11:25 AM - 11:40 AM
[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
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。