2023年春の年会

講演情報

一般セッション

V. 核燃料サイクルと材料 » 502-1 原子炉材料,環境劣化,照射効果,評価・分析技術

[3F05-09] 軽水炉材料

2023年3月15日(水) 10:40 〜 11:55 F会場 (12号館3F 1232)

座長:森下 和功(京大)

10:40 〜 10:55

[3F05] 原子炉圧力容器クラッド部境界の局所力学特性に関する研究

野呂 崇史1、*笠田 竜太1、余 浩1、Diancheng Geng 1、近藤 創介1、熊野 秀樹2、遠藤 美奈子2 (1. 東北大学、2. 中部電力)

キーワード:圧力容器、強度特性、クラッド、硬さ、微細組織

原子炉圧力容器のクラッド部と母材界面に存在する硬化相の局所力学特性と微細組織の関係について明らかにする。