報告書番号

T96301

タイトル（和文）

３０４ステンレス鋼のＳＣＣ特性に及ぼす中性子照射効果（その２）熱鋭敏化材のＳＣＣ感受性に及ぼす照射影響－

タイトル（英文）

EFFECT OF NEUTRON IRRADIATION ON SCC BEHAVIOR OF SENSITIZED TYPE 304 STAINLESS STEEL(2)

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

ステンレス鋼の照射誘起応力腐食割れ（ＩＡＳＣＣ）について，当所はこれまでに熱鋭敏化ステンレス鋼の応力腐食割れ（ＳＣＣ）感受性が照射により促進されることを報告している。本研究では，材料試験炉照射および溶存酸素（ＤＯ）濃度の影響を明らかにした。主な成果は以下のとおり。（１）０．２ｐｐｍのＤＯ濃度水中でＳＳＲＴ試験後の熱鋭敏化材は粒界割れを生じ，その破面率は照射量の増加に伴い漸増しすることから，１Ｘ１０２４ｎ／ｍ２以下の照射では熱鋭敏化材のＳＣＣ感受性は促進される傾向にある。（２）ＳＣＣ感受性の増加は，粒界の耐食特性が劣化する傾向および粒界近傍の硬さが粒内に比べ上昇する傾向と概ね相関があることから，粒界偏析およびミクロ組織変化が一因となっている可能性がある。（３）引張試験および極低ＤＯ濃度（＜０．００１ｐｐｍ）水中のＳＳＲＴ試験の範囲では，照射された熱鋭敏化材の粒界割れは一例も観察されなかった。

概要 （英文）

EFFECT OF NEUTRON IRADIATION ON THE STRESS CORROSIN CRACKING(SCC)SUSCEPTIBILITY OF THERMALLY-SENSITIZED TYPE 304 STAINLESS STEELS(SSS)WAS STUDIED.NEUTRON IRRADIATION WAS CARRIED OUT TO OBTAIN NEUTRON FLUENCES FROM 4X10**22 TO 1X10**24 N/SQUARE M (E>1 MEV)AT563-613 K AT THE JAPAN MATERIALS TESTING REACTOR.THE MECHANICAL PROPERTY AND SCC SUSCEPTIBILITY OF THE IRRASIATED SPECIMENS WERE STUDYED IN 563 K INERT GAS AND WERE ALSO EXAMINED IN 563 K PURE WATER CONTAINING OFDISSOLVED OXYGEN(DO)CONCENTRATIONS FROM <0.001 PPM TO 0.2 PPM BY SLOW STRAIN RATE TENSILE(SSRT)TESTS.THE RESULTS OF SSRT TESTS IN PURE WATER CONTAINING OF 0.2 PPM DO INDICATED THAT THE FRACTION OF INTERGRANULAR CRACKING SLIGHTLY INCREASED WITH INCREASING NEUTRON FLUENCES.THE SCC SUSCEPTIBILITY OF THE THERMALY-SENSITIZED SS IRRADIATED TO 1 X 10**24 N/SQUARE M WAS ENHANCED.THE INCREASES OF THE SCC SUSCEPTIBILITY WERE CORRELATED WITH THE DEGRADATION OF INTERGRANULAR CORROSION RESISTANT AND THE INCREASES OF MICROHARDNESS NEAR THE GRAIN BOUNDARY.THE INTERGRALUNLAR CRACKING WAS NOT OBSERVED UNDER THE TENSILE TEST AND THE SSRT TEST IN PURE WATER CONTAINING OF <0.001 PPM DO.

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