2022 Annual Meeting

Presentation information

Oral presentation

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

[3J01-06] SiC 1

Fri. Mar 18, 2022 9:30 AM - 11:15 AM Room J

Chair: Kenta Murakami (UTokyo)

10:00 AM - 10:15 AM

[3J03] R&D of anti-corrosion technology for full-ceramics reactor core

(3)High-temperature evaluation of protective alumina layers on SiC substrate

*Kazuya Shimoda1, Masako Kato1, Ryutaro Usukawa2, Hirokazu Katsui2, Sosuke Kondo3 (1. NIMS, 2. AIST, 3. Tohoku Univ.)

Keywords:SiC, Mechanical properties, High temperature evaluation, Nano-indentation

耐高温高圧水に優れる防食被覆としてCVD法にてセラミックストップ層を被覆した炉心構造材のSiCに対して、高温ナノインデンテーション等による高温物性測定と熱サイクル試験等による被覆の健全性を調査した。