[2I01-07] Stainless Steel

[2I01] FY2016 investigation for improvement of evaluation methods of irradiation effects on reactor pressure vessel and core internals

(1)Through-wall distribution of microstructure and mechanical property of irradiated JRQ material

*Tomohiro Kobayashi¹, Kenji Nishida¹, Masato Yamamoto¹ (1. CRIEPI)

Keywords:Reactor pressure vessel, Irradiation embrittlement, Through-wall attenuation, Atom probe tomography, Charpy impact test

原子炉圧力容器の初期機械的特性の板厚方向分布を模擬したIAEA標準材JRQについて，中性子の減衰による溶質原子クラスターの形成および機械的特性の変化を，それぞれAPTおよびシャルピー衝撃試験により調査した。板厚内部からのみ採取したJRQと比較した結果，両材料の間にクラスター形成における明確な差は認められなかった。シャルピー衝撃試験結果から，初期機械的特性分布を模擬した材料の容器内表面における初期の延性脆性遷移温度は板厚内部よりも低く，同程度の照射を受けても板厚内部に比べて低い遷移温度のままであることを確認した。