Creep deformation and rupture behavior of 9Cr-ODS steel cladding tube at high temperatures from 700C to 1000C

9Cr-ODS鋼被覆管の700C-1000Cでのクリープ変形・破壊挙動

今川 裕也 ; 橋立 竜太 ; 宮澤 健   ; 鬼澤 高志  ; 大塚 智史   ; 矢野 康英  ; 丹野 敬嗣  ; 皆藤 威二 ; 大沼 正人*; 光原 昌寿*; 外山 健*

Imagawa, Yuya; Hashidate, Ryuta; Miyazawa, Takeshi; Onizawa, Takashi; Otsuka, Satoshi; Yano, Yasuhide; Tanno, Takashi; Kaito, Takeji; Onuma, Masato*; Mitsuhara, Masatoshi*; Toyama, Takeshi*

日本原子力研究開発機構は、ナトリウム冷却高速炉(SFR)の燃料被覆管材料として9Cr-ODS鋼の開発を進めている。これまでの研究で、650Cから850Cを対象にクリープ破断式が策定されている。本研究では、700Cから1000Cでのクリープ強度評価を目的とし、クリープ試験を実施した。クリープ試験には内圧クリープ試験法と開発中のリングクリープ試験法の2種類の試験方法を使用し、リングクリープ試験方法の妥当性の検証も合わせて実施した。その結果、9Cr-ODS鋼は母相の相変態による強度変化がほとんど起こらず、700Cから1000Cまでを対象に一つの式でクリープ破断傾向を表せることが明らかとなった。リングクリープ試験方法の妥当性検証では、解析により試験片への応力集中の影響を明らかにした。初期応力が高いと塑性変形が起こり、早期破断に至る可能性がある。これらの検討の結果は、今後、中性子照射した9Cr-ODS鋼のクリープ試験の実施と評価をする際に不可欠である。

The Japan Atomic Energy Agency has been developing 9Cr-oxide dispersion strengthened (ODS) steel as a fuel cladding material for sodium-cooled fast reactors (SFRs). Previous studies have formulated the creep rupture equation for 650C to 850C. However, little data have been obtained above 850C, and no equation has been formulated. This study conducted creep tests to evaluate creep strength at 700C to 1000C. Two creep test methods, the internal pressure and ring creep tests under development, were used, and the validation of the ring creep test method was conducted. The results showed that 9Cr-ODS steel undergoes almost no strength change due to the matrix's phase transformation, and a single equation can express a creep rupture strength from 700C to 1000C. In validating the ring creep test method, analysis clarified the effect of stress concentration on the specimen. Plastic deformation occurs at high initial stress and may lead to early rupture. The results will be essential for future creep testing and evaluation of neutron-irradiated 9Cr-ODS steel.