日本原子力学会 2014年春の年会

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一般セッション

IV. 核燃料サイクルと材料 » 402-1 炉材料とその照射挙動

[F23-26] 照射挙動

Thu. Mar 27, 2014 9:30 AM - 10:35 AM F (1号館 11C)

座長:松川義孝(東北大)

[F25] Fracture toughness evaluation of neutron irradiated weld overlay cladding for reactor pressure vessel

Tohru Tobita1, Makoto Udagawa1, Yutaka Nishiyama1, Kunio Onizawa1 (1.Japan Atomic Energy Agency)

Keywords:Pressure Vessel, Stainless Clad, Neutron Irradiation, Fracture Toughness, Submerged Arc Welding

軽水炉圧力容器の内面には、母材の耐食性を確保するため、ステンレスが肉盛り溶接されている(以下、「クラッド」とする)。クラッドは中性子照射によって破壊靱性の低下が生じる。加圧熱衝撃事象に対する健全性評価では、クラッド下の母材あるいは溶接金属に10mm深さの欠陥を想定するが、クラッドに関する破壊評価の要否を確認するためには中性子照射後の破壊靭性値が必要である。本件は、サブマージドアーク溶接によって作製したクラッド材における引張特性、シャルピー衝撃特性及び弾塑性破壊靱性の中性子照射による変化、並びに脆化機構について報告するものである。