Grain boundary segregation and ductile-brittle transition temperature shifts in neutron-irradiated reactor pressure vessel A533B steel

原子炉圧力容器用A533B鋼における粒界偏析と延性脆性遷移温度のシフト

西山 裕孝 ; 鬼沢 邦雄 ; 鈴木 雅秀; 亀田 純*

Nishiyama, Yutaka; Onizawa, Kunio; Suzuki, Masahide; Kameda, Jun*

長時間使用される原子炉圧力容器鋼に関する照射脆化の一つのモードである、鋼材中の不純物元素であるリンの粒界偏析に基づく脆化、すなわち粒界脆化に関する検討を行った。リン含有量を0.004wt%から0.056wt%の範囲で変化させたA533B鋼について、JMTRによる中性子照射を行い、粒界偏析濃度と延性脆性遷移温度(DBTT)との関係を調べた結果、中性子照射によって粒界リン濃度が15%程度増加しても、DBTTのシフトは照射誘起硬化によって説明できる範囲であることを示した。また、リン添加鉄モデル合金を含むさまざまな照射条件による粒界偏析データと今回取得したデータを比較することにより、照射温度が高くなるほど、粒界近傍の照射によって導入された非平衡空孔と粒界鉄原子の位置交換が容易になってリンの粒界偏析サイトが増加すること、また、中性子照射による粒界炭素の減少もリンの粒界偏析サイトの増加に寄与することを明らかにした。

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