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.)

3:30 PM - 3:45 PM

[2J08] R&D of ODS ferritic steel cladding for maintaining fuel integrity at accident condition (3)

(4)Analysis of microstructure at high temperatire

*Naoko Oono1, Ken Nakamura1, Ryoma Kamikawa1, Shigeharu Ukai1, Takeji Kaito2, Tadahiko Torimaru3, Akihiko Kimura4, Shigenari Hayashi5 (1. Hokkaido Univ., 2. JAEA, 3. NFD, 4. Kyoto Univ., 5. Tokyo Tech.)

Keywords:ODS steel, Accident tolerant fuel cladding, High temperatrure, Microstructure

原子力システム研究開発事業では、FeCrAl-ODSフェライト鋼の過酷事故時の組織安定性(酸化物粒子変化、再結晶挙動等)を調査してきた。1400℃までの単純な高温保持では、被覆管の酸化物粒子はオストワルド成長するが、結晶粒成長は起きづらいと結論する。高温強度との関係では、マトリクスに緻密に分散された酸化物粒子が、優れた耐クリープ特性に寄与していることが示された。