2016 Annual Meeting

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Oral Presentation

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

[2H01-07] Zr alloys

Sun. Mar 27, 2016 9:30 AM - 11:15 AM Room H (Lecture Rooms B B204)

Chair: Kazunori Morishita (Kyoto Univ.)

9:30 AM - 9:45 AM

[2H01] Degradation assessment of hydrogenated zirconium alloy

*Hiroaki Muta1, Sho Kano2, Huilong Yang3, Zishou Zhao3, Daichi Kunii3, Yasunari Shinohara4, Hiroaki Abe2 (1.Osaka University, 2.University of Tokyo, 3.Tohoku University, 4.NDC)

Keywords:LWR fuel, Hydrogenation, EBSD

水素化および機械試験を施したZr合金について、金相観察およびEBSD観察を行った。ここからZr合金被覆管の水素吸収に伴う劣化の評価手法を検討した。
尚、本発表は、管形状を有する原子燃料の機械強度と安全設計基準をどう評価するか(発表者:阿部弘亨)のシリーズ発表6件の一つとして、4番目に発表を希望する