原子力圧力容器オーバーレイクラッドの微視組織解析

Microstructure analysis for reactor pressure vessel weld-overlay cladding

勝山 仁哉  ; 武内 伴照   ; 鹿窪 勇太*; 野沢 康子*; 外山 健*; 西山 裕孝 ; 永井 康介*

Katsuyama, Jinya; Takeuchi, Tomoaki; Kakubo, Yuta*; Nozawa, Yasuko*; Toyama, Takeshi*; Nishiyama, Yutaka; Nagai, Yasuyoshi*

原子炉圧力容器は低合金鋼製であり、耐食性確保を目的として、内表面にはクラッドが肉盛溶接されている。クラッドは2相ステンレス鋼であり、フェライト()相とオーステナイト()相からなる。クラッドでは熱時効等により相のナノ組織変化に起因して硬さの変化が生じることが知られている。一方、応力等の観点から、相の分布を考慮すると、相が複雑に分布することにより局所的に応力や歪の分布が変化する可能性がある。そこで、三次元アトムプローブにより熱時効材のナノ組織分析を行うとともに、有限要素法により局所応力・歪分布評価のためのモデル化を試みた。その結果、相では400Cの熱時効によりCrのスピノーダル分解が生じ、硬化することがわかった。また、クラッド中に生じる溶接残留応力を模擬した引張荷重を、微視組織を反映した有限要素モデルに負荷した結果、相にはほとんど塑性歪は生じない一方、相には塑性歪が生じ、特に相と相が近接する領域に高い塑性歪が生じていることがわかった。また相が硬化すると、その領域の塑性歪がさらに高くなることが示唆された。

Cladding of stainless steel is overlay-welded on the inner surface of reactor pressure vessels as a means for corrosion protection. Cladding material is composed of two phases of ferrite () and austenite () phases. For cladding, it is known that hardening occurs due to the thermal ageing resulting in the nanostructure change. From the view point of stress, complex distribution of phase has a possibility to raise stress and strain locally. Therefore, we performed nanostructure analysis for thermal aged cladding material using 3D-AP, and stress and strain analysis based on the FEM. After thermal ageing at 400 C, Cr spinodal decomposition and hardening are observed. Tensile stress corresponding to the weld residual stress is applied to FEM model which has a complex distribution of the and phases based on microscopic observation. Large plastic strain are produced at some regions of phase between and phases.