報告書番号

Q06020

タイトル（和文）

ジルコニウムおよびジルコニウム合金における加速器セルフイオン照射により形成されたc成分転位組織の観察

タイトル（英文）

Observation of c-Component Dislocations in Zirconium and Zirconium Alloys Produced by Self-ion Accelerator Irradiation

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

加速エネルギー12MeVのZr4+イオン（セルフイオン）照射により，ジルコニウムおよびジルカロイ-2中に導入される損傷を透過型電子顕微鏡（TEM）法により調べた．照射条件は照射量が3-40dpa，照射温度が300および400℃であった．照射に起因する損傷組織は照射量と照射温度によって変化した．すなわち，中性子照射されたジルカロイ-2中に観察される規則配列したc成分転位ときわめて良く似た組織がジルコニウムに400℃で15-40dpaまで照射して模擬できることが分かった．ジルカロイ-2の場合も，300℃で20dpaまで照射してc成分転位組織が模擬できた．しかし，ジルコニウムではこの照射条件ではc成分転位組織は形成されなかった．ジルコニウムに比べて，より低い温度でc成分転位組織が形成された．これは，合金成分がc成分転位組織の形成に影響していることを示唆している．本研究の結果は，イオン照射による試験が，実炉照射されたジルカロイ-2燃料被覆管の損傷組織を模擬する上で有効であることを示している．

概要 （英文）

Damage introduced in zirconium and the alloy zircaloy-2 by 12MeV zirconium ion (self-ion) irradiation was investigated by transmission electron microscopy (TEM). Zr4+ ion bombardment was performed at an irradiation dose ranging from 3 to 40dpa and temperatures of 573 and 673K. The irradiation-induced defect microstructures were changed by damage level and temperature. We found that well-defined alignment of c-component dislocations very similar to that observed in neutron irradiated zircaloy-2 can be formed in zirconium irradiated at 673K and 15-40 dpa. The c-component dislocations were also formed in zircaloy-2 irradiated at lower temperature of 573K and at 20dpa. However this irradiation condition did not produce c-component dislocations in zirconium. This indicates that additional element influences the formation of c-component dislocations. The present results suggest that the self-ion irradiation is useful to simulate damage structures formed in zircaloy-2 cladding under power-reactor conditions.

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