2016 Fall Meeting

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Oral Presentation

IV. Nuclear Fuel Cycle and Nuclear Materials » 403-1 Reactor Chemistry, Radiation Chemistry, Corrosion, Water Chemistry,Water Quality Control

[3C07-10] Mitigation of corrosive environment/Dose rate reduction

Fri. Sep 9, 2016 11:10 AM - 12:15 PM Room C (Kumume City Plaza - Gallery 2)

Chair: Yusa Muroya (Osaka Univ.)

11:55 AM - 12:10 PM

[3C10] PWSCC mechanistic study of Alloy 690 using SSRT tests

*Takumi Terachi1, Tomoki Miyamoto1, Nobuo Totsuka1, Takuyo Yamada1, Koji Arioka1 (1.Institute of Nuclear Safety System, Incorporated)

Keywords:PWSCC, Alloy 690, SSRT test, cold work

SCC機構研究として、TT690合金のhump-SSRT試験によりき裂発生試験を実施した。SCC発生感受性が低く典型的なき裂は確認されなかったが、①割れ内外で僅かな電位差が生じること、②水素が機械特性に影響を及ぼすこと、③き裂先端にキャビティの核が生じていることなど、き裂発生機構の詳細解明に重要と思われる知見が得られた。