2024 Annual Meeting

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Oral presentation

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

[2E08-10] Irradiation Behavior Evaluation, Corrosion

Wed. Mar 27, 2024 11:15 AM - 12:00 PM Room E (21Bildg.3F 21-313)

Chair:Akihiro Suzuki(NFD)

11:15 AM - 11:30 AM

[2E08] Evaluation of irradiation effects on microstructure and element distribution in Nb-doped Zr alloys

(7) Atom probe analysis of near the O/M interface of MDA cladding after in-reactor irradiation

*Fumihiro Nakamori1, Takashi Sawabe1, Masaya Kozuka1, Takeshi Sonoda1 (1. CRIEPI)

Keywords:Fuel cladding, Nb-doped Zr alloy, in-reactor irradiation, Oxide film, APT

国内外のPWR燃料被覆管で使用されているNb添加Zr合金は、従来ジルカロイ材と比較して水素吸収量が少なく、これはNb添加による効果と推定されている。この現象の科学的理解を深めるとともに照射下での持続性を推定するため、合金元素分布および照射欠陥等の微細組織の照射による変化を調査している。本発表では実燃料被覆管の照射および腐食挙動の理解を目的に、炉内照射したMDA(Zr-0.8Sn-0.5Nb-0.2Fe-0.1Cr)被覆管の酸化膜界面近傍のアトムプローブ分析を実施し、酸化膜中のNbの分布および酸化挙動を評価した結果を報告する。

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