Evaluation of crack growth rates and microstructures near the crack tip of neutron-irradiated austenitic stainless steels in simulated BWR environment

知見 康弘; 笠原 茂樹; 瀬戸 仁史*; 橘内 裕寿*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Proceedings of the 18th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems - Water Reactors, Vol.2, p.1039 - 1054, 2018/00

https://doi.org/10.1007/978-3-319-68454-3_76

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)による亀裂進展挙動を理解するため、中性子照射したオーステナイト系ステンレス鋼の亀裂進展試験を実施して亀裂進展速度を評価し、亀裂先端における変形組織と酸化皮膜に着目したミクロ組織観察を実施した。供試材は1214dpaまで中性子照射した316Lステンレス鋼で、BWR模擬水質環境(約288C)下で亀裂進展試験を行った。また亀裂進展試験後、FEG-STEMを用いて亀裂先端のミクロ組織を観察した。試験の結果、腐食電位(ECP)の低減による亀裂進展抑制効果は、文献で示されている約2dpa以下の損傷量の低い材料と比較して顕著ではなかった。また1000時間以上高温水中に浸漬し、高ECPと低ECPの双方の環境に置かれた試験片の亀裂内には酸化物形成が認められたが、低ECP条件下のみを経験した亀裂先端近傍には酸化皮膜の形成がほとんど認められなかった。さらに、亀裂先端近傍には変形に伴う双晶組織が高密度に形成していた。これらの結果より、高損傷量のステンレス鋼の亀裂進展挙動において、局所変形と酸化が支配的な因子であることが示唆された。

ノルウェー滞在記OECD Halden Reactor Projectへの出向レポート

端 邦樹

放射線化学(インターネット), (103), P. 65, 2017/04

OECD/NEAの下で実施されている国際協力プロジェクトであるHalden Reactor Project(HRP)へ出向となり、平成27年5月からの約1年半の間ノルウェー南部の町ハルデンに滞在した。出向中は炉内構造材料の照射誘起応力腐食割れに関する試験に従事した。現地での業務の内容や私生活に関して報告する。

Correlation between locally deformed structure and oxide film properties in austenitic stainless steel irradiated with neutrons

知見 康弘; 橘内 裕寿*; 笠原 茂樹; 茶谷 一宏*; 越石 正人*; 西山 裕孝

Journal of Nuclear Materials, 475, p.71 - 80, 2016/07

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2016.03.024

中性子照射したオーステナイト系ステンレス鋼の高温水中での照射誘起応力腐食割れ(IASCC)機構を理解するため、局所変形組織とその上に生成された酸化皮膜、及びそれらの相関について調べた。照射した316Lステンレス鋼から製作した引張試験片に室温または563Kで0.1%2%のひずみを与え、表面組織と結晶粒の局所方位差を評価した。ひずみ付与試験片を高温水中に浸漬し、局所変形領域上に生成された酸化皮膜のミクロ組織を観察した。表面ステップ組織は、中性子照射量及び付与ひずみ量に依存して変化した。粒界近傍での表面酸化皮膜は、中性子照射量及び粒界での局所的なひずみの増加に伴って厚くなる傾向が見られた。粒界や表面ステップに沿って優先的に酸化が進む様子は見られなかった。

原研-サイクル機構融合研究成果報告書; 照射環境における原子炉構造材料の劣化現象に関する研究

上野 文義; 永江 勇二*; 根本 義之; 三輪 幸夫; 高屋 茂*; 星屋 泰二*; 塚田 隆; 青砥 紀身*; 石井 敏満; 近江 正男; et al.

JAERI-Research 2005-023, 132 Pages, 2005/09

JAERI-Research-2005-023.pdf:33.03MB

原研とサイクル機構は、平成15年度から研究開発の効率的推進と研究の相乗的発展を目指す「融合研究」を開始した。本研究は、「融合研究」の一つとして、高速炉や軽水炉環境などの照射環境において生じる構造材料の照射劣化現象を対象に、劣化機構の解明,早期検出及び評価方法の開発を目的とした。平成1617年度は、本研究に用いる照射材対応の遠隔操作型の微少腐食量計測装置,腐食試験装置及び漏えい磁束密度測定装置を整備し、SUS304の照射後及び非照射クリープ試験片や照射後高純度モデル材を共通試料とし、両手法を用いた劣化検出を試みるとともに、比較のための非照射劣化模擬試料を用い、基礎的なデータを取得した。これらの結果に基づき、本研究において提案した劣化評価法の適用性を検討した。

材料試験炉,運転と技術開発 No.18; 2003年度

材料試験炉部

JAERI-Review 2004-029, 100 Pages, 2005/01

JAERI-Review-2004-029.pdf:19.03MB

2003年度(平成15年度)は、第148サイクルから第152サイクルまでの計5サイクルの利用運転を行った。この間、軽水炉炉内構造物の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の研究,核融合炉ブランケットの開発研究,材料基礎研究,放射性同位元素(RI)の製造・開発等を目的とした照射試験及び照射後試験を実施した。今年度、照射実験設備の故障,中性子検出器の故障によりそれぞれ原子炉の計画外停止があり、復旧及び再発防止のための対策等を講じた。照射技術の開発では、原研・原電の共同研究で進めているIASCC照射下試験(照射中にIASCCを再現)の実施に向け、炉外装置の設置及びモックアップキャプセルを使用した試験等を行うとともに、試験時の腐食電位測定のための水質評価モデルの検討等を行った。核融合炉ブランケットに関する研究では、高温で使用可能なトリチウム増殖材料,耐放射線性小型モータの開発等を行った。このほか、国際研究協力協定に基づき、照射試験,照射後試験技術の開発に関する韓国原子力研究所(KAERI)との研究協力,核融合炉ブランケット開発に関するIEA(国際エネルギー機関)国際協力等を実施した。また、所内にJMTR将来計画検討委員会を設置し、大学,産業界,研究機関からの有識者,専門家の参加を得て、JMTRの今後の計画について検討を行った。

Plastic deformation behavior of type 316LN stainless steel in non-irradiated, thermallysensitized condition or in irradiated condition during SSRT

三輪 幸夫; 塚田 隆; 實川 資朗

Proceedings of 12th International Conference on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors (CD-ROM), p.311 - 318, 2005/00

熱鋭敏化又は照射した316LNステンレス鋼の応力腐食割れに影響する塑性変形挙動を調べた。熱鋭敏化は1033Kで100hとし、中性子照射は473kで1dpaまで行った。これらの試験片に対して、溶存酸素を含む573Kの高温水中にて低ひずみ速度試験を行い、粒界割れ破面率と塑性変形挙動の関係を比較した。真応力-真ひずみ関係でみると、照射材でのひずみ硬化率や照射誘起応力腐食割れ(IASCC)を生じる真応力などの塑性変形挙動は、熱鋭敏化材での塑性変形挙動と同じであった。さらに、粒界割れ破面率に及ぼす歪み速度の影響も同じであった。これらの結果から、1dpa程度まで照射した試験片では、IASCCの発生機構は、熱鋭敏化材の粒界型応力腐食割れ発生機構と同様であると考えられた。

Effects of irradiation and water temperatures on IASCC susceptibility of stainless steels

三輪 幸夫; 塚田 隆

Proceedings of 8th Japan-China Symposium on Materials for Advanced Energy Systems and Fission & Fusion Engineering, p.161 - 168, 2004/10

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)は、軽水炉の炉内構造材料の環境劣化事象の1つである。333673Kで1.116dpaまで照射した316(LN)鋼を用いて、IASCC感受性に及ぼす照射温度と水温の影響を調べた。573K以下で1.116dpaまで照射された試験片では、溶存酸素を含む高温水中においても、水温が513KであればIASCCが発生しなかった。しかし、水温が533K以上であれば、照射温度にかかわらずIASCCが発生した。照射温度は、水温が513K以下でIASCC感受性に大きな影響を与えることから、この照射温度依存性を他の照射誘起現象の温度依存性と比較した。

Effects of silicon, carbon and molybdenum additions on IASCC of neutron irradiated austenitic stainless steels

中野 純一; 三輪 幸夫; 高野 利夫; 塚田 隆

Journal of Nuclear Materials, 329-333(Part1), p.643 - 647, 2004/08

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2004.04.098

照射誘起応力腐食割れ(IASCC)における微量元素の影響を調べるために、高純度のSUS304及び316ステンレス鋼を製作し、SiまたはCを添加した。3.510n/m(E1MeV)の中性子照射後、照射材に対して低ひずみ速度引張試験(SSRT)を561Kの高温水中で行った。SSRT後に試験片の破面観察を走査型電子顕微鏡(SEM)を用いて行った。中性子フルエンスの増加とともに、ステンレス鋼の降伏応力は増加し、伸びは減少した。SiあるいはMoを含有するステンレス鋼では、6.710n/mの照射後のSSRTにおいて20%以上の全伸びを示したが、3.510n/mまで照射した全ての試料が降伏応力の増加と10%以下の伸びの低下を示した。SSRT後の破面の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)の破面率は中性子フルエンスの増加とともに増加した。Cを含む高純度ステンレス鋼においては、照射硬化が全試料中最大であったにもかかわらず、IGSCC破面率が全試料中最小となり、Cの添加によりIGSCCが抑制された。

材料試験炉,運転と技術開発 No.17; 2002年度

材料試験炉部

JAERI-Review 2003-041, 89 Pages, 2004/01

JAERI-Review-2003-041.pdf:6.32MB

2002年度(平成14年度)は、第145サイクルから第147サイクルのJMTR(材料試験炉)共同利用運転を行い、軽水炉炉内構造物の照射誘起応力腐食割れ(IASCC)の研究,核融合炉ブランケットの開発研究,材料基礎研究,放射性同位元素(RI)の製造・開発等を目的とした照射試験を実施した。制御棒駆動機構の誤信号発生,一次冷却水漏れにより2度の計画外停止があり、それぞれ復旧及び再発防止のための点検,運転手引や関連設備の改良等を行った。また、炉内構造物であるベリリウム枠の更新等を実施した。JMTRの照射利用に関する技術開発に関しては、中性子及び線による加熱率の評価方法に関する検討,IASCC照射試験に関する照射温度評価・制御技術の開発を行うとともに、照射後IASCC試験技術の開発を進め、照射下-照射後試験の比較ができる見通しを得た。核融合炉ブランケットに関する研究では、トリチウム増殖材微小球製造のための新規な湿式製造法基本プロセスの確立,部分モジュールインパイル機能試験のための技術開発等を行った。以上のほか、日韓研究協力協定のもとに、照射技術及び照射後試験技術についてそれぞれ韓国原子力研究所(KAERI)と共同セミナーを開催した。本報告書は、これら2002年度のJMTR運転,関連する技術開発等についてまとめたものである。

イオン照射したステンレス鋼腐食挙動の原子間力顕微鏡による評価

根本 義之; 三輪 幸夫; 辻 宏和; 塚田 隆

日本AEM学会誌, 11(4), p.242 - 248, 2003/12

現在、軽水炉の高経年化との関連において重要な検討課題とされているオーステナイト・ステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ(IASCC: Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)の基礎的な研究のため、照射材における腐食挙動の評価方法の開発及び解析を行った。イオン照射を適用し、照射温度,照射損傷量,ヘリウム(He)注入量を変化させて照射を行った。照射材の腐食挙動の評価には原子間力顕微鏡(AFM: Atomic Force Microscope)を適用し、その評価のために最適な腐食条件などについて検討した。その結果、照射材の腐食挙動の評価方法を開発し、粒界及び粒内の腐食挙動について評価を行った。方位像顕微鏡(EBSP: Electron Backscatter Difraction Pattern)による観察結果との組合せにより、粒界性格と腐食挙動の相関について検討した。また照射条件と腐食挙動の相関について検討した。