報告書番号

T98034

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 -鉄中の原子空孔と炭素の相互作用の計算機シミュレーション-

タイトル（英文）

Irradiation embrittlement mechanism of reactor pressure vessel steels of light water reactors - Computer simulation of vacancy-carbon interaction in bcc Fe

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

鉄中に含まれる炭素原子は，放射線の照射によって生じる格子欠陥，特に原子空孔と非常に強い相互作用を示す．このため軽水炉圧力容器鋼の照射脆化メカニズムの解明のためには，原子空孔と炭素原子の相互作用の定量的なモデル化が不可欠である．本研究では，原子空孔と炭素原子の相互作用をモデル化し，その妥当性を調べるために，キネティックモンテカルロ法により，低温で電子線照射された炭素を添加した鉄の等時焼鈍中の陽電子寿命，および，炭素を添加した鉄中の原子空孔の実効的な拡散係数の計算機シミュレーションを実施した．陽電子寿命の２成分分析のシミュレーションでは，異なる炭素濃度に対して，τ1, τ2, I2のいずれをも非常に良好に再現することができた．また，炭素を添加した鉄中の原子空孔の拡散係数の計算では，純鉄および炭素含有量が0.1ppmの鉄中の原子空孔の移動エネルギーが0.5eVであるのに対し，炭素含有量が増加し1ppm以上になると移動エネルギーは約1.5eVまで増大するという計算結果を得た．これは，従来から知られている原子空孔の移動エネルギーの鉄の純度への依存性を非常によく再現する．これらの結果は本研究の計算モデルが妥当であることを示している．

概要 （英文）

Carbon atoms in iron show strong interaction with lattice defects, especially vacancies, induced by rradiation. Mathematical models which describe such interaction are essential for the characterization of embrittlement mechanism of RPV steels of light water reactors. In this paper, we propose models to describe interaction between vacancies and carbon atoms. Then we perform computer simulations using kinetic Monte Carlo technique to verify the validity of the models. We simulate positron lifetime measurement during isochronal annealing of carbon-doped iron irradiated at low temperature. τ1, τ2 and I2 of two component lifetime measurements in irons with different carbon concentration are well reproduced by the present models. We also simulate vacancy diffusion in carbon-doped iron. The results demonstrate that the effective migration energy of vacancy in iron with more than 1ppm carbon concentration is about 1.5eV, which is much larger than that in pure iron of 0.5eV. This agrees very well with commonly accepted understanding on vacancy diffusion in iron. These results verify the validity of the present computer simulation models.

報告者

キーワード