2017 Annual Meeting

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Oral presentation

IV. Nuclear Fuel Cycle and Nuclear Materials » 402-1 Nuclear Materials and the Irradiation Behavior

[2J15-17] Fuel Cladding Tube 3

Tue. Mar 28, 2017 5:40 PM - 6:30 PM Room J (16-305 Building No.16)

Chair: Terumitsu Miura (INSS)

6:10 PM - 6:25 PM

[2J17] Development of in cell biaxial testing device for nuclear fuel claddings

*Masafumi Nakatsuka1, Kan Sakamoto2, Masaki Aomi3 (1. Zirkotechnology, 2. Nippon Nuclear Fuel Development Co.,Ltd, 3. Global Nuclear Fuel Japan )

Keywords:Biaxial stress, testing device, fuel cladding

燃料被覆管の二軸応力状態は燃料被覆管のSCCおよびDHC等の脆性割れ現象に影響をおよぼすことが知られており、簡便な二軸負荷試験方法の提案が待たれていた。
そこで、燃料被覆管と引張力発生用のピストンとを直列に組合せた構造からなる二軸応力負荷機構を提案し、一例として円周方向応力/長手方向応力比(σ)が1の場合について引張力制御型と内圧制御型の二方式の二軸応力負荷機構を試作した。両制御方式についても長手方向と円周方向のひずみを検出し燃料被覆管の弾性定数から目標にした応力比(σ)=1にあることを確認した。各方式の特徴は、(1)引張型はセル内に既設の引張試験装置内にそのままセット可能な程度にコンパクトであり、かつ試験片部のみ高温の電気炉内に配置し、内圧発生部を室温環境に配置可能という利点がある。(2)内圧型では既設の内圧制御型試験装置の内圧発生装置を利用可能な利点がある。