2023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

[2C16-20] 事故耐性燃料

2023年9月7日(木) 16:20 〜 17:40 C会場 (IB電子情報館1F IB015)

座長:加藤 正人(JAEA)

16:50 〜 17:05

[2C18] FeCrAl-ODS鋼の材料特性評価:中性子照射材の機械的特性

*横山 博紀1、坂本 寛1、三浦 祐典1、野末 満夫1、山下 真一郎2、井岡 邦夫2 (1. NFD、2. JAEA)

キーワード:軽水炉、事故耐性燃料、酸化物分散強化、中性子照射

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。

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