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高性能燃料被覆管材質の研究; 平成13$$sim$$17年度(フェーズ2)報告書(共同研究)

Study on high-performance fuel cladding materials; Joint research report in FY 2001-2005 (Phase 2) (Joint research)

木内 清; 井岡 郁夫; 田邉 誠*; 南条 吉保*; 小河 浩晃; 石島 暖大; 塚谷 一郎; 落合 孝正; 木崎 實; 加藤 佳明; 小幡 宏幸*; 藤村 研*

Kiuchi, Kiyoshi; Ioka, Ikuo; Tanabe, Makoto*; Nanjo, Yoshiyasu*; Ogawa, Hiroaki; Ishijima, Yasuhiro; Tsukatani, Ichiro; Ochiai, Takamasa; Kizaki, Minoru; Kato, Yoshiaki; Obata, Hiroyuki*; Fujimura, Ken*

本報告は、将来の核燃料サイクル技術として、BWRでのMOX燃料の有効利用,経済性向上と廃棄物の低減を同時に達成するための100GWd/t級の超高燃焼度BWR用の高性能燃料被覆管材質の研究フェーズ2として、平成13$$sim$$17年度の5年間に実施した共同研究の成果である。本研究のフェーズ2では、フェーズ1で選定した超高純度UHPとSAR加工熱処理の仕様を持つ25Cr-35Ni-0.2Ti系改良ステンレス鋼製の被覆管と、Nb-Mo系合金製の耐PCIライナを用いた燃料要素の実用製造技術として、被覆管の製管工程,ライナの動的拡散接合技術及び端栓のレーザ溶接法等を開発した。それらの実環境適用性の基礎評価では、加速器TIARAや研究炉JRR-3を利用した照射試験等を行い、現行BWR炉心用の低炭素ステンレス鋼の重要課題である応力腐食割れに対する抵抗性を含む耐照射性を確認するとともに、長期耐久性にかかわるクリープや疲労の特性データを取得した。併せて、候補材の100GWd/t級の燃料被覆管としての成立性に関して、燃料安全性の観点からBWR燃料ふるまいコードを用いた数値解析を行い、燃料設計や基礎工学試験に必要な基盤データベースを整備した。

The research concerning new cladding materials for ultra-high burnup of fuel elements with MOX fuels aiming at 100 GWd/t of BWR was pursued for 5 years from 2001 to 2005. On the Phase 1, the modified stainless steel of Fe-25Cr-35Ni-0.2Ti as fuel claddings and Nb-Mo alloy as a liner for inhibiting the pellet- clad interaction were selected as candidate materials, by evaluating fundamental properties required to BWR cladding materials, that are the nuclear economy, radioactivity, mass-transfer, irradiation properties, mechanical properties so on. On the present study, the making process of cladding tubes, lining by diffusion bonding, end plug by laser welding were developed and optimized, by considering the practical use of fuel elements consists of these candidates. The practical applicability was basically examined by irradiation tests using the accelerator of TIARA and the research reactor of JRR-3, for mainly confirming the resistance to IGSCC as one of the current important issues of BWR core materials of low carbon grade stainless steels. Creep and fatigue testing data were also obtained for evaluating the long performance of candidate materials. The behavior as fuel elements was analyzed with the safety calculation code for BWRs. The obtained results were established as a data base system, by considering the applicability to the fuel design and in-pile loop tests.

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