ODS鋼の照射環境下における組織変化挙動

Microstructural evolution of ODS steels under neutron irradiation

山下 真一郎   ; 赤坂 尚昭

Yamashita, Shinichiro; Akasaka, Naoaki

酸化物分散強化型(ODS)鋼は、耐照射損傷性能が高く、かつ長時間の高温環境下で優れた熱的および機械的強度を有する材料である。これらの特性は、先進ナトリウム冷却型高速炉の燃料被覆管材料において最も重要視される特性であり、核燃料サイクル開発機構(以下サイクル機構)では、高性能化に向けて長年精力的に同鋼の研究開発に取り組んできた。 本報告書は、サイクル機構で独自に研究開発したODS鋼の照射下および照射後特性を評価する目的で実施した照射後の微細組織観察結果を纏めたものである。中性子照射は、高速実験炉「常陽」のCMIR-4とSVIR-1にて行い、報告対象となる鋼種は1DS、1DK(いずれも1989年度に開発)およびM93、F94、F95(いずれも1997年度に開発)の計5鋼種である。観察により得られた知見は、以下のようである。1) 中性子照射下において転位ループおよびキャビティが形成した。これらの形成には、照射温度および照射前シンクサイト密度(転位密度、析出物と母相の界面総面積、粒界総面積)が密接に関係し、鋼種により形成量は大きく異なる。2) メカニカルアロイングに使用する不活性雰囲気ガスの影響を比較すると、アルゴンガスの方がヘリウムガスよりもキャビティ形成・成長を助長する効果が小さかった。3) いずれのODS鋼においても、'相、相の形成は認められなかった。タングステン濃度が高い場合は、高温照射下でFeW型のLaves相が粒界上に析出した。マルテンサイト系ODS鋼では、MCが照射前後で安定な炭化物として存在していた。一方、フェライト系ODS鋼では、マルテンサイト系に比較し少量かつ局所的になるが、照射下で母相から拡散したCとTi、W、Cr、Feの金属元素が結合し、MC、MCを形成していた。4) 照射前後において同定された酸化物の大部分は、イットリウムとチタンで構成される複合酸化物であった。21dpaまでの中性子照射では、酸化物粒子個々の変化(結晶構造および界面構造の乱れなど)は認められなかったが、分散パラメーターの推移から酸化物粒子の反跳溶解が示唆された。

ODS steels have high resistance to radiation damage and superior long-term thermal-mechanical strengths at high temperature, offering a promise of high performance fuel cladding tube for advanced sodium-cooled fast reactor and being developed intensively in JNC. This report covered microstructural evolutions of ODS steels (1DS and 1DK developed in 1989 and M93, F94, F95 in 1997, respectively) irradiated in JOYO to evaluate the irradiation properties of several type of ODS steels. The new findings obtained were as the followings.1) Dislocation loops and cavities formed under neutron irradiation, depending on irradiation temperature and sink site density prior to irradiation such as dislocation density, total area of interface between precipitate and matrix, total area of grain boundary. 2) Comparison of microstructural evolution between F94 and F95, each of which were mechanically alloyed under different inert gases, indicated that argon is less significant for cavity formation (including its nucleation and growth) than helium. 3) Neither alpha prime nor shigma phases were formed in all of the ODS steels dealt in this study. In the case of high tungsten ODS steels (1DS, 1DK), FeW type of Laves phase precipitated preferentially at grain boundaries and elevated temperatures under irradiation. As for carbide, MC (M=Cr) was a major precipitate of the martensitic ODS steel (M93) before and after irradiation. In ferritic ODS steels (F94, F95), formation of several types of carbides coupled with Ti, W, Cr, Fe were recognized before and after irradiation, but volume of each carbides was very low, being reflected by a carbon content of the pre-irradiated ferritic ODS steels. 4) Complex oxide composed of Y and Ti elements was the majority of all oxide dispersoids. Within neutron irradiation up to 21 dpa, no significant change of individual oxide dispersoid was recognized, but its recoil resolution was implied from the statistical assessment.