報告書番号

T87073

タイトル（和文）

原子炉圧力容器用Ａ５０８ｃｌ，３ａ鋼の腐食疲労特性および材料基礎特性の評価

タイトル（英文）

EVABUATION OF FATIGUE CREAK GROWTH RATE AND BASIC PROPERTIES OF A508CL,3A STEEL

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

原子炉圧力容器用Ａ５０８ｃｌ．３ａ鋼の腐食疲労特性および材料基礎特性を調べ，現用の圧力容器鋼と比較し，下記の結論を得た。（１），Ａ５０８ｃｌ．３ａ鋼の材料強度，靭性および延性は現用鋼に比べて改善されていた。（２），ＰＷＲ－次系模擬環境条件下でのＡ５０８ｃｌ．３ａ鋼の腐食疲労亀裂進展速度は，大気中での疲労亀裂進展速度より大きかったが，ＡＳＭＥコードセクション１１の水中の参照曲線よりかなり小さかった。（３），Ａ５０８ｃｌ．３ａ鋼の腐食疲労亀裂進展速度は，応力比（Ｒ；０．２～０．６５）によって影響を受けなかった。（４），Ａ５０８ｃｌ．３ａ鋼の腐食疲労亀裂進展速度は現用鋼の亀裂進展速度とほぼ同じ速度であった。（５），以上の結果より，Ａ５０８ｃｌ．３ａ鋼の腐食疲労特性および材料基礎特性は，原子炉圧力容器鋼として良好であることが明らかとなった。

概要 （英文）

THE BASIC PROPERTIES AND CORROSION FATIGUE BEHAVIOR FOR A508CL. 3A STEEL WERE EXAMINED IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER. MAIN RESULTS ARE AS FOLLOWS; (1),MECHANICAL PROPERTIES OF A508CL. 3A STEEL ARE BETTER THAN A533BCL. 1STEEL AND A508CL. 3STEEL. (2),THE CORROSION FATIGUE CREEP RATE OF A508CL.3A STEEL IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER IS LOWER THAN THAT OF ASME CODE SEE. 11; R=0.2 REFERENCE CURVE IN WATER. (3),THE EFFECT OF R RATIO CAN NOT BE OBSERVED IN THE CRACK GROWTH RATE OF A508CL. 3A STEEL IN SIMULATED PWR PRIMARY WATER. (4),THE CORROSION FATIGUE CRACK GROWTH RATE OF A508CL. 3A STEEL IS SIMILAR TO THOSEOF A508 CL. 3 STEEL AND A533BCL. 1 STEEL.

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