2017 Annual Meeting

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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.)

4:55 PM - 5:10 PM

[2J13] R&D of ODS ferritic steel cladding for maintaining fuel integrity at accident condition (3)

(9)High temperature reaction with UO2, LOCA simulation test

*Tadahiko Torimaru1, Kan Sakamoto1, Shigeharu Ukai2, Naoko Oono2, Takeji Kaito3, Akihiko Kimura4, Shigenari Hayashi5 (1. NFD, 2. Hokkaido Univ., 3. JAEA, 4. Kyoto Univ., 5. Tokyo Tech Univ.)

Keywords:ODS, Ferritic steel, Alumina layer, Fuel Cladding, Severe Accident, LOCA

開発を行っているFeCrAl系ODSフェライト鋼の軽水炉燃料被覆管への適用性評価のため、UO2との高温反応試験とLOCA模擬試験を実施した。FeCrAl系ODSフェライト鋼は1573K以上の高温でもUO2と材料間反応を起こさないこと、1473K水蒸気雰囲気から水で急冷するLOCA模擬環境を経験後も機械的特性の劣化が見られないことを確認した。