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柚原 俊一; 長崎 隆吉; 佐藤 千之助; 吉田 進*; 田中 千秋*; 谷地田 常秋
科技庁金属材料技術研究所と原研の共同研究成果報告書, p.3 - 27, 1972/00
高速増殖炉用燃料タラット管(被覆管)は,原子炉内での照射や高温Na冷却材との接触という環境の中で,核分裂生成ガスによる内圧を受けるが,この状態で,約10、000時間で大きく変形することがないようなクリープ強さや破壊しないクリープ破断強さが必要とされ,被覆管の設計基準として,クリープデータを求めることが要望されている。