高速増殖炉用燃料被覆管のクリープ特性について
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概要
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For the design and fabrication of the experimental fast breeder reactor it is desirable to obtain the creep and creep-rupture properties of the domestic tubes of 316 stainless steel with nominal dimension of 5.6 mm inside diameter and 0.35 mm wall thickness, that will carry nuclear fuel. The creep-rupture tests under internal gas pressure and creep and creep-rupture tests under uniaxial tension have been carried out on two kinds of these tubes, one of which was approximately 6% cold-drawn and the other was approximately 18% cold-drawn, in unirradiated and atmospheric conditions at test temperatures of 550℃, 600℃, 650℃ and 700℃. The results obtained are summarized as follows : (1) The regression curves for the creep-rupture data obtained from the internal pressure tests and uniaxial tension tests showed points of bend at the pressure of 360 kg/cm^2 and stress of 30 kg/mm^2 when the Larson-Miller parameter method was applied. (2) Compared with ISO's and NRIM's data, the present data for uniaxial tension tests showed a little greater creep-rupture strength for 6% cold-drawn tubes and definitely greater creep-rupture strength for 18% cold-drawn tubes. (3) The creep-rupture strength of 18% cold-drawn tubes is generally greater than that of 6% cold-drawn tubes. However, the creep-rupture curves for the two kinds of tubes tended to approach each other when the temperature was raised from 600℃ to 700℃ and the test time was prolonged. (4) The data for creep-rupture tests under internal pressure nearly agreed with those for uniaxial tension tests at stresses less than 30 kg/mm^2, when the hoop stress of internally pressurized specimens was calculated by the mean diameter formula.
- 1971-03-15
著者
-
吉田 進
金属材料技術研究所
-
田中 千秋
金属材料技術研究所
-
長崎 隆吉
日本原子力研究所東海研究所
-
柚原 俊一
日本原子力研究所
-
柚原 俊一
日本原子力研究所東海研究所
-
谷内田 常秋
金属材料技術研究所
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