Molecular dynamics study of phosphorus migration in 3(111) and 5(0-13) grain boundaries of -iron

海老原 健一; 鈴土 知明

Metals, 12(4), p.662_1 - 662_10, 2022/04

https://doi.org/10.3390/met12040662

鉄鋼中のリン原子は、熱や照射の効果によって粒界に集まり粒界脆化を引き起こす。そのため、さまざまな温度及び照射条件での粒界におけるリン偏析の数値的予測は、脆化の防止に対して重要である。鉄における粒界リン偏析のモデルを開発するため、本研究では、2種類の対称傾角粒界(3[1-10](111), 5[100](0-13)粒界)におけるリン原子の移動を分子動力学シミュレーションを使って考察した。その結果、3[1-10](111)粒界では、リン原子は主に格子間原子状態で三次元的に移動し、5[100](0-13)粒界では、主に空孔との位置交換で一次元的に移動することが分かった。さらに、リン原子及び空孔の粒界からのデトラップについても調査した。

Molecular dynamics study of phosphorus migration in 5 grain boundary of -iron

海老原 健一; 鈴土 知明

Proceedings of Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications + Monte Carlo 2020 (SNA + MC 2020), p.65 - 69, 2020/10

リンは鉄鋼材料において粒界脆化を引き起こす元素として知られている。さらに、照射による空孔や格子間原子の増加によってリン原子の粒界偏析が促進される。このことから、照射量や温度に対する粒界リン偏析量を評価するため、原子レベルの素過程に基づく拡散レート理論モデルを開発している。しかし、このモデルでは、粒界でのリンのトラップ及びデトラップモデルが適切に取り込まれていないため、実験結果と直接比較できる量を計算できない。粒界からのデトラップを考察するため、これまで、これまで鉄中の3対称傾角粒界内におけるリンの移動を分子動力学シミュレーションにより考察してきたが、本研究では、5でのリン移動をシミュレーションし、3との結果と比較した。その結果、800Kにおいて、3ではリン原子は比較的容易に鉄原子の間を移動するが、5では空孔がないと移動できないことが分かった。また、リン原子を置かない粒界領域中の鉄原子についても同様の傾向が見られた。これは、デトラップ過程をモデル化するための1つの知見を与えると考えられる。

Atomistic simulation of phosphorus segregation to 3(111) symmetrical tilt grain boundary in -iron

海老原 健一; 鈴土 知明

Modelling and Simulation in Materials Science and Engineering, 26(6), p.065005_1 - 065005_10, 2018/09

AA2018-0168.pdf:2.74MB

https://doi.org/10.1088/1361-651X/aace6a

照射誘起粒界リン偏析の見積もりは原子炉圧力容器鋼の脆化を評価する上で重要な要素であるが、粒界へのリン移動の物理的過程は依然として不明である。このことから、分子動力学を用いて3(111)対称傾角粒界へのリン移動を分子動力学シミュレーションによって評価した。結果として、粒界近傍1nmの範囲で、自己格子間原子が粒界に押し出されることで、鉄-リン混合ダンベルのリン原子と八面体格子間リン原子が置換型原子になることを見出した。空孔-リン複合体も解離し、空孔はリン原子を引きずることなく粒界に吸収された。この結果は、従来考えられている偏析プロセスとは異なることから、それについて新しい視点が必要であると示唆している。

水素脆化モデル構築のための原子及び連続体手法による粒界面上微小き裂近傍の応力分布の考察

海老原 健一; 蕪木 英雄; 板倉 充洋

「鋼の機械的特性に及ぼす水素の効果とその評価」シンポジウム予稿集(USB Flash Drive), 6 Pages, 2014/09

水素脆化は鉄鋼材料の強度低下や破壊をもたらす要因の1つであり、その機構の解明が求められている。高強度鋼の遅れ破壊や溶接部の低温割れは、偏析水素による粒界強度低下が主な原因と考えており、その機構は応力腐食割れと同様と考えられる。粒界強度低下に基づく水素脆化モデルでは、水素による粒界強度低下を原子レベルスケールの計算で評価し、その情報を用い巨視的スケールの強度やき裂進展の評価がなされているが、両スケール間におけるスケールのモデル化についてはあまり明確でない。特に、微視き裂先端での応力集中について、き裂周囲を弾性体とするモデルがあるが、その妥当性も明確でない。本研究では、微視き裂を含みその周囲に転位がない系の引張によるき裂周囲の応力を分子動力学(MD)と連続体計算(FEM)の計算手法で評価し、その差異について考察した。その結果、1%以下の低いひずみでは、両手法による応力分布は同様の結果となったが、それ以上になるとき裂先端の応力集中部から両者の差が大きくなった。また、応力集中のモデル化については、き裂周辺を単なる弾性体とするだけではMDの結果を再現できなかった。

Response to comment on "Grain Boundary Decohesion by Impurity Segregation in a Nickel-Sulfur System"

山口 正剛; 志賀 基之; 蕪木 英雄

Science, 309(5741), P. 1677d, 2005/09

本報は著者らがScience vol.307(2005年)に投稿した論文に対し、「Ni粒界中の硫黄原子の偏析エネルギーは、平均値ではなく各原子ごとの増加分のエネルギーとするべき」、とのコメントがGengらによって寄せられたものの反論である。Gengらは著者らの論文を参考に同じ計算を行い、増加分のエネルギーをとれば、粒界結合力が1/10にまで低下する偏析(GB0 4/4, GB2 4/4)は実現する確率が1%程度になってしまい生じ得ないという。しかしながら、Gengらは硫黄原子が偏析していく順番には幾通りもあるということを見落としている。著者らの再計算によれば、ある順番においては増加分のエネルギーを使っても最低50%は偏析することがわかった。そのうえ、偏析の順番は数多くあるのですべてを調べ尽くすことは現在のところ困難であり、もっと偏析しやすくなる可能性もある。しかし、いずれにせよ単純なMcLeanモデルを使う限り偏析濃度の予測は定量的とはいい難いので、Gengらの主張はあまり意味がない。また、Gengらは別の原子配置の偏析(GB1 4/4, GB2 4/4)こそが起こり得ると主張しているが、著者らの再計算ではそうはならないので、Gengらの計算ミスではないかと思われる。さらにGengらは、脆化はS-S間反発に起因するのではなく、Ni-Sの結合方向の変化に起因するという新説を提案しているが、その根拠(電子密度図や粒界構造図)を示していないうえに、これも間違った計算に基づいて提案していると思われる。

Grain boundary decohesion by impurity segregation in a nickel-sulfur system

山口 正剛; 志賀 基之; 蕪木 英雄

Science, 307(5708), p.393 - 397, 2005/01

https://doi.org/10.1126/science.1104624

硫黄が引き起こすニッケル粒界脆化のメカニズム、すなわち、なぜどのようにして硫黄はニッケルの粒界結合力を弱めるのか、ある臨界硫黄濃度を超えるとそれが発生するのはなぜか、については長い間謎に包まれていた。われわれは第一原理計算から次のような脆化メカニズムを明らかにした。まず、高密度に偏析して互いに隣り合うまでになった硫黄原子間に、硫黄原子の電子雲の重なりから生じる短距離反発力が働き、それによって大きな粒界膨張が生じる。そして、その膨張が粒界の引っ張り強度を1/10にまで劇的に低下させる、というものである。この粒界の強度低下が直接脆化を引き起こしていると考えられる。なぜなら、計算における粒界強度低下の臨界濃度と実験から算出された脆化の臨界濃度が一致したからである。

女川原子力発電所1号機再循環系配管サンプル(O1-PLR)に関する調査報告書(受託研究)

女川1号機再循環系配管サンプル調査実施チーム

JAERI-Tech 2004-003, 74 Pages, 2004/02

JAERI-Tech-2004-003.pdf:30.08MB

本調査は、女川原子力発電所1号機原子炉再循環系配管を切断し採取したき裂を含む材料サンプルについて、日本原子力研究所東海研究所の照射後試験施設において各種の検査を実施し、き裂発生の原因究明に資する知見を取得することを目的として実施したものである。本調査の結果、以下のことが明らかとなった。(1)き裂は、管内表面の溶接部近傍に発生しており、深さは約57mm程度であった。(2)き裂部破面のほぼ全体が粒界割れであるが、管内表面のき裂開口部には約100m程度の粒内割れを含む部分が観察された。また、その部分には、加工により形成された金属組織及び硬さの上昇が見られ、き裂は硬さの最も高い部分の付近から発生していた。本調査の結果と、溶接によりき裂部付近で発生したと考えられる引張残留応力及び炉水中の溶存酸素濃度等を考慮すると、このき裂は、加工層を有する管内表面で応力腐食割れ(SCC)により発生後、SCCとして結晶粒界を経由して進展したと結論される。

Structure and energetics of clean and hydrogenated Ni surfaces and symmetrical tilt grain boundaries using the embedded-atom method

志賀 基之; 山口 正剛; 蕪木 英雄

Physical Review B, 68(24), p.245402_1 - 245402_8, 2003/12

https://doi.org/10.1103/PhysRevB.68.245402

ニッケル表面上,結晶中,傾角対称粒界中へ水素原子が吸収,吸収される位置やその安定化エネルギーをEAMによる原子間ポテンシャルモデルを用いて系統的に計算した。水素の束縛エネルギーは各々の安定サイトによって異なるが、ニッケル表面で2.7-2.9eV程度、傾角対称粒界中で2.1-2.6eV程度であり、結晶中での水素原子束縛エネルギー2.1eVよりも大きい。これらは、第一原理計算から予測された結果と同程度であり、ニッケル粒界に偏析した水素は、粒界の種類によらず脆化を引き起こす可能性が高いことを示している。また、この計算からニッケル表面や粒界の構造緩和が水素トラップの大きさに重要な役割を果たしていることがわかった。

結晶粒界構造制御による原子炉配管材料の粒界鋭敏化抑制効果,原子力基礎研究 H11-023(委託研究)

粉川 博之*; 嶋田 雅之*; Wang, Z.*; 佐藤 裕*; 佐藤 嘉洋*; 木内 清

JAERI-Tech 2003-014, 22 Pages, 2003/03

JAERI-Tech-2003-014.pdf:1.68MB

原子炉用SUS304ステンレス鋼やインコネル600などの原子炉配管材料の熱鋭敏化を抑制する手段として、結晶粒界構造の制御に着目した解析研究を実施した。鋭敏化と結晶粒界構造との相関性をTEM観察等により解析して、低エネルギー結晶粒界の構造を持つ場合には、鋭敏化が抑制されることを見いだした。さらに低エネルギー結晶粒界を持つような材料に改善するための加工熱処理法を検討して、鋭敏化を生じにくい材料を開発した。

Ti-5%Ta製及びZr製酸回収蒸発缶の耐久性評価; 酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備による長期耐久性実証試験の総括

竹内 正行; 藤咲 和彦*; 根本 健志*; 小泉 務; 小山 智造

JNC TN8410 2001-013, 255 Pages, 2001/05

JNC-TN8410-2001-013.pdf:24.24MB

本耐久試験は東海再処理工場の当時のステンレス鋼製酸回収蒸発缶を非鉄材料のTi-5TaまたはZrに材質変更する計画の一環として進められた。この結果、Ti-5Ta製およびZr製酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備(処理能力:東海再処理工場の酸回収蒸発缶の1/27)の設計・製作、さらに本装置による運転試験を通して、Ti-5Ta製およびZr各材料がステンレス鋼に代わる新材料として、酸回収蒸発缶の製作性や機器性能の面で問題のないことが実証された。また、それまでのステンレス鋼製酸回収蒸発缶の大きな課題であった長期耐食性についても、コールド環境での評価であるものの、製作したTi-5Ta製およびZr製酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備がこれまでのステンレス鋼製酸回収蒸発缶の最大処理実績(約13,000時間)をはるかに凌ぎ、最終的には累積40,000時間に及ぶ両蒸発缶の長期耐久性が実証された。この運転期間中、大きな設備の異常や故障等は特に認められず、安定した運転を継続してきた。また、長期運転試験後の評価結果から、材料強度の問題を含めて両蒸発缶は健全な状態を維持していた。さらに東海再処理工場におけるステンレス鋼製酸回収蒸発缶の腐食故障の要因となった粒界腐食についても、Ti-5Ta製およびZr製酸回収蒸発缶全体を通じて観察されなかった。両蒸発缶の腐食量については、Ti-5Ta製蒸発缶の気相部においてわずかながら経時的な減肉傾向が認められたが、他の部位およびZr製蒸発缶では有意な減肉は認められず、全体的に腐食速度は両蒸発缶ともに0.1mm/y以下であり、優れた耐食性を示した。運転期間中、両構造材料は不働態を維持し、缶内に設置したテストピースの結果から、応力腐食割れの感受性も認められなかった。さらに、Ti-5Ta製蒸発缶で認められた気相部の減肉傾向から、統計解析法を用いてTi-5Ta製蒸発缶の装置寿命(腐食代1mm)を評価した結果、最低約55,000時間と見積もられた。以上の結果から、酸回収蒸発缶の装置材料としてTi-5TaおよびZrが適用可能であることが示されるとともに、特に長期耐食性の観点からは両材料ともに実績のあるステンレス鋼よりもはるかに優れていることが実証された。