日本原子力学会 2014年春の年会

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一般セッション

IV. 核燃料サイクルと材料 » 402-1 炉材料とその照射挙動

[F27-31] 燃料被覆管

Thu. Mar 27, 2014 10:35 AM - 11:55 AM F (1号館 11C)

座長:金田潤也(日立)

[F29] R&D of Nuclear Fuel Cladding Materials and their Environmental Degradations for the Development of Safety Standards

(3)Development of Modified EDC Test

Tomonori Abe1, Shiori Kishita1, Tetsuya Matsunaga1, Yoshitaka Matsukawa1, Yuhki Satoh1, Hiroaki Abe1 (1.Tohoku University)

Keywords:nuclear fuel cladding, Expansion Due to Compression Test

劣化した燃料被覆管の機械強度を評価する手法として従来中子拡管試験は使用されてきた。この試験法はPCMI条件下における被覆管の健全性を定量的に評価することが出来るとされてきたが、実機条件と応力状態が異なり、また、被覆管と中子の間に摩擦が生じるなど問題点も指摘されている。加えて、照射試料を使用する上で試料体積の減少も重要である。そこで、リング形状の試験片を対象とした改良型EDC試験法を開発する。尚、本発表はシリーズ発表5件のうちの3件目である。