平成２１年度　戦略的大学連携支援事業　活動報告書

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地域連携部会 活動報告連携推進委員会 活動報告教育研究部会 活動報告大学運営部会 活動報告61 原子炉圧力容器は鋼鈑を溶接することにより製造されているが、溶接線を減らして信頼性を向上し、コストと工期の短縮を図る大型鍛鋼部材を用いた圧力容器鋼が増えてきている。大型鍛鋼部材用に数百トンオーダーの鋼塊を鋳造・鍛造・加工するのは高度な技術であるが、これに用いられるA508 、Cl.3鋼はA533B鋼と比べても遜色の無い機械特性・照射下特性を持っているとされる。軽水炉の原子炉圧力容器鋼の照射脆化挙動において、不純物Cuの少ないわが国の原子炉では、Cuリッチ析出物以外の要素が重要となり、3次元アトムプローブの研究によってMn-Ni、Mn-Siの溶質クラスタの形成が重要な役割を果す可能性が示されてきた。国内の延性-脆性繊維温度(DBTT)の上昇予測式には溶接金属部を対象としてCu、PにプラスしてMn、Ni含有量が加わってはいるが、MnをはじめMoやCrなど他の元素は盛り込まれていない。SiやMnの照射脆化への長期的な寄与は明らかになっておらず高経年度化対策や次世代原子炉材料の開発のための研究が必要である。A508鋼についてもA533B鋼同様にMn,Siの脆化への寄与は明らかでない部分が多い。高経年化に伴う原子炉の監視試験片の解析の進行により、マトリックス損傷に分類されるCuリッチ析出物以外の析出物の長期的な効果が明らかになるのは今後であると考えられる。その結果によって今後Si含有量についても何らかの対策が必要となる可能性があり、予めSiの照射脆化への研究を進めておくのは高経年化に伴う安全対策と言う面でも重要である。日本製鋼所においては80年代に鋳造時の偏析低減のための低Si含有A508鋼の基礎研究を実施していた。現在はA508、Cl.3鋼が必要十分な特性を得られているとして研究を休止しているが、低Si添加材の研究の高経年化対策・新材料開発におよぼす重要性は認識されている。低Cuの圧力容器鋼では照射脆化へ寄与する安定マトリックス損傷が、マイクロボイドか格子間型転位ループであるかというのは研究が進められている最中であるが、格子間型転位ループが主要な機構であれば、イオン照射実験によってSiの脆化への効果を明らかにする事が可能と考えられる。A508鋼の基礎的な特性は取得されているが、Siにからんだ照射脆化と言う観点では十分とは言えず、本提案では低Si材と併せてマクロからナノスケールまでの微細組織解析と強度特性を詳細に取得し、かつイオン照射実験および微小試験片技術を用いて、A508材の照射硬化とSi添加量と照射脆化の相関関係を明らかにすることを目的とする。2.1 低Si含有A508鋼の製造 低Si含有A508鋼の製造技術および鋼塊の特性確認のために、株式会社日本製鋼所室蘭研究所にてA508鋼■教育研究部会 活動報告 研究小委員会原子炉圧力容器用網におけるSi(シリコン)添加量の研究室蘭工業大学 大学院 教授 幸野 豊/准教授 岸本 弘立1. 緒言2. 平成21年度の活動および成果成 分CSiMnPSNiCrCu目標値0.170.181.410.0040.0020.870.120.03表1 化学成分(標準材)成 分CSiMnPSNiCrCu目標値0.170.041.410.0040.0020.870.120.03表2 化学成分(低Si材)

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