SUS304及びSUS316ステンレス鋼の照射損傷の調査 : 引張特性及び疲れ特性

Literature survey of radiation damage on type 304 and 316 stainless steels; Tensile and fatigue properties

鈴木 和久*; 谷 賢*; 柴原 格*; 新谷 聖法*

not registered; not registered; Shibahara, Itaru*; not registered

高速原型炉「もんじゅ」では,現在炉心支持板が受ける中性子照射量が31021n/cm2(0.1MeV)以下となるように,燃料集合体下部に遮蔽体を設けることが検討されている。▲本報は原型炉準備室の依頼に基づき,炉心支持板の材料として考えられているSUS304及びSUS316ステンレス鋼(溶体化処理材)の引張特性及び疲れ特性に及ぼす中性子照射の影響に関する調査を行った結果をとりまとめたものであり,その主な点は下記の通りである。▲1)材料の寿命末期における機械的性質の要求値を引張試験で破断伸び10%以上と仮定すれは,SUS304に対しては現在の設計目標値としての31021n/cm2(0.1MeV)は妥当な値と考えられる。▲2)同上の仮定をすれは,SUS316の限界照射量はSUS304の限界照射量の2倍程度となる。▲3)照射材の疲れ試験データはきわめて少なく,照射量の影響を把握することは現状では不可能である。しかし,400550の範囲では,疲れ特性に及ぼす照射の効果は21021n/cm2(0.1MeV)以下ではぞれほど顕著でないようである。▲なお,本報はSUS304及びSOS316ステンレス鋼照射材の引張試験データ及び疲れ試験データを収録,整理した資料として一般的に広く活用できるものである。▲

In the case of prototype fast reactor "MONJU", neutron shieldings are supposed to put at the lower part of each subassembly to reduce the neutron fluence at the coresupport plate to 310 n/cm (0.1 MeV). Types 304 or 316 stainless steel will be used as the core support, so radiation effects on tensile and fatigue properties of these materials were surveyed and compiled. The results obtained are summarized as follows. (1)If the mechanical property required at the end of reactor lifetime is assumed to be ruptured elongation after tensile test of 10%, objective design fluence limit of 310 n/cm (0.1 MeV) may be adequate for type 304 stainless steel. (2)On the same assumption, fluence limit for type 316 stainless steel is about as twice as that for type 304 stainless steel. (3)As the fatigue data on irradiated materials are extremely limited, it is impossible to make clear the effect of fluence on fatigue properties. However, it is supposed that the radiation effect on fatigue properties at 400C 550C is not so dominant at the fluence below 210n/cm (0.1 MeV). In addition, this report can be widely used as a document, which compiles tensile and fatigue data on irradiated types 304 and 316 stainless steels.