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.)

10:15 AM - 10:30 AM

[2H04] Behavior of precipitate in oxide film of Zr alloy under Zr ion irradiation

*Katsuhito Takahashi1, Tomio Iwasaki1, Kenta Murakami2 (1.Hitachi, Ltd., 2.Tokyo Univ.)

Keywords:Zirconium alloys, precipitate, Corrosion, Hydrogen pick-up, Irradiation

酸化皮膜を形成させたジルカロイ2に3 MeV Zr2+イオンを照射し,照射損傷が酸化皮膜中の析出物に及ぼす影響を評価した。ここで,照射温度は300℃とし,照射量は,金属Zrにおけるはじき出し損傷に換算して10 dpaとした。その結果,イオン照射した酸化皮膜中では,非照射の場合と比較して,析出物の減少する傾向がみられ,析出物から酸化皮膜への合金元素の固溶促進が示唆された。