[1E01-07] Accident Tolerant Fuel

[1E06] R&D of advanced stainless steels for BWR fuel claddings (5)

(3)Change of microstructures by neutron irradiation

*Naoko OONO-HORI¹, Naoyuki HASHIMOTO¹, Takeshi TOYAMA², Shigeharu UKAI¹, Kan SAKAMOTO³, Shinichiro YAMASHITA⁴ (1. Hokkaido Univ., 2. Tohoku Univ., 3. NFD, 4. JAEA)

Keywords:FeCrAl-ODS alloy, ATF cladding, BWR, 475℃ aging, neutron irradiation

BWR装荷を目標としたFeCrAl-ODS合金（12Cr-6Al-0.5Ti-0.4Zr-0.5Y₂O₃）について、475℃時効または300℃で2.6dpaの中性子照射を施し、これらの微細組織観察・機械特性試験を行った。475℃, 744hの熱時効後、300℃, 2.6dpa中性子照射後の両方においてCrリッチなα'相の析出は見られなかったものの、Tiリッチな析出物が観察された。照射後の引張試験では降伏応力が約200MPa上昇した。微細組織観察から強化因子を計算した結果、照射による転位密度の増加とTiリッチ析出物の両方が降伏応力の増加の原因であると考えられる。