156

ＰＷＲで中性子照射された冷間加工
316 ステンレス鋼のスエリング
Swelling in Cold-worked 316 Stainless Steels irradiated in a PWR
福谷 耕司（Koji Fukuya）*

藤井 克彦（Katsuhiko Fujii）*

要約 PWR 炉内で 290 〜 320 ℃の温度で 1 〜 53dpa の中性子照射を受けた冷間加工 316 ステン
レス鋼のミクロ組織を高分解能透過型電子顕微鏡で詳細に観察し，3dpa 以上の照射量で直径約1nm の極めて微細なキャビティが一様に生成していることを確認した．53dpa においてもこのキャビティはほとんど変化せず，スエリング量は最大でも 0.042% であり極めてわずかであることが確認された．このキャビティは形状と含まれているヘリウム原子数等からヘリウムバブルと判断された．密度とサイズは文献等に報告された材料試験炉照射のものとほぼ同等であり，
He/dpa の高い照射環境に共通するものであること，FBR で報告されているボイトとは異なることが確認された．さらに，キャビテイの成長に関する反応速度論モデルと測定したキャビティデ
ータを用いてモデル計算を行い，スエリングが急速に増加する照射量は 80dpa 以上と推定された．
キーワード

PWR，中性子照射，スエリング，ステンレス鋼，バブル，透過型電子顕微鏡

Abstract
Swelling behavior in a cold-worked 316 stainless steel irradiated up to 53 dpa in a
PWR at 290 - 320 ℃ was examined using high resolution transmission electron microscopy. Smallcavities with the average diameter of 1nm were observed in the samples irradiated to doses above 3
dpa. The average diameter did not increase with increasing in dose. The maximum swelling was as
low as 0.042 %. The measured helium content and the cavity morphology led to the conclusion that thecavities were helium bubbles. A comparison of the observed cavity microstructure with data from
FBR, HFIR and ATR irradiation showed that the cavity structure in PWR at 320 ℃ or less was similar
to those in HFIR and ATR irradiation but quite different from those in FBR condition. From a
calculation based on the cavity data and kinetic models the incubation dose of swelling was estimatedto be higher than 80dpa in the present irradiation condition.
Keywords

PWR, Neutron Irradiation, Swelling, Stainless Steel, Bubble, Transmission Electron Microscopy

1．はじめになることが知られている．PWR に関しては，
Garner らが 370 ℃以上での FBR 照射データに基いステンレス鋼が高温で高速中性子照射を受けるとて，PWR のステンレス鋼製炉内構造物においてもボイドやキャビティと呼ばれる空孔集合体が形成さ寿命末期の数 10dpa の照射量になると比較的大き

れ，スエリング（体積膨張）を生ずることが知られなスエリングが発生するとの予測を行っている(1)(2)．

ている．高速増殖炉（FBR）や核融合炉の炉心構造

大きなスエリングが発生した場合には炉内構造物を物のように使用温度が 500 ℃以上で照射量が高い場締結するボルトに応力が加わり，照射誘起応力腐食

合にはスエリング量が 10% を越える大きなものと割れ（IASCC）を誘引すると考えられている．

*（株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所

157

我々は，このスエリング現象を的確に把握するため，実際に PWR の炉内で使用された材料を用いた研究を進めている．すでに，320 ℃の温度で 35dpa

表１
C
0.040

Si
0.62

供試材の化学組成（重量％）
Mn
1.63

P
S
Ni
Cr
0.022 0.006 12.61 16.94

MoFe
2.22 balanceまで照射された 316 ステンレス鋼について詳細な観察を行い，スエリング量は約 0.02% と極めて小さいことを確認している(3)．また，Foster らも同様な

ミクロ組織の観察は透過型電子顕微鏡 HF-2000

実機材の分析を行いやはり低いスエリング量である(4)

組織観察方法2.2

ことを報告している ．しかしながら，高経年化にを用い加速電圧 200kV で実施した．観察用試料はむけてより高照射量でのスエリング量を的確に予測

以下のように作製した．シンブルチューブを長さすることが求められており，さらに高照射量のデー10タを採取すること，照射量による変化を調べ将来の薄片を精密切断機で採取した．この薄片を機械研磨

挙動を予測することが重要となっている．

で 0.1

本研究では，キャビティ等のミクロ組織変化とス
エリング量の中性子照射量依存性を明らかにするこに切断し，板厚のほぼ中心部から厚さ 0.5
厚さに仕上げ，直径 3のの円板を打抜いた．

さらに 5% 過塩素酸＋酢酸溶液中で電解ジェット研磨を行い，観察用の薄膜試料とした．

とを目的に，国内 PWR でより高い照射量まで照射されたシンブルチューブのミクロ組織を詳細に調べた．また，文献データとの比較により PWR 環境でのスエリングの特徴を把握するとともに，簡易モデ
ルによりスエリング挙動の予測を試みた．

2.3

ヘリウム・水素分析

試料に含まれているガス成分としてヘリウムと水素を測定した．分析用試料はシンブルチューブより切り出した約 100mg の微小ブロックであり，1200℃まで加熱し，放出ガス成分を質量分析法により測定

2．試験方法

した．

供試材

2.1

本研究に使用したステンレス鋼は，国内 PWR の炉内で使用された冷間加工 316 ステンレス鋼製の炉

3．結果
3.1

転位組織

内計装用シンブルチューブの一部を採取したものである．シンブルチューブは外径 7.6

内径 5.1の

図 1 には転位成分の暗視野像の例を示す．照射前

薄肉管であり，約 15% の最終冷間加工により製造には冷間加工により導入された転位網が一面に形成されている．材料組成を表 1 に示す．本研究では，されていたが，照射材ではこれらの転位網はほとん

炉内に 13EFPY（100% 出力換算年数）置かれたシど認められず，微細な転位ループが一様に形成されンブルチューブを対象として観察を実施した．なお，ているのが観察された．表 2 には定量測定を行った(3)

前報 の 35dpa 照射のシンブルチューブは同一 PWR

35 および 53dpa の時の転位密度を示す．この照射内に 9EFPY 置かれたものである．シンブルチュー量領域では転位ループの成長と生成が継続している

ブは燃料集合体の中心部に挿入されて使用されておことが確認された．

り，炉心高さ方向に高速中性子照射量と温度の分布をもつ．採取位置を変えることにより，前報と合わせ照射量の異なる 8 条件のデータを採取した．照射-9

量は 1〜53dpa，損傷速度は 2.0 × 10 〜 1.3 × 10
dpa/s 照射温度は 290 〜 320 ℃の範囲である．

-7

表２

転位ループデータのまとめ

照射量
損傷速度
温度 平均直径（dpa） （dpa/s） （℃） （nm）
1.1×10-7
10.2
310
35
11.0
310
35
1.1×10-7
15.1
300
53
1.3×10-7数密度（m-3）
4.0×1022
5.7×1022
9.3×1022

158(a) 未照射材

図１3.2(b) 照射材

未照射材および 35 dpa 照射材の転位組織の暗視野像

キャビティ

なる３領域で密度を決定した例を示す．この場合には合計 9 ヶ所の測定から平均値として密度を決定し図 2 には 53dpa 照射材のキャビティのアンダーた．

フォーカス像とオーバーフォーカス像の例を示す．
キャビティは 53dpa の高照射量でも 2nm 以下であに対して以下のような手順によりサイズと密度の定量データを得た．
密度の決定には観察領域の試料厚さの決定が重要であるが，極めて微細なキャビティの観察には試料

20nm

Thickness（nm）

り極めて微細である．このような微細なキャビティの厚さが非常に薄い必要があるため，等厚干渉縞を用いることが困難である．このため，本研究では，
ステレオ法により決定した観察試料内のキャビティ

0

200

図３

図２

53dpa 照射材のキャビティ像400

薄膜試料内のキャビティ空間分布の例

ヶ所の観察領域について，それぞれ試料の厚さの異(a) アンダーフォーカス像

300

Distance from Edge（nm）

分布から試料厚さを求める方法で決定した．図 3 にキャビティ分布測定の例を示す．また，表 3 には３100(b) オーバーフォーカス像(矢印は代表的像を示す)

159

キャビティ直径の決定には，フォーカスのあった状態で観察する必要があるが，そのような状態では方法で決定した 53dpa 照射材でのキャビティのサイズ分布を示す．

微細なキャビティの同定が困難となる．このため，

表４は以上のような方法で決定したキャビティのフォーカスを連続的に変化させながら同一キャビテ

平均直径と密度，およびそれらの値から計算したス

ィの直径を測定し，フォーカス位置とみかけの直径

エリング量を，照射条件とともにまとめたものであの関係から補正係数を求めた．図 4 に 20 個のキャる．図６はスエリング量の照射量依存性を示す．照ビティについてのフォーカス量と見かけの直径の関射量に関してみると，キャビティは 3dpa 以上から係を示す．この図から，通常観察を行う -1200nm観察されること，平均直径は 53dpa でも約 1nm でのフォーカス位置で得られる直径は，補正係数 0.5

ありほとんど差はないことがわかった．また，密度を乗ずることによりフォーカス位置 0nm での本来は 3 〜 9 × 1023m-3 の範囲でばらついているが，測のキャビティ直径に換算可能である．図５は上記の定精度からみてこの程度のばらつきは意味がないと判断され，増加する傾向はないと考えられる．スエ

表３

キャビティ密度の測定例（320℃28dpa照射材）

測定１
試料厚さ
（nm） 10.2−24.1 24.1−33.3密度（m-3） 10.8×1023 9.9×1023
測定２
試料厚さ（nm） 15.2−28.0 28.0−36.5密度（m-3） 8.6×1023
8.8×1023
測定３
試料厚さ（nm） 14.8−22.0 22.0−26.8-3密度（m ） 10.1×1023 11.6×1023

平均密度33.3−42.7
8.0×1023

Cavity diameter（nm）

照射量による変化は非常に小さいことが確認された．

36.5−45.4 9.4×1023（m-3）
7.4×1023

表４

2
1.5
1

数密度 スエリング量
（％）
（m-3）
none
none
0.015
3.6×1023
0.020
5.0×1023
9.4×1023
0.042
6.9×1023
0.038
3.1×1023
0.018
3.8×1023
0.016
4.2×1023
0.020
3.8×1023
0.019
5.8×1023
0.036

Observation
focus
0.15

0
−300

−600
−900
−1200
Focus value（nm）−1500

焦点位置とみかけのキャビティ直径の関係

Swelling（％）

0

図４

キャビティとスエリングデータのまとめ

照射量 損傷速度
温度 平均直径（dpa） （dpa/s） （℃） （nm）
2.0×10-9
1
290
none
3
8.0×10-9
290
0.94
10
2.6×10-8
320
0.92
28
6.9×10-8320
0.95
7.6×10-8
31
290
1.01
33
8.2×10-8320
1.04
1.1×10-7
35
310
0.94
1.1×10-7
35
310
0.96
1.1×10-7
35
310
0.98
1.3×10-7
53
300
1.05

26.8−31.8
10.4×1023

2.5

0.5

リング量は 0.015 〜 0.042% の範囲で極めて小さく，

0.1

0.05

Frequency（％）

40
30

0
0

20

図６

10

20

30
40
Dose（dpa）

50

60

スエリング量の dpa 依存性

10

3.3

0
0.6 0.7 0.8 0.9 1 1.1 1.2 1.3 1.4 1.5 1.6 1.7

Cavity diameter（nm）

図５53dpa 照射材中のキャビティのサイズ分布

ヘリウムおよび水素の分析

表５にヘリウムと水素分析の結果を示す．また，
図７にそれらの照射量依存性について測定値と計算値を示す．計算にはシンブル各位置の中性子スペク

160

800
Measured
Calculated

500

H concentration（appm）

He concentration（appm）

600

400
300
200
100

Measured
Calculated

600

400

200

0

0
0

20

40

60

20

0

Dose（dpa）

図７
表５

60

照射材中のヘリウムおよび水素量の測定値と計算値の比較

ヘリウムおよび水素の含有量測定結果

照射量
（dpa）
0.7
4
12
29
34
35
53

40

Dose（dpa）

ヘリウム量
He/dpa水素量（appm） （appm/dpa） （appm）
12
17
421
89
471
22
135
11
472
218
8
210
268
8
304
294
8
166
486
488
9

い結晶面からなる多角形を取る．したがって，観察された全てのキャビティは形態的にはバブルであると判断できる．
図８は平均直径をもつキャビティ内に含まれる空孔数 n v と，測定したヘリウムが全てキャビティに分配されていると仮定して求めたヘリウム原子数
mHe の関係を示す．最小２乗法でフィッティングす
ると
1.076

トル計算値を使用し，ヘリウムと水素生成に関わる

nv ＝ 0.859 mHe（1）

断面積には ENDF/B-VI を使用した．ヘリウム量はの関係が得られる．空孔数とヘリウム原子数はほぼ

炉心領域ないし極近傍から得られた 29dpa 以上の比例関係にあり，照射温度や損傷速度の影響はほと照射量の試料については計算値と測定値はよく一致

んどない．このことは観察されたキャビティが内圧し，He/dpa は約 8 となっている．燃料領域外の低と表面エネルギーが平衡する状態にあることを示し

照射量では一致がよくないが，この領域では熱中性ている．

子の割合が大きく計算精度がよくないためである．

以上から，PWR で 320 ℃以下で照射された場合

一方，水素生成量は炉心高さ位置にかかわらず計算に生成するキャビティは 53dpa の高照射量でもヘ値と一致せず，しかも照射量との関係もほとんどな

リウムバブルであることが確認される．

4.1

考察
キャビティの性質

本研究で観察されたキャビティはすべて球状であ（×10 m ）4.

8-3

響しているためと考えられる．

106n v ＝ 0.859 mHe1.079

25

材料からの放出や腐食等による生成水素の吸収が影

n v Number of vacancies in cavifies

い．このことは，水素は核反応による生成以外に，

420り，この形状は表面エネルギーと内圧がバランスし

1

3

4

5

mHe Number of He atoms（×10 m ）25ているバブルの特徴である．一般に高温で生成されるボイドは，熱平衡状態であり表面エネルギーの低

2

図８

-3

キャビテイ内の空孔数 nv とヘリウム原子数
mHe の関係161

他の照射環境でのキャビティとの比較

4.2

ビティの直径，密度およびスエリングを照射量 dpaに対してプロットして比較したものである．図から本研究で観察された PWR 環境でのキャビテイの明らかなように，数 10dpa でも直径 3nm 以下でに報告された FBR

1 × 1017cm-3 以上の高密度のキャビティが生成する（米国の EBR-II，ロシアの BOR 等）, HFIR（米国場合と，低照射量で 10nm 程度に成長し密度が 5 ×の研究炉）, ATR（米国の材料試験炉）等で 400 ℃

1015cm-3 以下と低いキャビティが生成する場合に明以下の低温域で照射された 304,316 類似組成のステ瞭に区別される．本研究で観察されたキャビティは，ンレス鋼のデータとの比較を行った．図９は，キャ前者の場合の HFIR の 300, 400℃照射データ(8)〜(11)お特徴を把握するため，文献(5)〜(16)

よび ATR の 350℃照射データ (16)と類似しているこ30とが明らかである．成長した低密度ボイドが形成さDiameter（nm）

25

れるのは FBR 照射データの場合である．キャビテ

20

イ構造に大きな影響を与える He/dpa（ヘリウム生
成速度 appm/s と損傷速度 dpa/s の比）の観点で見15This study
FBR＜320℃
FBR＞320℃
HFIR 300℃
HFIR 400℃
EBRⅡ＞370℃
ATR 350℃

105

ると，本研究も含めた PWR のデータは 8 〜 30，
HFIR は 30〜75，ATR は約10である．FBR については明記されていないが，照射研究によく使用され

0
0

20

40

60

80

100

る EBR-II では約 0.1 である．従って，本研究の照射温度が 320℃以下，He/dpa が 8 以上という照射

Dose（dpa）

環境は，多量のヘリウムのため極めて微細なヘリウ(a) キャビティ直径

ムバブルが生成し，50dpa 程度までバブルがほとん

Density（x1015cm-3）

1000

ど成長せずに存在する環境であることが他の中性子照射データからも裏づけられた．スエリング量も100

FBR の場合よりも一桁程度低くなっている．HFIR
10では照射温度が 400℃でも 300℃の場合とほぼ同様に微細で高密度のバブルが生成しており，PWR でThis study
FBR＜320℃
FBR＞320℃
HFIR 300℃
HFIR 400℃
EBRⅡ＞370℃
ATR 350℃

1

0.1

は 350℃程度のより高温度でも高密度の微細バブルの構造をもつことが推定されるが，今後データで確認していく必要がある．

0.01
0

20

40

60

80

100

Dose（dpa）

4.3(b) キャビティ密度100

スエリング量の予測

スエリングは，照射初期に空孔とヘリウムが集合してバブルを生成し，ヘリウムと空孔を吸収しなが10

Swelling（％）

らゆっくりと成長する期間（潜伏期），あるサイズ
1にまで成長し過飽和空孔を吸収してボイドとなり急速に成長する期間（定常スエリング期）がある．まThis study
FBR＜320℃
FBR＞320℃
HFIR 300℃
HFIR 400℃
EBRⅡ＞370℃
ATR 350℃

0.1

0.01

た，徐々に潜伏期から定常スエリング期に移行する
期間（遷移期）をもつ．本研究で観察されたキャビ
ティは潜伏期のヘリウムバブルであるので，将来の

0.001
0

20

40

60

80

100

Dose（dpa）(c) スエリング量
図９

キャビティの直径・密度およびスエリング
量についての文献データとの比較

スエリングを予測するためには，バブル−ボイド変換が起こり定常スエリングが始まる時期を予測することが必要である．以下では本研究の最大照射量

162

53dpa でのキャビティを対象に定常スエリングに移まり定常スエリングに移行する照射量を推定するた

行する時期を速度論的モデルにより推定した．

めには，・初期条件として，53dpa で観察されたバブルの直4.3.1

径とバブルに含まれるヘリウム原子数，

キャビティ成長のモデル

・本研究の照射条件における臨界ヘリウム原子数，
速度論的モデルでは，キャビティの成長速度は次・本研究の照射条件におけるバブルへのヘリウム原
子蓄積速度，の式で表される．

1cdr ＝ （D C − Di Ci − Dv C v ）dt r v v
ここで r はキャビティ半径，D,を計算する必要がある．
（2）

C はそれぞれ点欠

陥の易動度と原子濃度，v, i はそれぞれ空孔と格子c

間原子を示す．C v はキャビティ表面近傍での平衡
空孔濃度であり次式で表される．
ceC v ＝ C v exp

Ω 2γ
−P
kT r

（3）

c

ここで，C v は熱平衡空孔濃度， Ω は原子体積， γは表面自由エネルギー，P は内圧，K はボルツマン
係数，T は絶対温度である．内圧 P は剛体球モデル

図 10を用いて，ヘリウム原子数を mHe，キャビティ体積

キャビティ中の空孔数とヘリウム原子数で表したキャビティの成長挙動

を V，ヘリウム剛体球直径を d として，
2

P＝mHe kT 1 ＋ z ＋ z − z
3（1 − z ）
V

3

4.3.2

本研究で照射量 53dpa で観察されたバブルは平均
直径 1.04nm で 5.82 × 1023m-3 の密度である．バブル

ただし，

z＝

バブル内のヘリウム原子数（4）πmHe d 3

はサイズ分布をもっており，その一部がボイドに変換して成長を始めることで巨視的な定常スエリング

6Vがおこると考えられる．HFIR 等での知見から，サで表される．

イズ分布の内大きい方の 20 〜 30% がボイドに変化

上記の式を用いると，キャビティの成長過程をキした場合に定常スエリングがおこると考えることがャビテイ内の空孔数とヘリウム原子数の関係で表すできる．これに対応するバブル直径は約 1.2nm でことができる．図 10 は概念的にその関係を示したあり，このバブルには 79 個の空孔と，（1）式よりものである．Nodal line はキャビテイの成長，収縮67 個のヘリウム原子数が含まれている．この条件のいずれも生じない条件である．この線より上側でを初期バブルとする．

はキャビティは空孔を吸収して成長可能である．下側ではキャビティはヘリウムを吸収して平衡バブル
として Nodal line に沿って成長し，Nodal line を越

4.3.3

臨界ヘリウム原子数＊

える数のヘリウムを吸収すると不安定成長を始め

臨界ヘリウム原子数 mHe は（ 1 ）〜（ 3 ）式を解くこる．その時のヘリウム原子数をバブル−ボイド変換とにより得られるが，空孔濃度 C i と格子間原子濃が起こるの臨界ヘリウム原子数と呼ぶ．

度 C v を決定するためには転位やキャビティの空孔したがって，本研究の照射環境で不安定成長が始と格子間原子に対するシンク強度の推定が必要であ163

る．特に重要なパラメータは，転位ループのバイア

r
dmHe
＝ GHe
dt
r Nc Ω

スとカスケード空孔クラスタの中性子シンク強度である．前者のバイアスについてはこれまでの多くの研究から 1.05 〜 1.4 の範囲にある．後者の中性シン
16（5）で与えられる．バブル体積と空孔数の関係である，-2

ク強度は 1 〜 4 × 10 m を採用した．また，損傷速

44πr 3＝ nvΩ、 πr 3 ＝ nvΩ
3
3

度は高照射量データの範囲として，0.7〜1.3 × 10-7
dpa/s である．図 11 は臨界ヘリウム原子数に対する，転位ループバイアス，中性子シンク強度，損傷を用い，さらに（1）式の関係を用いると，速度の影響を示したものである．臨界ヘリウム原子

GHe
dmHe
＝
Nc Ω
dt

数は，転位ループバイアスと損傷速度が最大で中性＊

子シンク強度が最小の時に最小となり，mHe ＝ 147

1.076

mHe
mHe

1/3

（6）

＊

が得られる．また，中間的な値として mHe ＝ 310 がCreitical number of He atoms

Creitical number of He atoms

得られる．

が得られる．バブルあたりの平均ヘリウム原子数m He は，￣
1000
Sn=2x1016m-2

800

mHe ＝

7.0x10-8 dpa/s
1.1x10-7 dpa/s

600

1.3x10-7 dpa/s

200

1.1

1.2
1.3
Loop bias factor

1.4

GHe
dmHe
＝
NcΩ
dt

1.5

mHe NcΩ 1.076
GHe・dpa・10−6

1/3

（8）

が得られる．

1000
1.1x10-7 dpa/s

800

（7）

であるので，

4000
1.0

GHe・dpa・10−6NcΩ

Sn=1x1016m-2
Sn=2x1016m-2

600

4.3.5

Sn=4x1016m-2

計算結果

400

図 12 は（8）式に基いてバブル内のヘリウム原子
200数の変化を計算し，臨界ヘリウム原子数を越える照

0
1.0

図 11

1.1

1.2
1.3
Loop bias factor

1.4

1.5

射量を求めたものである．最小の場合で約 87dpa，
中間的な場合で約 157dpa で不安定成長が開始され臨界ヘリウム原子数に対する転位ループバ

600

の影響

4.3.4

平衡バブルへのヘリウム原子蓄積速度

材料内で生成したヘリウムが最終的に全てキャビティに捕獲されると仮定すると，対象としているバ

He content per cavity

イアス，損傷速度，中性シンク強度（Sn）

400

m*He（Standard）

300

m*He

200 （Minimum）
100

87dpa

157dpa0

ブル１個のヘリウム原子蓄積速度は，ヘリウム生成0

速度 GHe（appmHe/dpa）と，当該バブルのシンク強度と全バブル（平均直径 r，密度 N c）のシンク強度の比の積により，

500

50

100

150

200

250

300

Dose（dpa）

図 12

バブル中のヘリウム原子数の変化と臨界ヘリウム原子数到達照射量

164ると推定される．したがって，320 ℃以下で照射を

in Nuclear Power Systems-Water Reactors, San

継続した場合には，少なくとも 80dpa まではバブ

Diego, CA, USA, August 1-5 , 783,（1993）.

ルの成長による潜伏期が継続され，スエリング量の(2)低い状態である推定される．

（1994）.

このようなモデルにより外挿した評価を行うに(3)

は，測定データが重要であり，照射温度や He/dpa(4)

古谷，小西，INSS Journal, 7, 12,（2000）.
J.P.Foster, D.L.Porter, D.L.Harrod, T.R.Mager,
M.G.Burke, J. Nucl. Mater. 224 , 207,（1995）.

の効果についても現実に近い照射データが重要であ(5)

る．

F.A.Garner, Trans. Am. Nucl. Soc. 71, 190,

F.A.Garner, S.I.Porollo, A.N.Vorobjev,
Yu.V.Konobeev, A.M.Dvoroashin, V.M.Krigan,

5．結論

N.I.Budylkin, E.G.Mironova, Proceedings ofFontevraud IV: Contributions of Materials

PWR 炉内で 320 ℃以下の温度で最大 53dpa まで

Investigation to the Resolution of Problems

照射された冷間加工 316 ステンレス鋼について，詳

Encountered in Pressurized Water Reactors,

細なミクロ組織観察を行ない，以下の結果を得た．

French Nuclear Energy society, 249,（1998）.

（1）3dpa 以上で直径約 1nm の微細なキャビティの(6)

F.A.Garner, M.B.Toloczko, S.I.Porollo, 8th Int.

均一な発生が認められた．このキャビティはバブ

Symp. on Environmental Degradation of

ルであり 53dpa でもほとんど成長せず顕著な密Materials in Nuclear Power Systems-Water

度増加も示さないことがわかった．

Reactors, Amelia Island, FL, USA, August 10-14 ,（2）スエリング量は最大でも 0.042% と極めて小さい値であり，不安定成長による定常スエリングへ

839,（1997）.
(7)

S.I.Porollo, A.N.Vorobjev, Yu.V.Konobeev,の移行は起こっていないことが確認された．

A.M.Dvoroashin, V.M.Krigan, N.I.Budylkin,（3）文献データとの比較を行った結果，観察された

E.G.Mironova, F.A.Garner, J. Nucl. Mater. 258-

キャビティのサイズ，密度は HFIR や ATR 照射のものと類似し，本研究の照射条件は高密度の微263, 1613,（1998）.
(8)

S.Hamada, M.Suzuki, P.J.Maziasz, A.Hishinuma,

細バブルを形成するヘリウム生成量の高い照射環

M.P.Tanaka, Effects of Radiation on Materials:14th

境と一致するものであることがわかった．

Inter. Symp. ASTM STP 1046 , 172,（1988）.

（4）キャビティ成長に関する反応速度論モデルによ(9)

S.Hamada, P.J.Maziasz, M.P.Tanaka, M.Suzuki,

り高照射量の成長を評価したところ，不安定成長

A.Hishinuma, J. Nucl. Mater. 155-157 , 838,（1988）.

が始まる照射量は少なくとも 80dpa 以上と推定(10) D.F.Pedraza, P.J.Maziasz, Effects of Radiation

された．

on Materials:13th Inter. Symp. ASTM STP
955, 161,（1988）.

謝辞
モデル計算については京都大学エネルギー理工学研究所香山晃教授，加藤雄大助教授のご指導をいた
だいた．また，電子顕微鏡観察については日本核燃
料開発㈱のご協力をいただいた．記して感謝の意を表する．

(11) P.J.Maziasz, J. Nucl. Mater. 200, 90,（1993）.
(12) J.O.Stiegler, E.E.Bloom, J. Nucl. Mater. 33,
173,（1969）.
(13) R.Carlander, S.D.Harkness, F.L.Yaggee, Nucl.
Applications & Technology, 7, 67,（1969）.
(14) E.E.Bloom, Radiation-Induced Voids in Metals,
J.W.Corbett and L.C.Ianniello, Eds. 1-30,（1972）.
(15) J.L.Staalsund, H.R.Brager, J. J. Holmes,

文献(1)

F.A.Garner, L.R.Greenwood, D.L.Harrod, 6th Int.

Symp. on Environmental Degradation of Materials

Radiation-Induced Voids in Metals, J.W.Corbettand L.C.Ianniello, Eds. 142-155,（1972）.
(16) L.E.Thomas, J.M.Beeston, J. Nucl. Mater. 107,
159,（1982）.

165(17) R.E.Stoller, G.R.Odette, J. Nucl. Mater. 141-143,
647,（1986）.
(18) Y.Katoh, R.E.Stoller, Y.Kohno and A.Kohyama,J. Nucl. Mater. 210, 290,（1994）.