2018 Annual Meeting

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Oral presentation

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

[1D09-11] Next-Gen. Materials (ODS Steels)

Mon. Mar 26, 2018 2:45 PM - 3:35 PM Room D (R1-212 -R1 Building)

Chair: Takeshi Toyama (Tohoku Univ.)

3:00 PM - 3:15 PM

[1D10] Development of FeCrAl-ODS ferritic steel with cerium oxide dispersion to accident tolerant fuel cladding

(2)Mechanical properties evaluation

*Hiroki Shibata1, Shigeharu Ukai1, Naoko H. Oono1, Shigenari Hayashi1, Kan Sakamoto2, Mutsumi Hirai2 (1. Hokkaido Univ., 2. NFD)

Keywords:Oxide dispersion strengthening, Ferritic steel, Tensile strength, Fuel cladding, Severe accident

BWR装荷を目標として、新規にCe酸化物を分散粒子とした事故耐性燃料被覆管の開発を行っている。本発表ではシリーズ発表の一環として、押出材に加えて、再結晶処理を施したFeCrAl-ODS鋼板材の機械的特性について報告する。