2017 Fall Meeting

Presentation information

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)

5:25 PM - 5:40 PM

[1I19] Long term thermal aging effect on the SCC initiation susceptibility of L-grade austenitic stainless steel

*Keietsu Kondo1, So Aoki1, Shinichiro Yamashita1, Yoshiyuki Kaji1, Masahiro Yamamoto1 (1. JAEA)

Keywords:Stress corrosion cracking, L-grade austenitic stainless steel, Creviced bent beam test, Deformation microstructure

BWR炉内構造材料である低炭素オーステナイト系ステンレス鋼を用いて、実機運転温度における長時間熱時効(10000h~)が材料の応力腐食割れ発生感受性に及ぼす影響について評価した。20%冷間加工したSUS304Lおよび316Lに対して288℃、14000hの熱時効を施し、BWR冷却水模擬環境中でCBB試験を実施した結果、316Lにおいてのみ粒界型SCCの発生が認められた。SCC発生を促進させた因子を追求するべく、熱時効による材料特性(機械特性および腐食特性)変化について解析を行った。