日本原子力学会 2014年春の年会

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一般セッション

V. 核融合工学 » 501-2 核融合炉材料工学(炉材料,ブランケット,照射挙動)

[E45-50] 低放射化鋼

Fri. Mar 28, 2014 9:30 AM - 11:10 AM E (1号館 11B)

座長:笠田竜太(京大)

[E50] Effect of flow field on corrosion behavior of F82H in flowing high temperature and high pressure water

Motoki Nakajima1, Takanori Hirose1, Hisashi Tanigawa1, Hiroyasu Tanigawa1, Mikio Enoeda1 (1.Japan Atomic Energy Agency)

Keywords:Reduced Activation Ferritc/Martensitic Steel, Flow Accelerated Corrosion, Corrosion

日本は水冷却固体増殖方式をITER-TBM計画において試験し、原型炉においても主案としている。冷却材として水を利用することから構造材料であるF82H鋼と高温高圧水の共存性、特に流動環境下における腐食現象の理解が求められている。本研究では温度300℃、圧力15MPaの高温高圧水中にて円盤試験片を回転させ、冷却水の流動を模擬した環境での腐食試験により得られた重量変化ならびに酸化物性状の変化について報告する。 流動のない環境では試験片は重量増加するものの、流動環境下では重量が減少し、回転速度200rpmと1000rpmで回転させた場合の重量変化について比較すると、200rpmの試験片の重量減少量は1000rpmのおよそ1/4であることが分かり、回転速度の影響が明瞭にあらわれていた。本講演では、おもに試験片表面および断面観察結果から腐食挙動への流れ場の影響について議論する。