JP2000056054A - ジルコニウム合金製原子炉燃料用材料の製造法 - Google Patents

ジルコニウム合金製原子炉燃料用材料の製造法

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JP2000056054A
JP2000056054A JP10222737A JP22273798A JP2000056054A JP 2000056054 A JP2000056054 A JP 2000056054A JP 10222737 A JP10222737 A JP 10222737A JP 22273798 A JP22273798 A JP 22273798A JP 2000056054 A JP2000056054 A JP 2000056054A
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zirconium alloy
reactor fuel
oxide film
annealing
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Toru Takeda
透 武田
Original Assignee
Nuclear Fuel Ind Ltd
原子燃料工業株式会社
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Abstract

(57)【要約】 【課題】 ジルコニウム合金製原子炉燃料用材料の良好
な機械的特性を維持しつつ、更に耐ノジュラー腐食性、
耐加速腐食性等の耐食性を向上させ、且つ腐食に伴う水
素吸収性を向上させることが出来るジルコニウム合金製
原子炉燃料用材料を得る。 【解決手段】 β焼き入れを行なったジルコニウム合金
製原子炉燃料用材料に、温度が620〜800℃、時間
が10時間以下である条件にて、累積入熱パラメータΣ
Aiの値が0.2×10−18〜5.0×10−17
なるようにΣAi調製焼鈍を施した後、前記燃料被覆管
の外表面に酸化被膜を生成させる。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、例えばジルコニウ
ム合金製原子炉用燃料被覆管等の原子炉燃料用材料の良
好な機械的特性を維持しつつ、更に耐ノジュラー腐食
性、耐加速腐食性等の耐食性を向上させ、旦つ腐食に伴
う水素吸収性を向上させることが出来るジルコニウム合
金製原子炉燃料用材料の製造法に関するものである。
【0002】
【従来の技術】従来から、ジルカロイ−2やジルカロイ
−4等のジルコニウム合金は、優れた機械的特性および
耐食性を有する、中性子断面積が小さい、加工性が良好
である等の種々の理由から、例えば原子炉用炉心部材、
原子炉燃料要素における被覆管、原子炉燃料要素集合体
におけるウォーターロッド、制御棒案内管またはチャン
ネルボックス等に利用されている。
【0003】ところで近年、各種の産業分野において省
資源化、省エネルギー化をはかる研究開発が行われてお
り、原子力分野においても同様である。原子炉燃料にお
いては、その優れた機械的特性を維持しつつ更にその耐
食性を向上させることにより、高燃焼度化、使用期間の
延長をはかる研究開発が盛んに行われている。
【0004】例えば、特開平6−279963号公報で
は、ジルコニウム合金製原子炉燃料用材料の製造工程に
おいて累積入熱パラメータΣAiを特定の範囲内になる
ように適当な熱処理工程を行うことにより耐ノジュラー
腐食性および耐加速腐食性を向上させる方法が記載され
ている。
【0005】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、原子炉
燃料の高燃焼度化が進むにつれ、原子炉燃料用材料のう
ち燃料被覆管等では、腐食に伴って水素吸収が起こる
と、原子炉燃料被覆管の水素脆化が進む。従って、ジル
コニウム合金製燃料被覆管等の長寿命化のためには、耐
食性を向上させることにより腐食に伴う水素吸収を抑制
すると同時に、腐食時に発生する水素が燃料被覆管に吸
収されるのを抑制することにより燃料被覆管の水素脆化
の危険性を低下させることが有効である。
【0006】本発明の発明者が鋭意検討した結果、特開
平6−279963号公報に示された方法によりジルコ
ニウム合金製原子炉燃料用材料の耐食性を向上させると
共に、その外表面に酸化被膜を付与することにより腐食
に伴う水素吸収を抑制する事が出来ることが判明した。
【0007】すなわち、外表面に酸化被膜を付与した高
耐食性のジルコニウム合金製原子炉燃料用材料では腐食
に伴う水素発生量が少ないうえに、腐食により発生した
水素が燃料被覆管外表面に付与した酸化被膜により内部
への拡敵を抑制されるため、水素脆化しにくいことが判
明した。
【0008】本発明は、かかる知見に基づき本発明の発
明者がさらなる検討を行った結果到達したものであり、
ジルコニウム合金製原子炉燃料用材料の良好な機械的特
性を維持しつつ、更に耐ノジュラー腐食性、耐加速腐食
性等の耐食性を向上させ、且つ腐食に伴う水素吸収性を
向上させることが出来るジルコニウム合金製原子炉燃料
用材料を得ることを目的とする。
【0009】
【課題を解決するための手段】本請求項1に記載された
発明に係るジルコニウム合金製原子炉燃料用材料の製造
法では、β焼き入れを行なったジルコニウム合金製原子
炉燃料用材料に、温度が620〜800℃、時間が10
時間以下である条件にて、累積入熱パラメータΣAiの
値が0.2×10−18〜5.0×10−17となるよ
うにΣAi調製焼鈍を施した後、前記燃料被覆管の外表
面に酸化被膜を生成させるものである。
【0010】本請求項2に記載された発明に係るジルコ
ニウム合金製原子炉燃料用材料の製造法では、β焼き入
れを行なったジルコニウム合金製原子炉燃料用材料に、
温度が635〜800℃、時間が3時間以下である条件
にて、累積入熱パラメータΣAiの値が0.2×10
−18〜5.0×10−17となるようにΣAi調製焼
鈍を施した後、前記燃料被覆管の外表面に酸化被膜を生
成させるものである。
【0011】本請求項3に記載された発明に係るジルコ
ニウム合金製原子炉燃料用材料の製造法では、請求項1
又は請求項2に記載された燃料被覆管の外表面に酸化被
膜を生成させることが、被覆管外表面に陽極酸化法によ
って生成させるものである。
【0012】本請求項4に記載された発明に係るジルコ
ニウム合金製原子炉燃料用材料の製造法では、請求項3
に記載のジルコニウム合金製原子炉燃料用材料の製造法
において、前記燃料被覆管の外表面に生成された酸化被
膜の厚さを0.1μm以上1.2μm以下とするもので
ある。
【0013】
【発明の実施の形態】本発明に係るジルコニウム合金製
原子炉燃料用材料の製造法においては、β焼き入れをす
ることにより、それまでに行なった加熱処理に基づく熱
履歴を除去し、累積入熱パラメータΣAiの値を小さく
して、耐加速腐食性を改善したジルコニウム合金製原子
炉燃料用材料を得る。
【0014】これに、ジルコニウム合金のα領域にある
620〜800℃の温度で、時間が10時間以下である
条件にて、累税入熱パラメータΣAiの値が、ジルコニ
ウム合金の耐ノジュラー腐食性が改善される範囲である
0.2×10−18〜5.0×10−17となるように
ΣAi調製焼鈍を行なう。すると、良好な機械的特性を
維持しつつ、更に耐ノジュラー腐食性、耐加速腐食性等
の耐食性が向上したジルコニウム合金製原子炉用燃料用
材料が得られる。
【0015】更に、前記ジルコニウム合金製原子炉燃料
用材料に対して、材料の表面に0.1μm以上1.2μ
m以下の厚さの酸化被膜を生成させることにより、腐食
時の水素吸収に対する耐性が向上したジルコニウム合金
製原子炉用燃料用材料が得られる。
【0016】より具体的に説明すると、図1は本発明の
ジルコニウム合金製原子炉燃料用被覆管の製造法におけ
る各工程の順序を示す概略説明図である。尚、本発明に
おいては、前記燃料被覆管の他に、他の原子炉燃料要
素、例えば原子炉用炉心部材、原子炉燃料要素集合体に
おけるウォータロッド、制御棒案内管又はチャンネルボ
ックス等を製造することができる。
【0017】図1に示す通り、本発明においては、先ず
ジルコニウム合金のインゴットをビレットにした後、こ
れを素管に成形する、この素管に冷間圧延と焼鈍とを繰
り返して行なった後、β焼き入れを行なう。そして、β
焼き入れを行なった後の素管に冷間圧延を行ない、ΣA
i調製焼鈍を行なう。その後、最終圧延と最終焼鈍とを
行なう。最後に被覆管の外表面に酸化被膜を形成させる
ことにより、ジルコニウム合金製原子炉燃料用被覆管を
製造する。
【0018】前記インゴットとしては、特に制限はない
が、公知のジルコニウム合金、例えばジルカロイ−2、
ジルカロイ−4等のジルカロイブリケットを一次溶解、
二次溶解及び三次溶解して得たジルカロイインゴットを
用いることができる。前記インゴットをビレットにする
には、従来から公知の技術を採用することができるが、
例えば前記ジルカロイインゴットを鍛造し、その鍛造体
を中空筒体に成形することにより行なうことができる。
【0019】前記ビレットを素管にするには、例えば前
記ビレット内に、内張りするZrライナー層用のジルコ
ニウムブリケットを溶融して得たジルコニウムインゴッ
トを鍛造してその鍛造体を中空筒体に成形することによ
り得た内側ビレットを挿入した後、これをエレクトロン
ビームで両端面全周を溶接して二重管とし、500〜7
00℃の温度でダイス中に通し、焼鈍することにより行
なうことができる。
【0020】前記素管に冷間圧延と焼鈍とを繰り返すに
は、例えば第1冷間圧延、真空焼鈍、第2冷間圧延、真
空焼鈍、第3冷間圧延、内面酸洗、最終焼鈍、ロール矯
正、内面サンドブラスト、外面機被研磨等を適宜の条件
でこの順に繰り返すことにより行なうことができる。
【0021】前記β焼き入れは、前記冷間圧延と焼鈍と
を繰り返して行なった素管に、例えば以下の加熱処理と
急冷処理とを行なうことにより実施することができる。
前記加熱処理は、前記素管を低くとも900℃、好まし
くは1000〜1100℃にまで加熱することにより行
なう。加熱時間としては、前記素管がガス吸収を起さな
い程度の時間で充分である。
【0022】前記温度で加熱することにより、ジルコニ
ウム合金におけるα相の少なくとも一部分をβ相に相変
態させる色また、前記冷却処理は、前記加熱処理の後、
前記素管を例えば650℃以下、好ましくは600℃以
下にまで急速冷却することにより行なう。急速冷却の速
度としては、通常100℃/分である。前記β焼き入机
を行なう理由は以下の通りである。即ち、ジルコニウム
合金の耐ノジュラー腐食性は、一般にその加工の際に行
なわれた熱処理に基づく熱履歴に著しく依存する、熱履
歴が累積して以下の数1の式(1)で表わされる累積入
熱パラメータΣAiの値が大きくなると、急速に耐ノジ
ュラー腐食性が低下する。
【0023】
【数1】 ΣAi=Σti・EXP{−Q/R・Ti}…(1) (ただし、式中、tiは加熱時間(hr)であり、Ti
は加熱温度(K)であり、Rはガス定数であり、Q/R
=40,000である。)
【0024】そこで、前記β焼き入れを行なうと、それ
までに行った加熱処理に基づく熱履歴が消去できるた
め、前記累績入熱パラメータΣAiの値を小さくするこ
とができ、ジルコニウム合金の前記耐ノジュラー腐食性
を改善することができる。
【0025】前記β焼き入れを行なった後の素管に冷間
圧延をするには、特に制限はなく、適宜の条件にて行な
うことができる。
【0026】前記ΣAi調製焼鈍は、前記β焼き入れを
し、冷間圧延を行なった素管に、温度が620〜800
t、好ましくは635〜800℃であり、時間が10時
間以下、好ましくは3時間以下である条件にて、前記式
(1)で表わされる累積入熱パラメータΣAiが0.2
×10−18〜5.0×10−17となるように適宜選
択した温度及び時間の下で、例えばオートクレーブ等の
装置を用いて行なうことができる。
【0027】前記温度が620〜800℃の範囲内で焼
鈍を行なうと、ジルコニウム合金をα相の高温領域で処
理することができるので、その内部に金属間化合物を均
一に発達させることができ、耐食性を向上させることが
できる。ところが、前記条件が620℃よりも低い温度
で10時間よりも長い時間加熱する条件であると、ジル
コニウム合金製原子炉燃料用被覆管の耐食性が劣化する
ことがある。
【0028】また、800℃よりも高い温度で加熱する
条件であると、ジルコニウム合金のα領域で焼鈍処理を
行なうことができないことがある。即ち、800℃より
も高い温度であるとα+β領域に入るのでジルコニウム
合金の組織の不均一化が起こり、耐食性を向上させるこ
とができないことがある。
【0029】前記累積入熱パラメータΣAiの値が前記
範囲内にないと、ジルコニウム合金製原子炉燃料用被覆
管の耐食性が劣化することがある。なお、前記条件が6
35〜800℃の温度で3時間以下加熟する条件である
場合、エネルギーの消費量を少なくすることができ、操
作時間も短いので、経済的で効率がよいので好ましい。
【0030】前記ΣAi調製焼鈍の後に行なう最終圧延
は、適宜選択した条件により行なうことができる。な
お、本発明においては、前記ΣAi調製焼鈍を行なった
後、この最終圧延を行なう前に、少なくとも600℃以
下、好ましくは室温以下までジルコニウム合金製原子炉
燃料用材料を冷却する。前記冷却の際の冷却速度として
は、ジルコニウム合金の組織における金属間化合物の発
達を促進させることができる1℃/秒以下が好ましい。
【0031】前記最終圧延の後に行なう最終焼鈍は、前
記累積入熟パラメータΣAiの値が大きく変化しないよ
うな条件、例えば580℃、2〜3時間の条件で行なう
ことができる。
【0032】前記製造工程により製造した燃料被覆管の
外表面に酸化被膜を生成させるには、陽極酸化法やオー
トクレーブによる酸化処理等の方法により行うことが出
来る。陽極酸化により酸化被膜を生成させるには、燃料
被覆管を水酸化ナトリウム水溶液や硝酸等の電解液中に
浸漬し、燃料被覆管側を陽極として適当な電圧を印可す
ることにより任意の膜厚の酸化被膜を形成することが出
来る、同様に、オートクレーブ処理によっても、温度・
雰囲気・時間を適当にコントロールすることによって任
意の膜厚の酸化被膜を形成することが出来る。
【0033】以上のように、本発明に係るジルコニウム
合金製原子炉燃料用材料の製造方法によると、得られる
ジルコニウム合金製原子炉燃料用材料の有する良好な機
械的特性を維持しつつ、更にその耐ノジュラー腐食性、
耐加速腐食性等の耐食性を向上させ、且つ腐食時の水素
吸収に対する耐性を向上させることができる。なお、本
発明においては、ジルコニウム合金製原子炉燃料用材料
としてジルカロイ−2BWR燃料用材料を好ましく製造
することができる。
【0034】
【実施例】以下に、本発明の実施例について説明する。
なお、本発明は以下の実施例に何ら限定されるものでは
ない。次の表1に示す条件にてΣAi調製焼鈍を行な
い、ジルコニウム合金製試験片を得た。
【0035】
【表1】
【0036】これらの試験片について腐食試験を以下の
条件で行なった。なお、耐食性の評価は試験片の腐食増
量を測定することにより行なった。装置は、循環型オー
トクレーブを用い、温度を525℃、圧力を105Kg
/cmとした。溶存酸素は200ppb、溶存水素は
5ppb、電気伝導度は2.0×10−6S/cm、p
Hは5.0〜8.0とした。浸潰時間は24時間とし
た。
【0037】図2は腐食試験の結果を示す棒グラフであ
り、横軸は実施例1〜6と比較例1〜3とであり、縦軸
は腐食増量(mg/dm)である。結果としては、本願発
明の条件でΣAi調製焼鈍を行なった実施例1〜6の試
験片は、いずれも腐食増量が100mg/cm以下の
低い値になった。一方、比較例1〜3の試験片は、腐食
増量の値が200mg/cmを越える大きな値となっ
た。
【0038】更に、次の表2に示す通り、本発明の条件
でΣAi調製焼鈍を行なったジルコニウム合金製試験片
の表面に陽極酸化法により、0.1N硝酸溶液中で電圧
を数10V〜300Vの間で調整し、それぞれ0.1μ
m,0.5μm,1.2μmの陽極酸化被膜を生成し
た。
【0039】
【表2】
【0040】これら得られた試験片について腐食試験を
以下の条件で行ない、腐食試験後の試験片に吸収された
水素濃度を測定した。装置は、前述の試験と同様に、循
環型オートクレーブを用い、温度を400℃、圧力を1
05Kg/cmとした。溶存酸素は200ppb、溶
存水素は5ppb、電気伝導度は2.0×10−6S/
cm、pHは5.0〜8.0とした。浸潰時間は100
0時間とした。
【0041】図3は腐食に伴って吸収された水素濃度を
示す棒グラフであり、横軸は実施例7〜12と比較例4
とであり、縦軸は吸収された水素濃度(ppm)である。
図3に示すとおり、本発明の条件でジルコニウム合金試
験片の表面に酸化被膜を生成した実施例7〜12の試験
片はいずれも腐食試験後の水索吸収量が、酸化彼膜を生
成しない比較例の試験片に比較して低い値を示した。
【0042】以上のように、本発明によると、ジルコニ
ウム合金製原子炉燃料周材料の有する良好な機械的特性
を維特しつつ、更に耐ノジュラー腐食性、耐加速腐食性
等の耐食性を向上させることができるジルコニウム合金
製原子炉用燃料用材料の製造方法を提供することができ
る。本発明により得られたジルコニウム合金製原子炉燃
料用材料は、その寿命が長く、長期の使用に耐え得るの
で経済的である。
【0043】
【発明の効果】本発明は以上説明したとおり、ジルコニ
ウム合金製原子炉燃料用材料の良好な機械的特性を維持
しつつ、更に耐ノジュラー腐食性、耐加速腐食性等の耐
食性を向上させ、且つ腐食に伴う水素吸収性を向上させ
ることが出来るジルコニウム合金製原子炉燃料用材料を
得ることができるという効果がある。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明のジルコニウム合金製原子炉燃料用被覆
管の製造法における各工程の順序を示す概略説明図であ
る。
【図2】腐食試験の結果を示す棒グラフであり、横軸は
実施例1〜6と比較例1〜3とであり、縦軸は腐食増量
(mg/dm)である。
【図3】腐食に伴って吸収された水素濃度を示す棒グラ
フであり、横軸は実施例7〜12と比較例4とであり、
縦軸は吸収された水素濃度(ppm)である。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.7 識別記号 FI テーマコート゛(参考) C22F 1/00 680 C22F 1/00 680 682 682 691 691B 691C 692 692Z

Claims (4)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 β焼き入れを行なったジルコニウム合金
    製原子炉燃料用材料に、温度が620〜800℃、時間
    が10時間以下である条件にて、累積入熱パラメータΣ
    Aiの値が0.2×10−18〜5.0×10−17
    なるようにΣAi調製焼鈍を施した後、 前記燃料被覆管の外表面に酸化被膜を生成させることを
    特徴とするジルコニウム合金製原子炉燃料用材料の製造
    法。
  2. 【請求項2】 β焼き入れを行なったジルコニウム合金
    製原子炉燃料用材料に、温度が635〜800℃、時間
    が3時間以下である条件にて、累積入熱パラメータΣA
    iの値が0.2×10−18〜5.0×10−17とな
    るようにΣAi調製焼鈍を施した後、 前記燃料被覆管の外表面に酸化被膜を生成させることを
    特徴とするジルコニウム合金製原子炉燃料用材料の製造
    法。
  3. 【請求項3】 前記燃料被覆管の外表面に酸化被膜を生
    成させることが、被覆管外表面に陽極酸化法によって生
    成させることを特徴とする請求項1又は請求項2記載の
    ジルコニウム合金製原子炉燃料用材料の製造法。
  4. 【請求項4】 請求項3に記載のジルコニウム合金製原
    子炉燃料用材料の製造法において、 前記燃料被覆管の外表面に生成された酸化被膜の厚さを
    0.1μm以上1.2μm以下とすることを特徴とする
    ジルコニウム合金製原子炉燃料用材料の製造法。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2001093277A1 (de) * 2000-05-26 2001-12-06 Siemens Ag Herstellung eines hüllrohrs eines druckwasser-reaktor-brennstabs, hüllrohr und entsprechendes brennelement
JP2008122309A (ja) * 2006-11-15 2008-05-29 Nuclear Fuel Ind Ltd 沸騰水型原子炉用燃料被覆管およびその製造方法

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Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2001093277A1 (de) * 2000-05-26 2001-12-06 Siemens Ag Herstellung eines hüllrohrs eines druckwasser-reaktor-brennstabs, hüllrohr und entsprechendes brennelement
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