2018 Annual Meeting

Presentation information

Oral presentation

IV. Nuclear Fuel Cycle and Nuclear Materials » 401-2 Nuclear Fuel and the Irradiation Behavior

[3D10-13] Fuel Cladding

Wed. Mar 28, 2018 2:45 PM - 3:55 PM Room D (R1-212 -R1 Building)

Chair: Masayoshi Uno (Univ. of Fukui)

3:30 PM - 3:45 PM

[3D13] Evaluation of Mechanical Property of High Burnup BWR Fuel Cladding by Internal Pressurization Burst Test

*Akihiro Yamauchi1, Keizo Ogata1 (1. Regulatory Standard and Research Department Secretariat of Nuclear Regulation Authority)

Keywords:Light water reactor, BWR, High burnup fuel cladding, Internal pressurization burst test, Hydride, Mechanical property

高燃焼度BWR燃料被覆管の破損限界を調べるため、商用BWRで5サイクル照射した燃料棒(8×8型及び9×9A型)から採取した燃料被覆管を用いて内圧破裂試験を行い、燃料被覆管中の水素濃度と機械的性質の関係を整理した。また、水素化物の再配向処理を施した使用済BWR燃料被覆管を用いた内圧破裂試験により、水素化物の析出方位等が燃料被覆管の機械的性質に及ぼす影響を調べた。