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高速炉燃料被覆管用ODSフェライト鋼の照射限界性能に関する研究

Evaluation of irradiation resistance of ODS ferritic steel for fast reactor fuel cladding application

丹野 敬嗣 ; 大塚 智史 ; 矢野 康英 ; 皆藤 威二 ; 大久保 成彰  

Tanno, Takashi; Otsuka, Satoshi; Yano, Yasuhide; Kaito, Takeji; Okubo, Nariaki

原子力機構では、高速炉燃料被覆管の候補材料として9Crおよび11Cr酸化物分散強化型(ODS)鋼の開発を進めている。燃料被覆管は最高で250dpaの中性子照射に晒されることから、高照射下での酸化物分散粒子の安定性等を評価する必要がある。そこで、本研究では、ODS鋼の低温(400$$^{circ}$$C)照射による照射硬化挙動、および高温(700$$^{circ}$$C)でのナノサイズの酸化物分散粒子の安定性に着目した照射挙動を評価するために、高照射量のデータを短期間で取得する目的でTIARAによるイオン照射試験を実施した。試験に供した材料は、完全プレアロイ法で作製した9Cr-ODS鋼と11Cr-ODS鋼であり、400$$^{circ}$$Cと700$$^{circ}$$Cでそれぞれ120、80dpaの損傷をFeイオンにより導入した。400$$^{circ}$$C照射では両鋼とも照射硬化が認められたが、Cr濃度の違いにより照射硬化挙動は大きく変わらないことがわかった。700$$^{circ}$$C照射では両鋼とも顕著な照射軟化が見られなかったことから、酸化物分散粒子は高温照射環境下でも安定であると考えられる。今後、照射を継続するとともに、微細組織調査による酸化物粒子の分散状態についても評価を実施する。

no abstracts in English

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