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J-GLOBAL ID：201502202214936803   整理番号：15A1226201

劣化した核燃料被覆管材料の安全評価のための圧縮(A-EDC)試験法による高度な膨張の開発

Development of advanced expansion due to compression (A-EDC) test method for safety evaluation of degraded nuclear fuel cladding materials

著者 (9件)： ABE Hiroaki (Tohoku Univ., Miyagi, JPN) ,  ABE Tomonori (Tohoku Univ., Miyagi, JPN) ,  KISHITA Shiori (Tohoku Univ., Miyagi, JPN) ,  KANO Sho (Tohoku Univ., Miyagi, JPN) ,  LI Yanfen (Tohoku Univ., Miyagi, JPN) ,  YANG Huilong (Tohoku Univ., Miyagi, JPN) ,  TAWARA Kyosuke (Tohoku Univ., Miyagi, JPN) ,  MATSUKAWA Yoshitaka (Tohoku Univ., Miyagi, JPN) ,  SATOH Yuhki (Tohoku Univ., Miyagi, JPN)
資料名： Journal of Nuclear Science and Technology  (Journal of Nuclear Science and Technology)
巻： 52  号： 9-10  ページ： 1232-1239  発行年： 2015年09月 
JST資料番号： W2314A  ISSN： 0022-3131  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： イギリス (GBR)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： 軽水炉環境において,核燃料被覆管材料の劣化は,腐食,水素化,放射線損傷の同時的効果により進行し,応力条件は,核分裂生成ガスによる内圧上昇並びに燃料ペレットのスエリングによるペレット被覆相互作用(PCMI)の開始により,変化する。それ故,被覆管材料の寿命は,環境的劣化と機械的作用による変化の同時効果で説明されるはずである。圧縮による膨張(EDC)試験が,PCCIが発生した核燃料被覆管の性能を評価するために,適用された。本研究の目的は,PCMI,試験体の減容を説明するためにEDC試験を修正するこyとである。ジルカロイ4被覆管からリング形状の試験片が切断され,直径8mm,最高高さ15mmの円筒状の金属ペレットが,内部ペレットとして使用された。内部ペレットの圧縮に起因する試験片の膨張が室温で実行され,データが有限要素法により分析された。試験片とコアの変化の調査を通して,試験片サイズの内部ペレットの幾何学が,最適化された。試験片の破損までのフープ方向の一軸引張条件が,確認された。フープ応力-フープ歪曲線の導出に成功した。

シソーラス用語： *燃料-被覆相互作用 ,  *フープ応力 ,  *燃料管 ,  核分裂気体 ,  *有限要素法 ,  *応力歪曲線 ,  ジルカロイ ,  圧縮 ,  膨張 ,  燃料ペレット ,  *軽水型原子炉
準シソーラス用語： *ペレット被覆相互作用 ,  *核燃料被覆管 ,  核分裂ガス ,  ジルカロイ4

分類 (1件)： 燃料要素  (MD04030E)

引用文献 (29件)：

• Godlewski J. How the tetragonal zirconia is stabilized in the oxide scale that is formed on a zirconium alloy corroded at 400 °C in steam. In: Garde AM, Bradley ER, editors. 10th International Symposium, ASTM STP 1245. Philadelphia (PA): American society for testing and materials; 1994. p. 663-683.
• Kiran Kumar NAP, Szpunar JA, He Z. Preferential precipitation of hydrides in textured zircaloy-4 sheets. J Nucl Mater. 2010;403:101-107.
• Aomi M, Baba T, Miyashita T, et al. Evaluation of hydride reorientation behavior and mechanical properties for high-burnup fuel-cladding tubes in interim dry storage. J ASTM Int. 2008;5(9):651-673.
• Griffiths M, Gilbert RW, Fidleris V, et al. Neutron damage in zirconium alloys irradiated at 644 to 710 K. J Nucl Mater. 1987;150:159-168.
• Cazalis B, Desquines J, Poussard C, et al. The PROME-TRA program: fuel cladding mechanical behavior under high strain rate. Nucl Tech. 2007;157:215-229.

タイトルに関連する用語 (5件)： 核燃料被覆管 ,  安全評価 ,  試験法 ,  膨張 ,  開発