2021 Fall Meeting

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Oral presentation

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

[2D01-04] Irradiation & Accident Behavior of LWR Fuel

Thu. Sep 9, 2021 9:30 AM - 10:45 AM Room D

chair: Kan Sakamoto (NFD)

10:00 AM - 10:15 AM

[2D03] Evaluation of mechanical properties of fuel cladding tubes using nanoindentation

*Akihiro Yamauchi1, Kazuo Kakiuchi2, Yutaka Udagawa2, Koji Kitano1 (1. S/NRA/R, 2. JAEA)

Keywords:fuel cladding tube, zirconium alloy, evaluation of mechanical properties, nanoindentation

燃料被覆管は、水素化や高温酸化により機械特性が劣化する。微細組織の変化がマクロな機械特性に与える影響を把握するため、ナノインデンテーション法を用いた試験を実施している。本報告では、同手法をZr合金被覆管に適用する上で有効なデータ補正手法およびLOCA模擬試験後試料の測定結果について紹介する。補正手法の検討では、圧痕周辺の盛り上がり(パイルアップ)を考慮した面積関数を決定し、これを補正に用いることで、硬さやヤング率の荷重依存性が低減することを確認した。測定の一例として、昇温破裂後に1200℃にてECR約20%まで高温酸化し、700℃まで徐冷後、クエンチした被覆管試料の硬さを評価した。破裂部から軸方向に約20 mm位置における残存金属層中の硬さ分布は、破裂部と比較して高い側にシフトしており、prior-β相中の水素濃度増加および析出α相中の酸素濃度増加に起因していると考えられた。