小型モジュール型原子炉 (SMR) とニッケル合金: 次世代原子力用材料-

小型モジュール型原子炉（SMR）は、従来の加圧水型原子炉を単に縮小したものではありません。{0}{1}いくつかの先進的な設計では、より高温で動作し、加圧水の代わりにヘリウム、液体ナトリウム、または溶融フッ化物塩などのさまざまな冷却剤 - を使用しており、耐用年数とデューティ サイクルを目標としており、従来の原子力グレードのステンレス鋼が適格である温度と腐食エンベロープをはるかに超えて構造材料を押し上げています。-。

ニッケル-ベースの合金はそのギャップを埋めるのに最適な材料ファミリーであり、軽水 SMR の蒸気発生器管、ガス冷却設計の中間熱交換器材料、塩水冷却コンセプトの主ループ材料の候補など、先進的原子炉のサプライ チェーン全体にすでに導入されています。{0}{1}{1}このガイドでは、SMR にとってニッケル合金が重要な理由、どのグレードがすでにコード認定されているか、まだ開発中であるか、さまざまな SMR テクノロジー クラスにわたる材料の選択をどのように考えるかについて説明します。-

小型モジュール型リアクターとは何ですか?また、必要な材料が従来のリアクターと異なるのはなぜですか?

SMR は、非常に異なる冷却材と動作温度を備えたいくつかの異なる反応器クラスにまたがっており、ニッケル合金の役割の拡大を推進しているのは、サイズが小さいだけではなく、この多様性 - です -。

「SMR」とは、一般に 300 MWe 未満の工場で製造されたモジュール式原子炉を指しますが、この用語にはいくつかの根本的に異なる技術が含まれています。{0}軽水 SMR (NuScale の設計や GE 日立の BWRX-300 など) は、従来の大型原子炉と同じ加圧水または沸騰水冷却材を使用し、同様の温度範囲で動作するため、確立された原子力グレードのステンレス鋼と低合金鋼に大きく依存しており、ニッケル合金は蒸気発生器の配管などの特定の高耐久部品用に確保されています。{6}}

高温ガス冷却炉、つまり HTGR (X-energy の Xe-100 など) は、ヘリウム冷却材と TRISO 粒子燃料を使用し、はるかに高い出口温度を目標にして熱効率を向上させ、産業プロセス熱への応用を可能にします。ナトリウム-冷却高速炉（TerraPower のナトリウム設計など）は、中程度の温度と低圧で液体金属冷却材を使用します。-～-。フッ化物-塩-冷却高温反応器、つまり FHR（カイロス パワーのヘルメス設計など）は、固体 TRISO ペブル燃料の周りに冷却剤として溶融フッ化物塩を循環させますが、真の溶融塩反応器は循環する塩の中に燃料を直接溶解します。これらの各クラスは、温度、冷却剤の化学的性質、および中性子環境の異なる組み合わせを構造材料に適用します。

表 1. 代表的な SMR テクノロジー クラス、おおよその動作温度、およびデザイン例。図は、説明のためにリアクターのクラスごとに一般化されています。特定のベンダーの設計はさまざまであるため、公式仕様は現在のベンダーおよび規制文書​​と照らし合わせて確認する必要があります。

なぜ先進的な原子炉には標準的なステンレス鋼ではなくニッケル合金が必要なのでしょうか?

従来の原子力グレードのオーステナイト系ステンレス鋼は、先進炉が必要とする数十年の設計寿命の間、およそ 550 ～ 650 度を超えるとクリープ強度と耐酸化性が著しく低下します。また、ニッケル合金は、高温ガス炉や一部の塩水冷却設計が必要とする 700 ～ 950 度の範囲まで使用可能な構造サービスをさらに拡張します。{6}}

ASME ボイラーおよび圧力容器規定では、セクション III、ディビジョン 5 が、あらゆる最新型原子炉冷却材の高温原子力コンポーネントの構造を規制しています。-数十年にわたり、このサービスの対象となるのは 5 つの材料のみでした。2.25Cr-1Mo およびバナジウム-改質 9Cr-1Mo フェライト鋼、タイプ 304H および 316H オーステナイト系ステンレス鋼、および高ニッケル オーステナイト合金 800H。-です。このうち、合金 800H だけが、760 度以上に近い真の高温でクリープが無視できる設計として評価されています。

およそ 550 ～ 650 度を超えると、標準的な 304H/316H ステンレス鋼の許容設計応力は急激に低下します。これは、短期降伏や引張強さではなく、時間-に依存するクリープ変形 - -が支配的な破損モードとなり、ステンレス鋼の酸化クロム-スケールも高温のヘリウムや塩の環境では保護力が低下するためです。- Alloy 617 などのニッケル合金は両方の問題を解決します。ニッケル含有量が高いため、クリープ耐性と浸炭/酸化雰囲気に対する耐性が向上し、2019 ASME コードケースの下で認定設計温度が約 954 度 (1,750 度 F) まで延長されます。

どのニッケル合金が先進的な原子炉建設に適格であるか、評価中ですか?

Alloy 800H は現在、長年にわたって ASME Section III、Division 5 の完全な認定を取得している唯一のニッケルベースの材料です。-アロイ 617 は 2 つの専用コード ケースを通じて追加され、アロイ 690、ハステロイ N、GH3535、およびアロイ 709 はそれぞれ役割を果たしますが、認定経路の異なる段階に位置します。

表 2. 先進的原子炉建設に関連するニッケル-含有合金およびニッケル-隣接合金、それらのおおよその組成、および現在の米国コード-認定ステータス。コード ケース番号、温度制限、および認定ステータスは、常に、現在の ASME BPVC セクション III、ディビジョン 5 版および適用される有効なコード ケースと照らし合わせて検証する必要があります。

ニッケル合金は溶融塩炉環境でどのように機能しますか?

ハステロイ N や GH3535 などのニッケル-モリブデン-クロム合金は、クロム含有量が低いため主要な腐食経路 - クロムが粒界から塩 - に浸出するのを制限し、モリブデンの添加により高温強度を維持するため、ステンレス鋼よりもはるかに優れた溶融フッ化物塩腐食に耐えます。-

FLiBe (フッ化リチウム - フッ化ベリリウム) や FLiNaK (フッ化リチウム - ナトリウム - カリウム) などの溶融フッ化物塩は、中性子吸収が低く、体積熱容量が高く、運転圧力が低いため、魅力的な原子炉冷却材ですが、ほとんどの構造合金に対して化学的に攻撃的でもあります。主な劣化メカニズムは一般的な表面攻撃ではなく、塩の酸化還元電位によって引き起こされる粒界から塩へのクロムの選択的浸出です。これにより、多孔質でクロムが枯渇した表面下層が残り、応力が加わると粒界腐食-が促進されて亀裂が発生する可能性があります。

ハステロイ N は、1950 ～ 60 年代にオークリッジ国立研究所で、特に溶融塩炉実験のこのメカニズムに抵抗する目的で開発されました。-、中国のトリウム溶融塩炉試験プログラムで使用されている組成的に類似した GH3535 とともに -、今でも主要な構造合金ファミリーであり続けています。-フッ化物-塩-冷却反応器のコンセプト。これらの合金は米国における ASME セクション III、ディビジョン 5 認定経路をまだ完了していないため、短期的な FHR および MSR 設計を追求する開発者は通常、全体的なライセンス戦略の一環として、長期間の腐食と機械的試験データによってサポートされる専用の材料コードケースを計画します。-

ヘリウム冷却-高温ガス炉内でニッケル合金はどのように機能しますか?{1}

合金 617 と合金 800H は、高温ガス炉用の主要なニッケル合金です。どちらもヘリウム中で安定した保護酸化クロム層を形成し、ステンレス鋼の限界をはるかに上回る有用なクリープ強度を保持しますが、ヘリウム冷却材に微量の不純物が含まれている場合、両方とも浸炭または脱炭が遅くなる可能性があります。

高温ガス炉の製造ヘリウム冷却材は決して完全に純粋ではありません - 微量の一酸化炭素、水素、メタン、水分は燃料、グラファイト、システムのガス放出から避けられません -。これらの不純物は、不純物のバランスと局所温度に応じて浸炭 (合金を脆化させる炭素の吸収) または脱炭 (合金を弱体化させる炭素の損失) を引き起こす可能性があります。 Alloy 800H は、初期の HTGR 実証プラントを含め、この環境で数十年にわたる運用実績があり、ASME セクション III、ディビジョン 5 の認定を受けたオリジナルの 5 つの材料のうちの 1 つであり続けています。

合金 617 は、合金 800H よりも高い高温強度と十分なヘリウム環境安定性を兼ね備えているため、中間熱交換器 (IHX) - の一次ヘリウム ループから二次プロセスに熱を伝達するコンポーネント - の有力な候補として、2000 年代半ばから広範に特徴付けられてきました。その結果、ASME コード ケース N-898 で認定が延長されました。アロイ 617 構造、最大 954 度 (1,750 度 F)。

合金 690 は軽-水-ベースの SMR でどのような役割を果たしますか?

アロイ 690 は、1980 年代から 2000 年代にかけて原子力産業をその前身であるアロイ 600 から遠ざける原因となった故障モードである一次水応力腐食割れ（PWSCC）に対する耐性が高いため、軽水 SMR 設計用の標準的な蒸気発生器および熱交換器管材料です。{{1}{2}

NuScale の設計や GE 日立の BWRX-300 などの軽水 SMR は、ニッケル-クロム-鉄管合金が残留下の高-高温一次水と接触する場合は必ず合金 690 に依存するなど、大規模な原子炉の加圧沸騰水系から材料ベースのほとんどを直接受け継いでいます。-曲げや拡張による応力。初期のプラントで使用されていた合金 600 は、長期間使用すると粒界で PWSCC が発生しやすいことが判明し、業界全体で蒸気発生器の交換に多額の費用がかかることになりました。-

アロイ 690 のクロム含有量が大幅に多いため、同じ水の化学的性質と応力条件下でより安定した連続的な保護酸化膜が形成され、その後の数十年の運転経験において顕著に優れた耐亀裂性が得られます。軽水 SMR は従来の PWR と同じ温度および水の化学的エンベロープで動作するため、Alloy 690 チューブは、HTGR や塩水冷却設計で依然として必要とされるような新たな高温認定作業を必要とすることなく、規格に準拠した認定済みの材料として引き継がれます。{6}{6}{7}

SMR サービスにおいてニッケル合金が耐えなければならない主要な劣化メカニズムは何ですか?

主な劣化メカニズムは冷却材によって異なります。クリープとヘリウム-不純物浸炭はガス-冷却設計を支配し、クロム浸出は溶融塩-設計を支配し、一次水応力腐食割れは軽水-設計を支配し、放射線-誘発のヘリウム脆化は、使用されるニッケル合金の横断的な懸念事項です-中性子フルエンスの高い位置で。

表 3. ニッケル合金が SMR 冷却材クラス全体で耐性を持たなければならない主な劣化メカニズム、および現在の実務で使用されている主な設計または冶金学的緩和策。

ASME セクション III、ディビジョン 5 は、新材料を新型炉用途にどのように認定するのでしょうか?

新しい核構造材料は、正式な ASME コードケース プロセスを経て、候補から認定ステータスに移行します。このプロセスでは、認可された建設に使用する前に、対象となる使用温度範囲全体でのクリープ、引張、疲労挙動に関する複数年にわたる大量のデータ パッケージが必要です。このデータ パッケージは、関連する ASME 分科会によって審査および投票されます。

ASME セクション III、ディビジョン 5 は、元々ナトリウム冷却原子炉用に開発された設計手法に基づいて、すべての新型原子炉冷却材タイプの高温原子力建設規則を 1 つの部門に統合するために発行されました。-合金 617 - と同様に、新しい材料 - を追加するには、材料の製造者または業界コンソーシアムが、対象の温度範囲にわたる引張およびクリープ-破断特性、高温設計のための等時性応力-ひずみ曲線、-温度設計のための疲労およびクリープ-疲労相互作用データ、および溶接性情報を網羅するクラス A 設計データ パッケージを組み立てる必要があります。これらはすべて、コードに従って開発されています。 「新材料の設計データの必要性に関するガイドライン」。

その後、ASME のボイラーおよび圧力容器委員会は、正式なコードケースを公開する前に、このパッケージを検討して投票しました。 Alloy 617 コードケースの特性評価作業には約 10 年かかりましたが、ASME はその後、学んだ教訓に基づいてその後の材料のレビュー サイクルを合理化しました。このプロセスは、ハステロイ N などの構造的に有望な一部のニッケル合金が、その腐食や機械的挙動が数十年にわたって研究されてきたにもかかわらず、米国認可建築の適格材料ではなく候補のままである主な理由です。

Advanced Reactor コンポーネントにはどのニッケル合金を指定する必要がありますか?

単一の SMR 設計には、一次システムと二次システムにわたる複数の異なる動作環境が含まれる可能性があるため、原子炉クラス全体ではなく、特定のコンポーネントの支配的な冷却剤の化学的性質と温度に合金を適合させます。

表 4. SMR 冷却材環境別の成分-レベルのニッケル合金選択のガイダンス。最終的な材料の選択は、特定の反応器ベンダーの承認された設計と、ライセンスベースで適用される ASME コード版/コードケースに照らして確認する必要があります。

SMR 導入の現状はどうなっていますか? また、それが材料サプライ チェーンにとって重要である理由は何ですか?

2026 年の時点で、米国は数十年ぶりに紙の設計から実際の建設に移行しており、この移行により、研究規模の数量だけではなく、核グレードのニッケル合金の板、管、鍛造品に対する短期的な本当の需要が生まれ始めています。{{1}{2}}

TerraPower は、2026 年 3 月に商用非-軽水-発電炉として初めて米国原子力規制委員会の建設許可を取得し、その直後にワイオミング州ケメラーにあるナトリウム-冷却ナトリウムプラントの起工式を開始しました。 NuScale Power の改良された SMR 設計は NRC の承認を受けており、テネシーバレー当局を含む電力会社はマルチ-の SMR 導入プログラムを開始しています。

X-energy のヘリウム-冷却 Xe-100 はテキサス州のサイトで NRC の審査を進めており、Kairos Power はテネシー州で連続するフッ化物-塩冷却試験装置の建設を続けています。大手テクノロジー企業は、AI データセンターの成長を促進するために、10 ギガワットを超える先進的な原子力発電容量のコミットメントに個別に署名しました。これは、業界にとっては新しい規模の民間コミットメントです。

合金および部品のサプライヤーにとって、これは、このガイドですでに説明したニッケル合金グレード - 合金 690、合金 617、合金 800H、および溶融-耐塩-ハステロイ N ファミリー - が、主に学術的および国家的-実験室試験プログラムから、初の-種類の商業調達に移行していることを意味します。-工場試験レポートのトレーサビリティとコードケースのコンプライアンスは、将来の検討事項ではなく、短期的な購入要件となっています。{11}}

よくある質問

Q: 標準の 316 ステンレス鋼は SMR コンポーネントに使用できますか?

A: はい、低温コンポーネントの場合は可能です。-タイプ 304H および 316H は引き続き ASME セクション III、ディビジョン 5 の認定を受けた材料であり、使用温度が許容応力範囲 - 内に収まる限り、設計寿命と負荷に応じて通常約 550 ～ 650 度までの高度な原子炉設計全体で使用されます。この範囲を超えると、クリープ強度が急激に低下して数十年の設計寿命には対応できなくなり、合金 617 と合金 800H がその役割を引き継ぎます。{10}

Q: 原子力認定ニッケル合金が耐えられる最高温度は何度ですか?{0}}

A: 現在の ASME セクション III、ディビジョン 5 コードのケースでは、合金 617 は 954 度 (1,750 度 F) までの構造に適格とされており、これは現在米国の原子力建設用にコード化されている材料の最高温度限界です-。実際のコンポーネントの設計温度は、合金の最大コード制限だけではなく、特定のリアクターの設計に基づいた分析によって設定されます。-

Q: ハステロイ N が認可された米国の商用原子炉でまだ使用されていないのはなぜですか?

A: その性能に疑問があるからではありません - 1960 年代の溶融塩炉実験に遡る数十年にわたるテストと限定的な運転データがあるからではありません -。それは、米国で認可された商業建設に必要な ASME セクション III、ディビジョン 5 の正式な材料認定プロセスをまだ完了していないからです。溶融塩またはフッ化物{{6}塩-冷却設計を追求する開発者は、ライセンス取得経路の一部として専用のコードケースを追求することが期待されます。

Q: SMR 蒸気発生器で使用される合金 690 は、大型 PWR で使用される合金 690 とは異なりますか?

A: いいえ。軽水 SMR 設計は通常、従来の加圧水型原子炉用にすでに確立されている同じ ASME- 認定合金 690 材料仕様に基づいています。これは、どちらも同様の一次水の化学的性質と温度範囲で動作するためです。-合金自体は、この用途のために新たな高温認定を必要としません。-

Q: ASME 核規格に新しい物質を追加するには通常どのくらい時間がかかりますか?

A: 歴史的には、合金 617 のコードケースは、最初の特性評価から公開までにおよそ 10 年かかりました。---この種の-コードケースでは、最初の特性評価から公開までおよそ 10 年かかりました。 ASME はその後、その取り組みから学んだ教訓に基づいてレビュー ワークフローを合理化しましたが、必要なクリープ、疲労、溶接性のデータ パッケージを組み立てることは、依然として新しい候補材料の律速ステップです。-