先進原子力材料の開発と展望
木.

は じめ

村晃彦に原子力材料を語る上で，福島県における原発の津波災害に触れずにはおられない．津波を受けた原発は，現在冷温停止状態に達し，安定してはいるものの，水素爆発がもたらした
放射能による環境汚染は今後も予断を許さない．基幹エネル
ギーの在り方，例えば，今後，原子力とどう向き合っていく
図1

べきかの議論・討論が様々な場で行われているが，ここで国際原子力プラントメーカーの推移．

は，先般の被災に関連し，今後，材料研究者として，どのように原子力材料研究を進めるべきかについて，現状を整理すると共に，将来展望について述べてみたい．

を含め，5 か国で14基が新たに着工され，今後は世界で合計75基，約7,600万 kW が建設予定である．中国とインド，お.

震災後の原子力を取り巻く国際動向

よびロシアでの拡大が目覚ましく， 75 基のうち 4 割にあた
る 30 基が中国のプロジェクトによるものである．新たに着我が国に限らず，地球規模でのエネルギーの安定供給と地工あるいは建設許可が下りた 14 基の内訳は，中国の 6 基，球温暖化対策のためには，エネルギーの高効率利用が不可欠

インドの 4 基，ロシアの 2 基，ブラジルの 1 基となっていである．特に近年は， CO2 の排出削減において，原子力エる．

ネルギーに対する期待が大きく，その利用はグローバルなエ

この様な国際動向の中で，高い原子力技術力を持つとされネルギー施策と考えられていたが，今回の事故は世界各国にているプラントメーカーの世界 3 大グループ(三菱重工

多かれ少なかれ影響を及ぼしている．

AREVA，東芝(Westinghouse)，日立製作所GE)のいず

東日本大震災以降の原子力政策に関する国際動向(平成22れにも日本企業が含まれており(図参照)，近年の原子力エ年( 2010 )度科学技術基礎調査等委託「世界の原子力事情にネルギー開発における我が国の世界競争力は群を抜いてい関する調査」， 2011 年 5 月 10 日，内閣府，原子力政策担当

る．さらに，原子力材料の研究・開発に関しては，素材を提室)によれば，原子力先進国(米国，フランス，ロシア，韓国供する我が国のメーカーによる大型鋳塊の製造や長寿命化の等)においては，「原子力エネルギーは，重要なエネルギー源技術開発など，鉄鋼材料の製造技術において世界を大きくリとして位置付けられ，一層の安全性向上を図りつつ，その利ードする業績を示してきたことは良く知られている．

用を維持する」とされている．原子力拡大国(中国，インド

原子力に係る材料開発という観点からは，大きく 2 つの等)においては，「短期的には，原子力拡大の動きは停滞する考え方が示されている．先ず，軽水炉の高経年化に伴う材料可能性はあるものの，長期的には安全性向上を図りつつ，開課題克服のための開発と，次に，その延長として次世代の原発促進を継続する」との見解が示されている．また，新規導子力発電プラント用材料の開発である．具体的にあげれば，入国(トルコ，ベトナム等)においても「安全性向上を図りつ

前者は，既存材料の高経年化に伴う材料挙動評価や予測，材つ，当該計画を推進する」とされている．一方，原子力回帰

料劣化の非破壊検査法，劣化材料の補修技術，交換用の新素国(ドイツ，イタリア等)においては，「原子力への回帰の動材の開発などであり，後者は，さらに苛酷な照射環境(先進きは失われ，脱原子力を目指す」とされている．

原子力システム)に耐える「革新的な材料」の開発があげら

現在( 2011 年 5 月)建設中の原子炉としては，中国の 6 基

れる．

京都大学教授エネルギー理工学研究所(〒6110011 宇治市五ヶ庄)
Prospect of Advanced Nuclear Materials R&D; Akihiko Kimura(Institute of Advanced Energy, Kyoto University, Uji)
Keywords: radiation tolerance, oxide dispersion strengthened steel, nanooxide particle
2012年12月12日受理

小特集.

材料開発における照射研究

次世代炉材料に課せられる要件の中で最も重要視される耐照射性能の付与のための技術開発においては，高い照射量までの照射効果挙動を確認しておく必要がある．具体的には，対象となる照射環境下での照射効果の照射量依存性および照射温度依存性を明らかにしておくことがあげられる．照射効
果は，照射前後における材料特性や性能の変化によって示される．照射前の熱影響評価においては，一般に温度が低い場
合は，材料組織変化は小さいが，温度が高くなると，熱時効に伴う組織変化と材料のマクロ挙動変化が生じるようになる．場合によっては，熱的影響が照射影響を凌駕する場合も当然あり得る．

図2

通常，照射効果は，熱的平衡状態への組織変化を促進する

照射硬化量およびボイドスウェリング量の照射量依存性の模式図．

場合と非平衡組織を誘起創成する場合の二つに分類される．
前者は，照射により，組織変化の担い手である空孔(あるいは格子間原子)が多量に導入されることによる．このこと照射硬化量が増大し，飽和する照射量は小さくなる傾向を示

は，式( 1 )を見れば明確である．式( 1 )は熱的な組織変化している．照射硬化のように，低照射量のデータから高照射の速さの度合いを示す固体中の原子の拡散係数(D )を表して量における飽和レベルの値を予測できる場合は，高照射量まいる( D0 前指数項， k ボルツマン因子， T 温度( K ))．

での照射データを取得する意義はそれ程高くは無い．一方，拡散の活性化エネルギー(E )は，空孔の形成エネルギー(EF)ボイドスウェリングは，高照射量の領域において急激に上昇と移動のエネルギー(EM )の和で表され，式( 1 )から拡散係するため，その閾値など，高照射量領域における照射データ数は，空孔濃度と空孔移動頻度の積に比例することが判る．の重要性は高くなる．ヘリウム脆化などの核変換生成物の影

非照射の場合は，空孔濃度はその温度における熱平衡濃度で響などに関しても，照射量の増大に伴い核変換生成物が蓄積あるが，照射下では照射による原子の弾き出し損傷として形していくため，高照射量領域においてその影響が顕著になっ成される空孔の濃度が熱平衡濃度に比べ，格段に大きくなるていく．

ため，拡散係数が大きくなり，組織変化が促進されることになる．一方，もう一つの点欠陥である格子間原子も組織変化.

酸化物分散強化鋼の開発に寄与するが，使用温度において空孔に比べ易動度が大きく，照射環境や材料の影響を受けにくい．

核融合炉の開発においては，高エネルギー中性子照射によ(1)る材料の結晶格子の弾き出し損傷および核変換ヘリウムによ熱平衡組織に漸近する過程は，ある程度の予測が可能である材料劣化が懸念されており，それらに耐える構造材料の開る．一方，非平衡組織の創成においては，組織は照射により発が不可欠である(1)．また，高速炉の開発においても，高燃誘起されるものであり，多くの場合，予測不能の現象を伴う焼度燃料被覆管の開発が重要視され，ここでも材料開発がシ場合が多い．全く新しい材料の実用化に際しては，非平衡組ステム実現の鍵を握っている(2) ．核融合炉や高速炉の環境織創成の現象を確認しておく必要性が高くなる．すなわち，は，軽水炉に比べ，より高温であると共に，高い照射量の中材料の実用化に向け，その特性や性能に関する確証を得るた性子照射を受けるため，高温高強度，高温耐食性および耐照めには，想定される照射条件下における材料挙動を確認して射性能に優れた構造材料の開発が期待されている．また，米おく必要がある．

国の TerraPower 社(Principal Owner: Bill Gates)は，劣化ウ

D＝D0 exp{－(EF＋EM)/kT}

前述したように，照射効果の照射量依存性は材料開発におランを使用し，最長100年間燃料交換なしで運転することのける最大の関心事であるが，照射効果の種類により，その重可能な Traveling Wave Reactor (TWR)と呼ばれる次世代型要性は異なる．図は，照射硬化およびボイドスウェリング原子炉の研究開発(3)を行っており，ここでも高性能の燃料被(体積膨張)の照射量依存性を模式的に示している．照射硬化

覆管の開発が必須とされている．

に関しては，低照射領域において急激な変化が生じている酸化物分散強化鋼(Oxide Dispersion Strengthened Steels:が，ある照射量において飽和する傾向を示している．これにODSS )は高温高強度化を狙ったナノスケールの酸化物粒子

対し，ボイドスウェリングの場合は，低照射量領域においてを高密度に分散させたマルテンサイト系およびフェライト系はほとんど変化が認められないが，ある照射量を超えると変の鉄鋼材料であり，優れた強度特性を示すとともに，耐照射化量が顕著になる．この照射量依存性の挙動は，照射温度が性能に優れていることが判明しており，世界各国において実異なると変化し，照射硬化の場合，照射温度の低下に従い，用化を目指した照射下実証試験が進められている(4)．

ま て り あ 第51巻 第 4 号(2012)Materia Japan

射温度はやや高いが，硬化量は RAFS の約 200 MPa に比

耐照射性能付与べ，かなり小さく照射による変化の少ないことから，ODSS通常のフェライト鋼(Reduced Activation Ferritic Steels:は耐照射性能に優れていることが判る．熱中性子炉において，RAFS)と ODSS の照射影響を比較した場合，最も特徴的な

300 °C で 3 dpa 照 射し た ODSS の照 射 硬 化 量 は 約 100 MPa

相違は，引張伸びに及ぼす照射の影響である．図は，で あ り ， 照 射 温 度 を 考 慮 し て も ， ODSS は RAFS 鋼 に 比RAFS ( 12Cr Ferritic steel )と ODSS ( 12Cr ODS steel )の室

べ，耐照射性能が良い．中性子スペクトルや照射速度の相違

温における引張挙動に及ぼす熱中性子炉(High Flux Isotopeもあるが，高速炉と熱中性子炉を用いた中性子照射実験にお†)の影響を示しており，Reactor: HFIR)照射(300°C, 2.8 dpaける照射硬化挙動に顕著な差はみられていない．この様な現照射により RAFS の伸びが顕著に低下しているが， ODSS象は，照射量が 1 dpa に満たない材料試験炉( Japan Materi-の伸びはほとんど変化していないことがわかる．

als Test Reactor: JMTR)照射においても観察されている(4)．

一般に，材料は硬くなると脆くなることが知られているが，ODSS と RAFS の耐照射性の大きな相違は，ヘリウム脆ODSS の照射硬化においてはそれが当てはまらない．この室化挙動にも見られている．核融合炉のブランケット構造材料

温での現象は，照射影響が延性破壊を促進することで説明さとして RAFS を使用した場合，中性子照射による核変換反れる．通常，伸びの減少が認められれば，脆化が生じたと表応で生じるヘリウムの生成速度は約 15 atppm/dpa とされて現される．しかし，脆化はあくまでも破壊挙動から判定されおり，数年の運転でヘリウム生成量は 1000 atppm を超えるべきであり，単純に伸びの減少から脆化が生じたとは言いる．図は， RAFS(F82H 鋼)および ODSS( 15Cr ODS 鋼)難い．延性破壊の促進は，くびれ現象の促進であり，そこでのミニサイズ衝撃試験片( 1.5 × 1.5 × 20 mm3 )の V notch 部は塑性変形が局所的に生じている．この実験事実に基づくに 1000 atppm のヘリウムを注入し，延性脆性遷移挙動を調と，ここでの照射脆化は「局所的な塑性変形の促進による伸べた結果を示している(6) ．ヘリウム注入の前後において，びの減少」として説明される．ODSS においては，ナノサイ

RAFS は DBTT が顕著に上昇し，ヘリウムが注入された領ズの微細な酸化物粒子が局所的な塑性変形を抑制すること

域の破壊様式は注入前のへき開破壊から粒界破壊へと破壊様で，伸びの低下がほとんど見られなかったと解釈することが式が変化している．一方，ODSS では延性脆性遷移挙動およできる(5)．以上の考察は，照射影響のメカニズムに関するもび破壊様式にほとんど変化が見られず，極めて高い耐ヘリウので，高速炉( 450 °C, 14 dpa )あるいは熱中性子炉( 300 °C,ム脆化特性を持つことがわかる．ODSS の優れた耐性は，ナ2.8 dpa)での照射後のいずれにおいても共通する現象である．

ノスケールの酸化物粒子と母相の界面のほとんどが半整合

12Cr ODS 鋼を高速炉で照射した場合( 450 °C, 14 dpa )は，(図参照)であり(7) ，それらの界面がヘリウム原子を捕獲

約 50 MPa の照射硬化が見られている． RAFS に比べ，照し，ヘリウムの粒界上での析出を妨げることによることが判明している(8)．


酸化物粒子の相安定性と Fe/Cr 二相分離酸化物分散強化鋼を原子力材料として使用する場合，その優れた性能を発現させているナノスケール酸化物粒子の微細図312Cr ferritic steel (RAFS)および12CrODS steel(ODSS)の引張変形挙動に及ぼす HFIR 照射の影
響．

† dpa(displacementper atom)原子の弾き出し損傷量を示す単位で，軽水炉の炉心材料で数 10 dpa，核融合炉ブランケット材料では数百 dpa の照射損傷を受けると試算されている．



図4

F82H ( RAFS )および 14Cr ODSS の延性脆性遷移挙動に及ぼすヘリウム注入の影響．

小特集

図6

高速炉(FFTF/MOTA)中性子照射した12Cr フェ
ラ イ ト 鋼 ( RAFS ) の TEM 組 織 ( 左 図  転 位 組織，右図Crrich 相)．

く，照射硬化は飽和の傾向にあると言える．
図515Cr4AlODSS 中の(Y, Al)酸化物粒子(整合及び半整合)の TEM 組織(7)．

.

材料照射研究への期待

我が国の材料試験炉( JMTR )の特徴は，温度制御照射や途中引き抜き照射が可能であることに代表されよう．JMTR分散が照射下で安定であることが必須の条件となる．酸化物

温度制御照射に御尽力された先達に敬意を表し，その恩恵を粒子の相安定性に関しては，これまでに異なる見解が示され受けられることの有り難さを再認識したい． RAFS およびているが，イオン加速器を用いた照射実験では，照射温度ODSS の照射効果および組織変化は照射温度に依存する．照650°
C ，損傷量 60 dpa (損傷ピーク値で 180 dpa )の照射下に射温度400°C付近を境にして，中性子照射の影響は低温側でおいても平均サイズがほとんど変化しないことが観察されての硬化から高温側での軟化に転ずる．また，同じ鉄鋼材料でいる(9)．

も， ODSS では，照射温度の影響は RAFS とはその様相をNa 冷 却 高 速 炉 の 燃 料 被 覆 管 と し て は ， ク ロ ム 量 が 9異にしている．照射効果の理解において，照射温度の正確さ

massおよび 12 massのマルテンサイト/フェライト系のは絶対的なものであり，照射温度の精度の向上無しに，科学ODSS が開発されているが，これらの材料を超臨界圧水(Su-的根拠に基づいた材料の照射効果の理解は不可能であると言per Critical Pressurized Water: SCPW)や鉛ビスマス共晶っても過言では無い． JMTR の最大の特徴となっている温(Lead Bismuth Eutectic: LBE)中で使用する場合は，その耐度制御照射技術は，まさに，材料照射研究における根幹の技食性に大きな難点を抱えており，それを克服するための高ク術であり，先端技術を駆使した照射後試験機や観察・分析装ロム化が望まれる．一方，高クロム化は二相分離による熱時置，測定機器の存在価値を左右する技術である．この照射技

効脆化を起こし易くするため，脆化の許容できる範囲での高術を効果的に利用することで JMTR の存在意義は飛躍的にクロム化を行う必要がある．非照射の状態では，二相分離の高まり，原子炉材料研究の国の内外における拠点としての役最も生じやすい温度は 475 °C であることはよく知られてお割を果たすと期待される．さらに高精度の照射温度制御技術

り，この温度をピークにして低温側および高温側では二相分の開発を期待したい．

離は生じにくくなる．また，クロム濃度が 13 を超えると接合においても課題が生じてくる(10)．

原子炉の高経年運転においては，原子炉材料の健全性を確認することが不可欠であり， JMTR は科学的な根拠に基づ

米国の高速炉(Fast Flux Test Facility/Materials Openいた健全性予測を可能にするために必要である．科学的根拠

Test Facility: FFTF/MOTA)を用いた照射実験(12 massに基づいた材料挙動予測が可能になれば，そこから耐照射性Cr を含んだ RAFS)においては，二相分離が中性子照射によ能に優れた新材料の開発の指針が見えてくるであろう．次世り 促 進 さ れ る こ と が 確 認 さ れ て い る ． 図  は ， FFTF /代炉用の材料開発においては，確証試験として高照射量まで

MOTA で 373 °C に お い て ， 約 10 dpa ま で 照 射 し た 場 合 ののデータベースが不可欠であるが，原子炉を用いた高照射量TEM 組織を示している．左図は格子間型転位ループであの照射実験に要する研究期間はあまりに長い．必要なデータ

り，右図の黒い斑点模様は Cr rich 相である． Cr rich 相

ベースの性格をよく理解し，低照射量および高照射量で取得

は，格子間型転位ループと同様に，顕著な照射硬化を引き起すべきデータの意義を明確にして，材料照射研究を行うことこす原因となっている．転位ループと Crrich 相の区別が可が肝要である．

能であるため，観察された照射硬化におけるそれぞれの寄与を評価すると，ほぼ同等であることが判っている．照射量依.

学協会の役割存性に着目し，10 dpa と 15 dpa の場合とを比較すると，15dpa の方が照射硬化は大きくなっているが，その差は小さ

ま て り あ 第51巻 第 4 号(2012)Materia Japan

原子力プラントの建設や運転に係る規格基準または各種標準の策定における学協会の役割の重要性が指摘されている．

研究は，当分の間，停滞を覚悟せざるを得ない．しかし，安学協会は，産官学連携作業を実施する格好の場であり，公正全性向上を目的とする研究は，裏返せば高性能発現機構解明さ，公平さおよび公開性を確保するための仕組みが構築されのための研究でもあり，本質的な違いは無い．ているため，規格基準の策定に係る手続きを適正に行うこと

原子力分野に限らず，昨今の材料研究者は，材料の研究をが可能である．また，学協会の間の連携も不可欠である．日行うだけでは済まされない時代になっている．様々な観点か

本原子力学会と日本金属学会，日本機械学会，日本電気協会

ら材料を捉え，材料の開発から保守，再利用に至る研究の動あるいは腐食防食協会との間の連携もまた重要である．原子向と社会的要請を把握しつつ，当該材料の研究の在り方につ炉の規格基準に関しては，日本機械学会および日本電気協会

いても斟酌しながら材料科学の発展に貢献していくことが肝の関与および貢献は甚大である．一方，腐食防食協会，日本要であろう．

金属学会あるいは日本材料学会などの材料系の学協会との連携はほとんど見当たらない．高経年化に向けた規格基準の策

本内容の一部は，エネルギー対策特別会計に基づく文部科定は，多くの分野の融合と学協会の連携協力の下に行われる学省からの受託事業として，国立大学法人京都大学が実施しべきである．一例を上げれば，炉内構造物においては，原子た平成 21 年( 2009 )度「原子力システム高効率化に向けた高炉環境，構造体の応力分布および構造材料の照射影響が時間耐食性スーパー ODS 鋼の開発」の成果です．

と共に変化することを認識する必要がある．地震は構造体の文応力分布に影響を与えるであろう．このような複雑な事象の献理解とそれに基づいた規格基準の策定はそれぞれの分野や学協会の専門家が結集して初めて可能となることが容易に推測できる．これまでの原子炉に関わる社会的諸問題が材料に直接関わっていたことや多くの原子炉が高経年を迎えている現実を鑑みるにつれ，今後の規格基準の策定においては，材料関連の学協会の果たす役割は甚大である．

.

お わりに

震災・津波による原発災害は，我が国のエネルギー施策に大きな影響を及ぼしている．原子力の在り方が問われ，電力( 1 ) A. Kimura, et al.: J. Nucl. Mater., 367
370(2007), 6067.
( 2 ) 木村晃彦等高速炉燃料被覆管材料「スーパー ODS 鋼」，配管技術，52(2010), 59.
( 3 ) http://www.terrapower.com/Technology/ TravelingWaveReactor.
aspx( 4 ) A. Kimura, et al.: J. Nucl. Mater., 417(2011), 176182.
( 5 ) A. Kimura, et al.: J. Nucl. Sci. & Tech., 44(2007), 323328.
( 6 ) A. Hasegawa, et al.: J. Nucl. Mater., 386388(2009), 241244.
( 7 ) P. Dou and A. Kimura: Acta Materialia, 59(2011), 992998.
( 8 ) K. Yutani, et al.: J. Nucl. Mater., 367
370(2007), 423427.
( 9 ) H. Kishimoto, et al.: J. Nucl. Mater., 367370(2007), 179184.
(10) S. Noh, R. Kasada and A. Kimura: Acta Materialia, 59(2011),
31963204.
★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★の逼迫とエネルギーの確保は，迅速に解決すべき緊急の課題

1983年 3 月 工学博士(東北大学)
1996 年 5 月 京都大学エネルギー理工学研究所教授
現在に至る
専門分野材料強度学，鉄鋼材料学，照射効果，水素脆性◎原子力用鉄鋼材料の保全研究，核融合炉材料の開発，酸化物分散強化鋼の開発．

である．この状況下において，原子力材料研究の在り方も大きく変わろうとしている．原子力発電プラントの安全性の向上に係る研究はますます重要になり，科学的根拠に基づいたプラントの健全性の確認，より効果的な修理・補強技術の開発，非常時を想定した材料挙動予測技術の開発などの研究は重点的に実施されるであろう．一方，次世代炉開発のための★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★★
木村晃彦

小特集