2020 Fall Meeting

Presentation information

Oral presentation

V. Nuclear Fuel Cycle and Nuclear Materials » 501-2 Nuclear Fuel and the Irradiation Behavior

[1E01-07] Accident Tolerant Fuel

Wed. Sep 16, 2020 10:00 AM - 12:00 PM Room E (Zoom room 5)

Chair:Kazuo Kakiuchi(JAEA)

10:45 AM - 11:00 AM

[1E04] R&D of advanced stainless steels for BWR fuel claddings (5)

(1)Barrier effect of oxide layer on tritium permeation

*KAN SAKAMOTO1, Kenichi Hashizume2, Shinichiro Yamashita3 (1. NFD, 2. Kyushu Univ., 3. JAEA)

Keywords:Fuel cladding, BWR, ODS, Tritium, Permeation

BWR装荷を目標としたFeCrAl-ODS合金(12Cr-6Al-0.5Ti-0.4Zr-0.5Y2O3)について、表面酸化膜のトリチウム透過に対する障壁効果を試験により評価した。試験の結果、炉水腐食で形成される鉄、クロム系の酸化膜による障壁効果は限定的であるものの、予備酸化により形成されるアルミナ酸化膜では強い障壁効果が見込まれることが明らかとなった。