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.)

10:45 AM - 11:00 AM

[2H06] Oxidation and hydrogen absorption of Zircaloy-2 in high temperature steam at different partial pressures and oxidation time

*Takaya Furuta1, Yuji Hatano1, Kenji Matsuda1, Sakamoto Kan2 (1.University of Toyama, 2.Nippon Nuclear Fuel Development co., ltd.)

Keywords:Zircaloy-2, high temperature, hydrogen absorption

過酷事故時の炉内水素挙動を予測することは、事故発生後の対応策の検討に非常に重要である。そこで本研究では、高温での水蒸気・水素混合ガス中におけるZr合金の酸化および水素吸収挙動の経時変化を調べた。20 ℃(平衡水蒸気分圧0.023 atm)の水バブラを用いて水蒸気を添加したAr気流中でジルカロイ-2試料を1200℃に2~20 min加熱し、酸化量および水素吸収量を測定した。酸化量は二乗則に従って変化したが、水素吸収量は酸化初期(~2分間)には急激に増大したものの、その後はほとんど変化しなかった。すなわち、水素吸収率は酸化膜の成長と共に急激に減少した。講演では、水素吸収率にこのような急激な変化が現れた原因について議論する。