圧力容器の照射脆化予測における Mn 成分の影響
公開日:
カテゴリ: 第3回
1. 緒言
脆化の予測は,このシフト量の経時変化,すなわち照射量依存性を予測することである。我国において用い ・我国の近い将来におけるエネルギー事情と原子力に られている脆化予測式は,日本電気協会の電気技術規 対する社会的情勢を考慮した場合,現在稼動中の原子 定原子力編[1]に示されている。基本的に A RTsorは, (1) カプラントの長寿命化はエネルギー政策上免れないと式で与えられている。 予想される。一方,営業運転を開始して以来,既に 30ART NDI (°C)= [CF ] ~ fa-blog | 年を経過した原子力発電所が現実に存在しており,こ---(1) れらの高経年原子力発電所を今後も高効率に,しかも ここで, [CF]は, Cu, Ni, P(母材のみ)および Si(溶 安全に運転していくためには,先ず,原子炉構造材料 接金属のみ)の関数であり, aおよび bは定数, f は の経年変化を正しく評価し,出来るだけ高精度に予測 中性子照射量(x10n/m2, E > MeV) である。Mn の影響 するための保全技術を充実させることが肝要である。 は考慮されていない。そこで本研究では,プラントの長寿命化により派生 2.2 照射脆化機構 する脆化予測課題として,軽水炉圧力容器の照射脆化 1 監視試験結果からその後の挙動をより正確に予測す 評価に及ぼすマンガン(Mn)元素の影響に着目し,従来るためには、 欠陥集合体などの照射脆化の支配因子を の照射脆化予測をさらに合理化および高精度化するた 明確にし,その発達機構を理解することが肝要である。 めの科学的基礎知見を得ることを目的とする。(a) マトリックス欠陥:不純物銅の少ない我国の圧力容器においては, 銅析出物よりもマトリックス欠陥によ 2. 国内照射脆化予測る脆化への寄与が重要である。鋼中不純物銅原子の数 2.1予測式には限りがあるため,銅の照射下析出は照射量が . 圧力容器鋼の照射脆化は,落重試験で得られる関連 100n/m2 以下で完了することがこれまでの研究におい 温度, RTsor (Reference Temperature Nil Ductility て示唆されている。一方, 弾き出し損傷は照射が進む限 Transition) や Charpy 衝撃試験による延性脆性遷移温 - り継続するため,寿命延長時には, これら欠陥集合体 度,DBTT (Ductile-Brittle Transition Temperature) の蓄積効果の発現することが懸念される。圧力容器鋼 の照射によるシフト量(AT)で評価されており,照射における代表的な欠陥集合体としては、 マイクロボイドや格子間型転位ループ (I-loop) があげられる [2-4]。 連絡先:木村晃彦,〒611-0011 宇治市五ヶ庄前者は陽電子消滅測定(PAS)からその存在が示唆され 京都大学エネルギー理工学研究所
てはいるが,後者に関しては TEM などでは観察されて TEL:0774-38-3476おらず, 非常に微細(<1nm) であると考えられている。 e-mail:kimura@iae. kyoto-u. ac.jp
尚,A533B 鋼を約 400°Cで照射すると I-loop が成長し て, TEM で観察されるようになる。PAS を用いた Feモデル合金の照射後焼鈍実験により, マイクロボイドは 350°C (30min) の焼鈍で分解するが, 照射硬化の回復は 400°Cの焼鈍で始めて生じることか ら, 照射硬化の主な支配因子を I-loop と考えることは 妥当である。この I-loop の蓄積が中性子照射量 10-4n/m2まで継続すると考えられるため, 寿命延長時に おける脆化の主要因となる可能性がある。3. マンガン影響マンガンは圧力容器鋼に含まれている合金元素の中 で最も含有量が高いが,その照射影響に関する研究は 意外に少ない。鉄に比べオーバーサイズの Mn は,空孔 との相互作用が強いと予測されることから,空孔集合 体あるいは空孔集合体と密接に関連している銅クラス ターとの相互作用が予測される。最近の研究によれば, Mn は他の合金元素に比べ,鉄基モデル合金の照射硬化 を著しく促進することが示されている。図1は,鉄基2元合金の照射硬化量の照射量依存性 を示したもので,Fe-Mn 合金の照射硬化量が Fe-Cu 合 金に匹敵する値を示していることがわかる。通常、銅 は不純物元素として鋼中に混入し、照射下において銅 の集合体を形成することにより照射脆化を促進するこ とが明らかになっている。一方、Fe-Mn 合金における 特徴としては、照射硬化量が顕著になるのは中性子照 射量が 10-0n/m2 台になってからであり,いわゆる圧力 容器が蒙る照射量としては寿命延長時(30年以降)に 相当するため、長寿命化における寿命評価においては マンガン影響を明らかにしておく必要がある。/ MPa中性子照射量(n/ar)口 5.3 x 1019 口 6.2 x 1009.1x1019照射硬化量““Fe-1Mo Fe-1Cu Fe-1Mn Fe-1Ni Fe-1Cr pure-Fe図 1: 各鉄基 2 元系合金における照射硬化量の照射量 依存性。溶質元素濃度は全て,ほぼ lat%である。 - 337 -160140-Fe-1MoFe-1 Cu -A-Fe-1Mn e-Fe-1Ni -Fe-10rpure-Fe120100―――――pgs? 05 XQDX 0650as-received350400450500550600Annealing Temperature, TIC図2:鉄基2元合金の熱時効に伴う硬さ変化。Fe-Cu 合金のみが顕著な時効硬化を示しており、Fe-M1 合金 などの他の合金は硬化を示さない。マンガンによる照射硬化促進機構としては照射促進 析出が考えられるが、熱時効による時効脆化は Fe-Cu 合金においてのみ観察されており、Fe-Mn 合金では見 られない(図2)。44.決言1. 圧力容器鋼の主要な合金元素であるマンガンの照射 硬化に及ぼす影響を調べ、マンガン影響が他の合金元 素に比べ極めて顕著であり、しかも、軽水炉の寿命延 長時期に相当する中性子照射量において初めて発現す ることが判明した。現行の照射脆化予測式にはマンガ ン影響が取り込まれていないことから、長寿命圧力容 器の照射脆化予測におけるマンガン影響調査が必要で ある。 長寿命圧力容 ●調査が必要で戸構造材の監視 協会 電気技M. Narui, J. 参考文献[1] 電気技術規程 原子力編 「原子炉構造材の監視 試験方法」 JEAC4201-2000(社)日本電気協会 電気技 術基準調査委員会 [2] R. Kasada, A. Kimura, H. Matsui, M. Narui, J. Nucl. Mater., 258-263(1998) 1199 [3] R. Kasada, T. Morimura, H. Matsui, M. Narui and A. Kimura, 19th Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 1366(2000) 448 [4] T. Kudo, R. Kasada, A. Kimura, K. Fukuya, K. Hono, H. Matsui, Trans. JIM, in press. i, M. Narui, J.ai, M. Narui and n on Materials,Fukuya, K. Hono,“ “圧力容器の照射脆化予測における Mn 成分の影響“ “木村 晃彦,Akihiko KIMURA,藪内 聖皓,Kiyohiro YABUUCHI,笠田 竜太,Ryuta KASADA
脆化の予測は,このシフト量の経時変化,すなわち照射量依存性を予測することである。我国において用い ・我国の近い将来におけるエネルギー事情と原子力に られている脆化予測式は,日本電気協会の電気技術規 対する社会的情勢を考慮した場合,現在稼動中の原子 定原子力編[1]に示されている。基本的に A RTsorは, (1) カプラントの長寿命化はエネルギー政策上免れないと式で与えられている。 予想される。一方,営業運転を開始して以来,既に 30ART NDI (°C)= [CF ] ~ fa-blog | 年を経過した原子力発電所が現実に存在しており,こ---(1) れらの高経年原子力発電所を今後も高効率に,しかも ここで, [CF]は, Cu, Ni, P(母材のみ)および Si(溶 安全に運転していくためには,先ず,原子炉構造材料 接金属のみ)の関数であり, aおよび bは定数, f は の経年変化を正しく評価し,出来るだけ高精度に予測 中性子照射量(x10n/m2, E > MeV) である。Mn の影響 するための保全技術を充実させることが肝要である。 は考慮されていない。そこで本研究では,プラントの長寿命化により派生 2.2 照射脆化機構 する脆化予測課題として,軽水炉圧力容器の照射脆化 1 監視試験結果からその後の挙動をより正確に予測す 評価に及ぼすマンガン(Mn)元素の影響に着目し,従来るためには、 欠陥集合体などの照射脆化の支配因子を の照射脆化予測をさらに合理化および高精度化するた 明確にし,その発達機構を理解することが肝要である。 めの科学的基礎知見を得ることを目的とする。(a) マトリックス欠陥:不純物銅の少ない我国の圧力容器においては, 銅析出物よりもマトリックス欠陥によ 2. 国内照射脆化予測る脆化への寄与が重要である。鋼中不純物銅原子の数 2.1予測式には限りがあるため,銅の照射下析出は照射量が . 圧力容器鋼の照射脆化は,落重試験で得られる関連 100n/m2 以下で完了することがこれまでの研究におい 温度, RTsor (Reference Temperature Nil Ductility て示唆されている。一方, 弾き出し損傷は照射が進む限 Transition) や Charpy 衝撃試験による延性脆性遷移温 - り継続するため,寿命延長時には, これら欠陥集合体 度,DBTT (Ductile-Brittle Transition Temperature) の蓄積効果の発現することが懸念される。圧力容器鋼 の照射によるシフト量(AT)で評価されており,照射における代表的な欠陥集合体としては、 マイクロボイドや格子間型転位ループ (I-loop) があげられる [2-4]。 連絡先:木村晃彦,〒611-0011 宇治市五ヶ庄前者は陽電子消滅測定(PAS)からその存在が示唆され 京都大学エネルギー理工学研究所
てはいるが,後者に関しては TEM などでは観察されて TEL:0774-38-3476おらず, 非常に微細(<1nm) であると考えられている。 e-mail:kimura@iae. kyoto-u. ac.jp
尚,A533B 鋼を約 400°Cで照射すると I-loop が成長し て, TEM で観察されるようになる。PAS を用いた Feモデル合金の照射後焼鈍実験により, マイクロボイドは 350°C (30min) の焼鈍で分解するが, 照射硬化の回復は 400°Cの焼鈍で始めて生じることか ら, 照射硬化の主な支配因子を I-loop と考えることは 妥当である。この I-loop の蓄積が中性子照射量 10-4n/m2まで継続すると考えられるため, 寿命延長時に おける脆化の主要因となる可能性がある。3. マンガン影響マンガンは圧力容器鋼に含まれている合金元素の中 で最も含有量が高いが,その照射影響に関する研究は 意外に少ない。鉄に比べオーバーサイズの Mn は,空孔 との相互作用が強いと予測されることから,空孔集合 体あるいは空孔集合体と密接に関連している銅クラス ターとの相互作用が予測される。最近の研究によれば, Mn は他の合金元素に比べ,鉄基モデル合金の照射硬化 を著しく促進することが示されている。図1は,鉄基2元合金の照射硬化量の照射量依存性 を示したもので,Fe-Mn 合金の照射硬化量が Fe-Cu 合 金に匹敵する値を示していることがわかる。通常、銅 は不純物元素として鋼中に混入し、照射下において銅 の集合体を形成することにより照射脆化を促進するこ とが明らかになっている。一方、Fe-Mn 合金における 特徴としては、照射硬化量が顕著になるのは中性子照 射量が 10-0n/m2 台になってからであり,いわゆる圧力 容器が蒙る照射量としては寿命延長時(30年以降)に 相当するため、長寿命化における寿命評価においては マンガン影響を明らかにしておく必要がある。/ MPa中性子照射量(n/ar)口 5.3 x 1019 口 6.2 x 1009.1x1019照射硬化量““Fe-1Mo Fe-1Cu Fe-1Mn Fe-1Ni Fe-1Cr pure-Fe図 1: 各鉄基 2 元系合金における照射硬化量の照射量 依存性。溶質元素濃度は全て,ほぼ lat%である。 - 337 -160140-Fe-1MoFe-1 Cu -A-Fe-1Mn e-Fe-1Ni -Fe-10rpure-Fe120100―――――pgs? 05 XQDX 0650as-received350400450500550600Annealing Temperature, TIC図2:鉄基2元合金の熱時効に伴う硬さ変化。Fe-Cu 合金のみが顕著な時効硬化を示しており、Fe-M1 合金 などの他の合金は硬化を示さない。マンガンによる照射硬化促進機構としては照射促進 析出が考えられるが、熱時効による時効脆化は Fe-Cu 合金においてのみ観察されており、Fe-Mn 合金では見 られない(図2)。44.決言1. 圧力容器鋼の主要な合金元素であるマンガンの照射 硬化に及ぼす影響を調べ、マンガン影響が他の合金元 素に比べ極めて顕著であり、しかも、軽水炉の寿命延 長時期に相当する中性子照射量において初めて発現す ることが判明した。現行の照射脆化予測式にはマンガ ン影響が取り込まれていないことから、長寿命圧力容 器の照射脆化予測におけるマンガン影響調査が必要で ある。 長寿命圧力容 ●調査が必要で戸構造材の監視 協会 電気技M. Narui, J. 参考文献[1] 電気技術規程 原子力編 「原子炉構造材の監視 試験方法」 JEAC4201-2000(社)日本電気協会 電気技 術基準調査委員会 [2] R. Kasada, A. Kimura, H. Matsui, M. Narui, J. Nucl. Mater., 258-263(1998) 1199 [3] R. Kasada, T. Morimura, H. Matsui, M. Narui and A. Kimura, 19th Effects of Radiation on Materials, ASTM STP 1366(2000) 448 [4] T. Kudo, R. Kasada, A. Kimura, K. Fukuya, K. Hono, H. Matsui, Trans. JIM, in press. i, M. Narui, J.ai, M. Narui and n on Materials,Fukuya, K. Hono,“ “圧力容器の照射脆化予測における Mn 成分の影響“ “木村 晃彦,Akihiko KIMURA,藪内 聖皓,Kiyohiro YABUUCHI,笠田 竜太,Ryuta KASADA