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

[F32-36] 腐食挙動

Thu. Mar 27, 2014 2:30 PM - 3:50 PM F (1号館 11C)

座長:藤井克彦(INSS)

[F33] SCC behavior of cold worked alloy 690 in high-temperature water

1.Material and environmental factor on SCC

Takuyo Yamada1, Masanori Aoki1, Tomoki Miyamoto1, Koji Arioka1 (1.Institute of Nuclear Safety System, inc.)

Keywords:Cold work, Alloy 690, Crack growth test, Stress corrosion crack in high temperature water, Material factor, Environmental factor

冷間加工を加えた690合金のき裂進展試験(0.5tCT)を高温水中で実施し、き裂進展挙動を調べた。これらの試験結果から、き裂進展挙動に及ぼす冷間加工、熱処理条件、温度、環境等の影響について検討した結果を報告する。