Irradiation-induced grain-boundary solute segregation and its effect on ductile-to-brittle transition temperature in reactor pressure vessel steels

原子炉圧力容器鋼における中性子照射誘起による固溶原子の粒界偏析とその延性脆性遷移温度への影響

西山 裕孝 ; 山口 正剛   ; 鬼沢 邦雄 ; 岩瀬 彰宏*; 松澤 寛*

Nishiyama, Yutaka; Yamaguchi, Masatake; Onizawa, Kunio; Iwase, Akihiro*; Matsuzawa, Hiroshi*

日本の原子炉圧力容器鋼における不純物含有量を有するA533B鋼について、粒界偏析とその脆化、すなわち延性脆性遷移温度(DBTT)について調べた。中性子照射は、材料試験炉により、照射温度563Kで、中性子照射量が1.310n/m(E1MeV)まで行った。中性子照射によって、粒界におけるリン(P),ニッケル(Ni)の濃度上昇と、炭素(C)の濃度低下が生じた。中性子照射による粒界におけるP濃度の上昇は、Pの含有率が0.02wt.%未満の場合、高中性子照射量領域(510n/m)でも、15%未満であることがわかった。このような粒界におけるP濃度の増加、あるいは、粒界の強度を低下させてCの濃度低下は、粒界脆化への影響はほとんどなく、DBTTの上昇は照射硬化によるものであることを明らかにした。

A study on grain-boundary segregation and embrittlement in terms of the Charpy ductile-to-brittle transition temperature (DBTT) has been performed for the neutron-irradiated A533B steels with a typical contents of impurities of Japanese reactor pressure vessel ones. The neutron irradiation was conducted at 563K to a fluence of 1.3 10 n/m (E1MeV) using Materials Testing Reactors. The neutron irradiation induced the phosphorus (P) and nickel (Ni) segregation and the reduction of segregated carbon (C) in some cases at grain-boundaries. The increase in the P segregation at high fluences (5 10 n/m, E1MeV) was less than 0.15 in monolayer coverage for the steels with the bulk content of P not exceeding 0.02 wt.%. The hardening more strongly affected the DBTT shift than the P segregation for those steels. The reduction of segregated C that enhances the grain-boundary cohesion by neutron fluence is not large enough to cause the DBTT shift.