報告書番号

T88068

タイトル（和文）

乾式貯蔵時のＢＷＲ燃料被覆管許容温度の検討

タイトル（英文）

THE MAXIMUM ALLOWABLE TEMPERATURE OF ZIRCALOY-2 FUEL CLADDING UNDER CLRY STORCGE CONCLITIONS

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

本研究では，中性子照射量３～６ｘ１０２０ｎ・ｃｍ－２（Ｅ＞１ＭｅＶ）および未照射の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）用再結晶焼鈍ジルカロイ－２管を供試材として，クリープ試験を実施し，その結果を基に乾式貯蔵時の燃料被覆管許容温度を検討した。得られた結果は以下のとおりである。（１）照射材は未照射材と比較し，クリープ変形の生じ易い試験条件では変形速度が小さく，変形の生じ難い試験条件では両者に大きな差は認められなかった。また試験後のクリープ歪は最大１３％に達したものの，破断は生じなかった。従って，許容温度の評価を，未照射材のクリープ式により１％歪を基準として行うことは，安全側の評価となることが明らかとなった。（２）比較試験として実施した未照射材のクリープ変形を定式化し，その結果を用いて，乾式貯蔵時の燃料

概要 （英文）

IN ORDER TO EVALUATE THE MAXIMUM ALLOWABLE TEMPERATURE OF SPENT FUEL CLADDING UNDER DRY STORAGE CONDITIONS,CREEP PROPERTIES OF BOTH IRRADIATED AND NONIRRADIATED ZIRCALOY-2 TUBES WERE INVESTIGATED. THE FOLLOWING RESULTS WERE OBTAINED: (1)FOR TEST CONDITIONS UNDER WHICH CREEP DEFORMATION OCCURS EASILY(APPLIED STRESS IS HIGH),CREEP RATES WERE LOWER FOR THE IRRADIATED TUBE THAN FOR THE NONIRRADIATED TUBE. UNDER LOW APPLIED STRESS,CREEP RATES FOR BOTH TUBES WERE ALMOST THE SAME. THE MAXIMUM CREEP STRAIN FOR THE IRRADIATED TUBE REACHED 13%,BUT THE TUBE AND NOT WITHOUT FAIL. THE RESULTS SUGGEST THAT THE CALCULATION OF MAXIMUM ALLOWABLE TEMPERATURE BY CREEP EQUATION FOR A NONIRRADIATED TUBE WILL YIELD A SAFE PREDICTION IF A STRAIN CRITERIA OF 1% IS ADOPTED. (2)THE MAXIMUM ALLOWABLE TEMPERATURE FOR BWR-TYPE FUEL CLADDING WAS EVALUATED BY CREEP EQUATION FOR A NONIRRADIATED ZIRCALOY-2 TUBE,USING A STRAIN CRITERION OF 1%. THE TEMPERATURE WAS EXPRESSED IN RELATION TO COOLING TIME AND INTERNAL FUEL PRESSURE.

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