2016 Annual Meeting

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Oral Presentation

IV. Nuclear Fuel Cycle and Nuclear Materials » 402-1. Nuclear Materials and the Irradiation Behavior

[2H08-10] Stainless Steels

Sun. Mar 27, 2016 11:15 AM - 12:00 PM Room H (Lecture Rooms B B204)

Chair: Hiroaki Abe (Univ. of Tokyo)

11:30 AM - 11:45 AM

[2H09] Aging effect on SCC Growth of Cast Austenitic Stainless Steels in High Temperature Water

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

Keywords:Stress corrosion cracking, Cast Austenitic stainless steels, SCC growth rate, Corrosion behavior in high temperature water, Thermal aging

PWR1次冷却材模擬環境下におけるステンレス鋳鋼のSCC進展は、溶存酸素を含む環境下では有意に進展するが、水素添加条件では進展が観察されず、同環境で優れた耐SCC進展性を示す。本報告ではこの続報として、長時間熱時効後のSCC進展挙動を、熱時効の影響発生時間、高温腐食挙動などの観点から調べた結果を報告する。