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316ステンレス鋼の中性子照射スエリングに関する研究
Study of 316 Stainless Steel Swelling Due to Neutron Irradiation

古谷 元（Gen Furutani）*

小西 隆男（Takao Konishi）**

要約 長期間運転を継続した加圧水型軽水炉（PWR）の炉内に用いられているオーステナイトステンレス鋼構造物に過大なスエリングが発生すれば，それに大きな応力が発生し，変形や応力腐食割れ（SCC）などの影響が現れる可能性がある．しかしながら，スエリングの発生程度を実機データで確認した例はこれまでほとんどなかった．そこで，PWRの炉内ではじき出し損傷量にして約35dpa中性子照射されたオーステナイトステンレス鋼の構造物から試料を採取し，機械的性質およびヘリウム生成量の測定を行うとともに，これを透過型電子顕微鏡により組織観察し，スエリング量を測定した．その結果，スエリング量は約0.02％であり，高速炉で発生するような数パーセント以上の値と比べれば十分小さな値に止まっているという結果を得た．
キーワード

PWR，オーステナイトステンレス鋼，スエリング，透過型電子顕微鏡

Abstract
Large stresses will be generated in the austenitic stainless steel core internals ofpressurized water reactors (PWRs) if excessive swelling occurs after long periods of operation. As aresult, deformation or stress corrosion cracking (SCC) could occur in the core internals. However,data on the swelling of irradiated austenitic stainless steel in actual PWRs is limited.
In this study, mechanical tests, measurement of produced helium amount and analysis usingtransmission electron microscopes were carried out on a cold-worked(CW) 316 stainless steel flux
thimble tube irradiated up to approximately 35 dpa in a Japanese PWR. The swelling was evaluatedto be approximately 0.02%. This level of swelling was much lower than the swelling of the more thanseveral percent that has been observed in fast breeder reactors.
Keywords

1.

PWR, austenitic stainless steel, swelling, transmission electron microscope.

はじめにが起こるとの説を発表した （2）．これに対し，米国
Westinghouse社のFosterほかは米国のPWRの炉内で高速増殖炉や核融合炉の炉心構造材料が高温にお照射されたオーステナイトステンレス鋼製のシンブいて高速中性子照射をうけるとスエリングとよばれルチューブのスエリング量等をもとに300〜440℃でる体積膨張を生じ，その量は数パーセント以上にも長期間照射（概略100dpa）されたSUS316CW（冷間（1）．しかしながら軽加工材）のスエリング量は3％以下であると発表し

水炉では高速増殖炉や核融合炉よりも使用温度が低た（3）．両者の結果は大きく食い違っており，さらにく，高速中性子照射量も少ないため，炉内構造物材データ特に実際の軽水炉での照射データを加えない料であるオーステナイトステンレス鋼には大きなスと，スエリングの評価をすることができない．

達することはよく知られているエリングは起こらないと考えられていた．けれども，このため，国内のPWRの炉内で使用されたオー米国PNNL（Pacific Northwest National Laboratory）のステナイトステンレス鋼製のシンブルチューブの中Garnerほかがいくつかの長期間運転を継続した加圧性子照射による損傷組織を透過型電子顕微鏡により水型軽水炉（PWR）で大きなスエリング（＞10％）

観察し，スエリングの発生量を評価した．

*（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所** 元（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

113

2.

実験

2.1

供試材

2.2 実験方法
まず第一に基礎的な引張試験と硬さ試験を行っ

本研究に使用した照射ステンレス鋼は，国内のた．次に金属組織を観察した．そして目的とするスPWRの炉内で使用されたSUS316CWステンレス鋼

エリング量の測定のために透過型電子顕微鏡による製炉内計装用シンブルチューブの一部を採取したもボイド観察およびボイドの成長に大きな影響を及ぼのである．

すヘリウム分析を実施した．なお，非照射材についこのシンブルチューブは原子炉運転中は燃料集合体の中心部のシンブルチューブガイドに下から挿入ても引張試験，硬さ試験および金属組織観察を行った．

され燃料集合体頂部に達している．そして，このシンブルチューブ内を小型の中性子検出器（核分裂電2.2.1

引張試験離箱）を移動させて炉内の熱中性子束分布を測定している．シンブルチューブの概略を図１に示す．

引張試験片の形状を図２に示す．島津製作所製サ

このシンブルチューブのうちの炉心軸方向の中心部

ーボパルサEHFEG100kN−40L形を使用し，試験温から試料を採取した．

度は320℃，雰囲気は大気中，歪み速度は約7×10 −3照射条件を表1に示す．シンブルチューブ材の化／min，繰り返し数は2回で試験を行った．

学組成を表2に示す．化学組成はSUS316の規格を満足している．
φ7.62
φ5.14（in mm）

シンブルチューブガイド
シンブルチューブ
シンブルチューブ
PWR燃料集合体

図１

シンブルチューブ説明図
表１

照射条件

照射温度

約310℃

照射サイクル

9サイクル

はじき出し損傷量約35dpa

表２ シンブルチューブの化学組成（wt％）
ＣＳi

ＭnＰＳ

ＮiＣrＭo

Ｃo

Ｆe

0.040

0.62

1.63

0.022

0.006

12.61

16.94

2.22

0.040

65.872

114

1.5R6f 3

7.6

1.24

153650

図２2.2.2（mm）引張試験片形状

硬さ試験

2.2.4

ボイド観察

（株）アカシ製遠隔操作型マイクロビッカース硬シンブルチューブを長さ10mmに切断し，この円さ試験機MVK−G1Rを使用し，1試料の円周方向断環より厚さ0.5mmの薄片を精密切断機を用いて切り面の板厚外表面部，中央部および内表面部について出し，機械研磨により最終試料厚さを0.1mmとした．

それぞれ6箇所（60゜間隔）の硬さを測定した．測

この板状試験片から透過型電子顕微鏡観察用試料形定位置を図３に示す．荷重は500ｇ，保持時間は15状である直径3mmの円板状試験片をパンチにて打秒とした．

ち抜いた．さらに，この円板状試験片の中心部をStruers製テヌポール3型電解ジェット研磨装置を使①②③って薄膜化した．
薄膜化した3試料について透過型電子顕微鏡④⑥⑤⑯⑰⑱（HITACHI HF−2000）を使用し，加速電圧200kVで観察倍率6万倍〜50万倍で観察を行った．
また，ボイドは径がおよそ1nmと小さいためフォー

60℃

カスをアンダーとオーバーにし，ボイドコントラス
トを反転させることにより明瞭化した．
⑭⑮⑬⑨⑧⑦⑫⑪⑩

図３

硬さ測定位置2.2.5

ヘリウム分析

シンブルチューブから精密切断機を用いて長さ1mmの円環を採取し，この円環より幅1mmの小片を精密切断機を用いて切り出した．この4個の小片について，これを加熱し，含有されているガスを試

2.2.3

金属組織観察料より放出させ，分析系内でスパイクガスと混合し，ヘリウムガス以外のガスを除去した後ヘリウムガス

シンブルチューブを長さ10mmに切断し，試験片量をＶｅｅｃｏ製GA–4型質量分析計で分析して求め長さ方向に垂直な面を自動研磨装置で研磨した．研た．この分析は米国PNNL（Pacific Northwest National磨面をエッチングした後，ライカ製遠隔操作型顕微

Laboratory）で行った．

鏡MM5RTを使用し，倍率100倍で写真撮影を行った．

115

2.3

実験結果

2.3.1引張試験

2.3.2

硬さ試験

硬さ試験の結果を表4に示す．外表面部，中央部および内表面部の値は6測定点の平均値である．硬さに引張試験の結果を表3に示す．また，得られた応力

ついては照射により硬さが大幅に増加し，非照射材

ー歪曲線を図4に示す．引張特性は照射により0.2％に認められたチューブ周方向断面内の硬さ分布は認

耐力及び引張強さは大幅に増加し，一様伸び及び破められず内外表面とも同程度の硬さであった．

断伸びが大幅に低下した．

表３

引張試験結果0.2％耐力

引張強さ

一様伸び

破断伸び

（MPa）

（MPa）

（％）

（％）

非照射材1349

465

19.1

24.7

非照射材2350

465

22.526.8

非照射材平均35046520.825.8

照 射 材18278320.34.8

照 射 材29699980.45.3

照射材平均8989150.45.1

試

料

1000
照射材２応力（MPa）

800
照射材１

非照射材２600

400
非照射材１2000051015202530

歪（％）

図４ 応力ー歪み曲線

表４ マイクロビッカース硬さ測定結果
試料

外表面部

中央部

内表面部

平均

非照射材

217.7

220.5

237.1

225.1

照 射 材

373.1

373.2

375.6

374.0

1162.3.3

金属組織観察

ボイド観察

2.3.4

金属組織観察の結果を図5に示す．金属組織観察

3試料について透過型電子顕微鏡観察を行った．

では照射材，非照射材とも標準的なオーステナイト

図6に観察されたボイドのアンダーフォーカス像と1相組織であり，フェライトや炭化物などの析出相オーバーフォーカス像の例を示す．また，観察結果は認められない．

を表5に示す．スエリング量の平均は約0.02％であ

管内面

管外面

（非照射材）（照射材）
図５金属組織観察結果(a)アンダーフォーカス
図６(b)オーバーフォーカス

透過型電子顕微鏡観察写真（試料名TEM1）

表５
試料名

平均直径（ｎｍ）

TEM1
TEM2TEM3
平均（３）

参考値

管内面

管外面

0.940.96
0.980.96
1

ボイド観察結果
数密度

スウェリング量−３（ｍ ）（％）

230.016230.020230.019233.92×10

0.018

230.03

3.77×10

4.21×10
3.77×10

6×10

117

り，高速炉で発生するような数パーセント以上の値約0.02％であり，Foster ほかのデータと同程度であと比べれば十分小さな値であった．この値はFoster

り，高速炉で発生するような数パーセント以上の値（3）

ほかのデータ2.3.5とほぼ同程度である．と比べれば十分小さな値であった．

謝辞

ヘリウム分析

本研究の透過型電子顕微鏡によるボイド観察とス重量が約2〜4mgの４試料について分析を行った．

エリング量評価については京都大学エネルギー理工得られたヘリウム含有量の平均値は約293appmであ学研究所香山晃教授の御指導を，また試験実施につり，ヘリウム生成速度は約8appmHe/dpaであった．

いては日本核燃料開発（株）の御協力を頂いた．記

Foster ほかの同様の研究結果（３）では，35dpa照射しして感謝の意を表する．

たSUS316CWのヘリウム生成量は208appm，ヘリウ
ム生成速度は約6appmHe/dpaであり，本試験の結果とほぼ同程度であった．

3．まとめ

文献
（1）（社）日本金属学会編

金属便覧：第11章

原子力材料 p.770，782 （1990年）．
国内PWRの炉内で使用されたSUS316CWステン（2）F．A．Garner et al．， Potential High Fluence

レス鋼製シンブルチューブの一部を採取し，基礎的Response of Pressure Vessel Internals Constructed

な引張試験，硬さ試験，金属組織観察を行うとともfrom Austenitic Stainless Steels ，Proc．of 6th Int．にスエリング発生状況を調べるための透過型電子顕Symp．on Environmental Degradation of Materials

微鏡によるボイド観察およびヘリウム分析を実施しin Nuclear Power Systems-Water Reactors，p.783

た．

（1993）．

引張特性は照射により0.2％耐力及び引張強さは（3）J．P．Foster et al．， 316 Stainless Steel Cavity

大幅に増加し，一様伸び及び破断伸びが大幅に低下

Swelling in a PWR ，J．Nucl．Mater．224

した．硬さについては照射により硬さが大幅に増加（1995）207．

し，非照射材に認められたチューブ周方向断面内の硬さ分布は認められず内外表面とも同程度の硬さであった．金属組織観察では照射材，非照射材とも標準的なオーステナイト1相組織であった．
透過型電子顕微鏡によるボイド観察の結果では，はじき出し損傷量約35dpaに対し，スエリング量は