原子炉炉内構造部材ステンレス鋼で生じる表層部クラック抑制のための結晶粒微細化に関する研究(学位論文)

広田 憲亮

JAEA-Review 2025-054, 132 Pages, 2026/03

JAEA-Review-2025-054.pdf:14.65MB

近年、カーボンニュートラル実現のため、各国で原子力発電所の運転延長や新設が議論されている。日本では、2011年3月11日の東京電力福島第一原子力発電所事故後、新規制基準を満たした軽水炉のみが再稼働を果たしているが、想定以上に審査に時間を要している。特に再稼働した軽水炉の多くは加圧水型軽水炉(PWR)であり、福島第一原子力発電所の炉型である沸騰水型軽水炉(BWR)の再稼働は遅れている。ところで、原子力発電所での応力腐食割れ(SCC)は、これら原子力発電所の安全性を脅かす問題であり、材料や環境条件によってその影響が異なる。特に、SUS304やSUS316等のステンレス鋼は酸化皮膜や残留応力の存在により、クラックが発生しやすい。これまでの対策として、材料組成の改良や圧縮残留応力を付与するレーザピーニング等が試みられてきたが、高温環境下で長期間圧縮残留応力を保持していられるか否かはいまだ不透明である。そこで、本研究では、SCC抑制の新たなアプローチとして、結晶粒微細化加工技術に注目し、ステンレス鋼の結晶粒微細化を可能とする創製プロセスを確立した。次に、この創製されたステンレス鋼を用いて、原子炉運転環境下でのSCCによるクラック発生に及ぼす結晶粒微細化の影響を系統的に分析し、SCC発生抑制効果について、そのメカニズムを調査した。さらに、実用的な観点で、表層部のみに結晶粒微細化プロセスを適用する方法を提案し、そのSCC抑制効果を評価した。これらの結果は、原子力発電所の長期運転時のSCC抑制に大きく貢献するとともに、シュラウド構造部材の長寿命化に重要な役割を果たす技術であると期待される。

Effect of grain refinement on cracks occurring in SUS304L stainless steel under nuclear reactor operating conditions

広田 憲亮; 武田 遼真; 井手 広史; 土谷 邦彦; 小林 能直*

Nuclear Materials and Energy (Internet), 45, p.102009_1 - 402009_10, 2025/12

https://doi.org/10.1016/j.nme.2025.102009

SUS304Lステンレス鋼を使用し、原子炉の構造部材における応力腐食割れに対する結晶粒微細化の影響を調査した。その結果、大気中および原子炉運転環境下での低ひずみ速度引張試験(SSRT)を実施した後、同じ結晶粒径のSUS304Lの引張特性を比較したところ、原子炉運転環境下では結晶粒径が大きくなると伸びが顕著に減少することが明らかになった。大気中で実施したSSRTでは、Hall-Petchの関係から得られた値は従来の値より低かった。ミクロ組織観察では、0.59mおよび1.52mの粒径を持つSUS304Lにクラックがないことが確認されたが、結晶粒径が大きいSUS304Lでは破面が粗く、側面にクラックが見られた。0.59mおよび1.52mの粒径を持つSUS304Lには薄い酸化膜が形成され、28.4m以上の粗大粒を持つSUS304Lには厚さ2mを超える酸化皮膜が形成された。0.59m、1.52mおよび28.4mのSUS304LにはCrO皮膜が形成され、39.5mおよび68.6mのSUS304LにはCrOおよびFe系酸化物が形成された。結晶方位解析では、0.59mおよび1.52mのSUS304Lにおいて、相にクラックがない線状の表層が確認されたが、結晶粒径が大きくなると表面に凹凸が生じ、相にクラックが見られた。細粒SUS304Lでは、格子拡散により相内でOが均一に拡散し、薄いCrO層が形成され、クラックが抑制された。粗大粒SUS304Lでは、粒界拡散により結晶粒界にFe酸化物が形成され、結晶粒界が脆弱化し、過飽和なOがCrOおよびFe系酸化物からなる厚い皮膜を形成し、剥離やクラックを引き起こした。

Evaluation of stability of precipitates under irradiation in 316FR steel used as fast reactor structural material

豊田 晃大; 鬼澤 高志; 若井 栄一*

Research & Development in Material Science (Internet), 21(5), p.2632 - 2637, 2025/06

316FR steel, a modification of 316 austenitic stainless steel, will be used as a structural material in the sodium cooled fast reactor (SFR), one of the initiatives being developed in Japan to achieve carbon neutrality in order to combat global warming. To withstand the high-temperature operating environment of the SFR, the alloy design of the 316FR steel has been optimized to have high creep strength for a long time with controlled precipitation by optimizing the alloy composition. In order to clarify that 316FR steel can maintain its properties under the high temperature (around 550C) irradiation environment of the SFR, the authors mainly conducted in-situ observations under electron beam irradiation at high temperatures to investigate in detail the irradiation effects on the precipitates (mainly carbides), which are characteristic of 316FR steel. As a result, it was found that the precipitates in 316FR steel are more stable than those in type 304 stainless steel under irradiation without coarsening at grain boundaries or within grains. The characteristics and attractiveness of 316FR steel, the results obtained, and the mechanism of creep behavior under irradiation are also explained.

Martensitic transformation-governed Luders deformation enables large ductility and late-stage strain hardening in ultrafine-grained austenitic stainless steel at low temperatures

Mao, W.*; Gao, S.*; Gong, W.; 川崎 卓郎; 伊東 達矢; Harjo, S.; 辻 伸泰*

Acta Materialia, 278, p.120233_1 - 120233_13, 2024/10

https://doi.org/10.1016/j.actamat.2024.120233

Using a hybrid method of in situ neutron diffraction and digital image correlation, we found that ultrafine-grained 304 stainless steel exhibits Luders deformation after yielding, in which the deformation behavior changes from a cooperation mechanism involving dislocation slip and martensitic transformation to one primarily governed by martensitic transformation, as the temperature decreases from 295 K to 77 K. Such martensitic transformation-governed Luders deformation delays the activation of plastic deformation in both the austenite parent and martensite product, resulting in delayed strain hardening. This preserves the strain-hardening capability for the later stage of deformation, thereby maintaining a remarkable elongation of 29% while achieving a high tensile strength of 1.87 GPa at 77 K.

Effects of grain size on ultrasonic attenuation in type 316L stainless steel

Wan, T.; 直江 崇; 涌井 隆; 二川 正敏; 大林 寛生; 佐々 敏信

Materials, 10(7), p.753_1 - 753_17, 2017/07

AA2017-0189.pdf:2.65MB

https://doi.org/10.3390/ma10070753

A lead bismuth eutectic (LBE) spallation target will be installed in the Target Test Facility (TEF-T) in the Japan Proton Accelerator Research Complex (J-PARC). The spallation target vessel filled with LBE is made of type 316 stainless steel. However, various damages, such as erosion/corrosion damage and liquid metal embrittlement caused by contact with flowing LBE at high temperature, and irradiation hardening caused by protons and neutrons, may be inflicted on the target vessel, which will deteriorate the steel and might break the vessel. To monitor the target vessel for prevention of an accident, an ultrasonic technique has been proposed to establish off-line evaluation for estimating vessel material status during the target maintenance period. Basic R&D must be carried out to clarify the dependency of ultrasonic wave propagation behavior on material microstructures and obtain fundamental knowledge. As a first step, ultrasonic waves scattered by the grains of type 316 stainless steel are investigated using new experimental and numerical approaches in the present study. The results show that the grain size can be evaluated exactly and quantitatively by calculating the attenuation coefficient of the ultrasonic waves scattered by the grains. The results also show that the scattering regimes of ultrasonic waves depend heavily on the ratio of wavelength to average grain size, and are dominated by grains of extraordinarily large size along the wave propagation path.

Effects of ultrastrong gravitational field on the crystalline state of a Bi-Sb alloy

Huang, X.*; 真下 茂; 小野 正雄; 冨田 健; 沢井 友次; 長壁 豊隆; 毛利 信男*

Journal of Applied Physics, 96(3), p.1336 - 1340, 2004/08

https://doi.org/10.1063/1.1763236

本研究では、超重力場下の結晶状態の変化を調べるために、BiSb合金とBi単体について固相状態の温度で100万Gレベルの超重力場実験を行った。191-205Cで超重力場処理後の試料は組成の変化が見られなかったが、結晶粒径が数mmから数10mまで微細化された。同じ条件で処理したBi単体試料は結晶粒径が変化しなかった。220-240Cで処理後の試料は二つの領域を示している。弱い重力場領域では、結晶が数10mまで微細化されたが、強い重力場領域では、原子の沈降による組成変化が起きたほか、結晶が重力方向に沿って成長し、その長さが数mm程度に達している。成長した結晶はかなり歪んでおり、その歪みが重力の強い方向に沿って増大していること、また、六方晶のc軸が重力方向にほぼ平行になっていることがわかった。この特殊な結晶状態の形成は原子の沈降によるものと考えられる。

Damage evaluation techniques for FBR and LWR structural materials based on magnetic and corrosion properties along grain boundaries

星屋 泰二*; 高屋 茂*; 上野 文義; 根本 義之; 永江 勇二*; 三輪 幸夫; 阿部 康弘*; 近江 正男; 塚田 隆; 青砥 紀身*

Transactions of the Materials Research Society of Japan, 29(4), p.1687 - 1690, 2004/06

高速炉(FBR)及び軽水炉(LWR)の構造材料の劣化評価のため、結晶粒界に沿った磁気及び腐食特性に基づく新しい評価技術の開発に着手した。経年化したFBR構造材料に対し、磁気的方法を適用し、き裂発生以前の初期段階のクリープ損傷を非破壊検出することができる。そこで、クリープ損傷を受けた常磁性のステンレス鋼について、自然磁化に対する負荷応力の効果を調べた。一方、イオン照射したステンレス鋼の粒界近傍の腐食特性及び光磁気特性はそれぞれAFM及びKerr効果顕微鏡を用いて評価した。これらの劣化はCr欠乏等の粒界近傍の性質変化によって引き起こされた。この結果、原子炉構造材料の劣化進行過程の初期段階は、粒界に沿った磁気及び腐食特性によって検出できることがわかった。

Tensile and impact properties of F82H steel applied to HIP-bond fusion blanket structures

古谷 一幸; 若井 栄一; 安堂 正巳; 沢井 友次; 岩渕 明*; 中村 和幸; 竹内 浩

Fusion Engineering and Design, 69(1-4), p.385 - 389, 2003/09

https://doi.org/10.1016/S0920-3796(03)00079-6

原研では、発電実証プラントに水冷却型固体増殖ブランケットの装荷を予定しており、その構造材には低放射化材F82H鋼を提案している。前研究にて、ブランケット構造体モックアップをHIP接合法により製作し、その製作性に問題がないことを明らかにしたが、HIP接合部周辺に結晶粒の粗大化が見られた。これは接合強度を劣化させる懸念があるため、モックアップ健全性評価の一環として粗大化を伴うHIP接合部の引張り試験、及び硬さ測定を行った。引張り試験は室温から773Kまでの温度範囲で行った。HIP接合部の強度は、IEA標準材と比較して約50MPa増加し、延性は約4%低下した。粗大化領域及び非粗大化領域間での硬さは同等であったが、両領域の硬さは、標準材と比較して約5%増加した。このことから、引張り特性の変化は全体的な硬化によるものと思われる。一方で、結晶粒粗大化を伴わない母材部の引張り及び衝撃試験を行った結果、母材部の引張り特性は接合部と同様の傾向であったが、延性脆性遷移温度(DBTT)は標準材に比べ高温側に約40K移動していた。これはモックアップ製作行程中の熱処理が原因と思われる。これらの結果より、粗大化をともなうHIP接合部のDBTTの高温側への移動が推測される。

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

第12回MAGDAコンファレンス(大分)講演論文集, p.191 - 196, 2003/00

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 Diffraction 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。

Understanding of mechanical properties of graphite on the basis of mesoscopic microstructure (Review)

石原 正博; 柴田 大受; 高橋 常夫*; 馬場 信一; 星屋 泰二

Proceedings of OECD/NEA 2nd Information Exchange Meeting on Basic Studies in the Field of High-temperature Engineering, p.225 - 241, 2001/00

高温工学に関する先端的基礎研究として進めている黒鉛材料を中心としたHTTRを用いた高温照射試験の現状について、(1)微細構造を考慮した破壊モデルの開発,及び,(2)気孔と超音波の相互干渉効果を考慮したヤング率の予測法に関してまとめたものである。破壊モデルの開発では、引張強度,強度の確率分布さらには曲げ強度について、微細構造と強度特性の関連性を述べた。また、ヤング率の予測法では、ヤング率に及ぼす酸化の影響について実測値及びモデルによる予測値の比較について述べた。