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CMIR-6で照射したODS鋼被覆管の照射挙動評価

Evaluation of irradiation behavior on oxide dispersion strengthened (ODS) steel claddings irradiated in Joyo/CMIR-6

矢野 康英; 大塚 智史; 山下 真一郎; 小川 竜一郎; 関根 学; 遠藤 敏明; 山県 一郎; 関尾 佳弘; 丹野 敬嗣; 上羽 智之; 皆藤 威二; 赤坂 尚昭; 吉武 庸光

Yano, Yasuhide; Otsuka, Satoshi; Yamashita, Shinichiro; Ogawa, Ryuichiro; Sekine, Manabu; Endo, Toshiaki; Yamagata, Ichiro; Sekio, Yoshihiro; Tanno, Takashi; Uwaba, Tomoyuki; Kaito, Takeji; Akasaka, Naoaki; Yoshitake, Tsunemitsu

安全性並びに経済性に優れた高速増殖炉を実現させるためには、燃料の高性能化が不可欠であり、そのためには高温・高燃焼度条件での使用に耐えうる炉心材料の開発と照射挙動(=照射健全性)の把握が重要な課題である。このため、耐スエリング性能に優れるフェライト鋼を炉心材料に選定し、被覆管材料としてはODSフェライト鋼、ラッパ管材料としては11Cr-フェライト/マルテンサイト鋼(PNC-FMS)を第一候補材料として開発を実施している。そこで、照射挙動評価に資するために、「常陽」MK-III炉心材料照射用CMIR-6で照射したODSフェライト鋼の照射後強度特性並びに組織観察を行い、挙動評価を行った。

It is necessary to develop the fast reactor core materials, which can achieve high-burnup operation improving safety and economical performance. Ferritic steels are expected to be good candidate core materials to achieve this objective because of their excellent void swelling resistance. Therefore, oxide dispersion strengthened (ODS) ferritic steel and 11Cr-ferritic/martensitic steel (PNC-FMS) have been respectively developed for cladding and wrapper tube materials in Japan Atomic Energy Agency. In this study, the effects of fast neutron irradiation on mechanical properties and microstructure of 9Cr-and 12Cr-ODS steel claddings for fast reactor were investigated. Specimens were irradiated in the experimental fast reactor Joyo using the CMIR-6 at temperatures between 420 and 835$$^{circ}$$C to fast neutron doses ranging from 16 to 33 dpa. The post-irradiation ring tensile tests were carried out at irradiation temperatures.

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