高速炉燃料被覆管用ODSフェライト鋼の高温照射限界性能に関する研究

Study on critical irradiation dose of ODS ferritic steel for fast reactor fuel cladding at high temperature

丹野 敬嗣  ; 大塚 智史   ; 山下 真一郎   ; 矢野 康英  ; 皆藤 威二 ; 大久保 成彰   ; 實川 資朗*; 沢井 友次

Tanno, Takashi; Otsuka, Satoshi; Yamashita, Shinichiro; Yano, Yasuhide; Kaito, Takeji; Okubo, Nariaki; Jitsukawa, Shiro*; Sawai, Tomotsugu

原子力機構では高速炉燃料被覆管の第一候補材料としてと9Cr-ODS(酸化物分散強化型)フェライト鋼の開発を進めている。燃料被覆管は最高700Cで250dpaの照射にさらされるため、分散粒子の高温・重照射下での安定性を評価することが必要である。また、耐食性の観点から11Cr-ODS鋼も並行して開発を進めている。Crの増量により低温側で大きな照射硬化や延性低下が起こる可能性があり、これについても確認する必要がある。そこで比較的短期間で高照射量を達成することができるFeイオンを用いて、250dpaを目標とした照射を開始した。Feイオン照射後にナノインデンターを用いて硬さを調べた結果、9Cr-ODS鋼では、400C/60dpaの照射で照射硬化が見られた。11Cr-ODS鋼は9Cr-ODS鋼と比較して照射硬化が小さかった。これは11Cr-ODS鋼の非照射材が9Cr-ODS鋼よりも硬いためと考えられる。今後、照射量を増加させて高照射量側のデータ取得を行う。

9Cr-ODS ferritic steel has been developed as the candidate material for fast reactor fuel cladding in JAEA. It is necessary to evaluate the stability of the dispersoid under heavy irradiation at high temperature because the cladding will be irradiated up to 250 dpa at 700C. From the perspective of corrosion resistance, 11Cr-ODS steel also has been developed. Increase of Cr can cause irradiation hardening and ductility decrease. This behavior should be evaluated. Thus we started the irradiation up to 250 dpa with Fe ion irradiation which can achieve high dose in respectively short time. Nano-indentation test showed that 9Cr-ODS steel was hardened due to 60 dpa irradiation at 400C. Irradiation hardening of 11Cr-ODS steel was smaller than that of 9Cr-ODS steel. The reason for the difference is seemed that the hardness of unirradiated 11Cr-ODS steel was larger than that of 9Cr-ODS steel. The irradiation will be continue to obtain data at higher dose.