2021 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

[3D09-12] PWSCC

Fri. Sep 10, 2021 2:45 PM - 4:00 PM Room D

chair: Hiroaki Abe (UTokyo)

3:15 PM - 3:30 PM

[3D11] Relation between grain boundary oxidation and IASCC initiation of neutron-irradiated stainless steels under simulated PWR primary water conditions

*Terumitsu Miura1, Katsuhiko Fujii1, Koji Fukuya1 (1. INSS)

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

320°Cの溶存水素濃度(DH)4.1 ppmのPWR一次系模擬環境で腐食試験した照射量73 dpaの中性子照射ステンレス鋼の酸化した粒界を超微小引張試験した結果、報告済みの2.7 ppm環境で酸化した粒界と比較して破壊強度が低く、高DH環境でIASCC発生しきい応力が低下する傾向と一致した。また、内層酸化膜の破壊強度は酸化した粒界の破壊強度と比べて2倍程度であることが分かった。高温水中で照射ステンレス鋼に応力が加わると破壊強度が低い酸化した粒界で割れが発生し、これが起点となりIASCCが発生する機構が考えられた。