[3F05-09] Light Water Reactor Materials

[3F08] Evaluation of irradiation embrittlement of a harvested reactor pressure vessel material from a domestic PWR plant

(2) Investigation of hardness and dislocation loop formation

*Terumitsu Miura¹, Toru Oumaya¹, Katsuhiko Fujii¹, Koji Fukuya¹ (1. Institute of Nuclear Safety System)

Keywords:Reactor pressure vessel, Irradiation embrittlement, Harvested material, Hardness test, Dislocation loop

国内PWRの原子炉容器廃炉材（照射量2×10¹⁹ n/cm²、Cu含有量0.12%）について、硬さ試験とTEM観察を行った。母相の硬さは222±8 HVであり、照射硬化量は20～30HVと見積もられた。また、平均直径4.6 nm、数密度8×10²⁰ m^-3の転位ループの形成を確認した。硬さとミクロ組織の変化は、監視試験片から想定される脆化を逸脱しないものであった。