2016 Fall Meeting

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Sep 7 - Sep 9, 2016Kurume City Plaza
Atomic Energy Society of Japan
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[1B11]R&D of advanced stainless steels for BWR fuel claddings(5)Tritium permeability measurement

*Mutsumi Hirai1, Kan Sakamoto1, Shigeharu Ukai2, Akihiko Kimura3, Kazuyuki Kusagaya4, Teppei Otsuka5, Shinichiro Yamashita6(1.NFD, 2.Hokkaido Univ., 3.Kyoto Univ., 4.GNF-J, 5.Kyushu Univ., 6.JAEA)

Keywords:

Accident tolerance,Fuel cladding,Severe accident,BWR,Oxide dispersion strengthened,Ferritic steel,Tritium,Permeability

フェライト鋼を被覆管として適用する際に危惧される、三重核分裂により生じたトリチウムの燃料棒からの放出量評価に資する目的で、ODS-FeCrAlフェライト鋼のトリチウム透過性を室温から573Kの温度範囲で測定した。393~573Kのトリチウム透過性は、他のフェライト鋼と同様な値を示し、室温の値はこれらの外挿値よりも低かった。