高速増殖炉燃料被覆管材料の低サイクル疲労強度 (第一次試験)

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鵜戸口 英善*; 朝田 泰英*

not registered; Asada, Yasuhide*

動力炉・核燃料開発事業団において開発中の高速増殖炉原型炉"JYOYO"用燃料被覆管の疲労解析の基礎となる,被覆管材料の疲労曲線について試験結果を取纏めた。実用状態においては,被覆管は650程度の高温度雰囲気におかれ,かつ管内外面に生ずる温度差に基き熱応力を生ずる。炉の発停,負荷変動に伴なつて,この温度,熱応力も変動するから,被覆管は熱疲労状態にあると想定される。応力,歪とともに温度の変動する熱疲労に関して,従来のASME流の疲労解析では,温度変動の効果は無視し,一定温度下の低サイクル疲労として処理することになつているが,従来の研究例では,上限温度Tmax,下限温度Tmin なる温度サイクルの重費した熱疲労強度は,T-Tmax なる一定温度下の低サイクル疲労強度よりも低下する例が報告されていた。よつて本研究では,被覆管材料について幾つかの試験温度において,等温度下の低サイクル疲労(高温疲労と呼ぶ)ならびに温度サイクル重費下の熱疲労(熱疲労と呼ぶ)試験を行ない,両種の疲労強度の相関生を検討してより合理的な疲労曲線を求めることとした。本研究は事業団の立案した研究計画に基き,東京大学工学部,三菱原子力工業,三菱重工業神戸研究所,長崎研究所が疲労試験を分担実施し,神戸製鋼所が試験材料の製造に当つた。試験研究は既に終了し,各研究分担機関から報告書が提出されており,本報告書はそれらの結果を取纏め次の点について検討を加えたものである。(1)各研究担当機関から提出された試験結果の有意差の検討(2)合理的と考えられる疲労曲線を求める。なお,安全率については総合的見地から定めることが望ましいため,本報告では触れておらず,従つて設計疲労曲線も示していない。また本報告の諸データは次の資料から引用したもので,詳細についてはこれらを参照されたい。1) 高速増殖炉燃料被覆管材料高温疲労試験(1970-11) 三菱原子力工業(2) 高速増殖炉燃被覆管材料の定サイクル疲労強度に関する研究(1971-5-10) 東京大学工学部

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