Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking of Austenitic Stainless Steels in Water Reactors

Toshio Yonezawa

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자료유형: 학술저널

저자정보: Toshio Yonezawa

저널정보: 한국부식방식학회 Corrosion Science and Technology Corrosion Science and Technology 제7권 제2호

발행연도: 2008.1

수록면: 77 - 84 (8page)

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Based upon the good compatibility to neutron irradiation and high temperature water environment, austenitic stainless steels are widely used for core internal structural materials of light water reactors. But, recently, intergranular cracking was detected in the stainless steels for the core applications in some commercial PWR plants. Authors studied on the root cause of the intergranular cracking and developed the countermeasure including the alternative materials for these core applications. The intergranular cracking in these core applications are defined as an irradiation assisted mechanical cracking and irradiation assisted stress corrosion cracking. In this paper, the root cause of the intergranular cracking and its countermeasure are summarized and discussed.

#irradiation assisted stress corrosion cracking #neutron irradiation #austenitic stainless steels #control rod #baffle former bolt #swelling

참고문헌 (18)

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A. J. Jacobs / 1979 / Letter Report and Literature Search / GE Nuclear Energy

C. Janssen / 2002 / Unpublished Paper

J. Conermann / 2005 / / the Twelfth International Conference on “Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors” : 277 ~

J. E. Moon / 1994 / / the International Conference on Fontevraud III : 726 ~

K. Fujimoto / 2000 / / Corrosion Engineering 49 : 701 ~

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