原子炉圧力容器オーバーレイクラッドの微視組織分析
Microstructure investigation for reactor pressure vessel weld-overlay cladding
勝山 仁哉 ; 武内 伴照 ; 鹿窪 勇太*; 野沢 康子*; 山口 義仁 ; 外山 健*; 西山 裕孝 ; 永井 康介*
Katsuyama, Jinya; Takeuchi, Tomoaki; Kakubo, Yuta*; Nozawa, Yasuko*; Yamaguchi, Yoshihito; Toyama, Takeshi*; Nishiyama, Yutaka; Nagai, Yasuyoshi*
原子炉圧力容器の内面には、耐食性確保のため2相ステンレス鋼(母相のオーステナイト相(相)と10のフェライト相(相))であるオーバーレイクラッドが肉盛溶接されている。原子炉稼働中に熱時効や中性子照射を受けると、微細組織変化に伴い機械的性質が変化する。相については、熱時効により硬化することが知られている。この硬化がオーバーレイクラッドの局所的な応力・歪分布に影響し、応力腐食割れ(SCC)感受性に影響する可能性がある。そこで、硬化の原因について、ミクロ組織の相関を調べるとともに、硬化が生じた際の局所的な応力・歪分布を有限要素法により評価した。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、塑性歪はおもに相内に生じることや、硬化に伴って/相界面近傍の相側に局所的に350MPaよりも高い引張応力や大きな塑性歪が生じる可能性があることが示唆された。
Cladding of stainless steel, which is composed of two phases of and phases, is overlay-welded on the inner surface of RPVs as a means for corrosion protection. For cladding, it is known that hardening occurs due to the thermal ageing. Complex distribution of phase and its hardening has possibility to raise stress locally. Therefore, we performed nanostructure analysis for thermal aged cladding material, and stress-strain analysis based on the FEM. After thermal ageing at 400 C, it is shown that hardening of phase is due to Cr spinodal decomposition. Tensile stress corresponding to the weld residual stress is applied to FEM model which has a complex distribution of the phase based on microscopic observation. Plastic strain are produced at some regions of phase. Hardening of phase results in large tensile stress beyond 350MPa of residual stress within phase near the and phases boundaries.