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広田 憲亮; 近藤 啓悦; 中野 寛子; 藤田 善貴; 武内 伴照; 井手 広史; 土谷 邦彦; 小林 能直*
no journal, ,
原子力分野では、沸騰水型原子炉のシュラウドや加圧水型原子炉の再循環系配管で動的ひずみ老化(DSA)が確認されている。この現象は、材料の加工硬化速度を増加させ、延性の低下を引き起こす。Rodriguezは、ステンレス鋼を用いると、この加工硬化が結晶粒の微細化に伴って増加し、DSAが発生しやすくなることを報告している。本研究の目的は、超微細粒SUS304L(UFGS)を用いて、原子炉を模擬した高温加圧水(HTPW)環境におけるDSAに及ぼす結晶粒微細化の影響を評価することである。UFGSを熱処理して粒径を0.59mから68.6mに調整し、0.2%耐力に対するホール-ペッチ則の整理を行った。本研究で得られたk値は、これまでSUS304Lで得られていた参考値とほぼ同様であった。破壊ひずみに及ぼす粒径の影響について、大気中の引張試験と溶存酸素1ppb未満の条件下で598K/15MPaのHTPW環境での低歪速度引張試験(SSRT)との比較を行うと、粒径が粗くなるにつれ、大気中よりもHTPW下において破壊ひずみが小さくなることが示された。HTPWの破壊後の顕微鏡写真では、28.4m以下の粒径材で延性破壊面が観察された。しかし、粒径が68.6mまで粗くなると、全破断面の半分以上が脆性破壊となった。HTPW下で粒径0.59mの材料では、試料の破断断面において{111}/3境界の対応粒界が多く観察された。しかし、粒径が68.6mまで粗大化すると、これらの分布はほとんど観察されなくなった。したがって、HTPW下で微細粒ステンレス鋼においてDSAによる亀裂伝播が抑制された原因は、{111}/3境界による転位蓄積の緩和によるものと推察される。