2016 Annual Meeting

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Oral Presentation

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

[1H01-08] Pb-Bi/SiC-1

Sat. Mar 26, 2016 10:00 AM - 12:00 PM Room H (Lecture Rooms B B204)

Chair: Takashi Nozawa (JAEA)

10:15 AM - 10:30 AM

[1H02] Research and development of innovative technologies for nuclear reactor core

(2)High temperature steam oxidation and wate corrosion characteristics of silicon carbides for reactor core

*Yoshihiro Hyodo1, Yumiko Tsuchiya1, Fumihisa Kano1, Sosuke Kondo2, Tatsuya Hinoki2 (1.Toshiba Corporation , 2.Kyoto University)

Keywords:Silicon Carbide, Corrosion characteristics, Cladding

原子力発電プラントの安全性向上を目的とし、炭化珪素(SiC)の燃料被覆管への適用を目指した開発を進めている。本発表はその一環で行っているSiCの耐食性向上技術に関するものである。液相焼結(LPS)法により合成されるSiCの製造条件を改善し、高温水蒸気中での耐酸化性、高温水中での耐食性を有するSiCを合成した。