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.)

5:20 PM - 5:35 PM

[1H18] R&D of fuel cladding of ODS ferritic steel for maintaining fuel integrity at accidental high temperature condition (2)

(6)Steam oxidation at severe accident conditions

*Kan Sakamoto1, Tadahiko Torimaru1, Shigeharu Ukai2, Naoko Oono2, Takeji Kaito3, Akihiko Kimura4, Shigenari Hayashi5 (1.NFD, 2.Hokkaido Univ., 3.JAEA, 4.Kyoto Univ., 5.Tokyo Institute of Technology )

Keywords:ODS, ferritic steel, alumina layer, fuel cladding, severe accident

開発を行っているFe-Cr-Al系ODSフェライト鋼の軽水炉燃料被覆管への適用性検討の一環として、過酷事故時の水蒸気酸化特性を調べた。1200℃~1400℃で実施した試験結果から、現行被覆管材(ジルコニウム合金)と比較して著しく水蒸気酸化が抑制されており、事故耐性が大幅に向上することが確認された。