2020年秋の大会

講演情報

一般セッション

V. 核燃料サイクルと材料 » 501-2 核燃料とその照射挙動

[1E01-07] 事故耐性燃料

2020年9月16日(水) 10:00 〜 12:00 E会場 (Zoomルーム5)

座長:垣内 一雄(JAEA)

11:15 〜 11:30

[1E06] 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(5)

(3)中性子照射による微細組織変化

*大野 直子1、橋本 直幸1、外山 健2、鵜飼 重治1、坂本 寛3、山下 真一郎4 (1. 北大、2. 東北大、3. NFD、4. JAEA)

キーワード:FeCrAl-ODS合金、事故耐性燃料被覆管、沸騰型軽水炉、475℃時効、中性子照射

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。