透過型電子顕微鏡を用いた原子炉圧力容器溶接熱影響部の照射欠陥分析

Irradiation induced defects analysis in the heat affected zone of a reactor pressure vessel steel by transmission electron microscopy

下平 昌樹 ; 河 侑成  ; 高見澤 悠 ; 瀬戸 仁史*; 勝山 仁哉  

Shimodaira, Masaki; Ha, Yoosung; Takamizawa, Hisashi; Seto, Hitoshi*; Katsuyama, Jinya

原子炉圧力容器(RPV)の中性子照射脆化に関して、国内脆化予測法は、シャルピー衝撃試験で取得された延性脆性遷移温度移行量や微細組織分析結果に基づいて策定されている。RPVにはステンレスオーバーレイクラッド(クラッド)溶接や継手溶接施工に伴う入熱により母材と異なる金属組織を有する溶接熱影響部(HAZ)が形成されることが知られているが、HAZに対しても母材部と同じ脆化予測法を適用することとしている。本研究では、国内脆化予測法をHAZに適用することの妥当性を確認するため、照射脆化メカニズムの相違の有無を調べることを目的とし、LVR-15で9.810 n/cmまで中性子照射されたRPV鋼の母材部及びHAZの微細組織分析を透過型電子顕微鏡(TEM)観察により実施した。TEMにより観察された転位ループや銅を中心とした溶質原子クラスタの数密度は、母材部及びHAZで顕著な違いが見られなかった。また、転位線と溶質原子クラスタの分布を比較した結果、転位線に沿って溶質原子クラスタが形成されている様子が観察された。

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