2018 Fall Meeting

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Oral presentation

V. Nuclear Fuel Cycle and Nuclear Materials » 502-1 Nuclear Materials, Degradation, Radiation Effects, and Related Technology

[2C01-03] Corrosion

Thu. Sep 6, 2018 10:00 AM - 10:50 AM Room C (B21 -B Building)

Chair:Katsuhito Takahahsi(NFD)

10:30 AM - 10:45 AM

[2C03] Mechanistic study for PWSCC in Alloy 690

Influences of cold work and temperature for deformation in high temperature hydrogen gas

*Takumi Terachi1, Makie Okamoto1, Takuyo Yamada1, Koji Arioka1 (1. INSS)

Keywords:Alloy 690, PWSCC, Hydrogen gas, hydrogen enhanced localized plasticity

高温クリープ試験により、PWR1次系相当の水素ガスを導入した時の材料変形挙動に対する、TT690合金の冷間加工度(10,20,30%)および温度(250, 320, 360℃)の影響を評価した。その結果、何れの試験でも水素ガス導入直後に明瞭な変形が観察されたが、変形挙動にPWSCCと同様のパラメータ依存性は確認されず、き裂進展との直接的な関係は認められなかった。