作成： 1998/10/30 斉藤 淳一
データ番号 ：110022
高性能遮蔽材および制御材の開発
目的 ：高性能な放射線遮蔽材および中性子制御材の開発
研究実施機関名 ：核燃料サイクル開発機構 大洗工学センター
ナトリウム・安全工学試験部 機器・構造安全工学グループ
応用分野 ：原子力材料、焼結材料
概要 ：
原子力材料の中で重要な材料である放射線遮蔽材と中性子制御材の材料開発を行った。各放射線に対して優れた遮蔽性能を有する素材を選択し、最適製造条件の下で遮蔽材の試作を行った。その結果、曲げ強度や耐熱性に優れた遮蔽材が開発できた。中性子制御材では熱衝撃特性に優れるB4C以外のホウ素系化合物とB4C複合材料の開発を行った。試作材を製作し熱衝撃試験を行った結果、B4Cよりも特性の優れた制御材が開発できた。
詳細説明 ：
放射線遮蔽材料および中性子制御材料は原子力用材料として特有で且つ重要な構成材料の一つである。以下では放射線遮蔽材および中性子制御材の2つに分けて、本研究の開発目標とその成果について述べる。
(1)放射線遮蔽材
遮蔽材料の遮蔽性能向上は炉内構造材料の長寿命化、健全性確保のために重要である。創製した遮蔽材料は高速中性子、熱中性子、中性子線およびγ線のいづれかが単独または複合照射された環境下を想定した。それぞれの環境下で遮蔽に有効な成分を組み合わせることにより、遮蔽性能に優れた材料を設計した。その候補として高速中性子遮蔽用には主成分として中性子減速性能に優れる金属水素化物および炭化ホウ素、熱中性子遮蔽用には中性子吸収性能に優れるガドリニアを選定した。また、中性子線とγ線の同時遮蔽用には中性子減速、中性子吸収およびγ線遮蔽の効果を持たせるために、黒鉛+ガドリニア+タングステン、金属水素化物+炭化ホウ素+酸化タングステンの2種類の組み合わせを選択した。表1には選定した遮蔽材の成分と成形・焼結に用いたバインダーを示す。
表1 試作材の特性評価結果
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タイプ 成分 バインダー 試作材密度 曲げ強度 ブリネル硬さ 高温加熱後
g/cm3 理論密度比 kgf/cm2 (700℃)
(%TD) 寸法変化(%) 外観
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中性子・γ線 C-Gd2O3-W Fe 6.4 100 843 40 0 一部粉末化
複合照射環境用 TiH2-B4C-WO3 Al4(PO4)3 3.9 59 102 24 -0.3 良好
高速中性子 TiH2 CaSiO3 2.6 73 80 12 +3.7 良好
照射環境用 B4C CaSiO3 1.2 47 145 9 -0.7 小クラック発生
熱中性子照射
環境用 Gd2O3 陶磁器原料 3.6 56 96 9 0 良好
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本材料の創製では成形プロセスも重要な開発項目の一つである。そのため、遮蔽性能を損なうことなく構成成分に適したバインダーを選定する必要がある。また、高温ホットプレス、CIPを適用して最適製造条件を見い出し試作を行った。同表中には試作材の諸特性評価の結果を示す。鉄をバインターとした中性子線とγ線を同時遮蔽する遮蔽材料は真密度化が達成でき、曲げ強度および耐熱性に優れた遮蔽材料を開発することができた。
(2)中性子制御材
現状、炉心用制御材として使用されている制御材はB4Cであるが、耐割れ性が低いため、より長寿命化にすることが望まれている。そこで、以下に示す3つの方策により材料開発を行った。B4C／金属複合材：B4Cを金属と複合化することにより、B4Cに金属の有する高い靭性と延性ならびに高熱伝導率を付与し、耐割れ性の向上を狙った。金属には、Ni、Zr、Mo、Cu-Niを候補として選定した。ホウ素系化合物：B4C以外のホウ素系化合物の中で、ホウ素含有率の比較的高く、耐割れ性がB4Cよりも優れたものを選定し特性を調査した。候補材としてEuB6、SiB6およびTiB2を選定した。B4C／SiCウイスカー複合材：高張力のウイスカー状セラミックスとの複合化により、B4Cの靭性向上を狙った。補強材として、SiCウイスカーを選定した。
B4C／金属複合材のペレット成形にはホットプレス法を採用した。表2には成分の混合比、製造条件を示す。
表2 Results of trial production for B4C/metal composite（原論文3より引用）
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Compositions Density(g/cm3)
vol % manufacturing --------------------- X-Ray
(wt%) conditions TD Density of Pellet Diffraction
------------ (Smear Density)
B4C Metal
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B4C 40 60 1000℃×350kg/cm2 6.31 5.76〜5.77 Ni4B3,B4C,C
---- (16) (84) 60min Hot Press (91.2〜91.4)
Ni
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80 20 1700℃×350kg/cm2 3.31 2.96〜2.97 ZrB2,B4C,C
(61) (39) 60min Hot Press (89.4〜89.7)
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B4C 60 40 1700℃×350kg/cm2 4.11 3.69〜3.71 ZrB2,B4C,C
---- (37) (63) 60min Hot Press (89.8〜90.1)
Zr ----------------------------------------------------------------------
40 60 1800℃×350kg/cm2 4.92 4.41〜4.46 ZrB2,ZrC,C
(21) (79) 60min Hot Press (89.8〜90.7)
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80 20 1800℃×350kg/cm2 4.05 3.67〜3.70 Mo2B5,MoB2
B4C (50) (50) 30min Hot Press (90.4〜91.2) MoB,B4C
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Mo 60 40 1800℃×400kg/cm2 5.60 5.08〜5.11 Mo2B5.MoB2
(27) (73) 30min Hot Press (90.8〜91.3) MoB,B4C
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60 40 960℃×400kg/cm2 5.07 3.79〜3.93 Cu,B4C,
(30) (70) 80min Hot Press (74.8〜77.6) Ni4B3,C
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B4C 50 50 960℃×400kg/cm2 5.71 4.56〜4.67 Cu,B4C,
----- (22) (78) 60min Hot Press (79.8〜81.7) Ni4B3
Cu-Ni ----------------------------------------------------------------------
50 50 1040℃×400kg/cm2 5.71 4.96〜5.06 Cu,B4C,
(22) (78) 30min Hot Press (86.8〜88.6) Ni4B3
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B4C 100 1950℃×350kg/cm2 2.51 2.21〜2.31 B4C
(Ref.) (100) 90min Hot Press (88.0〜92.0)
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複合化する金属ごとに成形プロセス(温度、圧力および時間)を最適化することにより、目標密度(理論密度の90%)のペレットを製作することができた。特にMo複合材ではホウ素と反応することにより、Moホウ化物を生成した。この反応により、成形が進行しやすくなり、成形温度がB4C単体よりも低い温度で行えた。B4C以外のホウ素系化合物の開発では、焼結条件を化合物に応じて最適化することにより、良好なペレットが得られた。SiB6では原料粉末を微細化することにより、良好な目標密度を有するペレットが作製できた。B4C／SiCウイスカー複合材では、原料SiCウイスカーにアスペクト比の小さい太径を用い、エタノール溶媒中での湿式ボールミル法で混合することにより、良好なペレットが作製できた。
図1 Cycle numbers of trially produced pellets at thermal shock test（原論文3より引用）
図1には本研究で作製した試作材の熱衝撃試験により破壊したサイクル数を示す。EuB6を除く全ての試作材でB4Cよりも耐熱衝撃性が優れていることがわかった。特に、B4C／Cu-Ni試作材では50サイクル以上でも破壊しなかった。これは熱伝導率が高いうえにCu単体が形成する連続相が熱衝撃を吸収するためと考えられる。以上のようにB4Cよりも長寿命な新しい制御材の創製の見通しを得た。
コメント ：
本研究では各特性に影響する素材成分だけでなく、製造時に大きな要因となるプロセスも含めて開発を行っている。プロセスは本研究で対象としている遮蔽材や制御材だけでなく他の材料開発でも重要な因子である。そのため、本プロセス条件(焼結助材または焼結条件)は他の材料開発にも参考になると思われる。
原論文１ Data source 1：
Research on Creation of New Materials for Innovative Improvement of FBR Performance (II) High Preformance Radiation Shielding Materials
M.Inoue, S.Kano, S.Nomura, S.Ukai, S.Shikakura and Y.Himeno
Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation, 4002 Oarai, Ibaragi, 311-1393 Japan
Proceedings of the Interantional Symposium on MATERIAL CHEMISTRY IN NUCLEAR ENVIRONMENT, 317 (1992).
原論文２ Data source 2：
Research on Creation of New Materials for Innovative Improvements of FBR Performance (IV) Development of High Performance Neutron Absorber Materials
Y.Kimura, T.Maruyama, I.Shibahara, S.Kano and Y.Himeno
Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation, 4002 Oarai, Ibaragi, 311-1393 Japan
Proceedings of the Interantional Symposium on MATERIAL CHEMISTRY IN NUCLEAR ENVIRONMENT, 337 (1992).
原論文３ Data source 3：
Research on Creation of Advanced Materials in Nuclear Severe Enviornment
S.Kano, Y.Tachi, M.Inoue, S.Onose, T.Nishida, Y.Hirakawa, E.Yoshida, T.Maruyama and J.Saito
Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corporation, 4002 Oarai, Ibaragi, 311-1393 Japan
Proceedings of the Interantional Symposium on MATERIAL CHEMISTRY IN NUCLEAR ENVIRONMENT, 213 (1996).
キーワード：放射線遮蔽材、中性子制御材、金属水素化物、炭化ほう素、複合材料
radiation shielding materials, neutron absorbing materials, metal hydride, boron carbide, composite materials
分類コード：110302, 110303, 110501