Tokyo Institute of Technology · 재료과학
마츠오시 코ndo 교수의 연구실은 고온 액체금속 냉각제를 활용한 원자로 시스템, 특히 리튬비소(리튬-비소) 및 lead-bismuth( Pb-Bi) 냉각 고속 breeder로 제어된 핵재료의 부식 거동과 내구성에 중점을 두고 있습니다. 특히, 산화막 형성, 금속 부식 거동, 그리고 고온에서의 재료 안정성 분석을 통해 Fusion 및 Generation IV 원자로의 구조재료 설계에 기여하고 있습니다. 다양한 합금(예: ODS FeCrAl, 니켈 기반 합금)의 부식 거동과 보호막의 기계적·화학적 특성을 정밀하게 분석하는 데 전문성을 가집니다.
표시된 성과는 수집된 데이터 기준으로 산출되며, 일부 차이가 있을 수 있습니다.
For the development of lead-bismuth (Pb-Bi) cooled fast breeder reactors, the corrosion characteristics of various steels in a flowing Pb-Bi were investigated by means of steel corrosion test performed in the flowing Pb-Bi for 1,000 h. It was found that liquid metal corrosion was inhibited by single or multiple oxide layers formed on the steel surfaces. The oxide layers can be classified to an inner layer and an outer one. The existence of the inner oxide layer might be more important for the co
Molten salt LiF-BeF2 (Flibe) is one of candidates for self-cooled tritium breeder in fusion blanket system. The Ni based alloys of Hastelloy C-276 (6.28Fe, 15.67Cr, 0.42Mn, 15.83Mo, 3.34W, Ni as balance), Inconel 600(7.02Fe, 15.75Cr, Ni as balance) and Inconel 625 (4.12Fe, 21.94Cr, 9.10Mo, Ni as balance) are candidates of structural material of blanket loop components at down stream. Corrosion characteristics of these alloys were investigated by corrosion test in static Flibe at 500°C and 600°C
