2023年春の年会

講演情報

一般セッション

V. 核燃料サイクルと材料 » 502-1 原子炉材料,環境劣化,照射効果,評価・分析技術

[3F05-09] 軽水炉材料

2023年3月15日(水) 10:40 〜 11:55 F会場 (12号館3F 1232)

座長:森下 和功(京大)

11:25 〜 11:40

[3F08] 国内PWRプラントの原子炉圧力容器廃炉材の照射脆化挙動の評価

(2) 硬さ及び転位ループ形成状況の評価

*三浦 照光1、大厩󠄃 徹1、藤井 克彦1、福谷 耕司1 (1. 原子力安全システム研究所)

キーワード:原子炉圧力容器、照射脆化、廃炉材、硬さ試験、転位ループ

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。