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)

11:05 AM - 11:20 AM

[1B04] Tritium diffusion in oxygen-dissolved zirconium

*takaya moritama1, Kenichi Hashizume1, Teppei Otsuka2, Osamu Kato3, Tsuyoshi Tateishi4 (1.Interdisciplinary Graduate School of Engineering Sciences, Kyushu University, 2.Kindai University, 3.KOBE STEEL, LTD, 4.KOBELCO RESEARCH INSTITUTE. INC)

Keywords:zirconium, hydrogen, diffusion, oxygen-dissolved

ジルコニウム(Zr)に高濃度で溶解している酸素が、Zr中の水素拡散挙動におよぼす影響をトリチウムトレーサー技術によって調べた。酸素溶解Zr試料は、HIP(Hot Isostatic Press)法にて作製し、X線回折法により酸素が溶解していることを確認した。10at%酸素溶解したZr中にトリチウムを200℃で溶解拡散させ、イメージングプレートを用いて試料内部のトリチウム分布を測定し、拡散係数を決定した。その結果、水素拡散係数は純Zrの水素拡散係数より若干大きな値を示した。さらに酸素溶解量、拡散温度に関するトリチウム拡散係数データを集積し、溶解酸素の影響を明らかにする予定である。