2023年春の年会

講演情報

一般セッション

V. 核燃料サイクルと材料 » 502-1 原子炉材料,環境劣化,照射効果,評価・分析技術

[3F10-11] ジルコニウム合金

2023年3月15日(水) 14:45 〜 15:15 F会場 (12号館3F 1232)

座長:中司 雅文(ジルコテクノロジー)

14:45 〜 15:00

[3F10] イオン照射したZr合金の酸化膜形成挙動

*高橋 克仁1、王 昀1、青野 泰久1、牟田口 嵩史2、島袋 瞬2、渡邉 英雄2 (1. 日立、2. 九大)

キーワード:ジルカロイ、腐食、水素吸収、照射損傷

BWRに用いられるジルコニウム合金の通常運転時の腐食・水素吸収に及ぼす照射損傷の影響を検討するため、ジルカロイ2に3.2 MeV Ni3+イオンを照射して照射損傷を付与した後、288℃の高温高圧水に浸漬し、照射損傷が合金成分挙動や酸化膜形成に及ぼす影響を評価した。その結果、高燃焼度を想定して60dpaまでイオン照射したサンプルでは、未照射の場合に比べて酸化膜厚さが増加し、腐食およびそれに伴う水素吸収に及ぼす照射損傷の影響が示唆された。この照射損傷の影響には、酸化膜直下の結晶粒界にて合金成分の濃化が確認されたことから、合金成分の関与が推測された。