Among the structural materials under consideration for future lead-cooled fastreactors, special attention is paid to ferritic Fe-10Cr-4Al due to its superior corrosionand erosion protective properties, as well as its insensitivity to liquid metalembrittlement in liquid lead. This thesis gives an inside look into the radiation damageproperties of the alloy and the possible embrittlement scenarios. The samples wereirradiated with 5.5 MeV protons and then tested with a slow strain rate testing rig at375oC and 450oC. The results showed that for Fe-10Cr-4Al irradiated to a peak doseof 0.14 dpa, the total elongation to failure was reduced by 3-5%, compared to theunirradiated samples. Moreover, the mechanical properties (yield strength, ultimatetensile strength, and fracture elongation) of the irradiated samples depend stronglyon temperature. The scanning electron microscopy images show no signs of liquidmetal embrittlement. However, the brittle structures at the edges of the samples couldindicate the existence of hydrogen embrittlement.

Bland de strukturmaterial som övervägs för framtida blykylda snabba reaktorer (LFR)ägnas särskild uppmärksamhet åt ferritiska Fe-10Cr-4Al-legeringar på grund av derasöverlägsna korrosionsbeständighet och deras avsaknad av försprödning i den flytandeblymiljön. Denna avhandling ger en inblick i legeringens strålskador och möjligaförsprödningsscenarier. Proverna bestrålades med 5.5 MeV protoner och testadessedan med SSRT-testriggen vid 375oC och 450oC. Resultaten visade att för proverav Fe-10Cr-4Al bestrålat till en dos av 0.14 dpa, minskade den totala förlängningentill brott med 3-5%, jämfört med de obestrålade proverna. Dessutom uppvisar demekaniska egenskaperna (YS, UTS och brottförlängning) hos de bestrålade provernaen större temperaturinverkan. Bilder tagna med svepelektronmikroskopi (SEM)visade inga tecken på flytande metallförsprödning (LME). De spröda strukturerna vidkanterna av proverna, där protonerna implanterades, kan dock indikera förekomstenav väteförsprödning.