2019 Annual Meeting

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Oral presentation

V. Nuclear Fuel Cycle and Nuclear Materials » 502-1 Nuclear Materials, Degradation, Radiation Effects, and Related Technology

[2M07-08] Nuclear Fuel Materials 1

Thu. Mar 21, 2019 11:20 AM - 11:55 AM Room M (Common Education Bildg. 2 3F No.37)

Chair:Sosuke Kondo(Tohoku Univ.)

11:35 AM - 11:50 AM

[2M08] Development of Oxidation Resistant Particle Dispersion SiC Composites

*Tatsuya Hinoki1, Kanjiro Kawasaki1, Fujio Shinoda1 (1. Kyoto University)

Keywords:accident tolerant fuel, SiC composites, oxidation resistance

SiC複合材料は、軽水炉においても事故耐性燃料として開発が進められている。SiCはジルコニウム合金等に比べて優れた耐酸化性を有するが、SiC複合材料は通常、繊維/マトリックス界面にC相が用いられ、酸化による強度の著しい劣化が懸念される。本研究では耐酸化特性に優れた材料の開発を目的として、界面層の無い新たな粒子分散SiC複合材料を開発した。