2024年春の年会

講演情報

一般セッション

V. 核燃料サイクルと材料 » 502-1 原子炉材料,環境劣化,照射効果,評価・分析技術

[3C06-09] 燃料被覆管コーティング

2024年3月28日(木) 10:55 〜 12:00 C会場 (21号館2F 21-205)

座長:村上 健太(東大)

11:25 〜 11:40

[3C08] Study on coating technic to enhance accident tolerance of fuel cladding

(3) Irradiation behavior of the Cr coated MDA cladding

*Afiqa Mohamad1, Chen Jiao1, Ikuo Ioka1, Eriko Suzuki1, Keietsu Kondo1, Yoshiyuki Nemoto1, Nariaki Okubo1, Shinichiro Yamashita1, Yuji Okada2, Daiki Sato2 (1. JAEA, 2. MHI)

キーワード:Accident tolerant fuel , Cr-coated, Ion-irradiation, interface, hardening

As a candidate for accident tolerant fuel (ATF) cladding tubes, chromium (Cr) coated Zry cladding is being developed. In this study, the ion irradiation tests were conducted to investigate the effect of irradiation on Cr layer and interface between Cr layer and Zry substrate. The presentation will discuss the results of these experiments.

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