原子炉構造材料及び燃料材料の鉛ビスマス中腐食に関する研究, 4; 10-4wt%および10-8wt%の酸素を含有した550circCおよび650circCの停留鉛ビスマス中における800、2,000および5,000時間浸漬材の腐食評価

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 原子炉構造材料及び燃料材料の鉛ビスマス中腐食に関する研究, 4; 10-4wt%および10-8wt%の酸素を含有した550circCおよび650circCの停留鉛ビスマス中における800、2,000および5,000時間浸漬材の腐食評価
• Author/Editor: Muller, G.; Schumacher, G.; Weisenburger, A.; Heinzel, A.; Zimmermann, F.; 古川 智弘; 青砥 紀身
• Author Heading: Muller, G.; Schumacher, G.; Weisenburger, A.; Heinzel, A.; Zimmermann, F.; 古川 智弘; 青砥 紀身
• Publication Date: 2004-01
• Publication Date (W3CDTF): 2004-01
• Alternative Title: Study on Pb-Bi Corrosion of Structural and Fuel Cladding Materials for Nuclear Applications, 4; Corrosion investigation of steels at 550 and 650circC after 800, 2,000 and 5,000 h of exposure to stagnant liquid Pb-Bi containing 10-4 and 10-8 wt% of oxygen
• Periodical title: JNC TY9400 2003-028
• Text Language Code: eng
• Target Audience: 一般
• Note (General): This is the fourth report on the compatibility of structural and fuel cladding materials that has to be investigated for a possible advanced heavy metal cooled reactor system. The first three reports considered the behavior of 316FR, P122 and ODS steels during 800, 2,000, 5,000 and 10,000 h in stagnant LBE between 500 and 650 degrees centigrade containing 10 sup-6 wt\% of oxygen. This report describes experiments of 800, 2,000 and 5,000 h duration in liquid Pb-Bi containing 10 sup-4 and 10 sup-8 wt\% of oxygen for 316FR, P122 and ODS steels at 550 and 650 degrees centigrade. 1. No significant dissolution attack occurred on 316FR and P122 steels at 550 degrees centigrade with 10 sup-4 wt\% oxygen in LBE. They have Protective oxide layers at the surface, like in the experiments with 10 sup-6 wt\% oxygen. At the high oxygen concentration (10 sup-4 wt\%) thick oxide multilayers develop on 316FR instead of thin spinel layers at 10 sup-6 wt\%, in both experiments LBE is enclosed in the oxide layer. With 10 sup-8 at\% oxygen in LBE, however, there is no protective scale formation but strong dissolution attack (up to 120 um) occurs at the 316FR specimen.At the P122 only very little dissolution attack ($<$2um) is observed at the surface.; 本報告書は、重金属冷却炉への適用が検討されている炉心・構造材料の鉛ビスマス中における耐食性評価に関する第4報である。第1報から第3報では、10の-6乗wt\%の酸素を含有する摂氏500度から摂氏650度の停留鉛ビスマス中における316FR、P122(12Cr鋼)およびODS-M鋼の800、2,000、5,000および10,000時間浸漬後の腐食挙動について報告した。本報告書では、これら3鋼種の10の-4乗wt\%および10の-8乗wt\%の酸素を含有した摂氏550度および摂氏650度の停留鉛ビスマス中における800、2,000および5,000時間浸漬材の腐食挙動について報告する。本研究により得られた主な知見は以下のとおり。1.摂氏550度、酸素濃度10の-4乗wt\%の鉛ビスマス中において、316FRおよびP122鋼にはDissolution attackは観察されなかった。これらの試験片表面には、酸素濃度10の-6乗wt\%の試験結果と同様に、酸化(保護)皮膜が形成されていた。10の-6乗wt\%の酸素濃度条件において、316FR表面には薄いスピネル屑が形成されていたが、本高酸素濃度条件(10の-4乗wt\%)の同材上には、複数の層からなる厚い酸化層が形成されていた。なお、両ケースにおいて、酸化層内にLBEは侵入している。10の-8乗wt\%の鉛ビスマス中酸素濃度条件下では、試験片表面には酸化(保護)皮膜は観察されず、316FR試験片では120$\mu$mに達するDissolution attackが観察された。P122では、ほとんど鉛ビスマスによる腐食が観察されていない(2$\mu$m以下)。2.摂氏650度におけるODS鋼の酸化皮膜は、酸素濃度10の-4乗wt\%の鉛ビスマス中では5$\sim$8$\mu$mであり、10の-8乗wt\%条件下では極わずかであった。10の-4乗wt\%条件下の試験材表面には、10の-6乗wt\%条件下試験材と同様な損傷を生じていた。10の-8乗wt\%下の5,000時間浸漬後には、P122のように3$\mu$m以下のわずかな腐食が複数の観察位置で認められた。10の-8乗wt\%条件下でのDissolution attackの程度は、10の-4乗wt\%や10の-6乗wt\%試験材のそれらに比べて少なかった。
• Source: /JNC-TY9400-2003-028.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JNC-TY9400-2003-028.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: This is the fourth report on the compatibility of structural and fuel cladding materials that has to be investigated for a possible advanced heavy met...