2017 Fall Meeting

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Oral presentation

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

[1I15-20] Corrosion Behavior

Wed. Sep 13, 2017 4:25 PM - 6:05 PM Room I (C310 - C Block)

Chair:Hiroaki Abe (Univ. of Tokyo)

4:55 PM - 5:10 PM

[1I17] Tensile fracture behavior at grain boundary in irradiated stainless steels immersed in PWR primary water

*Terumitsu Miura1, Takuya Fukumura1, Katsuhiko Fujii1, Koji Fukuya1 (1. Instuitute of Nuclear Safety System)

Keywords:Stainless steel, Neutron irradiation, Grain boundary oxidation, Micro-tensile testing, Irradiation assisted stress corrosion cracking

PWR一次系模擬環境水中で腐食試験した冷間加工SUS316ステンレス鋼の中性子照射材とイオン照射材について、粒界部の引張破壊挙動を室温の超微小引張試験で調べた。酸化した粒界部は、腐食試験前の中性子照射材の粒界部と比較して小さな荷重で脆性的に破断しており、粒界酸化は粒界部の強度を低下させる要因であることを確認した。