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中性子脆化（より広義には放射線脆化とも呼ばれる）とは、中性子の作用によって様々な物質が脆くなる現象である。これは主に原子炉で見られ、高エネルギー中性子の放出によって原子炉材料が長期的に劣化する。脆化は、中性子に衝突された原子の微細な動きによって引き起こされる。この同じ作用によって、中性子誘起膨張が生じ、物質が膨張する。また、ウィグナー効果によって特定の物質にエネルギーが蓄積され、突然のエネルギー放出につながることもある。
中性子脆化のメカニズムには以下が含まれる。
中性子照射脆化は、原子炉材料の劣化により、原子力発電所の原子炉圧力容器（RPV）の耐用年数を制限します。約290℃の温度と約7MPa（沸騰水型原子炉の場合）から14MPa（加圧水型原子炉の場合）の圧力で冷却水を安全に封じ込め、高効率で運転するためには、RPVは厚肉鋼でなければなりません。規制により、RPVの破損確率は非常に低くなければなりません。十分な安全性を確保するために、原子炉の設計では大きな亀裂と極端な負荷条件を想定しています。このような条件下では、容器鋼が脆い場合、急速で壊滅的な破壊が起こる可能性が高くなります。一般的に使用される強靭なRPV基材は、A302B、A533B鋼板、またはA508鍛造品です。これらは、焼入れ焼戻しされた低合金鋼で、主に焼戻しベイナイト組織を有しています。過去数十年間、原子炉圧力容器の脆化は、微量不純物含有量の少ないより強靭な鋼材の使用、容器が受ける中性子束の減少、およびベルトライン溶接の排除によって対処されてきた。しかし、脆化は古い原子炉にとって依然として問題である。[ 2 ]
加圧水型原子炉は沸騰水型原子炉よりも脆化しやすい。これは、加圧水型原子炉がより多くの中性子の衝突を受けるためである。これに対抗するため、多くの加圧水型原子炉は、容器壁に衝突する中性子の数を減らす特殊な炉心設計を採用している。さらに、加圧水型原子炉の設計では、加圧熱衝撃による脆化に特に注意を払う必要がある。加圧熱衝撃とは、冷水が加圧された原子炉容器に入り込み、大きな熱応力を導入する事故シナリオである。原子炉容器が十分に脆い場合、この熱応力によって破壊が生じる可能性がある。[ 3 ]