高照射PNC316被覆管の急速加熱破裂挙動評価

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 高照射PNC316被覆管の急速加熱破裂挙動評価
• Author/Editor: 吉武 庸光; 大森 雄; 坂本 直樹; 鵜飼 重治
• Author Heading: 吉武 庸光; 大森 雄; 坂本 直樹; 鵜飼 重治
• Publication Date: 1996-09
• Publication Date (W3CDTF): 1996-09
• Alternative Title: Evaluation on rapid heating rupture behavior in heavily irradiated PNC316 fuel claddings
• Periodical title: PNC TN9410 96-281
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): FBR炉心の冷却能力低下型事象(LOF)下における燃料被覆管の健全性評価のためには、熱過渡時の被覆管の寿命評価が重要である。この任意の温度履歴に対応した燃料被覆管の寿命予測を目的として、評価ニーズに対応した急速加熱破裂(バースト)試験技術の高度化、高速実験炉「常陽」で高照射量域まで高速中性子照射された高速増殖原型炉「もんじゅ」用改良316ステンレス鋼(PNC316)燃料被覆管の急速加熱バースト試験及び本試験結果に基づいた照射済被覆管の寿命予測評価を行った。本試験及び評価で得られた主な結果は以下の通りである。急速加熱バースト試験技術の高度化に取り組んだ結果、被覆管試験片温度計測時の測温精度の向上、外径変化及び高応力条件(周応力294MPa)での破裂温度データの取得を達成した。「常陽」で照射された特殊燃料集合体PFC030M、炉心燃料集合体PFD304を対象 に高照射PNC316燃料被覆管の急速加熱バースト試験を行った。その結果、今回の 供試材で得られた高速中性子照射量(~17.5$\times$1026n/m2、E>0.1MeV)の範囲では、LOF時に想定される応力条件下(周応力~100MPaまで)においては破裂温度は非照射材と同等であり、破裂に際してよい延性を示した。また照射量の増大に伴う破裂温度の低下は見られなかった。ラーソン・ミラー・パラメータ(LMP)とLife Fraction Ruleを適用することにより、熱過渡時の被覆管寿命を評価できる手法を確立した。これを用いて高照射PNC316被覆管の急速加熱時の破裂温度下限値を計算した結果、現状の照射量範囲(~17.5$\times$1026n/m2)においては、「もんじゅ」の被覆管最高温度制限値830$^{\circ}$Cの合理化が可能であることを示した。; The estimation of the life of fuel claddings at thermal transient event is important for evaluating of the fuel claddings validity under the loss of coolant flow (LOF) accident. In order to estimate the life time of the fuel claddings corresponding to any temperature rising condition, the instrumental technique was first improved in the post-irradiation examination and the temperature-transient-to-burst tests were extensively conducted on PNC316 claddings which were irradiated in JOYO as a fuel test assembly PFC030M and a driver fuel assembly PFD304. The life time evaluation of the irradiated PNC316 fuel claddings was carried out, based on these test results. The results obtained in this work are as follows; (1) As a result of the improvement in the temperature-transient-to-burst testing, the diametral change data and higher hoop stress data were obtained. And the highly accurate measurement of rupture temperature was also achieved. (2) The temperature-transient-to-burst test results showed that the rupture temperature of the irradiated PNC316 cladding was equal to that of unirradiated one up to present neutron fluence in LOF stress condition. It was indicated that the temperature-transient-to-burst property of PNC316 was not influenced by irradiation in lower hoop stress region. (3) The life time of the irradiated PNC316 cladding at any thermal transient condition was evaluated by means of LMP-Life Fraction Rule method. Consequently, the result of estimation for failure temperature of heavily irradiated PNC316 showed the possibility for rising the design limit of the cladding highest temperature for MONJU.
• Source: /PNC-TN9410-96-281.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN9410-96-281.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 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）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: FBR炉心の冷却能力低下型事象(LOF)下における燃料被覆管の健全性評価のためには、熱過渡時の被覆管の寿命評価が重要である。この任意の温度履歴に対応した燃料被覆管の寿命予測を目的として、評価ニーズに対応した急速加熱破裂(バースト)試験技術の高度化、高速実験炉「常陽」で高照射量域まで高速中性子照射され...