Cr-ODS鋼は相変態温度を持つことから、母相の相状態が変化しない850C以下と事故時を想定したそれ以上の温度域に分けて評価を行った。

Effects of thermal aging on the mechanical properties of FeCrAl-ODS alloy claddings

矢野 康英; 丹野 敬嗣; 大塚 智史; 皆藤 威二; 鵜飼 重治*

Materials Transactions, 62(8), p.1239 - 1246, 2021/08

https://doi.org/10.2320/matertrans.MT-M2021057

FeCrAl-ODS鋼被覆管を製作し、その被覆管の熱時効の影響を調査するために、450C,5000時間と15000時間の熱時効後に、硬さ試験,リング引張試験,TEM観察を実施した。全てのFeCrAl鋼被覆管で熱時効硬化が確認され、延性低下を伴う顕著な強度上昇も生じた。熱時効硬化挙動は(Ti, Al)リッチ相('相)析出とAl7wt%未満の場合は'相析出も起因していると考えられる。同様の組成をもつFeCrAl-ODS鋼を比較した場合、再結晶材と未再結晶材で熱時効硬化は生じるが、後者は延性低下を伴わないことが明らかになった。この挙動の差は、結晶粒界,転位密度,試験片作製方向の影響が起因していると考えられる。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、北海道大学が実施した平成2528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」の中で北海道大学からの委託により原子力機構が実施した研究成果である。

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。

Computer code analysis of irradiation performance of axially heterogeneous mixed oxide fuel elements attaining high burnup in a fast reactor

上羽 智之; 横山 佳祐; 根本 潤一*; 石谷 行生*; 伊藤 昌弘*; Pelletier, M.*

Nuclear Engineering and Design, 359, p.110448_1 - 110448_7, 2020/04

https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110448

高速炉で高燃焼度を達成した軸非均質MOX燃料ピンの照射挙動を、連成した計算コードを持ちいて解析した。照射後試験では、軸非均質燃料ピンのMOX燃料カラムと上下・内部ブランケットカラムの境界部近傍において、Cs濃度とピン外径の局所的な増加が確認されている。解析の結果、Cs濃度増加はMOX部からブランケット部へのCsの軸方向移動によるものであると評価された。また、Cs-U-O化合物の形成によるブランケットペレットのスエリングは、PCMIを引き起こすほど顕著には生じていないと評価された。ピン外径増加に及ぼすPCMIの寄与は小さく、外径増加の主な要因は、被覆管スエリングとピン内ガス圧による照射クリープであると評価された。