研究課題
基盤研究(C)
軽水炉圧力容器の中性子照射脆化は、原子力発電所の寿命を決定するほどの重要な劣化事象のひとつである。本研究では、圧力容器の保全で用いられる既存の脆化予測式よりもさらに厳密な理論に基づく脆化予測について検討した。特に、照射脆化の要因のひとつである銅リッチ析出物の核生成過程のマルチスケールモデリングを行った。そして、シミュレーション結果と既存の予測式および原子炉照射で得られている実測データの整合性を確認した。
原子力材料
