ブログ

Mar 10, 2024

照射された鋼材の内部を観察する

材料科学の基礎原則の 1 つは、材料の内部微細構造が材料の性能を制御するということです。 このため、常に強い関心が寄せられてきました。

材料科学の基礎原則の 1 つは、材料の内部微細構造が材料の性能を制御するということです。 このため、材料の性能を理解し予測する手段として、材料の内部構造の研究と分類には常に強い関心が寄せられてきました。 この研究のほとんどは、材料構造のより小さな領域を原子レベルに至るまで調査するための微細構造解析技術の継続的かつ急速に進歩した開発によって支援されてきました。

原子レベルの情報は、材料の内部変化を理解するために重要です。 しかし、大きな課題は、その理解を現実スケールの材料構造の性能に結びつけることです。 私たちは、実際の応用条件下で実際の構造がどのように動作するかを理解するための情報を原子レベルで構築することに興味を持っています。原子レベルの材料特性評価から構造の耐久性を理解できるでしょうか?

照射鋼構造は原子力システムの構築に長い間使用されており、次世代の高度な原子炉システムへの応用においては最優先事項となっています。 先進的な原子力システムでは、Fe-9 ～ 12Cr の組成を持つ鋼が最も関心を集めており、実験やモデリングの活動が最大レベルで行われています。 これらのタイプの照射鋼は先進的な原子力システムで使用されており、照射によって引き起こされる内部損傷に強いため、将来のシステムにとって高い関心を集めています。 原子炉内で強力な照射野にさらされると、材料の機械的特性が大幅に変化し、材料の物理的寸法が変化する可能性があります。 これらの変化に耐えられる材料を見つけることは、原子炉のライフサイクルと安全性にとって不可欠です。

ここでは、Fe-9 ～ 12 Cr モデルと市販の合金鋼に関する実験的発見について説明し、運転中の原子炉内で高温の強い照射場にさらされたときに照射鋼の内部で何が起こるかを示します。 当社の材料は、アイダホ国立研究所 (INL) の先進試験炉 (ATR) で照射されました。 これらは、原子あたり最大 10 変位 (dpa) までの中性子照射にさらされました。 放射線損傷の性能指数 dpa は、材料内の各原子が通常の位置から材料内の別の位置に平均何回叩き出されたかを示します。 10 dpa は、材料内のすべての原子が照射暴露中に開始位置から別の位置に 10 回ノックまたは移動されたことを示します。 したがって、平均すると、材料内のすべての原子は、開始位置と同じ位置にあるわけではありません。 それらの多くは材料の結晶格子内の通常の位置に戻りますが、一部は動き回って他の「ずれた」原子と結合して、出発構造とは異なる「欠陥」またはクラスターを形成します。

照射された鋼中の欠陥クラスターの進化を観察することができます。 透過型電子顕微鏡に向けて高エネルギーのイオンビームを照射すると、原子炉内で見られる損傷が刺激されます。 この技術により、小さな欠陥クラスターがどのように形成され、照射損傷に伴って成長するのかを明確に把握できます。 図1に示す、放射線照射によって形成される小さな「黒い」点は、「移動」して一緒に移動して小さなクラスターを形成した原子の小さなクラスターです。 これらのクラスターは材料を強化する強化剤として機能しますが、材料をより脆くする傾向もあります。

図 1 に示す照射損傷構造は、材料の小さくて薄いスライスを照射したときに何が起こるかを示しています。 実際の原子炉の状態については、稼働中の原子炉内で照射された物質を調べることが有益です。 私たちは、INL の ATR 内で照射された、照射鋼などのこの種の材料を検査してきました。 ATR は、現在および先進的な原子力エネルギー システムにとって重要な損傷レベルまで大量の実験物質を照射できる施設です。