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井岡 郁夫; 鈴木 潤; 木内 清; 中山 準平*
Proceedings of 2nd International Workshop on Structural Materials for Innovative Nuclear Systems (SMINS-2), p.391 - 400, 2012/12
次世代再処理施設の高酸化電位の耐硝酸性環境への適用を念頭にして高Cr-W-Si系Ni基合金組成の最適化を進めている。当該Ni基合金は、高酸化電位において現行ステンレス鋼の課題である過不働態が生じ難い優れた耐食性を有する。また、コールドクルーシブル誘導溶解と電子ビーム溶解を組合せた超高純度溶製技術(EHP)の適用により、溶融割れが生じず可塑性材が得られている。しかし、シリサイド生成能が高く、実用化上、熱間加工や溶接上の技術的制約が大きい。耐食性を損なわずに、それらの特性が良好な組成範囲を選定するため、SiとWの含有量を変えたEHP試験材を作製した。試験材の高温高速引張試験、及び耐食性や溶接施工性能の評価試験を実施して、最適組成範囲を検討した。
Kim, G.; 芝 清之; 沢井 友次; 井岡 郁夫; 木内 清; 中山 準平*
Proceedings of 2nd International Workshop on Structural Materials for Innovative Nuclear Systems (SMINS-2), p.273 - 279, 2012/12
In the present work, irradiation effects of high-purity Ni alloys were studied in terms of microstructural changes with respect to multi-ion irradiation by using JAEA triple-ion beam irradiation facility, TIARA. The alloys investigated are designed as the MA doped MOX fuel claddings for sodium cooled fast reactor and impurities, such as C, O, N, P, S were reduced less than 100 ppm in total to improve workability, irradiation embrittlement, inter-granular corrosion, and so on. Two types of alloys (Fe-40Ni-Cr-1.5Ti-1.5Al) with different Cr contents (20 or 25%) were used for the irradiation experiments. Single (Fe
or Ni), dual (single + He
), and triple (dual + H) beam irradiation were conducted up to 
50 dpa, 150 appmHe, and 1500 appmH at 825K to evaluate the effect of radiation damage and the effect of transmuted gaseous elements. Void swelling was evaluated and compared with type 316 stainless steel. Other microstructural features, such as precipitation stability, dislocation structures were also evaluated to discuss irradiation resistance.
井岡 郁夫; 鈴木 潤; 木内 清; 中山 準平*
Proceedings of 19th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-19) (CD-ROM), 5 Pages, 2011/10
再処理施設用材料として、現行ジルコニウムより優れた耐環境割れ性を有する超高純度Nb-W合金(Nb-W EHP)を開発している。Nb-W EHPは、溶接性に技術的な課題がある。そこで、Wの最適組成範囲を選定するため、W量の異なるNb-W EHPの溶接継手をTIG溶接に作製した。引張試験,腐食試験,シャルピー衝撃試験により、Nb-W EHPの化学的,機械的特性へのWの影響を調べた。Nb-W EHP溶接継手の腐食速度に及ぼすWの効果がほとんどなかった。Wの増加はNb-W EHPの引張強さを向上させた。構造材として重要な延性-脆性遷移温度(DBTT)は、Wの増加に従って増加した。溶接継手のDBTTは母材に比べ約150K高かった。得られた結果より、Nb-W EHPのW量は8wt%以下に調整する必要であることがわかった。
Kim, G.; 芝 清之; 沢井 友次; 井岡 郁夫; 木内 清
Materials Research Society Symposium Proceedings, Vol.1298, p.61 - 66, 2011/04
FaCT事業では、約250dpaの照射量に耐える燃料被覆管の候補材として9Cr系のODS鋼が選定されているが、粉末冶金に伴う製品の安定性や、再処理適合性の面での懸念も議論されている。本研究では、こういった懸念に対するバックアップ材料としての位置づけで、耐照射性とともに耐食性に優れる二種類(
'析出型とG相析出型)の超高純度高Ni合金(EHP合金)を選定し、その開発を進めている。開発材の耐照射性を確認するために、高速炉での核変換反応に伴うHeやHの生成量を模擬した高崎量子応用研究所TIARAのイオン照射実験を実施した。その結果、400
C照射では'析出型合金,G相析出型合金ともに照射硬化を示したが、G相析出型合金の方が照射硬化量は大きかった。また、550C照射によるスエリングは両合金ともに良好であったが、特にG相析出型合金では大型のボイドが形成されず、極めて耐スエリング性が高いということが明らかになった。
井岡 郁夫; 鈴木 潤; 木内 清; 中山 準平*
Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-18) (CD-ROM), 6 Pages, 2010/05
有害な不純物を100ppm未満に抑えた超高純度オーステナイトステンレス鋼(EHP合金)を開発した。EHP合金は、応力腐食割れ(SCC)の基点と考えられる粒界腐食に対して優れた抵抗性を有している。そこで、SCCを防止するためのオーバーレイ材料として、EHP合金の適応性を評価した。試験には、EHP合金の比較材として従来材を用いた。試験片は、各々の溶接金属部から加工した。粒界腐食試験は、1g/LのCr(VI)イオンを含む8規定の沸騰硝酸溶液中で行った。比較材は、EHP合金に比べ激しい粒界腐食が生じた。SCC感受性を評価するためのCBB試験を561K, 1000h,飽和酸素の高温水中で行った。比較材の割れと粒界腐食は、EHP合金に比べ発生数、サイズとも非常に大きかった。オーバーレイ材料として使用する場合でも、従来材に比べ、EHP合金は優れたSCC抵抗性があることが確認された。
井岡 郁夫; 木内 清; 中山 準平*
まてりあ, 49(3), p.122 - 124, 2010/03
再処理施設においては、沸騰状態の濃硝酸を用い、酸化性の強い核分裂生成物(FP)などを含有するために極めて厳しい腐食環境になることが知られている。海外での腐食事例や国内で運転経験を経て、構造材には極低CのSUS304ULC鋼が開発された。先進再処理施設では、現行のものよりも多くのFP等を含有する使用済核燃料を扱うことが予測され、腐食環境はますます厳しいものになる。そのために、現行のSUS304ULC鋼に比べて、数倍以上の耐硝酸腐食性に優れる鋼材が必要となる。実機製造プロセスと材料の成分範囲を同時に考慮して、先進再処理機器用材料を目的とした、強酸化性環境で優れた耐食性を有する超高純度(EHP: Extra High Purity)ステンレス鋼を開発した。本報では、EHP合金の実用化の現状について紹介する。
井岡 郁夫; 鈴木 潤; 本岡 隆文; 木内 清; 中山 準平*
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 4(1), p.105 - 112, 2010/02
再処理施設の沸騰硝酸環境において、粒界腐食はオーステナイト・ステンレス鋼の重大な劣化事象である。粒界腐食の主要因は、結晶粒界への不純物元素の偏析が原因と考えられている。新たな複合溶製技術により、全有害不純物を100ppm以下に抑えた超高純度(EHP:Extra High Purity)オーステナイト・ステンレス鋼を開発した。C, P, S, B等の不純物元素を添加したEHP合金を作製して、粒界腐食と不純物元素量の相関性を調べた。得られた結果を重回帰分析し、粒界腐食に及ぼす不純物元素の影響度を示した。その結果、B, P, Si, C, Sの順に粒界腐食に大きな影響を与え、Mnの影響は少なかった。
井岡 郁夫; 鈴木 潤; 本岡 隆文; 木内 清; 中山 準平
Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-17) (CD-ROM), 5 Pages, 2009/06
再処理施設の沸騰硝酸環境において、粒界腐食はオーステナイトステンレス鋼の重大な劣化事象である。粒界腐食の主要因は、結晶粒界への不純物元素の偏析が原因と考えられている。新たな複合溶製技術により、全有害不純物を100ppm以下に抑えた超高純度(EHP: Extra High Purity)オーステナイトステンレス鋼を開発した。C, P, S, B等の不純物元素を添加したEHP合金(Fe-25Cr-20Ni-Ti)を作製して、粒界腐食と不純物元素量の相関性を調べた。不純物元素を添加しないEHP合金では粒界腐食は観察されなかったが、不純物添加EHP合金では粒界腐食を生じた。得られた結果の重回帰分析より、粒界腐食と不純物元素量の回帰式を求め、粒界腐食に及ぼす不純物元素の影響度を示した。
井岡 郁夫; 加藤 千明; 木内 清; 中山 準平
Journal of Power and Energy Systems (Internet), 3(1), p.31 - 37, 2009/00
オーステナイトステンレス鋼は、酸化剤を含む沸騰硝酸中で粒界腐食感受性が高まる。粒界腐食の主因は、結晶粒界での不純物の偏析と考えられている。有害不純物を100ppm以下に低減できる複合製錬技術を用いて、超高純度オーステナイトステンレス鋼(EHP合金)を開発した。開発したSUS310系EHP合金について、酸化剤を含む沸騰硝酸中での腐食特性を調べた。加工熱処理(SAR処理)したSUS310系EHP合金は、同じ不純物量の溶体化(ST)材に比べ優れた耐粒界腐食性を示した。フィッショントラック法により、ST材において粒界でのボロンの偏析が確認された。ボロンの粒界偏析が、粒界腐食の原因の一つであることが考えられる。また、ボロンを7ppm含むSUS310系EHP合金でも、提案したSAR処理により粒界腐食を抑制できることを示した。
井岡 郁夫; 加藤 千明; 木内 清; 中山 準平
Proceedings of 16th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE-16) (CD-ROM), 5 Pages, 2008/05
オーステナイトステンレス鋼は、再処理プロセスにおける酸化剤を含む沸騰硝酸中で粒界腐食感受性が高まる。粒界腐食の主因は、結晶粒界での不純物の偏析と考えられている。有害不純物を100ppm以下に低減できる複合製錬技術を用いて、超高純度オーステナイトステンレス鋼(EHP合金)を開発した。開発したSUS310系EHP合金の酸化剤を含む沸騰硝酸中での腐食特性を調べ、優れた耐粒界腐食性を有することを確認した。また、フィッショントラック法により、粒界でのボロンの偏析が粒界腐食の要因の一つであることを明らかにした。ボロンを7ppm含むSUS310系EHP合金でも、提案した加工熱処理(SAR処理)により粒界腐食を抑制できることを示した。
柴本 泰照; 与能本 泰介; 中村 秀夫; 久木田 豊*
Journal of Nuclear Science and Technology, 44(2), p.183 - 193, 2007/02
被引用回数：8 パーセンタイル：51.22(Nuclear Science & Technology)放射線誘起表面活性(RISA)効果による熱伝達改善の可能性を調査するために炉内で流動沸騰実験を行った。テスト部は、SUS-316L製の円柱ブロックに直径2mm・長さ100mmの流路孔を開けたもので、電気ヒーターにより加熱される。テスト部を内包した照射キャプセルを材料試験炉(JMTR)の照射孔の一つに挿入し、準定常的な実験を実施した。実験は、照射前(炉外及び炉内原子炉起動前)と照射中・照射後(炉内)の条件で、同じ境界条件下で同じテスト部を使って実施した。このような手法により、実験データの比較を通してRISA効果の直接的な評価を行うことができる。圧力420kPa,質量流束180630kg/(m
s)の環状噴霧流条件に対して、ドライアウト開始点までの沸騰曲線を取得した。照射中及び照射後に得られた限界熱流束は照射前のそれよりも平均で約10%増加するという結果を示した。一方で、限界熱流束以下の壁面過熱度は照射前よりも全般的に増加する傾向を示した。
柴本 泰照; 与能本 泰介; 中村 秀夫
Proceedings of 5th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-5), p.226 - 233, 2006/11
本試験では、原子力機構材料試験炉を用いて実機相当の放射線照射環境下の沸騰伝熱実験を行い、放射線誘起表面活性(RISA)効果による熱伝達率向上の有無を検討した。炉内照射環境に加えて、同じ試験部を用いて炉外非照射環境でも実験を行い、限界熱流束までの沸騰曲線を取得し、両データを比較することで照射によるRISA効果を検証した。これまでのRISA関連実験で行われてきたプール沸騰ではなく、高い蒸気クオリティを伴う強制対流場かつ実機相当の強い放射線環境の条件で実験を行っており、RISAに関連したこのような実験例はこれまでにない初めての試みである。試験部は直径2-mm
長さ100-mmのステンレス製の円管で、圧力が420kPa,質量流束が180630kg/m
s,入口サブクール度が180630kJ/kgの範囲で実験を実施している。熱流束評価に伴う誤差評価と入口サブクール度の補正を行い、得られたデータの評価と比較を行った。その結果、原子炉での照射により沸騰曲線が数C高過熱度側に移動するとともに、限界熱流束が平均約10%上昇した。この結果は、RISA効果による伝熱面の濡れ性向上が熱伝達特性に影響を与えたものと考えられる。
目黒 義弘; 富岡 修; 高橋 邦明; 和田 隆太郎*; 山本 誠一*; 福里 隆一*
Proceedings of 8th International Symposium on Supercritical Fluids (ISSF 2006) (CD-ROM), 6 Pages, 2006/11
反応容器の大きさが約4000cm
の工学規模の超臨界二酸化炭素リーチング装置を作成した。この装置に、物質移動速度を促進するための、超音波振動,圧力変調,攪拌装置を設置した。ウラン酸化物を付着させた海砂,焼却灰,多孔質アルミナブロックを模擬試料として作成し、同装置を用いてこれら試料から硝酸-トリブチルリン酸錯体を反応剤として含む超臨界二酸化炭素中へのウランの分離を試みた。一回の分離試験に用いる反応剤の量を150g、錯形成工程の圧力を15MPa、温度を60C、時間を15分とし、溶解操作の圧力を20MPa、温度を60C、使用CO
量を15kgとして、ウランの分離を行った結果、数回の分離操作によって海砂試料及びアルミナブロック試料から99%以上のウランを分離することができた。物質移動速度促進装置を作動させることによって、ウランの分離効率が向上することを確認した。これによって焼却灰試料からも99%以上のウランを分離できた。
柴本 泰照; 与能本 泰介; 中村 秀夫; 錦沢 友俊
Proceedings of 4th Japan-Korea Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-4), p.210 - 214, 2004/11
沸騰伝熱に対する放射線誘起表面活性(RISA)の効果を検証するため、原研JMTRを用いた炉内複合照射環境下での限界熱流束(CHF)試験を計画している。試験部には直径2-mmの小口径管を採用し、伝熱面積を減ずることによって比較的低出力でCHF相当の熱流束を達成した。本試験範囲は高クオリティ下の液膜ドライアウト型CHFに分類される。計画中の炉内実験の実現可能性を確認するために、モックアップ装置を製作して炉外予備実験を行った。幾つかの技術的課題に遭遇したが、設計を改良することでそれらを解決し、安定定常二相流条件下でのCHFデータを得ることができた。得られたデータは炉内実験のデータとの比較に使用される。
目黒 義弘; 富岡 修; 今井 智紀*; 藤本 成孝*; 中島 幹雄; 吉田 善行; 本多 忠*; 高野 文夫*; 北村 昶*; 和田 隆太郎*; et al.
Proceedings of International Waste Management Symposium 2004 (WM '04) (CD-ROM), 8 Pages, 2004/03
硝酸-TBP錯体を反応剤として含む超臨界二酸化炭素を用いる超臨界二酸化炭素リーチング(SFL)法を、放射性固体廃棄物からのウランの除去に適用した。海砂,焼却灰,アルミナ製多孔質ブロックを母材とする模擬試料及び、実焼却灰試料,実耐火レンガ試料を用いた。模擬試料及び実廃棄物試料からウランを高効率に除去することができた。実廃棄物からの除染効率の方が、模擬試料からのそれよりも小さかった。10gの実焼却灰試料及び37gの実耐火レンガ試料からそれぞれ1g及び37mgのウランを回収した。
和田 隆太郎*; 西村 務*; 中西 智明*; 中山 武典*; 阪下 真司*; 藤原 和雄*; 建石 剛*
JNC TJ8400 2005-001, 224 Pages, 2004/02
JNC-TJ8400-2005-001.pdf:16.23MB
高レベル放射性廃棄物処分おけるオーバーパック候補材料のうち,高耐食性金属として位置づけられているチタンおよびニッケル基合金の腐食挙動を検討した。チタンについては水素吸収挙動に及ぼす環境因子と材料因子の影響を実験的に検討した。ニッケル基合金については腐食挙動について既往の研究の文献調査を行った。
和田 隆太郎*; 西村 務*; 増田 薫*; 藤原 和雄*; 今北 毅*; 建石 剛*
JNC TJ8400 2004-017, 71 Pages, 2004/02
JNC-TJ8400-2004-017.pdf:3.42MB
TRU核種を含む廃棄物処分環境下における硝酸塩の金属との相互作用による変遷に関して、研究した。
和田 隆太郎*; 西村 務*; 増田 薫*; 藤原 和雄*; 今北 毅*; 建石 剛*
JNC TJ8400 2004-016, 194 Pages, 2004/02
JNC-TJ8400-2004-016.pdf:12.45MB
TRU核種を含む廃棄物処分環境下における硝酸塩の金属との化学的相互作用による変遷に関して、研究を実施した。
和田 隆太郎*; 西村 務*; 中西 智明*; 藤原 和雄*; 井上 隆夫*; 建石 剛*; 舛形 剛*
JNC TJ8400 2003-092, 246 Pages, 2003/02
JNC-TJ8400-2003-092.pdf:35.08MB
高レベル放射性廃棄物の処分容器材料として、耐食性に優れたチタンが検討されている。しかしながら、チタンは還元性環境において水の還元反応により生じた水素を吸収し、水素脆化を生じる恐れがある。そこで、還元性環境におけるチタンの水素吸収挙動を評価するために、チタンの腐食・水素吸収に関して実験的検討を行った。また、水素吸収によるチタンオーバーパック破壊挙動を評価するため、破壊力学的な観点から破損モデルを検討した。(1) 低酸素雰囲気において、溶液に浸漬したチタン試験片表面の一部を機械的に除去するスクラッチ試験を実施し、既存皮膜の変化および新生皮膜の成長現象を観察した。(2) 低酸素雰囲気を維持できるアンプル容器を用いて長期反応試験を行い、水素ガス発生量および吸収量の分析および生成皮膜の評価を行った。(3) 低酸素雰囲気下にて、チタン試験片に1000 年間の腐食量に相当するカソード電荷を印加する電気化学的加速試験を実施し、水素吸収、表面皮膜への影響を評価するとともに、自然状態での水素吸収挙動を予測した。(4) 既往の研究を調査から、溶接によるチタンオーバーパックの最大残留応力およびき裂進展挙動を評価した。また、破壊現象のモデル化の可能性を検討し、今後の課題を抽出した。
和田 隆太郎*; 西村 務*; 増田 薫*; 藤原 和雄*; 今北 毅*; 建石 剛*
JNC TJ8400 2003-080, 153 Pages, 2003/02
JNC-TJ8400-2003-080.pdf:2.63MB
TRU廃棄物中には硝酸イオンが塩として含まれる廃棄体が存在する。この硝酸イオンは処分場環境で金属などの還元性物質により、亜硝酸イオンやアンモニア等に変遷し、処分場環境変化や核種移行パラメータに影響を及ぼす可能性がある。そこで、金属と硝酸イオン共存溶液との反応に伴う硝酸イオン変遷反応速度及びガス発生速度を正確に把握するためにガラス密封容器を用いた長期反応試験を実施した。また、低酸素環境下での硝酸イオンと金属との反応速度パラメータを評価するために電気化学試験を実施した。(1) 低酸素環境下で、高アルカリ降水系模擬地下水条件下でアンプルを用いた浸漬試験を実施し、金属(炭素鋼,ステンレス鋼及びジルイカロイ)と硝酸イオンとの反応生成物(亜硝酸イオン,アンモニア,水素ガスなど)に関する長期反応生成量データを取得した。また、従来と同一条件下でアンプル試験を実施し、繰り返し精度はほぼ平均値
10%にあり、信頼性の高い方法であることを確認した。(2) 溶液pH,温度及び硝酸イオン,亜硝酸イオン濃度をパラメータとした定電位保持試験を中心とした電気化学試験の実施により、硝酸イオン変遷反応への影響を評価した。さらに、JNCで開発された"NEON"のアルゴリズムに準拠したモデルに従い解析を実施し、炭素鋼表面での硝酸イオン変遷挙動解析に見通しを得た。
