報告書番号

T00032

タイトル（和文）

軽水炉圧力容器鋼の照射脆化メカニズムの解明 -銅含有量の低い鋼材における照射速度の影響-

タイトル（英文）

Irradiation embrittlement mechanism of reactor pressure vessel steels of light water reactors - Effect of neutron flux on the emtrittlement of low copper steels

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

銅含有量の低い軽水炉圧力容器鋼の機械的特性に及ぼす中性子照射速度の影響を明らかにするため、電力中央研究所と米国カリフォルニア大学サンタバーバラ校は、共同して日本製の圧延材および鍛造材の中性子照射試験および照射後のサブサイズ試験片を用いた引張試験およびシャルピー衝撃試験を実施した。その結果、シャルピー衝撃試験によって調べた脆化量は、照射量の増加に伴って増大するが、何れの照射量においても既存の脆化予測式で用いられる誤差範囲（±12℃）を越えるような照射速度依存性は認められない。また、引張試験によって調べた硬化量（降伏応力および引張強さ）は、脆化量と同様に明確な照射量依存性は認められるが、何れの照射量においても顕著な照射速度依存性は認められないことがわかった。これらの結果から、本研究で対象とした照射速度の範囲（7 x 10^10 ～5 x 10^12 n/cm^2-s）では、銅含有量の低い鋼材の機械的特性に対する照射速度の影響はない。

概要 （英文）

To investigate the effects of neutron flux on the mechanical properties of low copper reactor pressure vessel steels, we carried out neutron irradiation of Japanese plate and forging steels. We then tested subsize tensile and Charpy impact specimens in the joint research program between the Central Research Institute of Electric Power Industry and the University of California, Santa Barbara. The results showed that shifts in ductile-to-brittle transition temperature obtained from Charpy impact tests have no dependence on neutron flux through the neutron fluence levels although there are slight changes of shift in ductile-to-brittle transition temperature as neutron flux changes. Changes in yield stress and ultimate tensile stress obtained from tensile tests are independent of neutron flux but increase with increasing neutron fluence. Based on the mechanical property test results, we conclude that irradiation embrittlement of low copper steels has no detectable dependence on neutron flux in the neutron flux range of 7 x 10^10 ~ 5 x 10^12 n/cm^2-s.

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