使用済核燃料模擬溶解液中におけるジルコニウムの応力腐食割れ感受性に対するクリープの影響 Effect of Creep on Susceptibility to Stress Corrosion Cracking of Zirconium in the Simulated Spent Nuclear Fuel Solution

この論文にアクセスする

この論文をさがす

著者

    • 加藤 千明 KATO Chiaki
    • 日本原子力研究開発機構 原子力基礎工学研究部門 Nuclear Science and Engineering Directorate, Japan Atomic Energy Agency
    • 石島 暖大 ISHIJIMA Yasuhiro
    • 日本原子力研究開発機構 原子力基礎工学研究部門 Nuclear Science and Engineering Directorate, Japan Atomic Energy Agency
    • 山本 正弘 YAMAMOTO Masahiro
    • 日本原子力研究開発機構 原子力基礎工学研究部門 Nuclear Science and Engineering Directorate, Japan Atomic Energy Agency

抄録

核燃料再処理プロセスのうち,燃料溶解槽条件におけるジルコニウムの応力腐食割れ(SCC)感受性を検討した.使用済み核燃料溶解液を模擬したコールド模擬液を用いて,高電位条件ならびに沸騰伝熱条件における定荷重試験を行った.ジルコニウムのSCCは電位依存性が極めて強く,1.55 V(vs.SSE)で破断時間が著しく低下した.この電位条件ではファセット状のへき開状破面が全面に観察された.1.50 V以下の電位条件では,擬へき開状の破面が試験片表面近傍のみに発生したが,著しい破断時間の低下は生じなかった.沸騰伝熱条件においては,破断時間の低下が生じた.しかし,その破断時間の低下は,伝熱による温度上昇を考慮したオイル中の破断時間とほぼ同じであった.二次/三次クリープの遷移時間(<i>t</i><sub>ss</sub>)/破断時間(<i>t</i><sub>f</sub>)比を用いたSCC感受性指標から沸騰コールド模擬液中のジルコニウムのSCC感受性は,1.55 Vで非常に大きいが,沸騰伝熱条件にてSCC感受性が高まることはなかった.コールド溶解槽模擬液中におけるジルコニウムのSCC挙動は,主にジルコニウムのクリープ特性に依存した.

Susceptibility to stress corrosion cracking (SCC) of zirconium was investigated as for in the spent nuclear fuel dissolver environment of the reprocessing facilities. Constant load tensile tests were conducted in the nonradioactive simulated spent nuclear fuel solution in both nobler potential and boiling heat-transfer conditions. It was found that susceptibility to SCC of zirconium strongly depended on electrode potential. The time to failure clearly declined at 1.55 V (vs. SSE) and the cleavage fracture like a facet-shaped was observed. Quasi-cleavage fracture was only observed on the specimen surface less noble than 1.50 V, but the time to failure scarcely declined comparing to that of silicon oil. Decline of time to failure was also observed under boiling heat-transfer condition. However, the decline of time to failure under boiling heat-transfer condition was nearly equal to the corresponding temperature to heat-transfer condition with silicon oil. As for the index of susceptibility to SCC, the ratio of transition time from secondary to third creep to failure time indicated that the susceptibility to SCC were very high in 1.55 V. The index indicated that boiling heat-transfer scarcely enhanced the susceptibility. It's considered that SCC behavior of zirconium in spent nuclear fuel dissolver environment mainly depends on its creep property.

収録刊行物

  • 材料と環境 : zairyo-to-kankyo

    材料と環境 : zairyo-to-kankyo 61(1), 22-28, 2012-01-15

    公益社団法人 腐食防食学会

参考文献:  28件中 1-28件 を表示

  • <no title>

    TSUGINO T.

    Journal of the Atomic Energy Society of Japan 22, 229, 1980

    被引用文献1件

  • <no title>

    NISHINO K.

    Boshoku Gijutsu (presently Zairyo-to-Kankyo) 18, 520, 1969

    被引用文献1件

  • <no title>

    MCINTOSH A. B.

    Boshoku Gijutsu (presently Zairyo-to-Kankyo) 36, 519, 1959

    被引用文献1件

  • <no title>

    TAKEDA S.

    PNC Technical Report (動燃技報) 67-3, 64, 1988

    被引用文献1件

  • <no title>

    KIUCHI K.

    Journal of the Atomic Energy Society of Japan 31, 229, 1989

    被引用文献1件

  • <no title>

    KAJIMURA H.

    Bulletin of the Japan Institute of Metals 31, 725, 1992

    被引用文献1件

  • <no title>

    KORB L. J.

    Metals Handbook 707, 1996

    被引用文献1件

  • <no title>

    WADA F.

    Zairyo-to-Kankyo 48, 771, 1999

    被引用文献1件

  • <no title>

    BEAVERS J. A.

    Corrosion 36, 292, 1981

    被引用文献1件

  • <no title>

    YAU T. L.

    Corrosion 39, 167, 1983

    被引用文献1件

  • <no title>

    KAJIMURA H.

    Corrosion 48, 391, 1992

    被引用文献1件

  • <no title>

    FAUVET P.

    EUROCORR92, Espoo, Finland, 1992

    被引用文献1件

  • <no title>

    TAKEDA S.

    Journal of the Atomic Energy Society of Japan 36, 146, 1994

    被引用文献1件

  • <no title>

    OKUBO M.

    RECOD87 1181, 1987

    被引用文献1件

  • <no title>

    FISHER A. O.

    Corrosion 15, 257t, 1959

    被引用文献1件

  • <no title>

    HAYASHI S.

    Journal of the Atomic Energy Society of Japan 31, 1273, 1989

    被引用文献1件

  • <no title>

    KATO C.

    Zairyo-to-Kankyo 52, 35, 2003

    被引用文献1件

  • <no title>

    GROFF A. G.

    Nucl. Technol. 62, 335, 1983

    被引用文献1件

  • <no title>

    KATO C.

    Zairyo-to-Kankyo 52, 44, 2003

    被引用文献1件

  • <no title>

    ARAI Y.

    Zairyo-to-Kankyo 51, 23, 2002

    被引用文献1件

  • <no title>

    TAKEDA S.

    Zairyo-to-Kankyo 44, 24, 1995

    被引用文献1件

  • <no title>

    TAKEDA S.

    Zairyo-to-Kankyo 45, 662, 1996

    被引用文献1件

  • <no title>

    MOTOOKA T.

    Zairyo-to-Kankyo 59, 18, 2010

    被引用文献1件

  • <no title>

    MOTOOKA T.

    Zairyo-to-Kankyo 57, 536, 2008

    被引用文献1件

  • <no title>

    NISHIMURA R.

    Corrosion 60, 650, 2004

    被引用文献1件

  • <no title>

    Handbook of Zirconium Alloy 14

    被引用文献1件

  • <no title>

    NAKAKUKIK H.

    Tetsu-to-Hagane 81, 220, 1995

    被引用文献1件

  • <no title>

    MARUYAMA K. Ed.

    Kouon-kyoudo no Zairyou-kagaku 156, 1997

    被引用文献1件

各種コード

  • NII論文ID(NAID)
    10030476996
  • NII書誌ID(NCID)
    AN10235427
  • 本文言語コード
    JPN
  • 資料種別
    ART
  • ISSN
    09170480
  • NDL 記事登録ID
    023493007
  • NDL 請求記号
    Z17-266
  • データ提供元
    CJP書誌  NDL  J-STAGE 
ページトップへ