改良ステンレス鋼燃料被覆管のBWR装荷に向けた研究開発,7; 照射挙動評価

R&D of advanced stainless steels for BWR fuel claddings, 7; Irradiation behavior evaluation

山下 真一郎   ; 近藤 啓悦  ; 青木 聡  ; 橋本 直幸*; 鵜飼 重治*; 坂本 寛*; 平井 睦*; 木村 晃彦*; 草ヶ谷 和幸*

Yamashita, Shinichiro; Kondo, Keietsu; Aoki, So; Hashimoto, Naoyuki*; Ukai, Shigeharu*; Sakamoto, Kan*; Hirai, Mutsumi*; Kimura, Akihiko*; Kusagaya, Kazuyuki*

軽水炉の安全性向上に資する事故耐性を高めた新型燃料部材の研究開発が進められている。有力な候補材料の一つとして検討されているFeCrAl-ODS鋼では、材料開発と並行して炉心設計等に必要となる種々の材料特性データを計画的に整備していく必要がある。本研究では、FeCrAl-ODS鋼の試験炉照射に向けた照射特性の予備評価を目的に、イオン照射した試験片の硬さ測定と組織観察を実施した。硬さ変化はイオン照射初期(0.5dpa)から見られたのに対し、照射欠陥クラスターの形成・成長は照射初期(0.5dpa)にはあまり見られず、より高い照射量(5.0dpa)で顕在化した。

As the lesson learned from the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, it is commonly recognized that development of the advanced fuel and core components with enhanced accident tolerance and high reliability is quite important for increasing safety of the existing Light Water Reactors (LWRs). FeCrAl-ODS steel is one of prospective candidate materials with enhanced accident tolerance and needs to be accumulated properly and efficiently fundamental and practical data for core and plant design of nuclear reactor. In this study, hardness measurement and microstructural observation for ion-irradiated FeCrAl-ODS steel were conducted in order to evaluate irradiation property in advance toward a research reactor irradiation test. The results indicated that steep irradiation hardening occurred at the initial stage of irradiation and also that nucleation and growth of irradiation defect cluster occurred at the higher dose than the irradiation hardening occurred.