2016 Annual Meeting

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Oral Presentation

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

[1H14-21] ODS Structure materials Ni alloys

Sat. Mar 26, 2016 4:05 PM - 6:15 PM Room H (Lecture Rooms B B204)

Chair: Naoyuki Hashimoto (Hokkaido Univ.)

4:05 PM - 4:20 PM

[1H14] R&D of fuel cladding of ODS ferritic steel for maintaining fuel integrity at accidental high temperature condition (2)

(1)Evaluation of failure limit correlation under an accident condition

*Yasuhide Yano1, Shoich Kato1, Satoshi Ohtsuka1, Toshihiko Inoue1, Takashi Tanno1, Hiroshi Oka1, Tomohiro Furukawa1, Takeji Kaito1, Shigeharu Ukai2, Akihiko Kimura3 (1.JAEA, 2.Hokkaido Univ., 3.Kyoto Univ.)

Keywords:ODS steel cladding tube, Creep rupture propeties, ring tensile properties

事故時高温条件におけるODSフェライト鋼燃料被覆管の破損限界評価は、高速炉及び軽水炉の安全性を確保する上で極めて重要である。そのため、本公募で作製したAl含有高Cr-ODS鋼被覆管及び既存の高速炉用ODS鋼について、超高温における引張及びクリープ特性データ等を取得した。ここでは、超高温の各種強度試験結果について報告する。