2016 Fall Meeting

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Oral Presentation

IV. Nuclear Fuel Cycle and Nuclear Materials » 402-1 Nuclear Materials and the Irradiation Behavior

[1B01-06] Fuel Cladding 1

Wed. Sep 7, 2016 10:20 AM - 12:00 PM Room B (Kumume City Plaza - Gallery 1)

Chair: Kan Sakamoto (NFD)

10:35 AM - 10:50 AM

[1B02] Corrosion behaviors of Zircaloy in underground waste disposal conditions

(2)Property evaluation of Zircaloy oxide

*Yoko Ikeda1, Teppei Otsuka2, Tomofumi Sakuragi3, Satoshi Yoshida3 (1.Nippon Steel & Sumikin Technology, 2.Kindai Univ., 3.Radioactive Waste Management Funding and Research Center)

Keywords:Zircaloy, Corrosion, Oxide, Synchrotron radiation

地層処分環境下(低温、30℃~80℃)におけるジルカロイの腐食挙動評価の信頼性を高めることを目的として、高温(300℃前後)における腐食知見の低温への適応性が検討されており、腐食により形成される酸化膜特性評価が重要となっている。
そこで、酸化膜性状と酸化膜が形成される温度の関係を調査するために、高温での腐食知見と低温をつなぐ温度領域(180℃~270℃)において、複数条件下でジルカロイ4に酸化膜を形成させ、放射光X線回折に供した。
この結果、腐食温度が高くなるにつれて、酸化膜中の正方晶ZrO2の占める割合が少なくなる結果を得た。このことから、ジルカロイ酸化膜中の正方晶の安定化が、必ずしも酸化膜厚さだけでなく、腐食温度または腐食速度の影響を受ける可能性が示唆された。