| 研究概要 |
本研究においては、軽水炉炉心構造材料が使用中に中性子の照射を受け、格子原子との(n,α)反応によって材料中に発生し蓄積するヘリウムが、その後の補修溶接による加熱で材料をどのように劣化させるかについて、模擬的な加熱実験と微細組織変化の解析から、劣化予測モデルを立てることを目的としている。具体的には(1)加速器によるヘリウム注入、(2)模擬的な加熱処理、(3)透過型電子顕微鏡による微細組織観察と評価、(4)ヘリウムキャビティの形成条件のモデル化、(5)粒界におけるヘリウムキャビティの形成モデルの検討、(6)キャビティ形成材におけるその後の追加照射による粒界偏析、組織変化、(7)照射組織と粗大すべりなどの不均一変形と粒界近傍の変形挙動、(8)粒界脆化とキャビティ形成の関係を明かにする。18年度は下記のような成果を得た。
加速器により10,100,1000ppmのヘリウムを予注入し、850℃および1050℃で5,50,500,5000分間保持し、その後の透過型電子顕微鏡による微細組織観察を行い、結晶粒界への微細なバブルの析出についてHe量、再加熱温度依存性、保持時間依存性の情報を得た。これらのデータを元にバブル成長を拡散モデルで検討した結果、この条件下ではバブルの成長は表面拡散によって支配されることが明かとなった。またHe含有材の溶接材の再照射による組織の変化を検討した結果、溶接熱処理によって形成したHeバブルは300℃の再照射条件下でも成長すること、結晶粒内には転位ループが形成し照射硬化が起こること、しかし結晶粒界への新たなバブルの析出は起こらないことなどが明かとなった。これは再溶接材の再照射による照射硬化の挙動が熱履歴の有無に関わらす発生すること、マトリックスの照射硬化とバブル形成による粒界強度の低下、応力負荷による粒界への応力集中により、粒界割れが発生する可能性があることが明かとなった。
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