平成22年度　戦略的大学連携支援事業　活動報告書

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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 弘立東京都市大学 工学部 准教授 白木 尚人■ 教育研究部会 活動報告 研究小委員会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、これに用いられるが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における照射脆化へのCu、Pの寄与とメカニズムは明らかとなっているが、不純物Cuの少ないわが国の原子炉においては、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が、上記のような背景から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。A本年度は低Si添加材とA508相当鋼の機械特性評価を実施し、製造した鋼材がA508鋼Cl.3材と同等な特性を持っているかの評価及びにイオン照射による照射実験を行う。2.1 低Si添加A508鋼の機械特性評価2.1.1 引張特性評価昨年度製作した素材の基本的な強度特性を取得するために、A508相当鋼、低Si添加鋼について引張試験を実施した。素材の基本組成を表1に示す。試験は室温で行い、試験片形状はJIS規格14A号試験片とし、鍛造方向から直角な方向に引張試験片の軸が向く方向で板材から切り出した。インストロン万能試験機を用いて、室温、ひずみ速度2.8×10-4s-1で実施した。その応力-ひずみ線図を図1表1 化学成分平成22年度の活動および成果2緒言1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 活動報告地域連携部会 活動報告評価委員会213

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