中性子照射による鉄鋼材料の損傷

白石 健介

熱処理, 27(3), p.156 - 161, 1987/03

http://ci.nii.ac.jp/naid/40003084231

高速増殖炉の燃料集合体に使用されているオーステナイトステンレス鋼(SUS316相当)では、長年の使用経験と高性能化のための研究開発のほか、核融合炉の構造材料への利用を目的とした開発研究によって、中性子照射による材料特性の変化がかなりよく理解できるようになってきた。ステンレス鋼では、冷間加工や微量元素の添加のほか、オーステナイト相を安定化するように化学組成を調整したPCAや高Niのオーステナイト鋼が開発されている。中性子照射に対する耐性がより優れていることが期待される高Crフェライト鋼では、マルテンサイト単相の12Cr-1Mo鋼で、高温強度をあげるためにMoをWに置きかえ、高温加熱による靭性低下を遅らせるためにNiを除きSi量を減らしたものが第一次の候補材料にあげられる。この材料の実用化のためには、照射損傷に関する基礎的な研究のほか、溶接施工法の開発が望まれる。