ウィーク・ビーム走査透過電子顕微鏡法を用いた原子炉圧力容器鋼のマトリックス損傷評価

吉田 健太*; 外山 健*; 井上 耕治*; 永井 康介*; 下平 昌樹

まてりあ, 62(3), p.154 - 158, 2023/03

https://doi.org/10.2320/materia.62.154

原子炉圧力容器(RPV)の中性子照射脆化因子の一つである直径3nm程度の微細な転位ループを高精度に分析するために開発したウィークビーム走査透過型電子顕微鏡(WB-STEM)に関する解説を行うとともに、当該手法と3次元アトムプローブ法(APT)及び陽電子消滅法(PAS)を組み合わせた最先端の照射脆化研究について紹介する。WB-STEMは材料内部に存在する特定の格子欠陥に対して最適な電子線の収束角及び検出角を設定することによって、従来透過型電子顕微鏡での観察が困難であった微細な転位ループの定量評価を可能にする手法である。この手法を用いて10n/m程度の低照射量から10n/mを上回る高照射量まで複数照射量条件で照射された欧州加圧水型軽水炉の監視試験片中の転位ループを分析し、APTやPASで分析した溶質原子クラスターとの比較を行った。その結果、8.210n/mから1.210n/mの高照射量領域において転位ループの数密度が顕著に増加することを明らかにした。また、測定された転位ループ及び溶質原子クラスターの数密度や寸法からモデル式に基づいて、これら微細組織の脆化への寄与を評価し、高照射量領域において転位ループが脆化に大きく寄与する可能性を示した。

Bayesian analysis of Japanese pressurized water reactor surveillance data for irradiation embrittlement prediction

高見澤 悠; 西山 裕孝

Journal of Pressure Vessel Technology, 143(5), p.051502_1 - 051502_8, 2021/10

https://doi.org/10.1115/1.4050317

本研究では、照射脆化予測に取込むべき化学成分を特定し、原子炉圧力容器鋼の照射脆化予測の不確実性を評価した。日本の加圧水型原子炉の監視試験データに対してノンパラメトリックベイズ(BNP)法を用いた統計分析を行った。BNP法は入力データの複雑さと不確かさを考慮可能な機械学習手法である。脆化への影響が大きい入力変数の組合せを評価可能な統計的指標を導入し、中性子照射量, Cu, Ni, Si含有量の4つの変数の組合せが脆化予測に最も効果的であることを明らかにした。また、化学成分では脆化量に対してCu含有量の影響が最も大きく、Ni, Siの順番で影響が大きいことを示した。関連温度移行量(RT)をBNP法を用いて算出した結果、計算値と実測値の残差の標準偏差は8.4Cであり、現行の国内脆化予測法(JEAC4201-2007(2013年追補))と同等かそれ以上の予測性有していることを確認した。BNP法によって計算されたRTの事後分布の95%確信区間(入力データの不確実性を考慮した場合にデータが存在し得る範囲)は国内脆化予測法のマージンと同等かそれよりも小さく、JEAC4201-2007(2013年追補)において、適切なマージンが設定されていることを定量的に示した。

Bayesian uncertainty evaluation of Charpy ductile-to-brittle transition temperature for reactor pressure vessel steels

高見澤 悠; 西山 裕孝; 平野 隆*

Proceedings of ASME 2020 Pressure Vessels and Piping Conference (PVP 2020) (Internet), 7 Pages, 2020/08

https://doi.org/10.1115/PVP2020-21698

原子炉圧力容器(RPV)は中性子照射前後のシャルピー衝撃試験で得られる延性脆性遷移温度(DBTT)に基づき中性子照射による材料劣化を予測した上で構造健全性評価が行われている。シャルピー衝撃試験で得られるDBTTには試験に依存した様々な不確かさが含まれる。本研究では、原子力機構がこれまでに取得したRPV鋼の未照射材・中性子照射材データを用いて、ベイズ統計に基づく解析モデルを構築し、試験片の採取位置のばらつき、試験片の数、試験温度を考慮した上でDBTTの不確かさを評価可能な手法を整備した。上記の手法を用いて国内RPV鋼に対する評価を行い、試験数や試験温度がDBTTの不確かさに及ぼす影響を定量的に明らかにした。

Statistical analysis using the Bayesian nonparametric method for irradiation embrittlement of reactor pressure vessels

高見澤 悠; 伊藤 裕人; 西山 裕孝

Journal of Nuclear Materials, 479, p.533 - 541, 2016/10

https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2016.07.035

高中性子照射量領域における照射脆化に関して、ノンパラメトリックベイズ法を用いて日本国内の監視試験データや試験炉照射データに対して統計解析を実施した。ノンパラメトリックベイズ法は実測データを正規分布の和で表す解析手法であり、正規分布の数と平均値や分散は実測データの複雑さに応じて決定される。本研究では、照射脆化の主因として考えられている溶質原子クラスタを構成する元素(Cu, Ni, Mn, Si, P)や照射条件を入力パラメータとして、照射脆化との関係を評価した。解析の結果、中性子照射量が異なるデータであっても同じ材料のデータは同じ正規分布に分類されており、中性子照射量に依存した脆化メカニズムが顕在化していないことが示唆された。

低銅原子炉圧力容器鋼の照射脆化特性

鈴木 雅秀; 西山 裕孝

金属, 71(8), p.42 - 45, 2001/08

https://ci.nii.ac.jp/naid/40000774424

Cu含有量が少ない原子炉圧力容器鋼材(以後、低銅圧力容器鋼材と呼ぶ)の照射特性について、実験的に検討した結果を紹介し、脆化にかかわる課題について解説した。照射データは全てJMTRを用いて取得したものである。全般的な照射特性としては、シャルピー衝撃特性の変化量(T41J)は小さく、良好な性質を有することがわかるが、鋼材間のばらつきが大きく、鋼材によっては、21019 n/cm (E1MeV)の照射でT41Jが60を超える。高純度の低銅鋼材に対しては、脆化予測式から判断すればもっと脆化の低減が期待されてもよいものである。低銅鋼材における照射特性の相違、ばらつきは鋼材組織の何を反映しているのかについて、未照射材を用いた検討を行った。この結果、中性子による変化の少ない低銅鋼材ほど微細で高密度の炭化物を有する組織となっていることがわかった。この他、化学成分として窒素の効果等について言及した。

軽水炉構造材料の経年劣化; 炉内構造材と圧力容器鋼

塚田 隆; 海老根 典也

日本AEM学会誌, 9(2), p.171 - 177, 2001/06

経年劣化とは、各種機器・材料の時間に依存する劣化を意味し、それはプラント構造物の信頼性・安全性及び使用寿命を決定する主要因である。わが国でも既に運転開始後30年を越える軽水発電プラントが出てきており、軽水炉プラントの高経年化に伴う保全技術開発及びその基礎となる材料の経年劣化機構の研究が重視されている。軽水炉本体を構成する材料は、炉内構造材と圧力容器鋼に大別されるが、これらは高温高圧水と中性子・線照射という、ほかの工業プラントにはない特殊な環境で使用される。軽水炉における材料の経年劣化は、主にこの特殊な環境の影響が材料に蓄積されることにより生じる。軽水炉の高経年化にかかわり考慮すべき経年劣化事象は、炉内構造物については疲労,応力腐食割れ,照射誘起応力腐食割れ,圧力容器については中性子照射脆化,疲労などであり、これらの現象の機構解明と対策技術の開発研究が進められている。さらに今後は、材料の経年劣化を損傷の発生前に検知すること、それに基づき損傷発生の予防策を講じることが重要となる。本報では、軽水炉の炉内構造材及び圧力容器鋼を対象とし、使用材料と環境、主要な劣化損傷現象について概観し、それらの電磁気的手法による非破壊評価の可能性にも触れる。

超音波を用いた圧力容器鋼材の照射脆化診断法の技術開発

石井 敏満; 大岡 紀一; 星屋 泰二; 小林 英男*

KURRI-KR-62, p.29 - 41, 2001/03

原子力発電プラントの寿命延長により、炉内に装荷されている圧力容器監視試験片の不足が予想される。このため、試験片を再利用し、長期にわたる監視試験データを得るために、非破壊評価方法の適用が検討されている。ホットラボ課では、超音波を用いた圧力容器鋼材などの照射脆化診断法の技術開発を進めている。これまでに、原子炉圧力容器用A533B-1鋼材,不純物Pの含有量を低く調整したA533B-1鋼材及びサブマージアーク溶接材の3種類の材質からなる衝撃試験片をJMTRで照射した後、遠隔操作による超音波測定を行い、照射材中の音速及び減衰率の変化を求めた。その結果、全ての照射材で音速が低下し、減衰率が上昇する傾向が得られた。また、音速低下は照射材のヤング率の低下に起因することが予想された。さらに、シャルピー吸収エネルギーの41Jレベル遷移温度のシフト量増大に対して音速が低下し、減衰率が上昇する傾向が得られた。

Nondestructive evaluation for characterizing neutron irradiation embrittlement of materials by using ultrasonic technique

石井 敏満; 大岡 紀一; 小林 英男*

Proc. of 2nd Japan-US Symp. on Advances in NDT, p.151 - 156, 1999/00

原子炉圧力容器鋼の経年的な中性子照射脆化量を評価するために炉内に装荷した監視試験片数量の減少が懸念され、監視試験を補う合理的な非破壊試験手法の確立が急務となっている。本報告では、A533B1鋼等の炉内構造材料の照射及び未照射試料に入射した超音波の伝播時間や底面エコー高さを測定した結果をもとにその音速及び減衰率の変化を評価した。照射脆化した材料では、超音波の音速が減少し、一方、減衰率が増加する傾向が認められた。さらに、超音波の横波音速変化と41Jシャルピー遷移温度の移行量との間に良い相関が認められたことから、超音波法が照射脆化量を非破壊的に評価する手法として有効であることを明らかにした。このほか、超音波の伝播時間やエコー高さなどの特性値をホットセル内で、容易かつ高精度に測定するために開発した遠隔操作用の超音波探触子固定治具の概要について紹介した。

Investigation on the evaluation of cleavage fracture toughness using PCCv specimens in the ductile-brittle transition range of reactor pressure vessel steels (contract research)

鬼沢 邦雄; 飛田 徹; 鈴木 雅秀

JAERI-Research 97-081, 36 Pages, 1997/11

JAERI-Research-97-081.pdf:1.44MB

原子炉圧力容器用鋼材の延性脆性遷移温度域におけるへき開破壊開始時の破壊靱性値を精度良く求めるため、4種類の国産圧力容器用ASTM A533B-1鋼を使用して、予き裂付シャルピー型破壊靱性(PPCv)試験片の適用性を検討した。PCCv試験片と標準型1T-CT試験片から得られる破壊靱性値の間に認められた試験片寸法効果を補正するため、最弱リンク理論に基づく補正式をPCCvデータに適用した。しかしながら、鋼材により寸法効果は十分に補正しきれない場合があることがわかった。また、ASTMで提案されているマスターカーブ法を適用し、PCCv試験片の試験結果から破壊靱性遷移曲線の照射によるシフトを求めると、シャルピー41Jレベルの遷移温度シフトより大きいことが示された。さらに、試験片の破面観察により、へき開破壊前の延性き裂成長及び破面上のへき開破壊の起点について特徴付けを行った。

Fracture toughness evaluation in the transition region of reactor pressure vessel steel

鬼沢 邦雄; 鈴木 雅秀

IWG-LMNPP-95/5 (Vol. I), 0, p.279 - 293, 1995/00

原子炉圧力容器鋼材の延性脆化遷移温度における破壊靱性評価法について、統計手法及び破面観察による検討を行った。主にシャルピー型の破壊靱性試験片を使用し、IAEA共通鋼材JRQの評価を行った。ワイブル型の統計解析により、シャルピー型試験片で下限破壊靱性を評価できることがわかった。ただし、この場合10本程度の試験片が必要となる。破面観察からは、延性き裂が発生している場合に、延性き裂発生点の推定が可能であり、それにより保守的な評価が可能である。統計手法により求めた破壊靱性遷移曲線の中性子照射によるシフト量は、シャルピー遷移曲線のシフトよりも、やや大きいことが示された。