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J-GLOBAL ID：202202257111821930   整理番号：22A0363046

9Cr-ODS鋼被覆管の引張・クリープ特性評価について

Evaluation of tensile and creep properties on 9Cr-ODS steel claddings

著者 (10件)： 矢野康英 (日本原子力研究開発機構) ,  橋立竜太 (日本原子力研究開発機構) ,  丹野敬嗣 (日本原子力研究開発機構) ,  今川裕也 (日本原子力研究開発機構) ,  加藤章一 (日本原子力研究開発機構) ,  鬼澤高志 (日本原子力研究開発機構) ,  伊藤主税 (日本原子力研究開発機構) ,  上羽智之 (日本原子力研究開発機構) ,  大塚智史 (日本原子力研究開発機構) ,  皆藤威二 (日本原子力研究開発機構)
資料名： 日本原子力研究開発機構JAEA-Data/Code(Web)
号： 2021-015  ページ： 1-64  発行年： 2022年 
JST資料番号： U0306A  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 解説  発行国： 日本 (JPN)  言語： 日本語 (JA)

抄録/ポイント： 安全性・経済性に優れ,放射性廃棄物の減容化・有害度の低減に貢献する高速増殖炉サイクルシステムの実用化の観点から,燃料の高燃焼度化が求められており,これに対応した被覆管材料の開発が必要不可欠である。この高燃焼度達成のための被覆管材料には,耐照射スエリング性能及び高温強度特性に優れた酸化物分散強化(Oxide Dispersion Strengthened; ODS)フェライト鋼の研究開発を実施している。ODSフェライト鋼を燃料被覆管として適用するためには,材料強度基準整備が重要であり,そのためのクリープ強度データ等の各種強度データ取得を実施している。本研究では,材料強度基準整備に資することを目的に,これまで得られた知見・検討結果に基づき,9Cr-ODS鋼被覆管の引張強度とクリープ強度特性について評価を行った。9Cr-ODS鋼は相変態温度を持つことから,母相の相状態が変化しない850°C以下と事故時を想定したそれ以上の温度域に分けて評価を行った。(著者抄録)

シソーラス用語： *分散強化合金 ,  管 ,  *引張強さ ,  *クリープ ,  放射性廃棄物 ,  FBR型原子炉 ,  スエリング ,  高温強さ ,  フェライト鋼 ,  相変態 ,  *燃料管 ,  核燃料燃焼度
準シソーラス用語： *ODS鋼 ,  高燃焼度 ,  *酸化物分散強化型鋼 ,  被覆管

著者キーワード (4件)： 9Cr-ODS鋼被覆管 ,  高速炉 ,  内圧クリープ強度 ,  引張強度

分類 (1件)： 燃料要素  (MD04030E)

引用文献 (23件)：

• 次世代原子力システム研究開発部門, 日本原子力発電株式会社 研究開発室, “高速増殖炉サイクル実用化研究開発(FaCTプロジェクト) フェーズI報告書-”, JAEA-Evaluation 2011-003(2011), 303p.
• 皆藤威二、水田俊治、上羽智之、大塚智史、鵜飼重治, “ODS フェライト鋼被覆管の材料強度基準(暫定案)(研究報告書)”, JNC TN9400 2005-015 (2005), 117p.
• T. Kaito, Y. Yano, S. Ohtsuka et al., “ODS cladding fuel pins irradiation tests using the BOR-60 reactor”, J. Nucl. Sci &Technol., 50(2013), pp.387-399.
• 矢野康英、大塚智史、山下真一郎他, “CMIR-6 で照射した ODS 鋼被覆管の照射挙動評価”, JAEA-Research 2013-030(2013), 57p.
• S. Ohtsuka, T. Kaito, Y. Yano et al., “Investigation to the cause of peculiar irradiation behavior of 9Cr-ODS steel in BOR-60 irradiation test”, J. Nucl. Sci &Technol., 50(2013), pp.470-480.

タイトルに関連する用語 (4件)： 被覆管 ,  引張 ,  クリープ特性 ,  評価