2017 Annual Meeting

Presentation information

Oral presentation

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

[2J10-14] Fuel Cladding Tube 2

Tue. Mar 28, 2017 4:10 PM - 5:40 PM Room J (16-305 Building No.16)

Chair: Yoshitaka Matsukawa (Tohoku Univ.)

4:10 PM - 4:25 PM

[2J10] R&D of ODS ferritic steel cladding for maintaining fuel integrity at accident condition (3)

(6)Hot steam oxidation resistance of FeCrAl-ODS steels

*Toma Maeda1, Shigeharu Ukai1, Hiroki Shibata1, Naoko Oono1, Kan Sakamoto2, Tadahiko Torimaru2, Takeji Kaito3, Akihiko Kimura4, Shigenari Hayashi5 (1. Hokkaido university, 2. Nippon Nuclear Fuel Development, 3. Japan Atomic Energy Agency, 4. Kyoto university, 5. Tokyo Institute of Technology)

Keywords:FeCrAl-ODS steels, Steam oxidation, Severe accident

FeCrAl-ODS鋼の耐水蒸気酸化特性を調べた結果を報告する。試験温度は1200℃〜1400℃の範囲で、Zr濃度、過剰酸素濃度をパラメータに耐水蒸気酸化特性を評価した。Zr添加は1200℃では水蒸気酸化を促進するが、逆に1400℃では水蒸気酸化を抑制する。熱力学計算ソフトFactSageを用いて、得られた結果を評価した。