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高速炉燃料用ODSフェライト鋼被覆管の開発,2; 「常陽」材料照射試験

Development of ODS ferritic steel claddings for fast reactor fuels, 2; Material irradiation test in JOYO

山下 真一郎   ; 矢野 康英  ; 小川 竜一郎; 井上 賢紀 ; 吉武 庸光 

Yamashita, Shinichiro; Yano, Yasuhide; Ogawa, Ryuichiro; Inoue, Masaki; Yoshitake, Tsunemitsu

実用化段階の高速炉では、経済性向上の観点から取出平均燃焼度約150GWd/t、冷却材出口温度約550$$^{circ}$$Cを目標としている。このため、原子力機構では耐照射特性と高温強度特性に優れる酸化物分散強化型(以下、ODS)フェライト鋼被覆管の開発を進めており、「常陽」等の照射場を用いて実用化に必要な照射特性に関するデータ整備を進めている。原子力機構で開発を進めるODS鋼の基本組成は、Fe-0.13C-9Cr-2W-0.20Ti-0.35Y$$_{2}$$O$$_{3}$$のマルテンサイト系9Cr-ODS鋼とFe-0.03C-12Cr-2W-0.30Ti-0.23Y$$_{2}$$O$$_{3}$$のフェライト系12Cr-ODS鋼の2種類があり、これまでに「常陽」の材料照射リグ(SVIR, CMIR)を用いて、410$$sim$$835$$^{circ}$$Cの温度範囲で最大33.0dpaまでの照射試験データを取得してきている。これらのODS鋼に対する照射後試験として、金相組織観察,リング引張試験,硬さ測定,組織観察及び元素分析等の各種試験を実施し、「常陽」の照射条件範囲においては、機械的特性,組織安定性ともに照射に伴う著しい劣化は生じず、良好な耐照射性を有していることが示された。

Oxide dispersion strengthened (ODS) steel is a prospective cladding material for the advanced fuel claddings of fast reactors, owing to their excellent radiation resistance and high temperature strength capability. JAEA has been developed two types of 9Cr martensitic and 12Cr ferritic ODS steel claddings, and conducted the irradiation test for the accumulation of irradiation data as well as for the understanding of irradiation behavior of ODS steel claddings. In this study, post irradiation examination data on metallurgical examination, ring-tensile test, hardness measurement, microstructural observation, and chemical analysis were obtained, indicating that there were no significant degradations in mechanical property and also no changes in microstructure due to irradiation and that ODS steel claddings had good irradiation torelance.

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