報告書番号

T98017

タイトル（和文）

軽水炉圧力容器鋼の照射脆化メカニズムの解明 -純鉄における自己格子間原子とそのクラスターの拡散特性-

タイトル（英文）

Irradiation embrittlement mechanism of reactor pressure vessel steels of light water reactors - Migration kinetics of self-interstitial atom and its clusters in pure Fe

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

カスケード損傷では自己格子間原子やそのクラスターが直接生成される．これらの格子欠陥の拡散特性は，ミクロ組織や機械的特性の変化に直接的に影響を与える．本研究では，bcc鉄中の格子間原子とそのクラスターの拡散を分子動力学法により調べ，種々の大きさの格子間原子クラスターの拡散係数をはじめて計算した．大きな格子間原子クラスターでは拡散係数自体は小さくなるものの，拡散の移動エネルギーもまた小さく，低温においてもクラスターが十分移動可能であることがわかった．また，これらの計算と，Wirthらによって行われた計算に基づき，格子間原子の拡散の定量的なモデルを開発した．このモデルは，実験結果と分子動力学解析の両方を非常によく説明する．

概要 （英文）

Self-interstitial atoms (SIAs) and SIA clusters are primary products in the cascades. The migration kinetics of such defects are critical for the microstructure evolution and the mechanical property change. In this study, extensive molecular dynamics simulations were performed on the diffusion of SIA and its clusters in bcc Fe. Diffusion coefficients were calculated for different sizes of SIA clusters for the first time. It was found that even a large SIA cluster has very low migration energy though the diffusivity itself becomes very small for such a large interstitial loop. A quantitative kinetic model for SIA migration was also proposed based on the present calculations and the study by Wirth et al. The model is very consistent with the experiments as well as MD results. An important conclusion from the present work is that the ``effective'' migration energy of SIA should be smaller than the activation energy for stage Ie recovery, and the MD study gives us an energy of 0.17eV for the SIA migration.

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