C・100dpaもの条件を満たす必要がある。そこで、更なる高温強度実現のため、Feよりも高温強度に優れるNi基合金が候補材として挙げられている。'相の溶解・結晶粒界への再析出による強度低下と脆化が生じてしまうため、更なる耐照射性の向上が必要とされている。'析出型Ni基ODS超合金(MS4)を開発し、高温重照射影響を評価することを目的とした。Cの温度範囲で100dpaの条件で行われた。Cでは形状が崩れながらも成長していることが判明した。Cまでとは全く異なる現象が起こることが明らかとなった。'相の照射下挙動のモデル化を試みた。教訓に、冷却材喪失等の過酷条件においても損傷しにくく、高い信頼性を有する新型燃料の開発への関心が高まり、世界中の多くの国々において事故耐性を高めた新型燃料の研究開発が進められている。本プロジェクトは、経済産業省資源エネルギー庁からの委託を受けて2015年10月から2019年3月までの3年半の間実施され、新型燃料部材を既存軽水炉に装荷可能な形で設計・製造するために必要となる技術基盤を整備することを目的に、国内の軽水炉燃料設計,安全性評価,材料開発を実施してきた人材,解析ツール,ノウハウ、及び経験を最大限活用して進められてきた。本論文では、プロジェクトの総括として、各要素技術について3年半の研究開発の成果をまとめ、日本の事故耐性燃料開発の現状と課題を整理した。大学等が有する国内軽水炉においてジルカロイを商用利用した際の経験、知識を最大限活用するために、これらの機関と協力して本プロジェクトを実施するとともに取りまとめを行っている。プロジェクトの中で検討されているATF候補材料は、微細な酸化物粒子を分散することで強化されたFeCrAl鋼(FeCrAl-ODS鋼)と炭化ケイ素(SiC)複合材料であり、通常運転時の燃料性能は同等かそれ以上で、事故時にはジルカロイよりも長い時間原子炉炉心においてシビアアクシデント条件に耐えることが期待されている。本論文では、日本のプロジェクトで実施中の研究開発の進捗について報告する。2017/09http://www.wrfpm2017.org/upload/draft_file/F-059-PD1.pdf接合による微細組織変化に焦点を当てた議論では、ODS鋼のPRW接合に及ぼすAl添加の効果がポイントとされている。FeCrAl-ODS鋼製の被覆管に対してSUS430製の端栓を接合する方法として、電子ビーム(EB)接合やタングステン不活性ガス(TIG)接合等を含む通常の接合方法も実施し、端栓を接合したODS鋼管材サンプルを室温で引張試験した。EB接合したFeCrAl-ODS/SUS430サンプルは、ODS鋼管の胴体部で破壊した。このことから、接合部はODS鋼管の胴体部よりも強度が高いことが示された。TIG接合したFeCrAl-ODS/SUS430サンプルでは接合部で破壊した。接合部に対するX線CTスキャン解析を実施し、事故耐性燃料用ODS鋼被覆管に対する前述した幾つかの接合方法の実用性を評価するために、接合強度とX線CT解析結果の相関関係付けを実施した。プログラムにおいて進められている沸騰水型原子炉(BWR)用事故耐性FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発の状況について概要を述べる。本プログラムでは、多種多様な内容の研究により、軽水炉において事故耐性燃料等を実用化するために必要な技術基盤を整備することが目的である。FeCrAl-ODS燃料被覆管の開発においては、実験研究と解析研究の両方を実施してきており、FeCrAl-ODS燃料被覆管の主要な材料特性に関しては、解析研究における評価を実験的にもサポートするために、本事業で製作した各種形状の試験片を用いてデータ取得やデータ拡充を行う。本事業では、機械的な特性に及ぼす中性子照射の影響を調べるために、米国オークリッジ国立研究所の高照射束炉(HFIR)を用いた中性子照射試験も実施している。Cまでの引張試験を実施した。Cまでの超高温での引張特性は他の炉心材料と比較し優れた特性を有していたが、それ以上の超高温温度域になると急激な特性低下が認められた。変態を伴って、変形メカニズムが伸びの低下を伴う粒界すべりに変化することに起因すると考えられる。C以上でも急激な低下は生じず、高い強度を維持していた。燃料健全性確保のためのODSフェライト鋼燃料被覆管の研究開発」を含む。実証炉規模の高速炉で冷却材喪失(LOF)型および過出力(TOP)型の事故を想定した場合のODSフェライト鋼被覆管の破損耐性を累積損傷和(CDF)によって評価し、受動的炉停止システムが動作するまでCDFが破損目安値の1.0を十分に下回るという結果を得た。2014/07https://doi.org/10.1115/PVP2014-28898破壊靭性評価のためのマスターカーブ法は、最近試験規格として標準化され、原子炉圧力容器の信頼性を確保するための強力なツールであると期待されている。現行の監視試験において、マスターカーブ法のためのデータを得るためには、シャルピー試験片の試験後の半片から採取可能な小型の試験片の活用が重要である。著者らは、4mm厚のミニチュア破壊靭性試験片(微小C(T))によるマスターカーブ法の適用性を検証するため、典型的な日本の原子炉圧力容器鋼を用いて、国内の学界、産業界や研究機関の参加を得てラウンドロビン試験を進め、微小C(T)の有効性を確認した。本報ではブラインド試験により試験温度の選択を各研究機関が独自に行った結果を取りまとめ、試験温度依存性を比較した。大きな相違はなく、破壊靭性評価にあたって試験温度の選択は大きな影響を及ぼさないことが確認できた。高効率かつ高精度に測定するため、全吸収クローバー検出器を新たに開発し、その性能を評価した。30keVの精度で決定できることを示した。Gdの核異性体準位を初めて観測し、そのエネルギーと半減期を決定した。Multidisciplinary)高Cr-ODS鋼とU-Zr金属燃料の高温反応試験を実施した。高Cr-ODS鋼にAlを添加することで、反応開始温度が約50K向上することがわかった。既存の熱力学データに基づく活量計算を行った結果、Al添加による界面のalpha-Zr層の安定化が反応抑制に寄与している可能性が示された。2012/07破壊靭性評価のためのマスターカーブ法は、最近試験規格として標準化され、原子炉圧力容器の信頼性を確保するための強力なツールであると期待されている。現行の監視試験において、マスターカーブ法のためのデータを得るためには、シャルピー試験片の試験後の半片から採取可能な小型の試験片の活用が重要である。著者らは、4mm厚のミニチュア破壊靭性試験片(ミニCT)によるマスターカーブ法の適用性を検証するため、典型的な日本の原子炉圧力容器鋼を用いて、国内の学界,産業界や研究機関の参加を得てラウンドロビン試験を開始した。この試験では、ミニCTデータの信頼性と堅牢性を検証するために、実際に適用する前に解決すべき詳細な調査項目を取り出すことを目標とした。この試験の第1ステップとして、4つの機関がミニCT試験片により、共通した試験実施要領でマスターカーブ法試験を実施した。得られることが確認できた。値は、機関間で最大34度の差があった。試験機関間で設定した負荷速度の差との強い相関が示唆された。