[K33-35] ASTRID，Pb炉，超臨界圧炉

[K35] Stress Corrosion Cracking Behavior of the Candidate Structural Materials in Supercritical Pressurized Water for Advanced Reactor

^〇HWANIL JE¹, Akihiko Kimura¹ (1.Institute of Advanced energy, Kyoto University)

Keywords:Stress Corrosion Cracking, Oxide Dispersion Strengthened Steel, Supercritical Pressurized Water, Slow Strain Rate Tensile Test

熱効率の向上や，システムの小型化・プラントの簡素化の可能性を有する 超臨界圧水冷却炉 （SCWR : Supercritical water cooled reactor）の検討が国内外で進められているものの、 超臨界水環境は材料にとって非常に厳しい環境といえる。本研究では、低ひずみ速度引張（SSRT: Slow Strain Rate Tensile）試験を採用して、超臨界圧水中における酸化物分散強化フェライト鋼の応力腐食割れ感受性および 破壊挙動を調べた。