2023 Annual Meeting

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Oral presentation

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

[2F08-10] Dry Storage

Tue. Mar 14, 2023 2:45 PM - 3:35 PM Room F (12 Bildg.3F 1232)

Chair:Kinya Nakamura(CRIEPI)

3:15 PM - 3:30 PM

[2F10] Effect of Thermal Annealing on Mechanical Property and Microstructure of BWR Spent Fuel Cladding during Dry Storage

(3) Evaluation of Microstructure of Annealed Spent Fuel Cladding

*Hiroki Yokoyama1, Kan Sakamoto1, Yusuke Miura1, Masaki Aomi2, Masashi Shimizu3, Shinichi Ishioka3, Daichi Yamada4, Akihiro Shima4, Hideshi Tezuka4 (1. NFD, 2. GNF-J, 3. HGNE, 4. TEPCO HD)

Keywords:9×9 fuel cladding, Dry strage, Long-term integrity, XRD measurement, TEM observation, Recovery of irradiation hardening

9×9 燃料(BWR55GWd/t 型)の乾式貯蔵適用性に係る評価の一環として、330 ℃-360 ℃で最大8000 h加熱した9×9 燃料の照射燃料被覆管について、熱処理による微細組織変化とそれに伴う機械的特性の変化を透過型電子顕微鏡(TEM)観察及びX 線回折(XRD)を用いて調査した。本試験条件では、a 成分転位の回復と機械的特性の変化に相関があり、硬さ測定結果から評価した回復挙動と一致する傾向が確認された。