原子炉用ステンレス鋼中に導入された空孔型欠陥の回復挙動

Recovery behavior of vacancy-type defects introduced in stainless steels for nuclear reactor

薮内 敦; 前川 雅樹; 河裾 厚男

Yabuuchi, Atsushi; Maekawa, Masaki; Kawasuso, Atsuo

原子炉内の高温水中で発生する応力腐食割れ(SCC)の亀裂進展は亀裂先端部の結晶粒界への原子空孔の流入と、それに伴う粒界自由体積の増大に起因する粒界結合力の低下により誘発されているのではないかという説が近年提唱されている。本研究ではSCCを引き起こす3因子である鋭敏化熱処理・腐食処理・引張変形の各処理がSUS304鋼への空孔型欠陥導入に与える効果及びそのような空孔型欠陥の熱安定性について調べた。その結果、腐食処理試料では空孔型欠陥の存在を示唆する消滅線ピーク強度の増大が観測されたのは表面から12nmまでの領域のみであった。一方、引張変形試料,鋭敏化試料,電子線照射試料では線ピーク強度の増大が観測された。電子線照射試料では177ps(強度78%)の陽電子寿命成分が観測されたことから単原子サイズの空孔が導入されていることが確認された。引張変形試料,鋭敏化試料,電子線照射試料を等時焼鈍した結果、これら3つの試料中の欠陥は200-400Cの同様の温度域で回復することが見いだされた。これは3つの試料に含まれる欠陥種が同一であることを意味している。またこれらの空孔は軽水炉運転温度で移動可能であることが示された。

Recently, a new hypothesis about the crack propagation mechanism of the stress corrosion cracking occurred in the high temperature water has been proposed. The hypothesis is that the decrease in the grain boundary binding energy due to the inflow of vacancies causes the crack propagation. To investigate the effects of respective SCC occurrence factors on vacancy formation, in the present study, the sensitization heat treatment, the corrosion treatment and the tensile plastic deformation, which were three SCC factors, were investigated using Type 304 stainless steels. The results revealed that the sensitization-heat-treatment-induced and the tensile-deformation-induced vacancies were identified as monovacancies because of their thermal stability. The vacancies in both samples start to migrate at 200 C, and finish recovering at 400 C. This temperature range corresponds to the recovery range of the electron-irradiation-induced monovacancies.