INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3299

軽水炉炉内構造物用ステンレス鋼の軽水炉炉内構造物用ステンレス鋼の中性子照射データの整備用ステンレス鋼の中性子照射データの整備
Database on irradiation effects of stainless steels in light water reactors
耕司（KojiFukuya）
福谷福谷耕司（KojiFukuya） ＊1＊1
克彦（KatsuhikoFujii）
藤井藤井克彦（KatsuhikoFujii）＊1

要約 軽水炉の炉内構造物に使用されているステンレス鋼は運転中に多量の中性子照射を受け，材料の性質が大きく変化する．変化する特性には，引張特性や破壊靭性のような機械的特性の変化，腐食や応力腐食割れへの感受性の変化，クリープ・応力緩和やスエリングのような形状や応力状態の変化があり，いずれも炉内構造物の構造健全性に強い影響をもつ．中性子照射の影響は累積的に増大するものが多いので長期運転における健全性を正確に評価するためには精度の高い特性予測が必要となる．中性子照射材の材料データは，軽水炉の取替部材や研究炉による照射試験により得られるが，強く放射化しているためホットセル内試験が必須であり長期の試験期間と多額の費用が必要となる．このため，国内外で実施されてきた試験研究の貴重なデータを収集し活用することが重要と考えられる．ここでは最近報告された照射ステンレス鋼の特性に関するデータベースを紹介するとともに，そのデータを用いて一部の材料特性の傾向式を検討した試みを紹介する．
キーワード

炉内構造物，ステンレス鋼，中性子照射，機械的特性，応力腐食割れ，データベース

Abstract The material properties of stainless steels used in core structures of light water reactors are
significantly changed due to intense neutron irradiation during reactor operation. The changes in material
properties include mechanical properties such as tensile strength and fracture ductility, susceptibility tocorrosion and stress corrosion cracking, and stability of dimension and stress state due to creep, stressrelaxation and swelling. All these changes have strong influence to the integrity of reactor core structure. Thus
the precise estimation of long-term integrity needs reliable prediction of these material property changes since
the effect of neutron irradiation is accumulated with increasing neutron fluence. Property data on neutronirradiated materials have been obtained from retrieved components in power reactors and test reactor
irradiation while hot-cell experiments for such highly activated materials require long time and high cost.
Therefore, it is important to collect and use such valuable experimental data. This report introduces recent
database of material properties in irradiated stainless steels, and development of trend curves for some ofmaterial properties.
reactor core internal, stainless steel, neutron irradiation, material properties, database, trend curve

Keywords

1.

はじめに策上の重要となっている．軽水炉の中性子照射量は運転年数に比例して，40 年を超えるとはじき出し損傷

軽水炉の炉内構造物に使用されているステンレス量 dpa 単位で PWR では最大 100dpa 程度，BWR では最鋼は運転中に多量の中性子照射を受け，材料原子のは大 10dpa 程度に達する．中性子照射の影響は累積的にじき出しによる点欠陥の形成，点欠陥の拡散と集合体増大するので，長期運転における健全性を正確に評価形成によるミクロ組織・組成の変化の過程を経て，材するためには高照射量まで精度良い予測が必要とな料の巨視的な性質が大きく変化する．その変化として，る．特性予測は中性子照射量に対する変化の傾向を表

強度増加・延性低下や破壊靭性の低下のような機械的すモデル式を照射材のデータに当てはめる方法が一特性の変化，腐食や応力腐食割れの感受性の増大，ク般的であるので，データの量と質が予測の信頼性に強リープ・応力緩和やスエリングのような形状や応力状く関係する．

(1)(2)．こうした変化は割れ発生

中性子照射材の材料特性データは，軽水炉そのものの可能性の増加や破壊抵抗性の低下などにより炉内の取替部材や廃棄材の試験，研究炉による照射試験に構造物の構造健全性に影響をもち，軽水炉高経年化対より得られているが，これらは強く放射化しているた態の変化の進行がある＊ 1 （株）
原子力安全システム研究所技術システム研究所
技術システム研究所※１（株）原子力安全システム研究所

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3300

めホットセル内試験が必須であり長期の試験期間と要となる特性で，機械的特性（引張特性，硬さ，破壊多額の費用が必要となる．長期運転で懸念される劣化靭性），IASCC 特性（IASCC 感受性，IASCC 発生，IASCC現象のひとつである照射誘起応力腐食割れ（IASCC,進展），応力緩和・クリープ・スエリングである．ま

Irradiation assisted stress corrosion cracking）

た，これらの材料特性の変化を引き起こす原因となるへの対応のため，原子力安全基盤機構の IASCC プロジ

ミクロ特性（ミクロ組織，粒界偏析）についても対象

ェクトのような大規模な試験研究が国や民間によりとなっている．

行われてきており多くの報告がなされている(3)～(6)．

最近ではスペインの PWR 廃炉の炉内構造物を対象と2.2

データの収集した国際的なプロジェクト研究も行われており，データが報告されつつある(7)．報告されたデータを収集整収集されたデータは，軽水炉実機からの取出材のデ理して，中性子照射に伴う材料特性の変化についてのータ，熱中性子型研究炉による照射材のデータである．

傾向式や予測式も作成されている．米国では産業界の後者では，軽水炉温度である約300ºC付近で照射されEPRI（Electric Power Research Institute）や原子た材料に対して，室温から軽水炉温度の範囲で実施さ力規制委員会 NRC が委託する ANL（Argonne National

れた照射後試験により得られたデータが対象である．

Laboratory）が，引張特性，破壊靭性，IASCC の発生

高速炉の照射データは軽水炉対象の研究で照射温度(8)(9)と進展などの傾向式を報告している．日本国内では日本機械学会の維持規格や原子力安全推進協会の炉内構造物等点検ガイドラインに材料特性の変化式(10)(11)と試験温度がいずれも400ºC以下のもののみが対象となっている．
上記の材料と条件範囲に基づいて，公開されている．

文献等から数値データが明示されているデータに限

新しい知見やデータを取り入れて適宜データベース定して収集されている．特に国内で実施された国のプやデータが示され健全性評価に使われているの更新や傾向式を見直ししていくことが重要となっロジェクトや民間の共同研究等についてはほとんどている．のデータが集められている．

世界的に研究炉の廃止が進んでいることなども影収集されたデータは利用対象を考慮してPWRとBWR響して新規のデータを得るための大規模な照射試験に分けて特性ごとにデータシートに整理されている．

は最近では減少しており，知識基盤を維持継承するた

このPWRとBWRの区分は，文献の研究対象と目的，試験めには貴重なデータを散逸させることなく収集して材を取り出した炉型，照射温度と試験温度（BWRは主おくこと，最新の知見に基づいてそれらのデータからとして288ºC，PWRは300ºC以上も含む）などの情報に新たな知識を得ることが必要と考えられる．

基づいて行なわれている．データシートに格納された

この解説では，最近整備された照射ステンレス鋼の項目は，共通項目としての材料情報（鋼種，組成，熱材料特性に関するデータベース (12)～(14) を紹介すると処理，機械加工，形状等）と照射情報（照射炉，照射ともに，そのデータに基づいた傾向式の検討の結果(15)量，照射速度，照射温度等），各特性に応じた試験条～(18)

件（試験片形状，試験方法，試験温度等）と特性デー

JAEA に原子力安全システム研究所が協力して行ったタとなっている．

を紹介する．この検討は日本原子力研究開発機構ものである．

2.3

データベース

2. データベース
データベースに格納されたデータは，収集の基準に2.1 対象材料と特性合っているものの中から，さらに照射条件や試験方法・条件の記載，データ処理方法等に基づいて選別さ対象とされたステンレス鋼の鋼種は炉内構造物にれている．例えば，照射温度等の重要な情報がないデ使用されているオーステナイト系ステンレス鋼304，ータや，試験時間が十分ではない亀裂進展速度データ

304L，316，316L，原子力用316で，母材と溶接熱影響などは除外されている．軽水炉炉内から取り出した試部HAZ，溶金も含んでいる．NbやTiを添加した安定化

験材のデータは貴重であるのですべてデータベース

ステンレス鋼である347と321は国内では炉内にほとに取り入れられている．重要なデータを漏れなく収集んど使用されていないので対象外となっている．

することやデータ選択の判断基準を議論するために，対象とされた特性は炉内構造物の健全性評価に必国内で照射ステンレス鋼にかかわる 20 人程度の技術

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3

者と研究者が集まる場を設けて議論されている．

301

速度が 10-6/s 以上のデータについて，溶体化処理材とこうして収集され整理されたデータベースは，2018

冷間加工材，304 系と系と 316 系，通常炭素と低炭素で材系，通常炭素と低炭素で材年の時点のものが JAEA-Review として PWR と BWR で料を分類して照射量に対してプロットして比較した．

別々に公開されている(13)(14)．データベースは利用の傾向式の検討には飽和形の照射量依存性を表す関数

しやすさを考慮して EXCEL で作成されており，JAEA-形として次式を用いて，最小二乗法でフィッティング

Review ではその項目の一部が抽出されている．

を行った(15)(17)．

JAEA-Reviewに収集整理されたデータ数を表1に示(12)．最もデータが充実しているのはPWR，BWRともにす機械的特性の基本となる引張特性である．他の特性はここで，YY は耐力，引張強さ，一様伸びまたは全伸び，PWRとBWRの炉内構造物の形状と経年劣化評価の対象

A,B,C は定数であり，A は初期値，A+B は飽和レベルとなる部位と必要データの違いを反映して充実度がとなる．照射量ははじき出し損傷量 dpa
dpa を用いた．表異なっている．PWRではバッフルフォーマボルト（316

2 は PWR と BWR のデータベースから得られた傾向式の冷間加工材）のIASCC破損が重要な経年劣化現象であ係数を示す．結果の例を図 1 と図 2 に示す(15)．
係数を示す．結果の例を図り，IASCC発生および応力源評価のためのスエリング

図 1 は PWR のデーベースによる冷間加工 316
図（CW316）とクリープのデータが多く報告されている．BWRではの耐力のデータと傾向線を示す．ばらつきは大きいが，ばらつきは大きいが，シュラウド等（304と316溶体化材）のIASCCき裂の大約 20dpa で 950MPa
約950MPa に飽和する傾向となっている．図

きさが重要であり，IASCC感受性・進展，破壊靭性，応2 は BWR のデータベースによる通常炭素量の溶体化力緩和のデータが多く報告されている．また，PWRと304/316 のデータと傾向線（実線）を示す．点線は低BWRを問わずIASCCのメカニズムに関連するミクロ組炭素の 304L/316L もあわせた傾向線であり，通常炭素炭素の通常炭素織（転位ループやキャビティの平均サイズと数密度）

材は飽和する照射量がやや小さい傾向があることがや粒界偏析（Cr, Ni, Si等の粒界濃度と粒内との差）わかる．このような耐力に見られる違いは，引張強さ，のデータが多く報告されている．

一様伸び，全伸びでも同様にみられている．
また，構造物の評価には応力歪関係を表す構成式が

表 1 収集したデータのデータ数(12)必要であるが，Swift 式をベースに耐力と引張強さから応力歪関係を決定する手法を提案し，図ら応力歪関係を決定する手法を提案し，
図 3 のようにデータベース内の応力歪関係のデータを良好に再現できることも確認している(15)．図 3 は溶体化 316L の例であり，図中の黒線は公称の応力歪関係，赤線は黒例であり，図中の黒線は公称の応力歪関係，赤線は黒線から計算した真応力真歪関係，緑線は提案した手法
線から計算した真応力真歪関係，緑線は提案した手法による真応力真歪の関係である．

3. データの傾向分析作成されたデータベースのデータを用いて，材料特性の照射量依存性について材料組成や照射条件・試験条件の違いを検討した．また，データ量が十分な特性については傾向式を検討した(15)～(18)．

3.1

引張特性

引張特性は機械的性質の基本となる特性であり多くのデータが報告されている．ここでは，耐力，引張強さ，一様伸び，破断伸びに関して，照射温度と試験温度が 300℃付近（280～350℃）で引張試験のひずみ

図1
図1 PWRPWR データの冷間加工
データの冷間加工 316
316 のデータと傾向線のデータと傾向線(15)302

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3

表 2 引張特性の傾向式の係数(17)YS:耐力，UTS:引張強さ，UE:一様伸び，TE:全伸び，sd:標準偏差，n:データ数

図 2 BWR データの溶体化 304/316 のデータと傾向線(17)図 3 溶体化 316L の応力歪関係データと予測線(17)INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3

3.2

破壊靭性

303

試験で調べられ，水質条件や応力・歪のレベルをパラメータとして破断の有無や破断時間のデータが報告

破壊靭性値は亀裂のある構造物の健全性評価に必されている．ここでは，PWR 一次系模擬水中(温度 290

要であることから，シュラウド等の厚板構造物をもつ～340℃)における冷間加工 316 ステンレス鋼の定荷BWR 条件の溶体化 304/316 系のデータが比較的多い．

重 SCC 試験のデータから発生のしきい応力を検討しここでは，破壊試験として高い信頼性が期待できるた(15)．

1/4T 以上の CT 試験片と 3 点曲げ試験片を用いた溶体

従来の IASCC 発生しきい応力の検討では，応力と照化ステンレス鋼(304/304L，316/316L)のデータで傾向射量のマップにプロットしたデータにおいて IASCC(16)．JIC または JQ の照射データを対象が発生したデータを包絡するように下限線を設定すとし，288℃付近で試験された破壊靭性値 69 点を抽出るが，ここではより明確にしきい応力を定義する方法

した．破壊靭性値 J は引張特性に似た飽和型の照射量を用いた．その方法は，多数の定荷重 SCC 試験データ依存性を示すことから，傾向式は同様な関数形とした．の中から，照射量と試験条件がほぼ同じで応力レベル式を検討した(16)

図 4 はデータベースの全データと傾向線を示す．

が異なり破断ありと破断なしがセットとなる 28 組 56

10dpa 程度でほぼ飽和する傾向式が得られている．デ点のデータを抽出し，それらのデータに応力レベルのータのばらつきは大きいが，その原因とひとつと考え照射量依存性を表す関数をフィッティングすることられる材料の圧延方向と亀裂進展方向の関係（図中凡で発生しきい応力の傾向式を決める方法である．関数

例の TL と LT）を考慮した検討結果も行い，影響が見形として引張特性と同様の飽和形の関数をもちいた．

られることを確認した．構造健全性の評価では破壊靭

図 5 はそれにより得られたしきい応力（SIA）の傾向性の傾向線はデータをすべて包絡するように安全側線とデータベース内のすべての定荷重 SCC 試験デー

(10)に設定されることがあるが，材料の清浄度や試験条タを示す．データは破断あり(中実)と破断なし(中空)件によるばらつきが大きい特性であり，データの質をで区別されており，傾向線(実線)と傾向線から標準偏考慮した検討が今後重要と考えられる．

差(sd)を差し引いた下限線(破線)を示す．標準偏差を差し引いた下限線(破線)が全ての破断ありのデータを包絡しており，既存のデータベースに対して適切な傾向線が設定できることが示された．

図 4 溶体化 304/316 の破壊靭性データと傾向線(16)3.3

IASCC発生発生PWR においてはバッフルフォーマボルトの IASCC 破損評価のために必要な IASCC 発生のデータが多く報告されており，IASCC が発生するしきい応力の照射量依存性が重要とされる．IASCC 発生はリング型や引張型の試験片に一定の応力や歪を負荷して保持する SCC

図 5 PWR 条件の冷間加工 316 の IASCC 発生応力データと発生しきい応力の傾向線(15)INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3304

3.4

IASCC進展進展に変化することから対数に変換してフィッティングを行った．

IASCC の進展については BWR のシュラウド等の健全

図 6 は通常水質（NWC）条件下での亀裂進展速度につ性評価のために必要な亀裂進展速度の試験データがいて得られた傾向線と傾向線を得るのに使用したデ多く報告されている．IASCC 進展データは BWR 炉心をータを示す．
亀裂進展速度は照射量約 4dpa で飽和し，模擬した高温高圧水中で CT 型試験片などに対して亀K 値の増加とともに飽和レベルが大きくなる傾向とな裂長さをポテンシャルドロップ法でオンラインで測っている．使用したデータの照射量と K 値への依存性定する手法で行われる．また，JMTR や Halden 炉などをほぼ再現できる傾向式が得られている．の研究炉の炉心内で試験したデータも多く報告されている．進展速度データの質に関しては，高温水中での予亀裂の導入方法，平面歪の状態，荷重負荷モードや試験時間などの試験手法の妥当性のみならず，進展速度の計算には亀裂の進展方向，分岐状態，進展面内の均一性などの評価が必要である．照射材の亀裂進展速度の傾向式では，腐食電位等の水質，応力拡大係数，照射量がパラメータとなり，上記の様々な条件を十分考慮したデータの選択が必要となる．
ここでは，1/4T 以上の CT 試験片を用いた溶体化ステンレス鋼(304/304L，316/316L)の亀裂進展速度デー
タのうち，生データ（亀裂長さの時間変化データ，破面観察データ等）に遡って精査可能な文献値を対象として傾向式を検討した(16)(18)．国内の JMTR 照射材とBWR 照射材を用いた照射後試験（炉外試験）によるデータ 84 点が抽出された．その内訳は，通常水質(NWC)模擬条件 54 点，水素注入水質(HWC)模擬条件 30 点であった．亀裂進展速度 da/dt の傾向式は，進展速度が

図 6 BWR 通常水質条件での溶体化 304/316 のIASCC 進展速度データと傾向線(16)10-12～10-8 m/s の範囲で変化することから，進展速度の対数値の飽和傾向と応力拡大係数 K 値の指数の照4. まとめ

射量依存性を考慮して次の式を用いた．
本解説では最近報告された炉内構造物用ステンレ
da/dt =ス鋼の中性子照射特性に関するデータベースを紹介するとともに，そのデータを用いて特性の傾向式を検討した例を紹介した．このような活動は，その時点までに得られているデータのみならず材料特性に対す

F は照射量(dpa)，A, B, C, は定数である．

る知識を集約したものであり，貴重なナレッジベース各定数の決定は次のように行った．まず，データベを整備して今後に使える形で残すとともに，さらに次ースから照射量と水質条件が同じで K 値のみを変化に必要な試験研究を構想する上でも重要になると考させたデータセットを選び，それらのデータセット毎えられる．特に，中性子照射材のデータを得るためにに指数 n を算出して，得られた指数 n の照射量依存性は多大な予算と期間を必要とするためその重要性はを上記の n(F)でフィッティングとしてを決定し高いものと認識している．最近は廃炉となった軽水炉

た．未照射における K 値は日本機械学会 維持規格のから材料データを得る試験研究が各国で行われてお亀裂進展式で使用されている K=2.25 を用いた．得らり，それらの貴重なデータと知識を活用するためにもれた K 値依存性指数 n(F)は，照射量とともに K=2.25

このような活動が今後も適宜継続されていくことがから減少し K=0.6 付近に飽和する傾向となっている．

期待される．

次に決定した n(F)を用いて，進展速度式の定数 A,B,Cを最小二乗法で決定した．その際は進展速度が広範囲

INSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3

謝辞

305

steel,” Proc. of 19th International
Symposium on Environmental Degradation of

傾向式の検討では日本原子力研究開発機構の知見
康弘博士，笠原茂樹博士（現東大），塙悟史博士，三Materials in Nuclear Power System – Water
Reactor, ANS, 2019, p.1330.

菱重工業の藤本浩二博士，日本核燃料開発の越石正人(8) Materials Reliability Program: Development博士に協力いただいた．また，研究会に参加いただいof a Material Constitutive Model forた方々からも貴重な意見をいただいた．ここに謝意を

Irradiated Austenitic Stainless steels

表する．

(MRP-135, Revision 2), September 2019,EPRI.

引用文献(9) O.K. Chopra, A.S. Rao, “A review ofirradiation effects on LWR core internal(1) 福谷耕司，西岡弘雅，藤井克彦，ステンレス鋼の軽水炉照射挙動, INSS MONOGRAPHS No.4,2009.
(2) K. Fukuya, “Current understanding ofradiation induced degradation in lightwater reactor structural materials,” J.
Nucl. Sci. Tech., 50(2013)213.

materials – IASCC susceptibility and crack
growth rates of austenitic stainlesssteels,” J. Nucl. Mater., 409(2011)235.
(10) 日本機械学会「発電用原子力設備規格 維持規格2012版」 JSME S NAI-2012, 平成25年3月(11) 一般社団法人原子力安全推進協会「PWR炉内構造物点検評価ガイドライン[バッフルフォーマ(3) 独立行政法人原子力安全基盤機構 「平成20 年ボルト](第3版)」 JANSI-VIP-23, 平成30年3月

度照射誘起応力腐食割れに関する報告書（09(12) 知見康弘，福谷耕司，笠原茂樹，藤井克彦，塙

基材報-0012）」平成21年9月等(4) (財)発電設備技術検査協会「プラント長寿命化技術開発（ステンレス鋼照射SCC試験(PWR)）」，平成9年3月等

悟史，軽水炉炉内構成材料の照射特性に関するデータ調査と傾向分析 (1) 全体概要，日本原子力学会2018年秋の大会，2C13.
(13) 笠原茂樹，福谷耕司，越石正人，藤井克彦，知(5) 例えば，S. Ooki, Y. Tanaka, K. Takamori, S.

見康弘，沸騰水型軽水炉炉内構造物用オーステ

Suzuki, S. Tanaka, Y. Saito, T. Nakamura,

ナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文

T. Kato, K. Chatani, M. Kodama, “Study on

献調査とデータ集の作成（受託研究），JAEA-SCC growth behavior of BWR core shroud,”

Review 2018-012, Nov. 2018.

Proc. 12th Int. Conf. Environmental(14) 笠原茂樹，福谷耕司，藤本浩二，藤井克彦，知Degradation of Materials in Nuclear Power見康弘，加圧水型軽水炉炉内構造物用オーステ

System - Water Reactors, TMS, 2005.

ナイト系ステンレス鋼の照射データに関する文(6) 例えば，K. Fujimoto, T. Yonezawa, E. Wachi,

献調査とデータ集の作成（受託研究），JAEA-Y. Yamaguchi, M. Nakano, R.P. Shogan, J.P.
Massoud, T.R. Mager “Effect of theReview 2018-013, Jan. 2019.
(15) 福谷耕司，知見康弘，笠原茂樹，藤井克彦，藤accelerated irradiation and hydrogen/

本浩二，軽水炉炉内構成材料の照射特性に関す

helium gas on IASCC characteristics forるデータ調査と傾向分析 (2) 引張特性とIASCC

highly irradiated austenitic stainless

発生，日本原子力学会2018年秋の大会，2C14.

steels,” Proc. 12th Int. Conf.

(16) 笠原茂樹，福谷耕司，知見康弘，藤井克彦，越Environmental Degradation of Materials in

石正人，軽水炉炉内構成材料の照射特性に関す

Nuclear Power System - Water Reactors,

るデータ調査と傾向分析 (3) IASCC 亀裂進展

TMS, p.299, 2005.と破壊靱性，日本原子力学会2018年秋の大会，(7) 例えば，A. Jessen, J. Stjarnsater, C.
Topbasi, P. Chou, “Specimen size effects

2C15.
(17) K. Fukuya, K. Fujii, Y. Chimi, K. Hata,

on the crack growth rate response of“Empirical equations for tensile

highly irradiated type 304 stainlessproperties and stress-strain curves ofINSS JOURNAL Vol . 29 2022 C-3306

neutron irradiated stainless steels in LWR
conditions,” Proc. 19th Int. Conf. on
Environmental Degradation of Materials in
Nuclear Power Systems-Water Reactors, ANS,
(2019), p.523.
(18) S. Kasahara, Y. Chimi, K. Hata, K. Fukuya,
K. Fujii, “Empirical equations of crack
growth rates based on data fitting of
neutron irradiated stainless steel underhigh temperature water simulating boilingwater reactor core conditions,” Proc.
19th Int. Conf. on Environmental
Degradation of Materials in Nuclear Power
Systems-Water Reactors, ANS, (2019),
p.1345.