Cluster dynamics simulation on microstructure evolution of austenitic stainless steel and -iron under cascade damage condition

クラスターダイナミクスによるカスケード損傷下でのオーステナイト鋼と鉄における微細組織発展

阿部 陽介  ; 實川 資朗; 大久保 成彰   ; 松井 秀樹*; 塚田 隆 

Abe, Yosuke; Jitsukawa, Shiro; Okubo, Nariaki; Matsui, Hideki*; Tsukada, Takashi

原子炉圧力容器鋼の機械特性低下は、中性子照射により形成されたナノサイズの溶質原子や点欠陥クラスターに起因することが知られている。したがって、照射による材料の微細組織変化やその結果として生じる材料特性変化を予測可能なモデルを開発することは極めて重要である。われわれは、点欠陥クラスターの長期間発展を評価するために用いられてきた反応速度論に基づくクラスターダイナミクスコードを、自己格子間原子(SIA)型クラスターの移動を考慮できるように改良を行った。この計算コードを用いて、316ステンレス鋼と鉄に対する計算結果の比較・解析を行うことにより、両材料における欠陥クラスターの反応機構、カスケードによる欠陥クラスターサイズ分布、SIAの移動度などの差異により、両材料中に生じる微細組織発展の差異が特徴付けられることを明らかにした。

It is known that the mechanical properties degradation of reactor pressure vessel steels caused by neutron irradiation is partly due to the formation of nanometer-size solute and point-defect (PD) clusters. Therefore, the rationalization of radiation induced effects on the microstructure and their consequences on the material properties by developing predictive models is thus of great importance. Cluster dynamics (CD) simulation with rate equations has been used to estimate the long-term evolution of point defect clusters. We have extended the CD simulation code to allow hopping motion for all the self-interstitial atom (SIA) clusters to be mobile. Results of calculation on 316 stainless steel and -iron have been compared. The difference and underlying mechanism of microstructural evolution between austenitic stainless steel and -iron is discussed with regard to the dose dependence.