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陽電子消滅法を用いた原子力発電所ステンレス鋼配管の疲労損傷評価
Fatigue Damage Evaluation of Stainless Steel Pipes in Nuclear Power Plants Using Positron
Annihilation Lineshape Analysis
河口 恭寛（Yasuhiro Kawaguchi）＊
中村 規子（Noriko Nakamura）†

遊佐 覚（Satoru Yusa）†

要約 陽電子消滅法では，金属材料中の転位等の格子欠陥を検出し疲労による損傷程度を推定できることから，原子力発電所の１次系に用いられているステンレス鋼（SUS316）配管について，疲労による損傷度を陽電子消滅法を用いて評価することを試みた．陽電子源として68Geを用い，陽電子が材料中で対消滅したときに発生するγ線のエネルギーピークの広がりを測定しＳパラメータとして表した．加圧水型原子力発電所の加圧器下部のサージ管から切り出した実機材を陽電子消滅法で測定しＳパラメータを求め，これまでに得られているSUS316鋼の疲労寿命比とＳパラメータの関係と対比することで測定した配管の疲労損傷度の評価を行った．さらに，透過型電子顕微鏡で同じ実機材のミクロ組織観察を行い，転位の発生状況を観察することで陽電子消滅法による疲労評価の妥当性を確認した．その結果，基準としている受入材のＳパラメータのばらつきが±0.002程度であるのに対し，実機材と受入材のＳパラメータの差は−0.0013〜0.0014の範囲に収まっており，この実機材の値は受入材からの有意な差は見られず，またその実機材の透過型電子顕微鏡によるミクロ観察でも転位の発生状況が受入材と同程度であったことから，陽電子消滅法によるステンレス鋼の疲労損傷評価の妥当性を確認することができた．
キーワード

原子力発電所，疲労，陽電子消滅法，SUS316，ドップラー幅広がり測定，転位

Abstract
Since positron annihilation lineshape analysis can evaluate the degree of fatigue damage by
detecting defects such as dislocations in metals, we applied this method to evaluate that in a type 316
stainless steel pipe which was used in the primary system of a nuclear power plant. Using 68Ge as a positronsource, an energy spread of annihilation gamma ray peak from the material was measured and expressed as
the S-parameter.
Actual plant material cut from a surge line pipe of a pressurizer in a pressurized water reactor type nuclear
power plant was measured by positron annihilation lineshape analysis and the S-parameter was obtained.
Comparing the S-parameter with a relationship between the S-parameter and fatigue life ratio of the type316 stainless steel, we evaluated the degree of fatigue damage of the actual material. Furthermore, to verify
the evaluation, microstructures of the actual material were investigated with TEM (transmission electronmicroscope) to observe dislocation densities. As a result, a change in the S-parameter of the actual material
from standard as-received material (type 316 stainless steel) was in the range from −0.0013 to 0.0014,
while variations in the S-parameter of the standard as-received material were about ±0.002, and hence thedifferences between the actual material and the as-received material were negligible. Moreover, thedislocation density of the actual plant material observed with TEM was almost the same as that of the asreceived one. In conclusion, we could confirm the applicability of the positron annihilation lineshapeanalysis to fatigue damage evaluation of stainless steel.
Keywords

nuclear power plant, fatigue, positron annihilation, type 316 stainless steel, lineshape analysis,
dislocation

以上経過するものが増加しており，その設備の高経1． 緒言

年化に対し，使用されている構造材料の経年的な変軽水炉型原子力発電所が運転を開始してから30年＊（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所† 石川島播磨重工業（株）基盤技術研究所

現在化を把握し，それらの健全性を診断し余寿命を推定
関西電力（株）美浜発電所

178することが求められている．そのため原子力発電所

子は格子欠陥に引き寄せられ伝導電子と対消滅する

では機器の機能が損なわれる以前に経年劣化を検出割合が高くなる．金属材料中の電子を内殻電子と伝するため液体浸透探傷検査，超音波探傷検査，渦電導電子に分けると，伝導電子が陽電子と消滅した場

流探傷検査等の様々な検査が行われている．

合に発生するγ線のエネルギー分布は内殻電子と陽疲労については，構造材料中の欠陥，きず，介在電子が消滅した場合よりも幅の狭い鋭いピークの分物などを起点として，材料の降伏応力以下の小さな布となるl,¡0．従って，疲労より材料中に転位などの応力でも亀裂は徐々に成長し，最終的には急速破壊

格子欠陥が多くなると伝導電子との消滅割合が多くをもたらすことがある．疲労寿命の大部分は，巨視なり，陽電子が消滅して発生するγ線のエネルギー的な亀裂が顕在化する前の１˜ ３結晶粒内での亀裂の分布の幅が狭く，ピークは鋭くなる．

発生や安定成長などの時期に費やされるため a， s，測定に用いた陽電子消滅測定装置（AEA

この段階において損傷程度を把握することが重要とTechnology製 PALA-２）を図１に示す．装置は，高なる．本研究では，原子力発電所の一次系ステンレ

純度Ge単結晶γ線検出器（分解能：60Coの1.332MeV

ス配管の疲労について，繰り返し応力が作用し疲労のγ線に対しFWHM = 1.75keV，検出器を冷却するた損傷が生じる可能性がある箇所から切り出した実機めの液体窒素デュアーを含む），前置増幅器，高電圧材を供試体として，亀裂が顕在化し成長する以前の電源，計数部（主増幅器，アナログ/デジタル変換器，疲労損傷度を破断までの疲労寿命比として陽電子消カウンタ），解析部，陽電子源およびその他の構成部

滅法により評価することを試みた．陽電子消滅法は，品からなる．本研究では陽電子源に約3.7MBqの68Ge加速器や放射性同位元素から出る陽電子が材料中のを用いた．測定する実機材の表面汚染および放射化電子と対消滅する際に発生するγ線のドップラー拡によるγ線の検出器への影響を低減するため，試料がりや空間分布，あるいは陽電子が材料中で消滅すと検出器の間に陽電子の消滅γ線を通す検出用の穴るまでの時間分布を測定する方法であり，亀裂が発（前面から30mmまではφ８mm，30mmから60mmまで生する前の塑性変形による空孔や転位などの格子欠はφ14mm）を設けた鉛遮蔽（厚さ60 mm）を設置し，陥の増加に敏感であるd〜j．ここでは，原子力発電陽電子源の強度も高くした（通常，約740kBq）．陽電所内でのその場測定を行うことを目指しているため，子源は当て金材と一体化されており，測定時には当測定システムが簡単な消滅γ線のエネルギー広がりて金材の反対側から発する陽電子を測定試料に照射を測定する方法（ドップラー幅広がり測定）を採っする．試料中の電子-陽電子対消滅により発生したγた．

線を試料および陽電子源の前方に位置するγ線検出

これまでに筆者らは k，SUS316鋼の疲労試験片を器により検出し，検出器の出力パルスは増幅した後用いてドップラー幅広がり測定を行い，疲労損傷度にデジタル化しパーソナルコンピュータで解析した．と測定したパラメータとの関係を明らかにした．ま検出された信号はその場で解析し，消滅γ線のエネた，それら試験片のミクロ組織観察により疲労損傷ルギーピークの広がり程度を示すＳパラメータを計度による転位の発生状況も調べた．そこで，本研究算した．Ｓパラメータは，図２に示すように，消滅

では，原子力発電所の実機材を陽電子消滅法で測定γ線のエネルギーピーク中央部（511±0.89 keVの範し，得られたパラメータから疲労損傷度を評価した．

囲）でのカウント数と全体（511±14.83keVの範囲）さらに，透過型電子顕微鏡で転位の状況を観察するでのカウント数の比で表される．１回の測定時間がことで陽電子消滅法による疲労損傷度の評価の妥当６分程度で，同一箇所で５回の繰り返し測定を行い，性を確認した．

その平均値を測定点におけるＳパラメータとした．

2． 実験方法
2.1

陽電子消滅のＳパラメータ測定

材料中に転位や空孔などの格子欠陥があると，原子核が無いところに伝導電子がしみだし格子欠陥は負に帯電した状態となるため，正の電荷を持つ陽電179

標準線源
7Be

液体窒素デュアーであり，測定に影響がない範囲（100μSv/h以下）に鉛遮蔽収まっている．
供試体

これらの供試体の陽電子消滅法で測定した箇所について透過型電子顕微鏡（TEM）によりミクロ組織観察を行った．

信号

γ線検出器

信号

陽電子源
68Ge

主冷却材管

加圧器

・増幅器
・A/D 変換器
・カウンター

コンピューター

加圧器

図１ ドップラー幅広がり測定による陽電子消滅測定装置

220 mm100mm 100mm

欠陥あり（欠陥中で消滅）

主冷却材管

溶接線
切断線

図３

加圧器サージ管の切断位置（図中の丸番号は，供試体の番号を示す）

欠陥なし（完全格子中での消滅）

主冷却材管

511keVS=
図２

消滅γ線のエネルギー

ピーク中央部のカウント数
全体のカウント数

加圧器

ドップラー幅広がり測定におけるＳパラメータ
主冷却材管

2.2

供試体

本研究では，原子力発電所の一次系配管で内部の流体の温度変化が激しく，熱による繰り返し応力が
図４

加わり疲労が起こりやすいと考えられている加圧器

供試体の採取箇所と主冷却材管をつなぐ加圧器サージ管の水平部から（着色部が測定用に採取した供試体で，Wは溶接線側切り出した試料を供試体とした．供試体の採取箇所を示す）を図３および図４に示す．材質は，SUS316で，発電所の運転開始以降30年近く供用されたものである．

3． 実験結果および考察測定した供試体の大きさは約50mm×30mm×20mm
で，実機から切り出した段階での配管の表面線量当3.1

陽電子消滅測定結果

量率は0.6〜1.1mSv/h（表面から50mmの位置）と高いため，消滅γ線の測定における表面汚染によるγ線配管から切り出した供試体のＳパラメータを標準の影響を低減するため供試体表面を除染し，測定面に材として用いたSUS316の受入材からのＳパラメータあたる配管の切断面をエメリ紙で800番まで研磨しの変化量として図５に示す．Ｓパラメータの変化量た．陽電子消滅法による測定は，８個の切り出したは，どの供試体においても内表面側および外表面側供試体について，それぞれ配管の切断面で外表面にで−0.0013〜0.0014の範囲に収まっており，受入材自近い箇所と内表面に近い箇所の２箇所について行っ体のＳパラメータの測定によるばらつきが±0.002程た．陽電子消滅法で測定した際の供試体の表面線量度であることから受入材からの有意な差は見られな

等量率は最大で13μSv/h程度（表面から50mmの位置）

い．

180

筆者らのこれまでの研究 kで得られている，SUS

0.02

行ったときの疲労損傷度とＳパラメータの関係を図６および図７に引用する．疲労損傷度とＳパラメー
タの変化量の間には高い相関関係がある．図６は，正弦波による荷重制御（周波数：1.7Hzおよび２Hz）で，応力振幅が200〜250MPaの範囲で疲労試験を行Sパラメータの変化量

316鋼の丸棒試験片に１軸の完全引張圧縮疲労試験をったときの疲労寿命比とＳパラメータの変化量の関200MPa ( BA)
215MPa ( BA)
220MPa ( P)230MPa ( A)230MPa ( BA)
230MPa ( N)240MPa ( N)
250PMa ( N)

0.015

0.01

0.005

係を示す．疲労寿命比の増加に伴いＳパラメータの00.01

変化量は増加し，その傾向は応力振幅に依存してい0.1ない．図７は，三角波（歪み速度：0.4％/s）あるい
は正弦波（周波数：１Hz）で歪み振幅が0.25〜0.31％

110100疲労寿命比 (%)

図６

荷重制御疲労でのSUS316鋼の疲労寿命比とＳの範囲で疲労試験を行ったときの疲労寿命比とＳパ

パラメータの変化量の関係k,（ ）はロット名をラメータの変化量の関係を示す．歪み制御の場合も，示す

疲労寿命比の増加に伴いＳパラメータの変化量は増加し，その傾向は歪み振幅に依存しない．歪み制御

0.02

タは早くから上昇するが，疲労末期（破断時）では両者とも0.016〜0.020 になっている．
供試体を切り出した箇所では，配管の内部流体の温度変化に起因する応力による歪み制御的な疲労が主体と考えられることから，図７の歪み制御での疲
労寿命比とＳパラメータの関係を適用すると，疲労

Sパラメータの変化量

では，荷重制御に比べ疲労初期においてＳパラメー

0.015

0.01
0. 25% ( N)
0. 28% ( N)
0. 31% ( P)0.005

寿命比が0.1％でＳパラメータの変化量が0.008程度で00.01あり，測定で得られた実機材のＳパラメータ変化量0.1が最大で0.0014であることから供試体の疲労損傷は認められず受入材と同等な状態であることがわかる．

図７1疲労寿命比 (%)

10100

ひずみ制御疲労でのSUS３１６鋼の疲労寿命比とＳパラメータの変化量の関係k,（ ）内はロッ
ト名を示す

Sパラメータの変化量

0.02
外表面側
内表面側

0.015

3.2

ミクロ組織観察結果

供試体のTEMによるミクロ組織観察結果をそれぞ0.01

れ図８に示す．どの供試体においても，転位等の格子欠陥は少なく，また析出物も観察されていない．

0.005

これまでに，筆者らの研究で得られた，歪み制御疲労を付与させたSUS316鋼試験片（受入材，疲労寿命0比１％ および100％）のTEMによるミクロ組織観察結果をＳパラメータの変化量と併せて図９に示す．疲

図５

供試体

労寿命比の増加あるいはＳパラメータの変化量の増実機ステンレス配管（SUS316）のＳパラメータ加に伴い，転位が絡まるように増加し，転位の密度測定結果が高くなっている．ステンレス鋼SUS316は1000℃以上で固溶化熱処理を行っているため受入状態でのミクロ組織は転位などの格子欠陥が少なく，また析出物も観察されない．供試体のミクロ組織観察結果を

181(a) 供試体 wW(b) 供試体 e(c) 供試体 r(d) 供試体 t

図８

加圧器サージ管の水平部から切り出した供試体のTEM観察写真

図９ SUS３１６鋼の荷重制御およびひずみ制御疲労試験材料のTEM観察写真

182

これらの疲労損傷材のミクロ組織観察結果と比較す
ると，供試体の転位の状況は受入材に近く，疲労損傷はないことがわかる．従って，これらのことから陽電子消滅法で測定したＳパラメータでの疲労損傷度評価の結果がミクロ組織観察による結果と一致しており，陽電子消滅法による疲労損傷評価の妥当性を示すことができた．

4． 結言
金属材料中の転位などの格子欠陥を敏感に捉える
陽電子消滅法のうち陽電子が材料中で消滅したときに発生するγ線のエネルギーピーク広がりを測定す
るドップラー幅広がり測定を用いて，原子力発電所で長期間使用されていた実機配管SUS316鋼の疲労損傷度評価を行った．

その結果，測定した実機材のＳパラメータは受入材から−0.0013〜0.0014の変化範囲に収まっており，受入材と有意な差はなく疲労損傷はないと評価された．また，測定した実機材のTEMによるミクロ組織観察により転位の発生状況が受入材に近いことが確認され陽電子消滅法による疲労損傷評価と同様の結論を得た．これにより，陽電子消滅法による実機材料であるSUS316鋼の疲労損傷評価の妥当性を示すことができた．

文献a 矢川元基 編, 破壊力学, 培風館, p.85-89 (1994).
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