INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 7131

PWR 一次系水模擬環境における中性子照射ステンレス鋼の粒界酸化の照射量依存性
Irradiation Dose Dependence of Grain Boundary Oxidation of Neutron Irradiated StainlessSteel in Simulated PWR Primary Water Environment
福村卓也（Takuya Fukumura）＊1

三浦

照光（Terumitsu Miura）＊1

克彦（Katsuhiko Fujii）＊1

福谷耕司（Koji Fukuya）＊1

藤井橘内裕寿（Yuji Kitsunai）＊2

要約
照射誘起応力腐食割れ（IASCC）機構の解明の一環として，中性子照射された SUS316
ステンレス鋼を用いて照射が粒界酸化に及ぼす影響を調べた．3 dpa, 19 dpa および 73 dpa 照射されたフラックスシンブルチューブ材から O リング試験片を加工し，320℃の PWR 一次系水模擬環
境で一定荷重を負荷したまま，応力腐食割れ（SCC）試験を行った．SCC 試験後，粒界断面の酸化状況を透過型電子顕微鏡観察により調べた．観察したほとんどの粒界にシャープなくさび状の粒界酸化が観察された．平均粒界酸化長さは照射量 3 dpa，19 dpa と 73 dpa でそれぞれ 100 nm，340 nm，400 nm であった．照射量 3 dpa から 19 dpa にかけては粒界酸化長さが比較的大きく増加し，73 dpa にかけて緩やかに増加する照射量依存性が認められた．粒界酸化部では Fe と Ni の欠乏と Cr の濃化が生じており，粒界酸化部の前方では粒界に沿って Ni の濃化も確認された．粒界酸化部とその近傍の組成分布は照射量により変化せず，基本的な酸化過程は照射量により大きくは変化しないと考えられた．
キーワード

照射誘起応力腐食割れ，ステンレス鋼，腐食，加圧水型原子炉，粒界酸化，粒界偏析

Abstract
To elucidate the irradiation assisted stress corrosion cracking（IASCC）
mechanism,eﬀects of irradiation on the grain boundary（GB）oxidation were investigated using irradiatedstainless steel specimens. O-ring specimens were prepared from 3 dpa, 19 dpa and 73 dpa
irradiated ﬂux thimble tubes and the stress corrosion cracking（SCC）test was performed in thesimulated PWR primary water environment at 320℃ with constant load condition. After the
SCC test, the oxidation state of the GBs was examined using a transmission electron microscope.
Sharp wedge-shaped grain boundary oxidation was observed in almost the GBs. The observed
average GB oxidation length at 3 dpa, 19 dpa and 73 dpa was 100 nm, 340 nm and 400 nm,
respectively. A relatively signiﬁcant increase of GB oxidation length from 3 dpa to 19 dpa anda moderate increase of GB oxidation length from 19 dpa to 73 dpa were observed. Fe and Ni
depletion and Cr enrichment were observed; additionally, Ni enrichment was observed in frontof the GB oxides. The distribution of major elements near the GB oxides was almost the same
before and after irradiation, therefore it was considered that the basic oxidation process did notchange signiﬁcantly due to irradiation.
Keywords

Irradiation assisted stress corrosion cracking, stainless steel, corrosion, PWR,
grain boundary oxidation, grain boundary segregation

1. はじめにIASCC）がある．IASCC は高温水中で中性子照射されたステンレス鋼に発生する粒界割れである．海軽水炉の炉内構造物の高経年化における重要外の加圧水型原子炉（Pressurized Water Reactor,

な技術的問題のひとつに照射誘起応力腐食割れ

PWR）では IASCC 事例としてバッフルフォーマボ（Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking,ルト（Baﬄe Former Bolt, BFB）の損傷（1） が知ら＊ 1 （株）原子力安全システム研究所＊ 2 日本核燃料開発株式会社

技術システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 7

132

れている．IASCC 発生条件や発生機構についてこ
（2）
〜
（5）

片の上下方向に専用治具を用いて一定荷重を負荷しが行われており，IASCC 発

た．上部荷重方向を０度とし，試験開始時の応力

生しきい応力については約 20 dpa までは照射量の分布を有限要素法（FEM）により解析した結果を増加に伴って大きく低下するが，約 20 dpa 以上で

図１（上：X 方向，下：Y 方向）に示す．90 度およはその傾向が変化する照射量依存性（6）〜（10）が知られび 270 度の外周側に最大 400 MPa の引張応力が負荷ている．

され，０度および 180 度の内面側に最大 900 MPa のれまで多くの研究

IASCC は SCC の発生要因である材料，環境，応力にそれぞれ照射が影響する複雑な事象である．中引張応力が負荷された．より詳細な SCC 試験条件
は前報（12）の通り．

性子照射により材料内には多量の欠陥（転位ループ
表１やキャビティ，析出物）や粒界偏析（Cr 欠乏，Ni

試験材の化学成分（wt%）

濃化等）が生じるため，これらが腐食挙動（表面酸

C

Si

Mn

Mo

Fe

化膜性状，
粒界酸化状況）や機械的特性に影響する．

0.04

0.62

1.63 0.022 0.006 12.61 16.94 2.22

Bal.

このため機構解明には，照射材の機械的性質の変化

表２とともに，高温水中での腐食挙動の理解が重要と考えられる．しかしながら，軽水炉環境における照射PS

そのため，INSS では照射ステンレス鋼の酸化状態について系統的にデータを蓄積し，その特徴を把握

Cr

試験材の照射条件

照射損傷量 中性子フルエンス（dpa）（n/m2）

ステンレス鋼の腐食挙動に関するデータは少ない．

Ni

照射速度
（dpa/s）

温度（℃）

３5.2 × 1025

8.7 × 10‑9

323

19

2.9 × 1026

4.8 × 10‑8323

1.1 × 10

27

‑7

297

73

1.5 × 10するため，中性子照射材を用いて PWR 一次系水模表３

擬環境で腐食試験を行い，酸化皮膜の性状や粒界酸
（11）
〜
（13）

化の状態を調べる研究を進めている．これまでに照射量 3 dpa および 73 dpa 材で粒内の腐食が照射量とともに増加すること，粒界の腐食が粒内より

PWR 一次系水模擬環境条件

温度 溶存水素
ほう酸
水酸化リチウム 溶存酸素（℃） （ppm） （ppm as B） （ppm as Li） （ppb）
320

2.7

500

２

＜１

（12）

も進行することを報告している．

本報告では中程度の照射量である 19 dpa 材につ2.2 SCC 試験片の観察および分析

いて PWR 一次系水模擬環境での粒界酸化挙動を詳細に調べた結果を加え，中性子照射ステンレス鋼のSCC 試験後の観察位置の一例として，73 dpa 材

粒界酸化の照射量依存性についてまとめた結果を報のデジタルマイクロスコープによる外観を図２
（上）

告する．

に，表面および断面分析位置を図２（下）に示す．
図２（上）の白丸に示すように，73 dpa 材では約2. 試験方法

10 度および 170 度の内面側と約 80 度および 260 度の外面側にき裂が認められたため，図２（下）の赤線2.1 試験材に示すようにき裂を避けて 270 度方向の中央部と外周部の２箇所を表面および断面観察位置とした．き

試験材は PWR で使用された冷間加工 SUS316 ス

裂は 19 dpa 材でも認められた．基本的に他の照射

テンレス鋼製炉内計装用シンブルチューブ（Flux

量の試験片でも同じ部位を観察対象としたが，19

Thimble Tube, FTT）であり，SCC 試験に供した 3

dpa 材については，よりき裂を避けるために約 225

dpa 材，19 dpa 材，73 dpa 材および未照射材である．

度方向から断面試料を採取した．

化学成分を表１に，照射条件を表２に示す．

断面の観察には円周方向を観察面とした．集束イ

SCC 試験片はチューブ状の FTT 材から 2 mm 幅

オンビーム（Focused Ion Beam, FIB）加工装置をの O リング状試験片を切り出し，試験片の切断面を用いて 100 nm 程度まで薄膜化した透過型電子顕微

機械研磨とバフ研磨により鏡面仕上げした．

鏡（Transmission Electron Microscope, TEM）試

SCC 試験は表３に示す PWR 一次系水模擬環境条料を作製し，TEM 観察とエネルギー分散型 X 線分

件で一定荷重で 1149 時間実施した．試験片の荷重

光（Energy Dispersive X-ray Spectrometer, EDS）

は図１
（上）の青矢印に示すように，O リング試験分析を行った．

INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 7

荷 重

133

荷重

0度

X方向

き裂

270度

90度

-1 GPa

180度

1 GPa

Y方向

外周部

-745 MPa

図１

中央部

400 MPa

O リング状試験片応力負荷方向と FEM による応力解析結果（上：X 方向，下：Y 方向）
青矢印：荷重負荷方向
白両矢印：応力解析方向

図２3. 試験結果
3.1 表面の腐食状況

3.2

73 dpa 材試験片の SCC 試験後の外観（上），表面および断面観察位置（下）青矢印：荷重負荷方向
白丸：き裂発生位置
赤線：表面および断面観察位置

断面の腐食状況

未 照 射 材，3 dpa 材，19 dpa 材 お よ び 73 dpa

3 dpa 材，19 dpa 材，73 dpa 材の断面の腐食状況

材の表面中央部の腐食状況の走査型電子顕微鏡の Z コントラスト像による比較を図４に示す．また，（Scanning Electron Microscope, SEM） に よ る 比

図４（d）には 73 dpa 材断面の拡大を合わせて示す．

較を図３に示す．

3 dpa 材では酸化膜は薄く，粒子状の酸化物もほ未照射材や 3 dpa 材に比べて 19 dpa 材と 73 dpa

とんど認められない．19 dpa 材と 73 dpa 材の酸化材では大きな粒状の腐食生成物が認められた．これ

膜は 3 dpa 材に比べて厚く，粒子状の酸化物も多く（11）からこの粒状の腐食生成物は Fe を主見られ，表面の腐食状況の観察結果と整合している．

体としたスピネル構造の酸化物であることが分かっ

酸化膜は元表面と考えられる平滑面を挟んで外層ている．なお，中央部と外周部の表面腐食状況には,から外と内層の２層構造である．過去の研究（11）（12）顕著な違いは認められなかった．

層は Fe を主体としたスピネル構造の酸化物であり，までの研究

内層は Cr を主体としたスピネル構造の酸化物であることが分かっている．

INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 7

134

a

1μm

a

b

5μm
b
c

タングステン保護膜

d

c

外層酸化膜
内層酸化膜
粒界酸化

d

母材

1μm

図４ 中央部断面の Z コントラスト像
a. 3 dpa 材，b. 19 dpa 材，c. 73 dpa 材，d. 73 dpa 材拡大

3.3 内層酸化膜厚さおよび粒界酸化長さ
図３ SCC 試験後の表面腐食状況（SEM）
a. 未照射材，b. 3 dpa 材，c. 19 dpa 材，d. 73 dpa 材

内層酸化膜厚さおよび粒界酸化長さと照射量の関係を図６に示す．図中のエラーバーは最大と最小で図４（d）の 73 dpa 材断面の拡大には粒界酸化がある．

観察された．3 dpa 材，19 dpa 材，73 dpa 材のそれ

内層酸化膜厚さとして Z コントラスト像を基にぞれ７個，３個，４個の粒界を詳細に観察したとこ

元表面からの酸化膜の厚さを 100 点計測し，平均値

ろ，その全てにシャープなくさび状の粒界酸化を確を評価した．各照射量の平均内層厚さは 3 dpa，19

認した．各照射量の粒界酸化を含む断面観察例を図

dpa，73 dpa でそれぞれ 20 nm，191 nm，173 nm

５に示す．

であり，照射量 3 dpa から 19 dpa で大きく増加する

図５（d）と（e）には酸化部の電子線回折の例とが 19 dpa 以上では飽和する傾向が認められた．

して 73 dpa 材の粒界酸化部と内層酸化膜の電子線

なお，内層は O が内方拡散して形成され，内層酸回折像を示す．内層酸化膜はリング状のスピネル構

化膜厚さは腐食の直接的な指標であると考えられる造の回折が認められた．粒界酸化部も内層酸化物とが，外層は母材の Fe が溶出し，Schikorr 反応を経ほぼ同様であるが，やや不明瞭であり，結晶性が低て形成され，溶出した Fe は系統水との間で物質移いと考えられる．

動を伴うため，
外層酸化膜厚さは評価から除外した．

粒界酸化部の元粒界では 19 dpa 材と 73 dpa 材でまた，中央部と外周部を比較すると，内層酸化膜

Z コントラスト像に濃いコントラストが見られた．

厚さの平均値は 3 dpa 材の中央部，外周部，19 dpa

Z コントラスト像では原子番号の二乗に比例した信材の中央部，外周部，73 dpa 材の中央部，外周部

号強度が得られ，粒界酸化した元粒界上で原子番号でそれぞれ 17 nm，23 nm，158 nm，225 nm，158の大きい原子の原子密度が低下していることを示し

nm，193 nm であった．各照射量とも外周部の内層ている．

酸化膜厚さは中央部に比べて僅かに大きい．図１

INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 7a135（下）に示すように SCC 試験開始時は中央部より外粒界酸化周部の方が高い引張応力が負荷されており，応力の影響により外周部でより内層酸化膜が厚くなった可能性が考えられるが，19 dpa 材と 73 dpa 材では試
験中にき裂が発生したため応力が試験中に変化しており，正確な応力履歴は不明である．

100 nm

粒界酸化の指標として，元表面から粒界に沿った

粒界

酸化長さを粒界酸化長さとして評価した．各照射b

量の平均粒界酸化長さは照射量 3 dpa，19 dpa，73
dpa でそれぞれ 100 nm，340 nm，400 nm であり，3 dpa から 19 dpa で大きく増加し，19 dpa から 73

粒界酸化長さdpa にかけて緩やかに増加する照射量依存性が認め
られた．

粒界酸化

粒界

3.4 粒界組成分布c

粒界酸化部を含む EDS 面分析の例として 73 dpa
材の結果を図７に，粒界に沿った線分析と粒界酸化部の粒界に垂直方向に点分析した例を図８に示す．

e

粒界酸化部を含む面分析と粒界に沿った線分析にdよる組成分布から粒界酸化部では Fe と Ni の欠乏，

粒界酸化

粒界
d

Cr の濃化および Si の僅かな濃化が認められた．粒界酸化部の先の母材側には顕著な Ni の濃化が認められた．これらの組成分布は他の照射量でも同様にe認められた．
粒界酸化部の粒界に垂直方向の組成分布から，O，
Fe，Cr，Ni が 10 nm 以上の幅で変化しているのが点分析

図５

粒界酸化を含む断面の Z コントラスト像および電子線回折像
a. 3 dpa 材粒界酸化部 Z コントラスト像
b. 19 dpa 材粒界酸化部 Z コントラスト像
c. 73 dpa 材粒界酸化部 Z コントラスト像
d. 73 dpa 材粒界酸化部電子線回折像
e. 73 dpa 材内層酸化膜電子線回折像

粒界酸化
先端

線分析

粒界酸化長さ/nm
内層酸化膜厚さ/nm

600
500
400

粒界酸化長さ300200

内層酸化膜厚さ

100
0
0

図６

20

40
60
照射損傷量/dpa80

内層酸化膜厚さおよび粒界酸化長さと照射量の関係

100 nm

図７73 dpa 材断面の EDS 面分析

INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 7

136

360
O

100

Si

Ni

Cr

Fe
300

粒界酸化先端粒界酸化部の先の母材側

粒界酸化部

80

240

60

180

40

120

20

60

0

計数（Fe）

計数（O,Si,Mo,Cr,Mn,Ni）

120

0
0

100

200

300

70

30

60

25

50

20

40

15

30

10

20

5

10

0

Fe,Cr 濃度（wt%）

O,Si,Mo,Mn,Ni 濃度（wt%）

距離 /nm
35

0
-10

-5

0

5

10

粒界からの距離 /nm

図８ 73 dpa 材の粒界に沿った線分析（上）および粒界酸化部の粒界に垂直方向の EDS 点分析（下）認められた．これらの組成分布は他の照射量でも同様に認められた．

4. 考察
4.1 粒界酸化部の組成に及ぼす照射影響
粒界酸化部では Fe と Ni が欠乏し，Cr と Si が濃化しており，粒界酸化の先の母材側では Ni の濃化を確認した．これらの酸化に伴った粒界の組成変化
は，粒内の酸化過程と同様に粒界より Fe の流出と

図９

粒界に沿った Fe, Cr, Ni, Si の組成分布

ともに Ni が粒界酸化部を超えて母材側の粒界へ移動したことによって生じたと考えられる．ただし，

Fe 比はいずれの試料も表面で 0.2 程度に低下し，粒内の酸化過程では Si の濃縮は認められておらず，粒界酸化の先端付近でほぼ１近くへ回復している．

Ni の濃化も顕著ではない場合があり，粒界の酸化Cr 比はいずれの試料もわずかに粒界酸化部の中央過程の方が粒内の酸化過程より物質移動が促進され付近でピークが，粒界酸化の先端近傍でボトムが認ている可能性が考えられる．

められる．Ni 比はいずれの試料も表面で 0.5 程度に粒界酸化過程が照射により影響を受けるか検討す

低下し，粒界酸化部先の母材側で 1.5 から２程度のるため，粒界に沿った Fe，Cr，Ni，Si の規格化しピークが幅 200 nm 程度で認められる．Si 比は粒界た組成分布を図９に示す．組成変化は TEM/EDSの酸化部で 1.1 から 1.8 程度のピークが認められるが線分析における特性 X 線の計数を表面から最も離計数が少ないためにばらつく傾向がある．粒界によれた測定点での計数で比をとり規格化して縦軸とりピークの位置や高さが若干異なるが，照射量で明し，横軸は粒界酸化先端からの距離とした．

確な違いは認められなかった．粒界酸化の基本的な

INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 7

137

過程は，3 dpa から 73 dpa の範囲では照射により大合金のような Ni 基合金で顕著な粒界酸化が生じる

きくは変化しないと考えられる．

ことが知られており，Ni の濃化も粒界の優先酸化に影響した可能性が考えられる．また Si は酸化ポ

4.2 粒界酸化長さに及ぼす照射影響

テンシャルが高く，濃化することで粒界の優先酸化を促進する可能性がある．現状ではこれらの粒界偏

粒界酸化長さは 3 dpa から 19 dpa にかけて大きく

析が粒界酸化長さに及ぼす影響を定量的には把握で増加し，73 dpa にかけて緩やかに増加した．内層きておらず，詳細な検討には Ni や Si の組成を変え

酸化膜厚さは 3 dpa から 19 dpa にかけて大きく増加たモデル合金を用いて，粒界組成と粒界酸化長さのしているが，19 dpa 以上では飽和傾向にある．

関係を把握する必要があると考えられる．

内層酸化膜が照射により厚くなる，即ち一様腐食が照射により促進されるのは，照射により母材に導4.3 粒界酸化長さと IASCC 特性

入された転位ループやキャビティ等の照射欠陥が拡散パスとして働き，物質移動が促進されている可能

粒界酸化長さと IASCC 特性（発生しきい応力と性が考えられる．転位ループやキャビティの密度は粒界破面率），硬さ，転位ループ密度，粗大すべり

照射量 10 〜 20 dpa で飽和しており，内層酸化膜厚

間隔，
粒界偏析
（Cr, Ni, Si）の照射による変化傾向（相

さが照射量 19 dpa 以上で飽和することと対応する．

対値）の比較を図 11 に示す．IASCC 発生のしきい

粒界酸化長さは照射量 19 dpa 以上でも緩やかに応力は約 20 dpa 程度まで大きく低下し，40 dpa 以

増加しており，内層酸化膜厚さと照射量依存性が降は緩やかに減少あるいは飽和傾向となる照射量依

異なる．3 dpa 材，19 dpa 材，73 dpa 材での粒界酸存性がある．粒界酸化長さは 3 dpa から 19 dpa にか（4）

による 3 dpa 材，25 dpa 材，73

けて大きく増加し，73 dpa にかけて緩やかに増加

dpa 材の粒界偏析量（Cr, Ni, Si）と対応させて整理しており，粒界酸化長さは IASCC 発生しきい応力

した結果を図 10 に示す．粒界偏析は高照射量でもと類似の変化を示している．ただし，他の指標でも進行しており，Cr の欠乏や Ni と Si の濃化の度合い

類似の変化を示しており，IASCC 特性を説明するが増加すると粒界酸化長さが増加する関係にあり，には更に詳細な検討が必要であると考えられる．

化長さと福谷ら

照射誘起偏析により粒界から Fe と Cr が欠乏し，Ni

粒界酸化長さと IASCC 特性の関係をより詳細にと Si が濃化することが粒界の腐食特性に影響して検討するためには同じ材料を IASCC 特性の異なる（14）いると考えられる．寺地らは Cr 濃度を変化させ環境で腐食試験を行うことが有効と考えられる．

た Fe-Cr-Ni モデル合金を用いて PWR 一次系水模擬
環境で腐食試験を行い，Cr 濃度の低い材料で表面酸化膜が厚く，腐食が促進されることを報告している．粒内と粒界の違いを考慮する必要があるが，粒界偏析により Cr 濃度が低下した粒界で優先的な酸(8)■ 定荷重試験の発生しきい応力（0~1000 MPa）
(15)
▲ SSRT試験の粒界破面率（0 〜 100%）(16)● 粒界Cr欠乏（0~8%）● 粒界酸化長さ（0 〜 500 nm，
本研究）
(16)
●
粒界Ni偏析
（0~15%）(16)▲ 硬さ増加量（0~200 Hv0.5）(16)● 粒界Si偏析（0~5%）(16)■ 転位ループ密度（0 〜 1x1023/m3）(17)◆ 粗大すべり間隔（0 〜 4µm）化が生じた可能性が推察される．Ni に関しては 600100

粒界酸化長さ/nm

Ni

80

Si

相 対 値 /%

Cr

600
500
400
300

60
40
20

200

0

100

0

0
-10

0
10
粒界偏析量/wt%

図 10

粒界偏析量と粒界酸化長さの関係

20

図 11

20

40
照射量 / dpa6080

粒界酸化長さと IASCC 特性（発生しきい応力と粒界破面率），粒界酸化長さ，硬さ，転位ループ
密度，粗大すべり間隔，粒界偏析（Cr, Ni, Si）の照射による変化傾向（相対値）の比較

INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 7138

非照射材の粒界型 SCC（IGSCC）では，その機構の一つとして冷間加工により材料中に導入された空孔が粒界上でキャビティを形成し，粒界の結合強度（18）

Journal of Nuclear Materials, vol.409, pp. 235‑
256, 2011.
（3） G.S. Was, S.M. Bruemmer; “Effects of irra-については，これまでの研究から照射と腐食による

diation on intergranular stress corrosion
cracking,” Journal of Nuclear Materials, vol.216,

粒界の結合強度の低下（粒界のミクロ組織と組成のpp. 326‑347, 1994.

を低下させる可能性が指摘されている．IASCC変化）と粒界で応力集中やひずみの蓄積（照射欠陥（4） 福谷耕司，西岡弘雅，藤井克彦 , “ ステンレスの形成に起因して発現する転位チャンネル変形機

鋼の軽水炉照射挙動 ,” INSS MONOGRAPHS構）が起こるようになることが発生機構として重要

No.4, 2009.

であると考えている．粒界酸化は粒界に高い応力や（5） K. Fukuya, “Current understanding of

ひずみの蓄積が生じた場合に粒界割れの発生や進展を促進する可能性があり，粒界劣化の一要因と考え

radiation-induced degradation in light water
reactor structural materials,”Journal ofられる．本研究で粒界酸化は照射により促進される

Nuclear Science and Technology, vol.50, pp.213‑

ことが明らかになった．

254, 2013.

粒界の結合強度に及ぼす照射影響については，ミ（6） J. Conermann, R. Shogan, K. Fujimoto, T.

クロンサイズの試験片を用いた超微小試験技術を用

Yonezawa , Y. Yamaguchi, “Irradiation（19）

が行われており，IASCC 機構におけるEﬀects in a Highly Irradiated Cold Worked

粒界酸化の寄与を詳細に把握することが今後必要で

Stainless Steel Removed from a Commercial
PWR,” Proc. of the 12th International Con-いた検討あると考えられる．

ference on Environmental Degradation of

5. まとめMaterials in Nuclear Power System - Water
Reactors -, pp. 277‑284, 2005.

IASCC 機構解明のため 320℃の PWR 一次系水模（7） P. Freyer, T. Manger , M. Burke, “Hot Cell

擬環境で SCC 試験に供した 3 dpa，19 dpa およびCrack Initiation Testing of Various Heats

73 dpa 中性子照射されたステンレス鋼を用い，粒of Highly Irradiated 316 Stainless Steel

界酸化部の挙動を調べ，以下の知見を得た．

Compositions

１．粒界酸化長さは照射量とともに増加する．
２．粒界酸化部とその近傍の組成分布は照射により変化せず，基本的な酸化過程は照射量により大きくは変化しない．
３．粒 界 酸 化 長 さ の 照 射 に よ る 変 化 傾 向 はObtained from Three
Commercial PWRs,” Proc. of 13th Int. Conf.
on Environmental Degradation of Materials in
Nuclear Power Systems, 2007.
（8） H. Nishioka, K. Fukuya, K. Fujii, T. Torimaru,“IASCC Initiation in Highly Irradiated Stain-

IASCC 発生しきい応力の照射による変化傾

less Steels under Uniaxial Constant Load
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Technology, vol.45, no.10, pp.1072‑1077, 2008.
（9） K. Takakura, K. Nakata, K. Fujimoto, K.

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Somville,“Crack initiation testing of thimble

materials - IASCC susceptibility and crack

tube material under PWR conditions togrowth rates of austenitic stainless steels,“

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