原子力応用のための重液体金属におけるフレッチング腐食シミュレーションのための実験装置

DEL GIACCO M.; WEISENBURGER A.; SPIELER P.; ZIMMERMANN F.; LANG F.; JIANU A.; MUELLER G.

文献

J-GLOBAL ID：201202206513393622 整理番号：12A0436868

原子力応用のための重液体金属におけるフレッチング腐食シミュレーションのための実験装置

Experimental equipment for fretting corrosion simulation in heavy liquid metals for nuclear applications

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資料名：
巻： 280-281 ページ： 46-53 発行年： 2012年03月20日
JST資料番号： E0377A ISSN： 0043-1648 資料種別：逐次刊行物 (A)
記事区分：原著論文発行国：オランダ (NLD) 言語：英語 (EN)

先進鉛/鉛合金冷却原子炉及び加速器駆動システムの実現のためには構造材料の開発が鍵となる問題である。燃料被覆材及び熱交換器管について一つの特別の挑戦は,流れ誘起振動によるフレッチング腐食である。本研究では,溶融鉛/鉛合金におけるフレッチング腐食を調べるための実験装置を検討している。専用の設備を設計し,反応炉に適切な条件の下で,可能性のある摩擦接触におけるフレッチング摩耗の模擬を実現した。この設備,FRETHME(重液体金属におけるフレッチング腐食試験)と呼ぶ,は荷重の下の対向供試体と振動する供試体との接触によりフレッチングを模擬する。振幅,周波数,付加荷重及び摩擦力などの主な影響パラメータを制御し,試験中に監視する。鉛/鉛合金の温度及び酸素含有量は適切な加熱システム及びガス供給により決定する。空気中で溶融鉛で行い,フレッチング腐食装置の可能性を示すこと及び磨耗機構を確認することを目的とした最初のフレッチング試験の結果を報告している。潤滑作用のために450°Cでの溶融鉛では,450°Cにおける制御大気(酸素10^-12ppm)及び室温における空気中におけるよりより小さいフレッチング損傷であることが分った。Copyright 2012 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.

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原子炉容器

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