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論文

Estimating the corrosion rate of stainless steel R-SUS304ULC in nitric acid media under concentrating operation

入澤 恵理子; 加藤 千明

Journal of Nuclear Materials, 591, p.154914_1 - 154914_10, 2024/04

核燃料再処理施設における濃縮運転時の溶液組成及び沸騰の変化を考慮して、オーステナイト系ステンレス鋼R-SUS304ULCの腐食量を評価した。オーステナイト系ステンレス鋼R-SUS304ULCは、日本の使用済燃料再処理施設の高放射性廃液濃縮装置の構造材料であり、濃縮運転時に腐食性の高い硝酸溶液を処理する。本研究の結果、カソード反応活性化によるステンレス鋼の腐食速度を加速する要因として、硝酸濃度、酸化性金属イオン濃度、減圧沸騰に着目する必要があることがわかった。

論文

Establishing an evaluation method for the aging phenomenon by physical force in fuel debris

鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(7), p.839 - 848, 2023/07

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

福島第一原子力発電所の事故で発生した燃料デブリは、溶融した核燃料物質と原子炉の構造材等で構成された酸化物が多くを占めているため、環境温度の変化により岩石のように劣化する可能性が高い。燃料デブリは10年以上水冷されているが、季節や昼夜の温度変化の影響を少なからず受けていることから、燃料デブリの経年変化挙動を評価するためには環境温度の変化を考慮することが不可欠である。仮に燃料デブリの劣化が進んでいる場合、微粉化した放射性物質が冷却水中に溶出して取出し作業に影響を及ぼす可能性がある。本研究では、環境温度の繰り返し変化がクラックの発生に与える影響に着目して、燃料デブリの模擬体を用いた加速試験を実施した。その結果、クラックは温度変化を重ねることで増加することを確認し、燃料デブリの簿擬態は熱膨張と収縮による応力により脆化することが判明した。燃料デブリの物理学的な劣化挙動は岩石や鉱物に類似していることが確認され、模擬燃料デブリと環境のモデルでクラックの増加挙動を予測することが可能となった。

論文

Modeling of hardness and welding residual stress in Type 316 stainless steel components for the assessment of stress corrosion cracking

Li, S.; 山口 義仁; 勝山 仁哉; Li, Y.; Deng, D.*

Proceedings of ASME 2023 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2023) (Internet), 7 Pages, 2023/07

In this work, a framework was proposed on the comprehensive assessment of hardness and welding residual stress in Type 316 austenitic stainless steel welded joints. Firstly, an 8-pass butt-welded joint made of Type 316 stainless steel was fabricated. Finite element analysis of the welded joint was performed to investigate hardness and welding residual stress distributions. The grain growth model was developed for the hardness prediction. The Chaboche combined isotropic-kinematic strain hardening model and time-temperature dependent annealing model were adopted. The relationships between the Vickers hardness and the uniaxial plastic strain as well as grain size were collected from published literatures. The simulation results of the grain size and accumulated equivalent plastic strain were used for the hardness prediction of the welded joint. The predicted hardness was compared with the experimental data of hardness mapping. The distribution of welding residual stress on the outer surface of the welded pipe was measured by using the X-ray diffraction method and strain gauge method, respectively. The predicted welding residual stresses were compared with the measurements. The results obtained showed that the developed numerical approach can predict the hardness and welding residual stress of Type 316 stainless steel welded joints with satisfactory accuracy. The effects of structural constraint and heat input on the hardness and welding residual stress will be investigated as further works, as described in the proposed framework.

論文

放射光X線と中性子を相補的に用いた小口径突合せ溶接配管の実応力解析

鈴木 賢治*; 三浦 靖史*; 城 鮎美*; 豊川 秀訓*; 佐治 超爾*; 菖蒲 敬久; 諸岡 聡

材料, 72(4), p.316 - 323, 2023/04

Residual stresses in small-bore butt-welded pipe of austenitic stainless steel have never been measured. It is difficult to obtain a detailed residual stress map of the root welded part, because the gauge volume in neutron diffraction is large. The stress evaluation of the welded part by synchrotron X-rays was also difficult due to the dendritic structure. In this study, a double exposure method (DEM) with high-energy synchrotron X-rays was applied to measuring the details of the residual stress of the welded part, and we succeeded in obtaining the detailed axial and radius stress maps of the root welded part of the plate cut from the welded pipe, though the stress map was under the plane stress condition. The hoop stress map of the butt-welded pipe was obtained using the strain scanning method with neutrons under the triaxial stress state. The axial and radius stress maps under triaxial stress state were made up using the complementary use of the synchrotron X-ray and neutron. As a result, the detailed stress maps of the root welded part of the butt-welded pipe were obtained. The obtained map sufficiently explained the initiation and propagation of SCC.

論文

Chemical interaction between Sr vapor species and nuclear reactor core structure

Mohamad, A. B.; 中島 邦久; 三輪 周平; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 60(3), p.215 - 222, 2023/03

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

The distribution of Sr in the reactor would be influenced by a chemical reaction of Sr vapor species with a structural material of internal reactor and fuel cladding materials; stainless steel (SS) or Zircaloy (Zry) cladding during 1F-NPS accident. The chemical interaction between Sr-Zry and Sr-SS has been described. The reaction tests have been performed to investigate the chemical interaction behavior under possible severe accident conditions. The tests have been conducted up to 1523 K under steam atmosphere. It was confirmed that Sr-Zr-O and Sr-Si-O compounds were formed through 2 kinds chemical interactions; gas-solid reaction and liquid-solid reaction. The gas and liquid species of Sr in a good contact with the solid Zry and SS to form Sr-Zr-O and Sr-Si-O compounds, respectively. Sr was deposited onto the Zry and SS surfaces and lead to the formation of reaction product. Thus, this study highlights the possibility that Sr was deposited and retained in the core structure where the temperature was elevated during the accident in the 1F-NPS.

論文

Introduction of Cu$$^{2+}$$ to the inside of the crevice by chelation and its effect on crevice corrosion of Type 316L stainless steel

青山 高士; 加藤 千明

Corrosion Science, 210(2), p.110850_1 - 110850_10, 2023/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0(Materials Science, Multidisciplinary)

Cu$$^{2+}$$のキレート錯体: [Cu(EDTA)]$$^{2-}$$を用いて、Cu$$^{2+}$$を隙間の外側から内側へ導入した。導入されたCu$$^{2+}$$は、ステンレス鋼の隙間腐食の抑制剤として作用することが期待される。隙間腐食試験により、[Cu(EDTA)]$$^{2-}$$のエレクトロマイグレーションによりCu$$^{2+}$$が隙間内部へ導入されることが確認された。移行した[Cu(EDTA)]$$^{2-}$$はH$$^{+}$$と反応して隙間内部のpH低下を抑制し、Cu$$^{2+}$$と[Cu(EDTA)]$$^{2-}$$は分離してステンレス鋼の活性溶解が抑制されることが確認された。

論文

Thinning behavior of solid boron carbide immersed in molten stainless steel for core disruptive accident of sodium-cooled fast reactor

江村 優軌; 高井 俊秀; 菊地 晋; 神山 健司; 山野 秀将; 横山 博紀*; 坂本 寛*

Journal of Nuclear Science and Technology, 10 Pages, 2023/00

Boron carbide (B$$_4$$C)- stainless steel (SS) eutectic reaction behavior is one of the most important issues in the core disruptive accidents (CDAs) of sodium-cooled fast reactors (SFRs). In this study, the immersion experiments using B$$_4$$C pellets with molten SS were conducted to evaluate the CDA sequences such as contact event of solid B$$_4$$C with degraded core materials including SS at very high temperature. The immersion experiment aims at understanding the kinetic behavior of solid B$$_4$$C-liquid SS reaction based on the reduced thickness of B$$_4$$C pellet after the experiment in the temperature ranges from 1763 to 1943 K, which is higher than the temperature of solid B$$_4$$C-solid SS reaction. Based on the kinetic consideration of the reaction rate constants for solid B$$_4$$C-liquid SS reaction, it was found that similar temperature dependency was identified between solid B$$_4$$C-liquid SS and solid B$$_4$$C-solid SS. Besides, the reaction rate constants of solid B$$_4$$C-liquid SS were smaller than those of solid B$$_4$$C-solid SS extrapolated in higher temperature region by two or more orders of magnitude due to two different evaluation method for B$$_4$$C side/SS side. It was confirmed that this difference was reasonable through the consideration of previous reaction tests in solid-solid contact for B$$_4$$C side/SS side.

論文

ネプツニウム-237を含む硝酸水溶液中でのステンレス鋼の分極特性と腐食速度の評価

入澤 恵理子; 加藤 千明; 山下 直輝; 佐野 成人

材料と環境, 71(3), p.70 - 74, 2022/03

使用済核燃料再処理溶液施設でのステンレス鋼の腐食評価として、放射性核種である$$^{237}$$Npを含む硝酸水溶液中でのステンレス鋼R-SUS304ULC鋼の浸漬腐食試験と分極測定を行った。328K以上の温度では硝酸水溶液中よりも高い腐食電位を示し、過不動態域近傍となることがわかった。また、浸漬腐食試験により腐食量と分極抵抗との比較から換算係数として$$k$$=0.018V$$sim$$0.025Vの値を取得し、電気化学測定からの腐食量算出が可能であるかを検討した。

論文

ゼオライト粒子と接触したステンレス鋼の$$gamma$$線による腐食影響

加藤 千明; 山岸 功; 佐藤 智徳; 山本 正弘*

材料と環境, 70(12), p.441 - 447, 2021/12

ゼオライト粒子は福島第一原子力発電所(1F)の汚染水の浄化のためのセシウム吸着塔内で用いられている。使用後のセシウム吸着塔は敷地内で保管されているが、ステンレス鋼製胴部の局部腐食が懸念された。この腐食リスクに対し、$$gamma$$線による影響データを照射下電気化学試験装置で取得した。また、内溶液の変化状態を実規模サイズのモックアップ試験装置で検討した。それらの結果から、過酸化水素による電位の上昇がゼオライト粒子の存在で防ぐことができ、塩化物イオンの濃化もそれほど生じないことを明らかにし、局部腐食が相当に小さく抑えられることを示した。

論文

Thermophysical properties of austenitic stainless steel containing boron carbide in a solid state

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.20-00540_1 - 20-00540_11, 2021/08

炉心損傷事故時には、制御棒材である炭化ホウ素と構造材であるステンレス鋼が共晶反応を起こし、ステンレス鋼の融点より低い温度で溶融(液化)すると考えられる。こうして生成された制御棒溶解材は流動性があるため、崩壊炉心内を広範に移行し、崩壊炉心物質に混ざり込むことで、崩壊炉心物質の反応度抑制に顕著な効果をもたらすと考えられる。しかしながら、このような制御棒溶解材の共晶溶融反応やその移行挙動については、これまでの重大事故解析では何ら考慮されていない。本研究では、シビアアクシデント解析コードの高度化に資するため、炭化ほう素溶解量の異なる制御棒溶解材について固相物性測定を実施し、温度(及び炭化ホウ素濃度)依存性を示す物性評価式として整備した結果について報告する。

論文

Behavior of tritium release from a stainless vessel of the mercury target as a spallation neutron source

春日井 好己; 佐藤 浩一; 高橋 一智*; 宮本 幸博; 甲斐 哲也; 原田 正英; 羽賀 勝洋; 高田 弘

JPS Conference Proceedings (Internet), 33, p.011144_1 - 011144_6, 2021/03

J-PARCの物質・生命科学実験施設では、2008年より水銀を使った核破砕中性子源を運用している。水銀を内包するステンレス製の水銀標的容器は、放射線損傷等のため定期的な交換が必要である。本件では、2011年に実施した最初の標的容器交換にともなう一連の作業で観測された標的容器等からのトリチウムの放出挙動とその解析結果について報告する。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactors, 2; Thermophysical properties of eutectic mixture containing of high concentration boron in a solid state

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 6 Pages, 2020/08

Eutectic melting behavior between boron carbide (B$$_{4}$$C) as control rod material and stainless steel (SS) as structural material and subsequent relocation behavior plays an important role to achieve an in-vessel retention concept which ensures long-term coolability of degraded core under core disruptive accident, because these behaviors are expected to reduce the neutronic reactivity significantly. However, these behaviors have never been simulated in severe accident computer codes before. Since 2016, JAEA has been conducting a research project to develop physical models that describe these behaviors. For the physical models' development, it is necessary to obtain thermophysical properties of SS-B$$_{4}$$C eutectic mixture with various B$$_{4}$$C concentration and maintain them as a database. In this work, the density and specific heat of SS-17 mass%B$$_{4}$$C in a solid state are obtained and compared with these of stainless steel containing 0 and 5 mass%B$$_{4}$$C.

論文

Study on chemisorption model of cesium hydroxide onto stainless steel type 304

中島 邦久; 西岡 俊一郎*; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦

Mechanical Engineering Journal (Internet), 7(3), p.19-00564_1 - 19-00564_14, 2020/06

軽水炉シビアアクシデント時、ステンレス鋼(SS304)に化学吸着したセシウム量を推定するために、セシウム化学吸着モデルが構築されている。しかし、既存の化学吸着モデルは、実験結果をうまく再現することができていない。そのため、本研究では、化学反応を伴う気液系の物質移動理論(浸透説)や気相固相界面における水酸化セシウム(CsOH)の分解反応に対する質量作用の法則を組合せることで、SS304中のケイ素濃度や気相中の水酸化セシウム濃度の影響を考慮したモデルを構築した。その結果、既存モデルを用いた場合よりも、本研究で得られた修正モデルの方が、実験データをより正確に再現できることが分かった。

論文

「レーザーの特徴を利用した研究開発IV」-東京大学弥生研究会-原子・分子の分光分析技術とその応用,3; レーザー法による原子炉厚板鋼材切断技術の開発

田村 浩司*; 遠山 伸一

日本原子力学会誌ATOMO$$Sigma$$, 62(5), p.268 - 271, 2020/05

レーザー法による切断技術は、制御性が高くロボットアームを用いた遠隔技術との整合性が高いなど利点が多く、原子力施設の廃止措置へ適用されるならば、有望な選択肢となりうると期待されている。しかし、原子炉圧力容器のような厚板鋼材への適用は従来容易ではなかった。本解説では、このような厚板鋼材のレーザー法による切断技術開発の最新成果として、板厚300mm鋼材や模擬圧力容器の切断実証、厚板鋼材切断条件の解析、切断過程観察、遠隔切断システム、重ね切断、ヒューム対策などについて紹介する。

論文

An Experimental investigation of influencing chemical factors on Cs-chemisorption behavior onto stainless steel

西岡 俊一郎; 中島 邦久; 鈴木 恵理子; 逢坂 正彦

Journal of Nuclear Science and Technology, 56(11), p.988 - 995, 2019/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:78.75(Nuclear Science & Technology)

シビアアクシデント(SA)解析コードで用いられているCs化学吸着モデルの改良に資する知見取得のため、セシウムの鋼材への化学吸着挙動に影響を与える化学的要因(温度・雰囲気・関係する元素のの濃度など)を実験的に評価した。その結果、既存のCs化学吸着モデルで使用されている表面反応速度定数が、既に知られている温度依存性だけでなく、雰囲気,気相中の水酸化セシウム(CsOH)濃度、SUS304中に含まれるケイ素(Si)濃度にも影響を受け、Cs化学吸着モデルの改良においてはこれらの化学的要因を考慮すべきであることがわかった。加えて、873K程度の比較的低温での化学吸着においてはCs-Fe-O化合物が主な化合物として生成し、Cs-Si-Fe-Oが主に生成する1073K以上の化学吸着とは挙動が異なることがわかった。

論文

Study on eutectic melting behavior of control rod materials in core disruptive accidents of sodium-cooled fast reactor, 2; Effect of B$$_{4}$$C addition on thermophysical properties of austenitic stainless steel in a solid state

高井 俊秀; 古川 智弘; 山野 秀将

Proceedings of International Nuclear Fuel Cycle Conference / Light Water Reactor Fuel Performance Conference (Global/Top Fuel 2019) (USB Flash Drive), p.847 - 852, 2019/09

In a core disruptive accident scenario, boron carbide (B$$_{4}$$C) in control-rod will be predicted to react with stainless steel (SS) as structural material. Produced eutectic material of SS-B$$_{4}$$C is assumed to relocate widely in the core. To add a function of evaluating this liquefaction and relocation behavior to CDA analysis codes, it is indispensable to maintain the thermophysical properties database of SS-B$$_{4}$$C. In this report, density and specific heat of SS-7mass%B$$_{4}$$C in a solid state were obtained, and compared them with those of SS-5mass%B$$_{4}$$C obtained so far and literature value of SS. It is found that the density decreased while the specific heat increased, as B$$_{4}$$C concentration in the austenitic stainless steel increased. By addition of 7mass%-B$$_{4}$$C to 316L SS, the density was decreased by approximately 7% at 294K. On the other hand, specific heat was increased by approximately 21% at 294K.

論文

Optimum temperature for HIP bonding invar alloy and stainless steel

涌井 隆; 石井 秀亮*; 直江 崇; 粉川 広行; 羽賀 勝洋; 若井 栄一; 高田 弘; 二川 正敏

Materials Transactions, 60(6), p.1026 - 1033, 2019/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:18.73(Materials Science, Multidisciplinary)

J-PARCの核破砕中性子源で使用する水銀ターゲット容器は、1.3$$times$$1.3$$times$$2.5m$$^{3}$$と大きいため、使用済み容器の廃棄量を低減する観点で、損傷量の大きい前半部を分割できる構造を検討している。分割部のフランジには、高いシール性能(1$$times$$10$$^{-6}$$Pa・m$$^{3}$$/s以下)が必要である。このフランジの材料として、ビーム運転時の熱変形を低減するために低熱膨張材であるインバー合金は有望であるが、弾性係数が低いためボルト締結時の変形が大きくなる。実用上はステンレス鋼で補強するが、HIP接合により広い面積を全面にわたって確実に接合する条件を見出すことが課題であった。そこで、接合温度が異なる試験片(973, 1173, 1373及び1473K)について、引張試験及び数値解析による残留応力評価を行った。973Kで接合した試験片は、拡散層厚さが殆どなく接合界面で破断した。引張強度は、接合温度の上昇とともに減少し、1473Kの場合、約10%低下した。接合面近傍の残留応力は最大50%増加した。これらの結果から、1173Kが最適な接合温度であることを結論付けた。

論文

Intergranular strains of plastically deformed austenitic stainless steel

鈴木 賢治*; 菖蒲 敬久

E-Journal of Advanced Maintenance (Internet), 10(4), p.9 - 17, 2019/02

弾性異方性をもつ材料中では、塑性変形が発生した際に結晶間に応力差が生じており、これが材料破壊に深くかかわっていることが知られている。本研究では、高エネルギー放射光回折法を用いて、塑性変形させた材料中の荷重方向の残留応力を結晶方位ごとに調べた。その結果、残留応力はX線的弾性定数(回折面ごとに求められるヤング率)が高い指数では引張残留応力、低い指数では圧縮残留応力が発生していることがわかった。この結果は、材料強度を向上させる際、集合組織のように結晶方位を制御する技術に役立つと考えている。

論文

Development of creep property equations of 316FR stainless steel and Mod.9Cr-1Mo steel for sodium-cooled fast reactor to achieve 60-year design life

鬼澤 高志; 橋立 竜太

Mechanical Engineering Journal (Internet), 6(1), p.18-00477_1 - 18-00477_15, 2019/02

316FR鋼と改良9Cr-1Mo鋼はナトリウム冷却高速炉(SFR)の構造材料への適用が検討されている。日本原子力研究開発機構は、経済性の向上と放射性廃棄物の削減を目的として、いくつかの革新的技術を提案しており、その中でも最も有効な手段の一つとして60年設計を採用することが挙げられている。60年設計を可能とするためには、日本機械学会規格に規定されている材料強度基準等を30時間から50万時間に延長しなければならないが、これには外挿性に優れたクリープ破断関係式及びクリープひずみ式が不可欠である。本論文では、長時間クリープ特性評価に基づいて、316FR鋼及び改良9Cr-1Mo鋼の高温・長時間におけるクリープメカニズムの変化を考慮したクリープ特性式の開発について述べる。開発したクリープ特性式は、現行の日本機械学会規格のクリープ特性式よりも、より正確な長時間クリープ特性評価が可能である。

報告書

Mechanical properties database of reactor pressure vessel steels related to fracture toughness evaluation

飛田 徹; 西山 裕孝; 鬼沢 邦雄

JAEA-Data/Code 2018-013, 60 Pages, 2018/11

JAEA-Data-Code-2018-013.pdf:1.67MB

原子炉圧力容器の健全性を判断する上で、破壊靱性をはじめとする材料の機械的特性は重要な情報となる。本レポートは、日本原子力研究開発機構が取得した中性子照射材を含む原子炉圧力容器鋼材の機械的特性、具体的には引張試験, シャルピー衝撃試験, 落重試験及び破壊靱性試験の公開データをまとめたものである。対象とした材料は、初期プラントから最新プラント相当の不純物含有量及び靱性レベルで製造されたJIS SQV2A(ASTM A533B Class1)相当の5種類の原子炉圧力容器鋼である。また母材に加え、原子炉圧力容器の内張りとして用いられている2種類のステンレスオーバーレイクラッド材の機械的特性データについても記載した。これらの機械的特性データは、材料ごとにグラフで整理するとともに今後のデータの活用しやすさを考慮して表形式でリスト化した。

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