2023 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

[3A10-11] Corrosion

Fri. Sep 8, 2023 2:45 PM - 3:20 PM Room A (IB Bildg.1F IB013)

Chair:Sho Kano(UTokyo)

2:45 PM - 3:00 PM

[3A10] Microstructure and fracture behavior of oxide layer of irradiated austenitic stainless steel weld metal

*Terumitsu Miura1, Katsuhiko Fujii1, Koji Fukuya1 (1. Institute of Nuclear Safety System)

Keywords:stainless steel weld metal, ion irradiation, corrosion test, oxide layer, micro-tensile testing

イオン照射したステンレス鋼溶接金属では、PWR一次系模擬環境水中でオーステナイト相とフェライト相の相境界に沿ってオーステナイト相側の酸化が加速されること、その相境界酸化部を超微小引張試験すると、オーステナイト相の内層酸化膜とフェライト相の界面に沿って破壊が起こることが分かった。

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