2022 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

[2J05-08] Severe Accident 3

Thu. Mar 17, 2022 2:45 PM - 4:00 PM Room J

Chair: Teppei Otsuka (Kindai Univ.)

2:45 PM - 3:00 PM

[2J05] Study on Cr coated cladding

(1)Investigation of oxidation behavior

*Yoshiyuki Nemoto1, Yuji Okada2, Daiki Sato2, Afiqa Mohamad1, Ikuo Ioka1, Eriko Suzuki1 (1. JAEA, 2. MNF)

Keywords:ATF cladding, Cr coated cladding, High temperature oxidation

事故耐性燃料(ATF)被覆管候補として開発が進められているクロム(Cr)コーティング被覆管に関する研究成果を(1)酸化挙動、(2)LOCA試験後の金相について、シリーズで報告する。Crコーティング被覆管は外表面のCr層によって従来のジルコニウム合金製被覆管に比較して高温水蒸気中での耐酸化性の向上が見込まれる。一方、冷却水損失事故(LOCA)時の被覆管破裂後を想定した場合、両面酸化条件におけるCrコーティング被覆管の高温酸化挙動の把握が重要である。本研究では高温水蒸気中での熱天秤を用いた酸化試験及び試験後の断面観察や分析を行い、酸化挙動の詳細を検討した。講演では、その結果に基づき酸化メカニズムなどについて議論を行う。