2017 Fall Meeting

Presentation information

Oral presentation

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

[3M05-10] Advanced Material 2

Fri. Sep 15, 2017 2:45 PM - 4:25 PM Room M (N304 - N Block)

Chair:Tamaki Shibayama (Hokkaido Univ.)

4:00 PM - 4:15 PM

[3M10] R&D of advanced stainless steels for BWR fuel claddings (2)

(6)Tritium permeability and high temperature steam oxidation properties

*Katsuhito Takahahshi1, Kan Sakamoto1, Teppei Otsuka2, Shigeharu Ukai3, Mutsumi Hirai1, Shin-ichiro Yamashita4 (1. NFD, 2. Kinki Univ., 3. Hokkaido Univ., 4. JAEA)

Keywords:Accedent tolerant fuel, Severe accident, Oxide dispersion strengthened alloy, Tritium, Permeability, Steam Oxidation

BWR装荷を目標とした、事故耐性を有した改良ステンレス鋼燃料被覆管の研究開発を進めている。本発表では、シリーズ発表の一環として、トリチウム透過特性に与える表面酸化膜の効果、被覆管製造を模擬して加工熱処理を施したFeCrAl-ODS鋼板材の高温水蒸気酸化特性について報告する。