Microstructural evolution on Ti-modified austenitic stainless steel irradiated by high energy proton

高エネルギー陽子照射されたTi微量添加オーステナイトステンレス鋼の内部組織変化

濱口 大; 菊地 賢司; 斎藤 滋   ; 遠藤 慎也; Yong, D.*

Hamaguchi, Dai; Kikuchi, Kenji; Saito, Shigeru; Endo, Shinya; Yong, D.*

JPCAは316オーステナイトステンレス鋼ベースのTi微量添加改良鋼であるが、ADS構造材料の候補材として検討されている。本研究では、ポールシェラー研究所のSINQ加速器を用いたターゲット部材料照射試験プログラムSTIPの第一期及び第二期照射試験で580MeVプロトン照射された試料を用い、その内部組織を詳しく解析した。照射量は5.7dpaから19.5dpaであり、照射温度は摂氏150度から400度である。形成された主な照射欠陥は、高密度の転位ループ及びブラックドット欠陥,ヘリウムバブルであった。形成された転位ループの密度は710mで、照射量及び照射温度上昇に伴う密度の変化はあまり大きくなかったが、一方、摂氏150度で5.7dpa照射された試料では見られなかったヘリウムバブルの形成が、7.9dpa,摂氏200度以上の照射試料で確認された。そのサイズは2から3nmと微細で、密度は1から410mと非常に高密度に形成されていた。JPCAにおけるヘリウムバブルの形成は、同様の条件で照射された316LN鋼に比べてその形成温度及び照射量が低くなっており、これは微量添加されたTiの影響によるものと考えられる。また、19.5dpa,摂氏400度での照射では、双晶境界等にヘリウムバブルが高密度に集積しているのが確認され、高温,高照射量ではこのようなヘリウムバブルの局所集積による材料強度の低下が懸念される。

The microstructural evolutions on austenitic stainless steel JPCA irradiated in SINQ target was investigated. JPCA is Ti-modified type-316 base austenitic stainless steel for reduced swelling, and is one of the candidate materials for the structural material on Japanese ADS. Specimens were irradiated in STIP-I and STIP-II with 580MeV proton. For the sample irradiated to 5.7dpa at 150C on STIP-I, only high density of small loops and black dot defects were observed. The density of the loops did not increase significantly with doses and temperatures, which was around 710m, but the size increased from around 15nm at 5.7dpa to 25nm at 19.5dpa on STIP-II irradiated sample. On the other hand, formation of high density small He bubbles with a size of about 2 to 3nm and a density around 1 to 410m were observed for the samples irradiated more than 7.9dpa at above 200C. The densities of the bubbles did not significantly change with doses but the sizes slightly decreased. The helium concentration for the sample with the dose of 7.9dpa was about 600appm, and for the highest dose sample with 19.5dpa was about 1600appm. The formation of bubbles on JPCA was observed at lower temperature compared to EC316LN on STIP-I irradiated samples. This might due to the Ti modification, since Ti in steel is known to be an over-size element and prefer to combine with vacancies, which leads to shorten the incubation period for cavity formation.