ステンレス鋼

ステンレス鋼は、鉄を主成分としクロムを十分に含ませて表面に不動態皮膜を形成させた合金鋼であり、核融合装置において最も基本的な構造材料の一つである。真空容器、ブランケット構造体、ダイバータ周辺構造、配管・支持構造など、プラズマに直接接する第一壁・遮蔽領域を除く大部分の金属構造に用いられてきた。核融合環境が材料に要求する条件、すなわち中性子照射、低温から高温までの幅広い使用温度、トリチウムとの共存、プラズマ異常事象への耐性という観点から、オーステナイト系ステンレス鋼、とりわけ316系合金が長年にわたり研究と規格化の対象となってきた。

ステンレス鋼としての核融合構造材料

核融合炉の構造材料には、(1) 高い中性子照射耐性、(2) 液体窒素温度近くから数百℃までの機械的特性の安定性、(3) 溶接などの加工性、(4) トリチウムの透過・滞留の管理可能性、(5) 経済的な製造性、が同時に求められる。ステンレス鋼はこれらの総合バランスに優れ、特に初期の核融合実験装置から国際熱核融合実験炉(ITER)の設計段階に至るまで、第一候補材料として評価され続けてきた。

ITERの構造材料選定を目的とした大規模な評価では、フェライト系・マルテンサイト系を含む各種ステンレス鋼が比較され、結果としてオーステナイト系、正確には316LN組成が最適と結論された。オーステナイト系が選ばれた主な理由は、低温での靭性が高いこと、体心立方構造の鋼と異なり低温での脆性破壊の懸念が小さいこと、そして高速増殖炉などで蓄積された長年の使用実績と材料データベースがあったことにある。フランスでは4世代にわたる高速増殖炉で同系統の鋼が使用されており、その経験が核融合分野の規格策定に直接反映された。設計評価では、物理的・機械的・環境的性質それぞれについて基準値と傾向曲線、さらに必要に応じて上下限の設計曲線が整備され、照射による特性変化が設計に組み込まれた安全余裕内に収まるかどうかで適合性を判断する手法が取られた。この枠組みでは、200℃以下または400℃前後の温度域で10 dpa(原子当たりの変位回数)程度までの照射であれば、特性変化は安全余裕内に収まると評価された。

組成と核融合用グレード

核融合で中心的な役割を果たすのは、クロム約16~18%、ニッケル約10~14%を含むオーステナイト系の316系鋼である。基本となる316に対し、炭素量を下げて溶接後の粒界腐食(クロム炭化物の粒界析出に起因する耐食性低下、いわゆる鋭敏化)を抑えたものが316Lであり、さらに窒素を添加して強度を補いながら組織の安定化を図ったものが316LNである。窒素はオーステナイト相を安定化するとともに固溶強化により降伏強度を高めるため、溶接構造物に有利である。被覆ガス中の窒素分圧が溶接部の窒素含有量と特性に影響を与えることから、溶接時のガス組成管理も品質保証の一部となっている。

核融合専用の規格として発展したのが316L(N)-IG(IGは「ITERグレード」の意)である。これは316LN系の組成範囲、許容不純物量、加工・熱処理条件を核融合用途向けに厳しく規定したもので、欧州では核融合炉向け標準組成として採用された。規格化の狙いは、異なる製造ロット間のばらつきを抑え、照射データベースを一つの材料系に集約できるようにすることにある。また、高窒素・高マンガン系の実験的鋼種(例えばクロム12%、ニッケル12%、マンガン10%、窒素0.24%程度の組成)も、ニッケル資源の節約と照射誘起脆化の抑制を狙って極低温構造材料として研究された。

機械的特性と極低温挙動

オーステナイト系ステンレス鋼の大きな特徴は、面心立方構造に由来する低温靭性である。超伝導磁石で冷却される構造体や極低温での荷重を担う部材では、破壊靭性値が低温でも高い水準を保つことが設計上の要となる。ただし極低温破壊靭性試験では、試験片寸法が見かけの靭性値に影響を与える寸法効果が問題となり、小型試験片から得た値を大型構造の設計に外挿することの妥当性が検討されてきた。高窒素鋼では窒素含有量が靭性と強度の両方に強く影響するため、試験片寸法と併せてデータ解釈上の留意点となる。

繰り返し荷重に対する挙動も重要である。炉の運転・停止やプラズマの繰り返し放電は構造材に熱サイクル応力を与えるため、疲労特性の整備が不可欠である。加工硬化により強度を高めた冷間加工材は非照射材としては高強度を示すが、高温・照射環境下での疲労挙動は母材とは異なることが確認されており、冷間加工の利点がそのまま設計に生きるかは環境依存である。さらに、304L、316L、316L(N)-IGといった近縁グレード間でも繰り返し塑性挙動に差異があることから、各グレードに対応した構成則のモデル化が進められている。

中性子照射効果

核融合炉の構造材は高エネルギー中性子を大量に受けるため、照射効果の評価が材料開発の中心課題となる。オーステナイト系ステンレス鋼では、照射により(1) 空孔・格子間原子のクラスター形成による硬化と延性低下、(2) 核変換によるヘリウムの生成と粒界への偏析に伴う脆化、(3) 照射誘起析出(炭化物などの第2相形成)による強度・変形挙動の変化、が主な現象として現れる。混合炉での照射実験では、55℃という低温で数十dpaに達する照射により室温引張強度が大きく上昇し、一方で延性が低下することが示された。また、溶接部は母材より弱く、変形と破壊が溶接部に集中して起こることが確認された。これは設計上の重要な教訓であり、母材で期待される冷間加工による高強度化の利点は溶接継手では失われることを意味する。溶接部の変形挙動を改善するには、溶加材へのチタンやニオブの添加による炭化物析出強化が有効とされた。

照射を受けた材料の溶接性も実用上の課題である。照射済みの316系鋼を溶接補修できるかどうかは炉の保守性に直結し、照射量と溶接性の関係が系統的に調べられてきた。ITERの設計評価では、前述のように10 dpa程度までの照射であれば特性変化が設計安全余裕内に収まるとされ、それを超える照射量のデータを得るため、高速増殖炉を低温照射手段として利用する研究計画が提案された。

製造・接合とトリチウム・腐食の諸問題

大型構造物を経済的に製造する手法も盛んに開発されてきた。鋳造でほぼ最終形状のブランクを作り、その後熱間静水圧プレス(HIP)で緻密化する鋳造・HIP複合法は、削り代の削減と材料歩留まりの向上によりコストを下げる手段として、ITERのダイバータ・リミタ構造向けに開発された。鋳造・HIP材の機械的特性は圧延材(鍛錬材)より低いものの、構造部品の製造には十分と評価された。また、銅合金(熱除去材)とステンレス鋼を接合する需要は大きく、爆発圧接によるクラッド板の製造が実用化されている。爆発圧接は異種金属を溶融させずに冶金学的に接合できるため、銅・ステンレス界面のせん断強度や、ODS銅(酸化物分散強化銅)と316Lの複合材の組織・機械的特性が評価されてきた。厚肉配管の多層狭開先溶接では、溶接の繰り返し熱履歴が残留応力分布をどう形成するかが数値解析と実測で研究され、溶接変形・残留応力の制御が構造信頼性の鍵となっている。

プラズマ対面材料としての課題もある。プラズマディスラプション(急速なプラズマ崩壊)では表面が極短時間に極端な熱負荷を受け、再溶融と急冷が起こる。このときの割れ感受性は溶接の凝固割れ感受性と良い相関を示すことが実験的に確かめられており、溶接割れ試験(ヴァレストレイント試験)の結果からディスラプション時の割れ挙動を推定できることが示された。合金組成、特に不純物量が再凝固表面の状態に影響を与えることも確認されている。表面皮膜の役割も多面的である。天然の酸化皮膜や意図的に形成した酸化物皮膜(エルビウム酸化物とクロム酸化物の複合皮膜、チタン炭化物皮膜、光学ミラー用の二酸化ケイ素・二酸化チタン皮膜など)は、重水素の透過抑制、耐食性、光学機能などに影響し、皮膜の有無と性質が水素同位体透過挙動を大きく左右する。

トリチウム管理の観点では、液体鉛リチウム合金増殖材からトリチウムを回収するためのステンレス鋼多孔膜の物質移動特性が評価されるなど、ステンレス鋼表面での水素同位体やアンモニアなどの吸着・透過挙動が系統的に研究されてきた。さらに、プラズマ中で形成される炭素・重水素の共堆積膜の除去(アーク洗浄)など、装置の運転・保守に関わる表面プロセスにもステンレス鋼が関わる。このようにステンレス鋼は、単なる「構造材」としてだけでなく、核融合装置の製造性・安全性・保守性を左右する材料系全体の中心に位置している。