鉄鋼材料の鉛ビスマス中酸化挙動に及ぼす照射の影響

Irradiation influence of steels on the oxidation behavior in lead-bismuth eutectic

大久保 成彰   ; 藤村 由希

Okubo, Nariaki; Fujimura, Yuki

加速器駆動未臨界システム(ADS)では、核破砕中性子源及び炉心冷却材として、鉛ビスマス液体金属を用いる。本研究では、ADSの炉内機器候補材であるSS316L鋼及びT91鋼に対して、イオン照射を実施後、鉛ビスマス中浸漬試験を行い、液体金属中材料腐食(酸化皮膜形成挙動)に及ぼす照射の影響を評価した。照射温度450C、表面にて2, 4及び8dpaまでFeイオンを照射した後、酸素濃度を調整した450Cの鉛ビスマス中に約400時間浸漬し、表面状態を断面SEMにより観察した。照射したSS316Lに対して飽和酸素濃度の鉛ビスマス中にて浸漬試験を行った結果、未照射部に比較して、照射部(4,8dpa)では、酸化皮膜の厚さが約2倍であった。これは、照射により形成された欠陥が、その後の鉛ビスマス中での酸化皮膜形成を促進していることを示す。低酸素濃度では、未照射部では局所的な溶解腐食が観察されたにもかかわらず、照射部では酸化被膜が形成したことから、照射欠陥を介した構成元素の拡散により酸化反応が促進されると考えられる。一方、T91鋼では、照射の影響は顕著ではなかった。これは、予め多く存在する転位や炭化物により照射欠陥が消滅し、浸漬中の拡散に寄与する欠陥が多く存在しなかったためと考えられる。

An accelerator-driven subcritical system is a nuclear reactor design formed by coupling a substantially subcritical nuclear reactor core with a high-energy proton accelerator. In this system, lead-bismuth eutectic (LBE) is supposed to be used as coolant material of reactor core as well as neutron spallation sources. In this study, effect of irradiation on corrosion behavior was evaluated for 316L stainless steel and T91 ferritic/martensitic steel, which are ADS in-core candidate materials, through the immersion test under LBE with high and low oxygen concentration followed by ion irradiation experiment. Irradiations of 10 MeV-Fe ions were conducted for T91 and SS316L steels at 450C. After irradiation, the specimen was soaked in static LBE pod and started the corrosion test for about 400 hrs at 450C. The oxygen concentration in LBE was maintained at conditions of saturated concentration of around 10 wt% and at low concentration below 10 wt%. The surface morphology and cross sectional corrosion behavior were evaluated by SEM (Scanning Electron Microscope). In the case of soaking in LBE with saturated oxygen concentration for SS316L steels at 450C, 400hrs, non-irradiated region did not show clear oxide layer, however, irradiated region showed bi-layers of magnetite and spinel type oxide. In the case of low oxygen concentration, non-irradiated region showed pitting erosion, however, irradiated region showed bi-layer oxide formation. This result suggests that diffusion behavior after irradiation and mass transfer in the interface between LBE and steel surface is important for understanding of irradiation effect on liquid metal corrosion.