[2C16-20] Accident Tolerant Fuel

[2C18] Material property evaluation of FeCrAl-ODS steel: The mechanical properties of neutron irradiated specimens

*Hiroki Yokoyama¹, Kan Sakamoto¹, Yusuke Miura¹, Nozue Mitsuo¹, Shinichiro Yamashita², Ikuo Ioka² (1. NFD, 2. JAEA)

Keywords:Light water reactor, Accident tolerant fuel, Oxide dispersion strengthening, Neutron irradiation

High Flux Isotope Reactor（HFIR）で中性子照射損傷量2.6dpa～13dpaまで照射したFeCrAl-ODS鋼の再結晶材について、引張試験及び硬さ測定を実施し、中性子照射による機械的特性の変化について評価した。その結果について報告する。