2017 Annual Meeting

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Oral presentation

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

[2J05-09] Fuel Cladding Tube 1

Tue. Mar 28, 2017 2:45 PM - 4:10 PM Room J (16-305 Building No.16)

Chair: Kazunori Morishita (Kyoto Univ.)

3:15 PM - 3:30 PM

[2J07] R&D of ODS ferritic steel cladding for maintaining fuel integrity at accident condition (3)

(3)Formulation of failure life evaluation for FeCr- and FeCrAl-ODS steel claddings

*Yasuhide Yano1, Soichi Kato1, Satoshi Ohtsuka1, Tomoyuki Uwaba1, Yoshihiro Sekio1, Toshihiko Inoue1, Tomohiro Furukawa1, Takeji Kaito1, Shigeharu Ukai2, Akihiko Kimura3 (1. Japan Atomic Energy Agency, 2. Hokkaido Univ., 3. Kyoto Univ.)

Keywords:ODS steel, Fast reactor, Light water reactor, Fuel cladding, Cumulative Damage Fraction

既存高速炉用9/12Cr-ODS鋼に加えて、軽水炉に適用するためにAlを添加し耐酸化性を向上させたFeCrAl-ODS鋼について、各種の高温強度試験を実施し、破損寿命評価式を策定した。具体的な試験項目として、超高温クリープ/引張試験と急速加熱バースト試験を実施した。各種試験結果を踏まえ、損傷メカニズムの観点から、クリープ結果から破損寿命評価式を策定し、累積寿命分数和(CDF)から式の妥当性を確認した。