解説

核融合炉ブランケットシステムの材料課題−冷却水との両立性を中心に−
三 輪 幸 夫，塚 田隆，實 川 資 朗

（日本原子力研究所・東海研究所）

Material Issues of Blanket Systems for Fusion Reactors− Compatibility with Cooling Water −MIWA Yukio, TSUKADA Takashi and JITSUKAWA Shiro
Tokai Research Establishment, Japan Atomic Energy Research Institute, Ibaraki 319-1195, Japan(Received 12 March 2004)

Environmental assisted cracking (EAC) is one of the material issues for the reactor core components of lightwater power reactors (LWRs). Much experience and knowledge have been obtained about the EAC in the LWR field.
They will be useful to prevent the EAC of water-cooled blanket systems of fusion reactors. For the austenitic stainless steels and the reduced-activation ferritic/martensitic steels, they clarifies that the EAC in a water-cooled blanket does not seem to be a critical issue. However, some uncertainties about influences on water temperatures, waterchemistries and stress conditions may affect on the EAC. Considerations and further investigations elucidating theuncertainties are discussed.
Keywords:
blanket system, austenitic stainless steel, reduced-activation ferritic/martensitic steel, stress corrosion cracking,irradiation-assisted stress corrosion cracking, environmental assisted cracking

１．はじめに

３１６型ステンレス鋼），さらにはダイバータの冷却材にも水核融合炉のブランケットシステムの主な役割は，核融合が採用されている．ところで，ブランケットは高い熱流速反応で生じるエネルギーを発電等に利用できるものに変換と同時に，高いエネルギーの中性子の照射を多量に受けすること，および核融合反応の燃料となるトリチウムを生る．例えば，発電実証プラント段階で構造材料が受ける照

産することである．この機能実現の難度が高いこと等の理

射損傷の量は，はじき出し損傷量（displacement per atom）

由から，現在，建設が期待されている国際熱核融合実験炉にして100 dpaを超え，これは今のところ，最も照射損傷速（International Thermonuclear

Reactor,度が高い高速炉の燃料被覆管と同レベルの高い値である

ITER）においては，技術開発のために部分的に「テストブExperimental（中性子のエネルギーが高いため，損傷はより厳しくなり

ランケット」が装荷されるが，大半のブランケットは主に得る）．

中性子の遮蔽機能（遮蔽ブランケット）を受け持つ設計と高温高圧水を冷却材に使用し，また構造材料が照射損傷なっている．テストブランケットは，将来の発電実証プラの影響を強く受けるシステムでは，材料の環境助長割れ

ントや商用プラントでの発電ブランケットの「原型」に相（Environmental Assisted Cracking，EAC）
感受性の照射に当し，使用される構造材料，増殖材料および冷却材として，よる助長が懸念される．低放射化フェライト鋼のような発電ブランケットに適合するもの（数種類）が提案されてフェライトあるいはマルテンサイト系の鋼は，３１６鋼のよいる．このうち構造材料については，実現性の高さから低うなオーステナイト鋼と異なり，比較的環境割れ感受性が放射化フェライト鋼が，増殖材料としては扱いやすさも考小さい．しかし，照射損傷量が高いことを考慮すれば，一慮されてリチウムを含む酸化物が有力と考えられている．

定の検討を行うことが必要と考えられる．なお，遮蔽ブラ

冷却材には，ヘリウムガスを用いる方式と水を用いる方式

ンケットの構造材料は３１６鋼であるが，環境割れ感受性がとが提案されており，日本原子力研究所では後者を中心に低くなるような使用温度範囲に設定されている．軽水炉で検討を進めている．冷却材として水を選択する理由は，プは，求められる信頼性は極めて高いこともあり，機器の損ラズマからの高い熱流速に対応するための熱除去能力（炉傷原因や対策について詳細な研究等［１‐１０］が行われてきての小型化に有利）と，火力や軽水炉の発電システムでの実いる．実際，高温水中での機器材料の腐食損傷や照射によ績の豊富さにある．なお，遮蔽ブランケット（構造材料はるその助長現象に関する重要な知識の多くが，これから得authors’ e-mail: miway@popsvr.tokai.jaeri.go.jp, ttsukada@popsvr.tokai.jaeri.go.jp, jitsukawa@ifmif.tokai.jaeri.go.jp

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J. Plasma Fusion Res. Vol.80, No.7 (2004)５
５１‐５５７

Journal of Plasma and Fusion Research Vol.80, No.7 July 2004

られてきたと言える．例えば，沸騰水型軽水炉（boiling

食反応により生じた水素が材料中に吸収されき裂先端で水

water reactor，BWR）のオーステナイト鋼配管の溶接部で素濃度が高くなることで，破壊が助長される現象である．

の応力腐食割れ（Stress Corrosion Cracking, SCC）
［１］，NiEAC のき裂進展の時間依存性を Fig. 1 に模式的に示す．腐

基合金の加圧水型軽水炉（pressurized

reactor，

食疲労はき裂発生初期よりき裂が進展するが，SCC および

PWR）１次冷却水環境中での SCC［２］，炉心および炉内構

水素脆化割れについてはき裂が小さい場合には進展速度が造物の材料の照射誘起応力腐食割れ（Irradiation Assisted

遅く停滞するが，き裂がある大きさに達すると進展しやすStress Corrosion Cracking, IASCC）［３‐６］，BWR 炉心シュくなる特徴がある．検出可能なき裂の大きさに依存して，ラウドや原子炉再循環系配管の低炭素ステンレス鋼溶接部

構造物の破損までの残存寿命が大きく異なることになる．

近傍における SCC［７］， 熱交換器伝熱面での粒界腐食［８］，したがって，SCC による破損を使用中検査により予測する

water

エロージョン・コロージョン［９］，フェライト鋼 の SCCにはき裂検出の高い精度と的確な検査期間の設定が重要と［１０］等の事例や現象が見出され，材料のみならず水化学なり，その破損の予測が低サイクル疲労や腐食減肉などに［１１］等の面からも対策が進められてきた．水化学について比べて難しいことを理解していただけよう．

言えば，応力腐食割れの抑制のみならず，腐食量の低減に

SCC は，!材料の選択が不適切であること，または製作

より放射性の腐食生成物（Crud）の抑制にも有効な様々なおよび使用中に材料が劣化していくこと，"引張応力が存工夫が行われてきており，この腐食生成物発生の抑制は保在すること，および#環境が腐食性を有することが共存し守の容易化にも寄与している．

て生じる現象である．１９７０年代に BWR の一次冷却材再循

軽水炉で経験した腐食以外の冷却水が関連した損傷事例

環系配管のオーステナイト系ステンレス鋼の溶接部にSCC

としては，高サイクル熱疲労［１２］がある．これも冷却水のが発生し原子炉の稼働率を大幅に低下させた事例［１］では，流動に起因する機械的および熱的作用の結果生じたもので!溶接部近傍の熱影響部において Cr の炭化物が粒界に析あることから，冷却水と構造物との両立性という観点から出しその周囲で Cr 濃度が低下することにより粒界近傍のは重要な検討事項であろう．照射損傷を受けたオーステナ

耐食性が低下すること（熱鋭敏化），"溶接金属部が凝固時

イト鋼および低放射化マルテンサイト鋼では，特に高サイに収縮することにより溶接部近傍に引張残留応力が発生す

クル疲労において，疲労機構が変化し疲労寿命の低下が起ること，#さらに環境中に溶存酸素（Dissolved Oxygen,

こること［１３］が報告されている．これは主に疲労損傷の問DO）が存在する酸化性環境で使用されたことで，粒界型題であることから，これまでの知識に基づいた手法で対応

SCC（Intergranular type SCC, IGSCC）が発生したと考えらできると期待する．しかし，EAC により生じた欠陥が疲労れた．この対策技術としては，固溶炭素濃度を低下させる

損傷や腐食損傷のきっかけとなることも考えられ，逆に疲ことで溶接中に粒界等に炭化物が析出することを抑制する

労および製造時の加工による欠陥などが EAC の発生につことが有効と考えられ，原子力用低炭素ステンレス鋼やながることも考えられ，このような事柄についても検討を

Nb 又は Ti 等を添加した安定化オーステナイト鋼が開発・要しよう．

適用された．また，溶接時の残留応力を低減させる溶接方法の開発なども行われた．

EACはその機構に不明な点が多く，かつ高経年化した後に発生することが多い．核融合炉のブランケットは交換を

材料の耐食性は主に表面に生成する酸化膜に依存する．

考慮しているために，EACの問題への対応は軽水炉に比較

この酸化膜の種類および厚さは，材料中の化学組成はもとして容易なように思える．しかし，水冷却型のブランケッ

より，温度や酸化還元種の濃度などの環境条件に依存してトにおいても，EACは破損をもたらす要因の１つとなる可能性がある．ITER の遮蔽ブランケットの使用条件決定にあたっては，軽水炉での多くの経験が参考にされているが，遮蔽ブランケットの信頼性確保や水冷却型の発電ブランケットでの EAC 抑制のためには，軽水炉での経験からさらなる知見が得られると思われる．本解説では，軽水炉での知見を基に，発電ブランケットや遮蔽ブランケットでの材料の EAC 課題について検討する．

２．環境助長割れへの照射効果−軽水炉の経験を基に
２．
１ 高温水中環境助長割れ（EAC）について
EAC は SCC，腐食疲労，水素脆化割れに大きく分類でき，これらにおいては局部腐食である孔食やコロージョン・エロージョンによる配管減肉部等での応力集中が，き裂の発生を助長することが多い．腐食疲労は，疲労き裂進展が腐食により影響される場合の挙動であり，SCC に比べてFig. 1

材料の影響が小さい特徴がある．水素脆化割れは，主に腐
５５２Illustration of crack growth behavior for EAC.

Commentary

Material Issues of Blanket Systems for Fusion Reactors−Compatibility with Cooling Water−

Y. Miwa et al.

変化する．炉水中では水の放射線分解により，BWR では溶は，非熱鋭敏化材であっても高温水中で SCC の発生するこ

存酸素や過酸化水素といった酸化剤が多く存在し，その濃とが知られている［３‐５］．IASCC に関しても，熱鋭敏化材

度に依存して酸化膜の種類や厚さが大きな影響を受ける．

における SCC の知見を基に，材料，環境，応力の各要因にしたがって，この酸化剤の発生および濃度を制御することついて多くの知見が得られてきている．一方，軽水炉におが，酸化膜の適切な発達つまり耐食性の確保につながるこ

いて照射損傷を受けるフェライト鋼製構造物としては圧力ととなる．そのために例えば，冷却水への水素注入とその容器があるが，軽水炉の寿命程度まで照射されたフェライ

酸化反応の触媒となる貴金属添加により酸化環境を緩和す

ト鋼の腐食疲労特性には照射の影響が小さいことが報告さ

る水化学技術などが開発されてきた．これまでの研究か

れ て い る［１６］．以 下 で は，IASCC に か か わ る 材 料，環ら，熱鋭敏化したステンレス鋼の SCC を予防するには，酸境，応力への照射の影響について述べる．

化還元環境を還元性にすることが有益であることがわかっ

材料は，弾き出しにより材料中に導入された格子間原子てきている．材料の特性から見た還元性環境の指標としや原子空孔が拡散により移動し，対消滅，あるいは拡張欠て，腐食電位（Electrochemical potential, ECP）が用いられ陥に吸収される過程で，微細組織の発達や局所的な化学組ており，軽水炉環境ではこの値を−230 mVSHE 以下にする

成の変化を生じる．IASCC の発生にはしきい中性子線量がと IGSCC を予防できることが知られている［１４］．

あり，しきい線量以上では照射量の増大とともに IASCC

応力またはひずみの作用としては，き裂先端のような箇

感受性が増大することから，照射損傷による材料中のこれ所でこの酸化膜を破壊し，腐食を頻繁に生じさせること

らの微視的な変化に IASCC の支配因子が関係しているとで，SCC に寄与する．例えば，溶接熱影響により粒界の Cr考えられる．軽水炉環境でのオーステナイト系ステンレス濃度が低下したオーステナイト鋼では，Cr 濃度が低下した

鋼のしきい線量は，約0.7 dpa程度であると報告されている箇所では比較的厚い Fe 系酸化物が生じるが，この酸化物［１７］．この程度の照射を受けると，照射誘起偏析（Radia-

はひずみにより破壊しやすく，加えて酸化膜が破壊した箇

tion Induced Segregation, RIS）により粒界での Cr および所（Cr 濃度が低い箇所）では溶解しやすいことから，粒界Mo 濃度が低下し，Ni，Si および P 等の濃度が増大する．そを選択的にき裂が進展することとなる．軽水炉での応力・して，この粒界偏析により粒界の耐食性が劣化し，IASCC

ひずみには，残留応力や熱応力に起因する静的なものに加が起こりやすくなると考えられている．また，核変換反応

えて，原子炉起動・停止時の水圧および水温変化に起因すで生じる水素は，腐食反応により材料中に吸収される水素

る過渡的なものも存在する．後者では，動的なひずみが発と同様に，水素脆化割れに影響することも考えられる．さ

生する特徴がある．SCC 研究における実験室での加速試験

らに，照射損傷が，変形挙動に影響を及ぼし，均一な塑性のこれまでの知見から，比較的静的なひずみ条件下（例え

変形を阻害しチャンネル破壊などを引き起こすこともあば定荷重試験や定変位試験）での SCC 感受性と，動的なひる．このように，照射環境に曝されている材料は，使用期

ずみ条件下（低ひずみ速度試験や疲労試験）での SCC 感受

間中にその微細組織や特性が大きく変化することにより性は異なる場合があることがわかっている［１５］．この違い

IASCC 感受性が発現してくる点が，溶接などによる材質変は酸化膜の種類や厚さに依存しており，比較的静的なひず化（熱鋭敏化）により使用前から感受性を有する SCC と異み条件下では酸化膜が厚い場合に SCC を発生しにくく，動なる．

的なひずみ条件下では酸化膜が薄い場合（このような場合

照射下にある冷却水は放射線分解により，酸素や過酸化には，皮膜の修復が速やかである場合が多い）に SCC が発

水素およびラジカルなどの酸化種を生じ，これらの放射線

生しにくくなる．したがって，耐 SCC に有効な材料や環境

分解生成種は酸化力が強いために，構造材の腐食を促進さ

条件が応力やひずみ条件にも影響されることが考えられせる．この酸化種と RIS による局所的な合金化学組成変化

る．

の結果，酸化皮膜が変化し局所的な耐食性の劣化が起こ

近年になり BWR の炉心シュラウド等に SCC の発生が多り，き裂が発生・進展すると考えられている．したがってく発見され，この結果２００３年には点検・検査のため国内のIASCC においても，熱鋭敏化材の SCC と同様に，水化学にBWR の大半が運転を中止するという事態が生じた．このより ECPを−230 mVSHE 程度以下にすることで酸化性環境

SCC は，低炭素ステンレス鋼に生じたことから，これまでを緩和させると，照射量が比較的少ない場合には，発生・の炭化物析出による材質変化では説明できない［７］．現在，進展を抑制できることが報告されている［１８］．一方，PWR

その発生・進展の機構解明は重要課題となっている．までの IASCC 事例［６］のように，照射量が大きくなると還元

た，水素添加およびアルカリ制御により SCC を発生しにく性環境でもき裂の発生・進展を生じ，溶存水素濃度が高い

い還元性環境に制御している PWR 環境中においても，Ni

環境ほど IASCC 感受性が高くなるという報告もある［１９］．

基合金において SCC が問題となっている［２］．この環境でこの点が，熱鋭敏化したオーステナイト鋼の IGSCC と異なは，熱鋭敏化したステンレス鋼での IGSCC については報告る点である．この違いの理由として，RIS に起因する粒界

例がないことから，Ni 基合金では別の機構が働いているこ近傍での局所的化学組成変化では，Cr濃度の低下に加えNiとが考えられる．このように，SCC に関してはまだ未解明

濃度の濃縮が起こり粒界の化学組成が Ni 基合金のようにの機構がいくつか存在している．

なることで，Ni 基合金の還元性環境中でのSCCと同じ機構

２．
２ 照射誘起応力腐食割れ（IASCC）についてが働いていることが考えられている．照射下環境での特異性は，放射化した構造材からの放射線または γ 線によるコ

中性子照射をある程度以上受けたオーステナイト鋼で
５５３

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ンプトン散乱電子により，構造材の極近傍の水が放射線分

る SCC を懸念する必要はないと考えられる［２４，２９］．ブラ解を起こし酸化種を発生するために，バルクの水質制御に

ンケットは必要に応じて交換されるが，交換時にはブラン

よる ECP の挙動が非照射下とは異なる点である．さらにはケットから冷却マニホールドに接続される冷却水系配管が同様な機構で，き裂内の水も放射線分解により酸化性環境

遠隔操作により切断および再溶接される．核変換反応によになりやすいことも考えられている．したがって，照射下り He が材料中に生成されるが，これが数 ppm 以上に達すでの腐食環境の評価には，これらの点を考慮する必要があ

るような場合での SCC 感受性に関しては知見がない．Heる．

は粒界に集合し，粒界の強度を下げるとともに，粒界偏析をもたらす可能性もあるため，このような箇所の EAC 挙照射損傷は一般的に転位の上昇運動等による移動をもた動の評価は必要であろう．

らし，結果として構造材の変形の促進（照射下クリープや照射成長）や負荷応力の緩和（応力緩和）を引き起こす．しIASCC 感受性への温度や中性子スペクトルの影響をまたがって，熱応力や溶接残留応力などに加えて，照射下でとめる．既に指摘したように，軽水炉の温度条件（２８０−は照射下クリープやスウェリングによる応力が発生する一

３００℃程度）では，はじき出し損傷量が 0.7 dpa を超えると方，これらによる応力緩和も起こる．照射下クリープに及IASCC が生じはじめるようになる（BWR での値であり，ぼす照射温度の影響が報告されている［２０］が，比較的低温

ECP を低く制御している PWR でのしきい値は鋼種の違いにおいても弾き出された点欠陥（特に格子間型原子）によもあって高い）．一方，照射温度が２００℃程度と低い場合にりクリープ変形が発生する．また，軽水炉温度（３００℃付近）

４０℃以下では
は，溶存酸素濃度がある程度高い場合でも２での応力緩和も比較的大きいようであり［２１］，照射下応力割れが生じなかったが，３００℃の水中では割れが生じた緩和により EAC の発生原因となる引張応力が軽減される（３１
６LN を 1 dpa まで照射し，低ひずみ速度試験で評価）可能性もある．BWR 実機においては中性子源ホルダーや［３０］．また，He 生成速度とはじき出し損傷速度の比を核融制御棒被覆材においてIASCCが発生している．前者では中合中性子での条件に調整した場合（He/dpa=14 appmHe/

性子源のスウェリングにより応力が発生するが，後者ではdpa）でも，照射温度が２００℃以下では損傷量が 16 dpa と高IASCC の原因となった制御棒被覆材製造時の加工ひずみ

くても２４０℃以下では溶存酸素が高くても割れが生じなは照射とともに緩和していくことが考えられる．IASCC

かった（但し，３００℃では IASCC が生じ，また照射温度がは降伏応力以下でも発生することが報告されており［２２］，３３０℃で あ れ ば，２４０℃の 水 中 で も 割 れ が 生 じ た）．一

この点も熱鋭敏化材での SCC と異なる．

方，３０４鋼でも，照射温度が１５０℃（照射損傷量は 1.3 dpa）の場合，１０５℃以下であれば溶存酸素に加え，塩素イオン等の３．核融合実験炉用オーステナイト鋼の EAC 課題

陰イオンがある場合であっても割れが生じなかったとの報

ITER の遮蔽ブランケットは，Be プラズマ対向壁／銅合告がある［３１］．以上を概観すると（Fig. 2 参照），ITER の運

金熱シンク（３１６LN 鋼冷却水配管）／３１６LN 鋼構造材から転温度では，溶存酸素がある場合でもIASCCが生じにくい

なる第一壁，３１６LN 鋼の冷却水配管および遮蔽ブロックかと推測される［３２］．また，HIP による製作方法が IASCC

ら構成され，熱間静水圧加圧（Hot Isostatic Pressing, HIP）

感受性に及ぼす影響を評価されており，３
１６LN‐IG の溶体法によって接合し製作することが検討されている．この化熱処理材およびそのHIP接合材を２
００℃で1 dpa程度まで

３１６LN鋼のSCC感受性について様々な評価が行われてきての照射した場合，そのIASCC感受性についてHIP接合の影

いる．溶体化処理した３１６LN 鋼が，塩素イオンのような陰イオンを高濃度（数 ppm 以上）含む場合に，流内型 SCC（Transgranular type SCC, TGSCC）を示すことが報告されている［２３］．但し，陰イオン濃度が低ければ，溶存酸素を含む場合でも３００℃以下では溶体化処理は SCC 感受性を示さなかった［２４］．また，多量の過酸化水素を含む酸化性の強い環境においても，３１６LN 鋼は IGSCC を発生しないことも報告されている［２５］．但し，より高温（３３０℃以上）では，溶存酸素を含む環境中［２４］でも，溶存水素を含む環境中［２４，２６］に お い て も 低 ひ ず み 速 度 試 験 に よ り 粒 界 割 れ（IGSCC）を僅かに示す．
HIP 接合時には，材料は〜1,000℃ で２時間程度保持される．引き続く冷却過程では，冷却速度が高くなく，オース
テナイト鋼が熱鋭敏化を生じる温度領域（５００〜８００℃）に留まる時間が長くなる傾向があり，HIP 接合プロセスのFig. 2

EAC への影響が検討されている．その結果，電気化学的再活性化（Electrochemical Potentiokinetic Reactivation, EPR）
法で検出できるような熱鋭敏化は導入されないようであり［２７，２８］，低ひずみ速度試験結果からも熱履歴が原因とな
５５４

Effect of water and irradiation temperatures on IASCC susceptibility of type 316(L) stainless steels in the oxygenatedwater. Solid symbols mean IASCC and blank symbols meanductile fracture. (◇◆:1 dpa, △▲: 7 dpa, ○●: 16 dpa, □■:40 dpa)Commentary

Material Issues of Blanket Systems for Fusion Reactors−Compatibility with Cooling Water−

Y. Miwa et al.

下での腐食挙動が報告されており，3 ppm の水素添加を響は見られていない［３０］．
ITER においても，冷却水への溶存水素添加により水の行った２７５℃の高温水中では，非照射下の場合に比べて腐放射線分解を抑制させること［３３］は SCC を予防するため

食減量速度が増大した［３９］．一方では，全面腐食しやすいに有効と考えられている．一方では，環境の影響について

ことは，SCC のような局所的な腐食に起因する損傷が生じは，Fig. 3に示すような特異な現象が見られている［２４］．す難いことでもある．腐食の機構を含めた SCC 挙動評価は重なわち，２００℃にて1 dpaまで照射した３１６LN鋼では，３００℃要であり，今後の研究の進展が期待される．

高温水中において溶存酸素を 10 ppm 含む酸化性環境では低放射化マルテンサイト鋼であ る F８
２H 鋼に関して，

IGSCC を発生するが，溶存水素を 1 ppm 含む還元性環境でSCC 感受性が調べられている．溶存酸素を 10 ppm 含む２４０

は IASCC の発生が抑制された．しかし，２４０℃高温水中で〜３３０℃の高温水中［２４］および溶存酸素濃度が 40 ppb のは，溶存酸素を含む環境でIASCCを発生しなかったにもか

３００℃高温水中［４０］において低ひずみ速度試験を実施し，かわらず，溶存水素を含む環境では粒内型 SCC（TGSCC）

SCC 感受性が観察されないことが報告されている．２
６０℃が発生した．この違いは，環境中で発達する酸化膜の動的の溶存水素を含む弱アルカリ性水溶液中で定荷重試験によなひずみ条件下での破壊しやすさの違いが影響しているもり SCC 感受性が調べられており，F８２H 鋼は SCC 感受性をのと考えられる．試験温度と酸化還元環境が酸化膜発達や有しないと報告されている［４１］．しかし，２４０℃の弱アルカ

IASCC 感受性に及ぼす影響を調べることで，適切な環境を

リ性水溶液中での腐食疲労試験において，低放射化マルテ

選択することは可能であろう．その場合には，SCC には応ンサイト鋼の疲労寿命が低下することが報告されている

力・ひずみ状態により耐食性に優れる酸化膜（およびその［４２］．フェライト鋼ではひずみ変動が存在する場合に SCC

生成条件）が異なることを考慮して，プラズマの燃焼停止

および腐食疲労が生じることが知られている［１０］．テストを繰り返すことに伴う過渡的な歪みに対して優れた特性をブランケット等ではプラズマ燃焼の起動停止に伴い，応力有する酸化膜が発達する環境条件を選択する重要性を指摘

集中部にひずみ変動が生じる可能性があり，このためひずしておきたい．

みの影響評価には一定の注意が必要であろう．

以上をまとめると，ITER の遮蔽ブランケット構造材で発電ブランケットは，HIP 接合法により製作することがある３１６LN 鋼は，適切な環境条件を選択することで，EAC検討されている．HIP 接合時の熱履歴が EAC感受性に及ぼの発生を予防することが可能であると思われる．

す影響は不明である．但し，熱処理の影響については，いくつかの報告がある．極端な例であるが，焼き戻しを行わ

４．発電ブランケット用低放射化マルテンサイト
鋼の EAC 課題

３００℃高温水中［４０］および溶存水素を含む２６０℃の弱アルカ

ず降伏応力が高い場合には，F８２H 鋼は，溶存酸素を含む

低放射化マルテンサイト鋼（Fe‐
９Cr‐２W 鋼）の腐食挙動

リ性水溶液中［４１］で IGSCC 感受性を示す．この挙動から，に及ぼす溶存酸素濃度の影響について，複数の研究者の報F８２H 鋼においても，フェライト系ステンレス鋼の焼き鈍告［３４‐３６］をまとめると Fig. 4 のようになり，２５０℃程度でしまま材［４３］と類似の機構で熱鋭敏化し得ると推察されは溶存酸素濃度が増加すると腐食減量は低下するようである．なお，溶接後熱処理［２９］や焼き戻し温度を低くするこる．この減量挙動の溶存酸素濃度依存性は，炭素鋼の挙動

１］で，降伏応力を高めにする程度では IGSCC は生じなと［４と同じである．一方，酸化膜の発達挙動に関しては，９Crかったとされている．今後，焼き戻し温度による硬さの変鋼とフェライト系ステンレス鋼で同じであることが報告さ化や照射硬化などと SCC 感受性の関係に着目すべきであれている．腐食速度に及ぼす照射の影響については，ガンろう．なお，このような知識は，HIP 接合後の熱処理条件

マ線照射による水の放射線分解で発生する過酸化水素などを決めるのみならず，ブランケット交換時の溶接などの影のために，炭素鋼では２〜６倍ほど早くなることが報告さ

響を評価する上でも有用と考えられる．

れている［３７，３８］．低放射化フェライト鋼に関しても照射

Fig. 3Fracture surfaces of type 316LN-IG stainless steels after
SSRT in various environments. Specimens were irradiatedat 473 K to 1 dpa.

Fig. 4５５５

Corrosion rate of F82H in the oxygenated water around 523
K.

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０
０
３）
．
［２
５］P. Lorenzetto et al., J. Nucl. Mater. 233-237, 1387 (1996).
［２６］N. Totsuka and Z. Szklarska-Smialowska, Corrosion 44,
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［４６］P. Jung, J. Nucl. Mater. 258-263, 124 (1998).

照射硬化等が EAC に及ぼす影響の評価が行われている．２２０℃にて 3.4 dpa まで照射した低放射化マルテンサイ
ト鋼について，溶存酸素 10 ppm を含む２
４０〜３３０℃高温水
中および溶存水素を 1 ppm 含む３００℃高温水中で低ひずみ速度試験を行ったところ，延性破壊を示し，IASCC は認められなかった［２４］．このように低放射化マルテンサイト鋼の耐 IASCC 性は，耐 SCC 性と同様にオーステナイト鋼に比べて優れるようである．しかし，低放射化マルテンサイ
ト鋼においても，照射誘起偏析によりラス境界において Cr
濃度の低下が起こること［４４］が報告されている点には一定の注意を払うべきであろう．さらに，１３Cr ステンレス鋼は硬さが大きいほど IGSCC 感受性が高くなる［４５］ことを考慮すると，低放射化フェライト鋼の想定使用温度では照射硬化が生じるため，高照射量の領域での挙動については考慮が必要と思われる．ところで，フェライト鋼は，水素遅れ割れ感受性を有する．構造材料中への水素の侵入原因には腐食反応が考えられるが，核反応により生じる水素の方が多くなり得るとの指摘もある［４６］．仮に水素が材料中に蓄積するならば，水素遅れ割れの可能性も考えられるが，水素は拡散しやすいことや適切な熱処理により脱水素処理を施せることで対策が可能であると思われる．
以上をまとめると，ITER のテストブランケットの使用
条件においては，低放射化マルテンサイト鋼の EAC 感受性は低いようである．しかし，発電ブランケットのように重照射を受ける場合の EAC 挙動に関しては，今後の研究が必要であろうと思われる．

５．おわりに軽水炉での経験から，鉄鋼材料の高温水中 EAC に関しては多くの知見が得られている．ITER およびその後の発電実証プラントの使用温度は軽水炉等とは異なるが，これまでの知見に基づくと EAC による損傷の可能性は小さいと思われる．しかし，核融合炉の水冷却システムに関して
EAC による信頼性劣化を正確に評価するためには，重照
射，水温，水質および応力状態の影響など，さらに検討が必要な領域が多く残されていると考えられる．継続的な試験研究を行い，軽水炉で得た知見を活かすことにより，運転開始後の想定外の材料損傷を防止するよう配慮することが望ましい．

参考文献［１］C.F. Cheng, J. Nucl. Mater. 57, 11 (1975).
［２］P.M. Scotte, Corrosion 56, 771 (2000).
［３］E.A. Lee, GEAP-4400 (1963).
［４］W.R. Smalley, Nucl. Appl. 1, 419 (1965).
［５］P.L. Andresen, Mechanism of Materials Degradation and
Non-Destructive Evaluation in Light Water Reactors,
INSS, 255 (2002).

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Material Issues of Blanket Systems for Fusion Reactors−Compatibility with Cooling Water−

ゆきお平成５年に東北大学大学院工学研究科原子核工学専攻修士課程修了後，日本原子力研究所に入所し，現在はエネルギーシステム
研究部，複合環境材料研究グループで原子炉構造材の照射損傷に関わる研究をしております．昨年度には，先生および諸先輩方のご指導をいただき，東北大学より博士（工学）の学位を取得することができました．本解説には，その成果の一部を述べさせていただきました．

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だ

たかし

塚 田

つか

隆

日本原子力研究所主任研究員，エネルギー
システム研究部複合環境材料研究グループ
リーダー．昭和５４年東北大学大学院工学研
究科金属材料工学専攻修士課程修了，同年原研入所，昭和６１年〜６
３年 OECD ハルデン原子炉プロジェク
ト出向．博士（工学）（東北大学より）．研究分野は，原子炉構
造 材 の 腐 食 損 傷 の 研 究，特 に，照 射 誘 起 応 力 腐 食 割 れ（IASCC）の研究．

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わ!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!
じつ

かわ

し

ろう

實 川 資 朗日本原子力研究所物質科学研究部主任研究員．核融合炉等で高エネルギーの中性子の照射を受ける材料の特性変化と，その機構を研究し，耐照射性を高めるよう材料を工夫したり，照射による特性変化の有り様を理解して，使用方法の工夫を提案するのが，主な領域です．格子欠陥の挙動の理解から，構造設計に基盤の部分までの範囲になります．経歴：早稲田大学理工学部卒業，東京工業大学総合理工学研究科修士課程修了，工学博士（東京 工 業 大 学）
．趣 味：当 初
は，趣味がこうじて研究職だったのですが……．

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み三 輪 幸 夫!!!!!!!!!!!!!!!!

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Y. Miwa et al.

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Commentary!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!

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