2023 Fall Meeting

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Oral presentation

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

[3A06-09] Fuel Cladding Materials 2

Fri. Sep 8, 2023 10:55 AM - 12:00 PM Room A (IB Bildg.1F IB013)

Chair:Hiroaki ABE(UTokyo)

11:10 AM - 11:25 AM

[3A07] Hydrogen absorption of Zircaloy-2 oxide layer before and after kinetic transition

*Rin Suzuki1, Kana Suzuki1, Kan Sakamoto2, Masaki Aomi3, Katsuhito Takahashi4, Ikuji Takagi1 (1. Kyoto Univ., 2. NFD, 3. GNF-J, 4. Hitachi)

Keywords:Zirconium alloy, oxide layer, Hydrogen absorption, kinetic transition

Zircaloy-2の表面酸化膜内への水素吸収挙動を炉外試験により調べた。試料は水蒸気中でオートクレーブ処理し腐食酸化させた。遷移後は重水素の吸収速度が著しく増加することが分かり、様々な環境で重水素を放出させた結果、酸化膜表面における交換反応が放出を支配していることが示唆された。