並列タイトル等Creep test of fuel cladding tubes for fast breeder reactor (6th program)
一般注記49年度に試作された高速原型炉炉心燃料被覆管(もんじゅ試作品)と常陽照射炉心燃料被覆管(常陽マークII試作品)について高温引張試験,高温内圧バースト試験,そして内圧クリープ破断試験を行なった。49年度の試作材は結晶粒度とホウ素含量がクリープ強度に及ぼす影響を検討する目的からA材(K社製)は溶体化処理条件を変えて結晶粒の大きさを変え,一方B材(S社製)はホウ素の添加量を変えて製造したものである。試験で得られた結果を次に示す。(1) もんじゅ試作品,常陽マークII試作品,共に高温引張強度はA材の方がB材を上回っている。しかし伸びは同程度である。またA材は650$^{\circ}C$以下の温度で強度に差があり,溶体化処理温度の低いA3材がA1材よりも高い値を示す。(2) もんじゅ試作品の内圧破裂強度はA材の方がB材よりも高い。A材ではA3材の方がA1材よりも700$^{\circ}C$以下の温度で強度が高くなっている。常陽マークII試作品はA材とB材の破裂強度に大きな差はない。(3) もんじゅ試作品A,B材の650$^{\circ}C$と800$^{\circ}C$におけるクリープ破断強度はほぼ同程度であるが800$^{\circ}C$の長時間側ではA材の強度が高くなると思われる。A材では結晶粒の大きいA1材がA3材よりも若干クリープ破断強度が高い様である。第5次クリープ試験の結果と比較するとA,B材共,第5次クリープ材の強度を上回っている。一方常陽マークII試作品のA材は650$^{\circ}C$の長時間側で第5次クリープ材の強度を上回るがB材は650$^{\circ}C$,800$^{\circ}C$の両温度共下回っている。
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一次資料へのリンクURL/PNC-TN841-77-46.pdf (fulltext)
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース(IRDB)(機関リポジトリ)
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System