電力中央研究所

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電力中央研究所 報告書(電力中央研究所報告)

報告書データベース 詳細情報


報告書番号

L11021

タイトル(和文)

被覆管の微細組織観察と腐食・水素吸収への影響因子の検討 -その2 照射ジルカロイ-2中の元素分布測定-

タイトル(英文)

Microstructure observations and investigation of oxidation and hydrogen absorption mechanism of nuclear fuel cladding materials - Distribution of solute elements of irradiated Zircaloy-2 -

概要 (図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております)

軽水炉の燃料被覆管は高燃焼時に腐食・水素吸収が増大し、機械的性質に影響を及ぼすことが知られている。この耐食性・耐水素吸収特性の向上のために被覆管の組成および析出物を調整(粒径、分布、組成)した材料の開発が行われ、炉内照射にともなう母相および析出物の元素分布の変化を解明する必要がある。本研究では、商用炉で照射されたジルカロイ-2被覆管の3DAP測定により、母相の元素分布の照射量(燃焼度)による変化を明らかとする。測定試料は、1本の燃料棒の低、中、高照射量の位置から採取した。3DAP測定により、照射後の母相からはZr, Snの他に、Fe, Cr, Ni, Siが検出され、析出物より溶出して母相に固溶していた。FeはZr中への固溶限が極めて小さく、母相中ではZrFe2クラスタを形成し分布したほか、Snとともに粒界に偏析した。Crは拡散が遅く、中照射量まで母相での濃度は低い。高照射量ではFeとともにZr(Fe,Cr)2クラスタを形成した。またCrは粒界に偏析せず、Crの拡散障壁となっていると考えられた。母相のSi濃度は照射量とともに増加し、拡散速度はCrと同程度と推定された。

概要 (英文)

Observation of the distribution of solute elements from intermetallic precipitates in a nuclear fuel cladding under neutron irradiation is important to understand the oxidation and hydrogen absorption mechanism of zirconium alloys. In order to estimate the elemental composition of matrixes and precipitates in an irradiated fuel cladding, 3-D atom probe tomography and TEM-EDS analysis were performed. Zircaloy-2 specimens were sampled from three locations in a fuel rod which was irradiated in a commercial BWR. The neutron fluences of the specimens were 0.3, 2 and 6 x 1025 n/m2 (E > 1 MeV). Fe, Cr, Ni and Si concentrations increased with the neutron fluence in a matrix and their concentrations in precipitates decreased. Solution of Fe was large at the early stage of the irradiation, while that of Ni increased at the high fluence. Solution ratios of Cr and Si were comparatively constant during the irradiation. Solute atom clusters were observed in a matrix. Chemical composition of the clusters was approximately ZrFe2 at the fluence of 2 x 1025 n/m2 and was Zr(Fe, Cr)2 at the fluence of 6 x 1025 n/m2. Fe and Sn segregation to grain boundaries were observed. Fe concentration increased from 0.2 at% in a matrix to 0.6~1.3 at% in a grain boundary, and Sn concentration increased from 1 at% to 2~3 at%. On the other hand, Cr seemed not to segregate to the grain boundary.

報告書年度

2011

発行年月

2012/07

報告者

担当氏名所属

澤部 孝史

原子力技術研究所 発電基盤技術領域

園田 健

原子力技術研究所 発電基盤技術領域

亀山 高範

原子力技術研究所 発電基盤技術領域

北島 庄一

原子力技術研究所 発電基盤技術領域

キーワード

和文英文
軽水炉燃料 Nuclear fuel
被覆管 Cladding
金属析出物 Precipitates
3次元アトムプローブ 3-D atom probe tomography
高燃焼度 High burnup
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