2020 Annual Meeting

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Oral presentation

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

[2M01-03] Corrosion

Tue. Mar 17, 2020 10:00 AM - 10:50 AM Room M (Lecture Bildg. S 3F S-31)

Chair:Tatsuya Hinoki(Kyoto Univ.)

10:00 AM - 10:15 AM

[2M01] SCC Mechanistic Study on PWR Structural Materials

Influence of Ni Concentration and Temperature on Corrosion

*Takumi Terachi1, Takuyo Yamada1, Makie Okamoto2, Tomoki Miyamoto2, Koji Arioka1 (1. INSS, 2. Kobe Material Testing Laboratory Group)

Keywords:PWR primary water, SCC, Oxide film thickness, Chemical composition, Temperature dependence

SCC機構研究として、PWR1次系模擬環境下で600合金、ステンレス鋼およびNi-Cr-Feモデル合金の腐食量を評価した。290℃では低Ni材ほど皮膜が厚く成長するが、360℃の高温条件ではNi濃度依存性が小さいことが分かった。また、20%以下のNi濃度では低温側で腐食量が増加する傾向が認められSCC進展への影響が示唆された。