2016 Fall Meeting

Presentation information

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)

10:50 AM - 11:05 AM

[1B03] Corrosion behaviors of Zircaloy in underground waste disposal conditions

(3)Factors influencing corrosion behaviors of Zircaloy

*Teppei Otsuka1, Kenichi Hashizume2, Osamu Kato3, Tsuyoshi Tateishi4, Tomofumi Sakuragi5, Satoshi Yoshida5 (1.Kindai Univ., 2.Kyushu Univ., 3.Kobelco, 4.Kobelco research Inst., 5.RWMC)

Keywords:Zirconium, Hydride, Oxide, Tritium

地層処分されるジルコニウム(Zr)合金は、表面には酸化膜がついており、内部には酸素および水素が溶解している。このような材料側の諸因子がZrの室温腐食挙動に及ぼす影響をトリチウムトレーサー技術により調べた。
軽水素(H)を500wtppm溶解したジルコニウムをトリチウム(T)水中で5ヶ月~19ヶ月かけて腐食させ、気相に発生したHおよびTと、母材に取り込まれたTとを定量した。この結果、水素化Zrの腐食に伴い、析出水素化物から多量のHが放出されること、母材へのTの取り込みがやや促進されたことがわかった。今後は、吸収水素濃度および腐食温度、表面酸化膜や溶解酸素の影響を明らかにしていく予定である。