2020年秋の大会

講演情報

一般セッション

V. 核燃料サイクルと材料 » 501-2 核燃料とその照射挙動

[1E01-07] 事故耐性燃料

2020年9月16日(水) 10:00 〜 12:00 E会場 (Zoomルーム5)

座長:垣内 一雄(JAEA)

11:30 〜 11:45

[1E07] 改良ステンレス鋼燃料被覆管のBWR装荷に向けた研究開発(5)

(4)酸化挙動の詳細評価

*根本 義之1、藤村 由希1、坂本 寛2、山下 真一郎1 (1. 原子力機構、2. NFD)

キーワード:事故耐性燃料、酸化物粒子分散強化型鋼、酸化挙動、酸化層、FeCrAl-ODS合金

事故耐性燃料(ATF)被覆管候補材料として開発が進められているFeCrAl-ODS鋼の酸化挙動について、熱天秤を用いて水蒸気中での高温酸化挙動を評価した。表面に生成した酸化層についてレーザーラマン分光やEDSによる組成分析を行い、温度による酸化挙動の違いの原因について検討した。その結果、酸化層が高温ではアルミナ層であるのに対し、750℃以下では鉄の酸化物であることが示された。講演ではその詳細について報告する。