JP2010512530A - 軽水炉中で使用される応力の関数で最適化される核燃料集合体の設計方法およびその結果の核燃料集合体 - Google Patents

軽水炉中で使用される応力の関数で最適化される核燃料集合体の設計方法およびその結果の核燃料集合体 Download PDF

Info

Publication number
JP2010512530A
JP2010512530A JP2009540807A JP2009540807A JP2010512530A JP 2010512530 A JP2010512530 A JP 2010512530A JP 2009540807 A JP2009540807 A JP 2009540807A JP 2009540807 A JP2009540807 A JP 2009540807A JP 2010512530 A JP2010512530 A JP 2010512530A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
mpa
content
axial
manufactured
range
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP2009540807A
Other languages
English (en)
Other versions
JP5305299B2 (ja
Inventor
ピエール バルベリ
ヴェロニク ルベイロール
ジャン ジェローム ヴェルモワイアル
Original Assignee
アレヴァ エヌペ
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by アレヴァ エヌペ filed Critical アレヴァ エヌペ
Publication of JP2010512530A publication Critical patent/JP2010512530A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP5305299B2 publication Critical patent/JP5305299B2/ja
Expired - Fee Related legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22CALLOYS
    • C22C16/00Alloys based on zirconium
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • G21C3/07Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/60Metallic fuel; Intermetallic dispersions
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Dispersion Chemistry (AREA)
  • Fuel-Injection Apparatus (AREA)
  • Heat Treatment Of Steel (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本発明は、ジルコニウム合金から製造される構造部材を含む原子炉用の核燃料集合体を設計する方法に関し、集合体の耐用年限の間に、部材が受けるであろう平均的な一軸引張応力または圧縮応力が計算され、部材が製造されるジルコニウム合金は以下の基準に従って選択される。−10MPaから−20MPaの軸方向または横方向圧縮応力を受ける部材は、Sn含有量がSn=(−0.025σ−0.25)%からSn=−0.05σ%の範囲である合金から製造され、0MPaから−10MPaの応力を受ける部材は、Sn含有量がSn=微量からSn=(0.05σ+1)%の範囲である合金から製造され、0MPaから+10MPaの応力を受ける部材は、Sn含有量がSn=0.05σ%からSn=(0.07σ+1)%の範囲である合金から製造され、+10MPaから+20MPaの応力を受ける部材は、Sn含有量が0.05%から1.70%の範囲である合金から製造される。上記の方法によって製造された核燃料集合体。
【選択図】図3

Description

本発明は軽水炉のための核燃料集合体の設計に関する。
沸騰水型原子炉(BWR)または加圧水型原子炉(PWR)の中心部では、ジルコニウム合金から製造された核燃料集合体部材が過酷な応力を受けるとそれらは変形してしまう。影響を受ける主な部材は、ミキサーグリッド、案内シンブル、燃料ペレットを含有するチューブおよび缶である。
集合体構造部材の変形は、使用中に数多くの問題を引き起こす可能性がある。たとえば、動作中に、案内シンブルまたは缶の変形によって本質的に引き起こされる集合体の全体の変形によって、原子炉の制御が可能な制御クラスターの運転を妨げる可能性がある。または、炉心の挿入および取り出し動作中に、グリッドまたは缶等の部材が変形すると摩擦が増え、引っかかる危険性が高まる。このことによって多くの場合に、プラントオペレータの操作速度が遅くなり、従って、原子炉を利用できない時間が増加する。同様に、所定の限界値を超えると、部材の変形によって、もはや、完全には安全に機能を達成することができなくなり、プラントオペレータが問題になっている核燃料集合体を途中で排出することができなくなる可能性がある。
これらの部材が受ける応力は実質的に:
温度;
部材のクリープを引き起こしやすい機械的応力;
原子炉中の循環水による腐食;
水素化;
腐食の拡大現象(成長)につながり、腐食を増大させる中性子束による照射である。
集合体の構造部材を製造するために使用される材料の選択およびそれらの大きさには、これらすべての応力を考慮しなければならない。その目的のために異なる等級のジルコニウム合金が開発されてきたが、材料の選択は経験的なままであり、同一の応力を受けない場合であっても、多くの場合に、ミキサーグリッドおよび案内シンブル(PWR)または缶(BWR)などの異なる部材に同一の合金を使用するという結果となっている。
本発明の目的は、核燃料集合体の様々な構造部材を製造するために使用される材料の選択は、問題になっている原子炉または原子炉群の特定動作条件の関数として、部材の全体の変形を最小化するように最適化することが可能であるという方法を提案することである。したがって、核燃料集合体の様々な構造部材を製造するために使用されるZr合金の化学組成は、操縦性、使いやすさ、耐用年限などの観点からプラントオペレータによって期待される、達成されるべき性能を可能にするように定義される。
そのために、本発明はジルコニウム合金から製造される構造部材を含む軽水炉用の核燃料集合体を設計する方法に関し、:
集合体の耐用年限の間に、前記部材が受けるであろう平均的な一軸引張応力または圧縮応力が計算され、;
前記部材が製造されるジルコニウム合金は以下の基準に従って選択されることを特徴とする。
−10MPaから−20MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=(−0.025σ−0.25)%からSn=−0.05σ%の範囲である合金から製造され;
0MPaから−10MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=微量(traces)からSn=(0.05σ+1)%の範囲である合金から製造され;
0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.05σ%からSn=(0.07σ+1)%の範囲である合金から製造され;
+10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.05%から1.70%の範囲である合金から製造される。
好ましくは、0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.05σ%からSn=(0.025σ+1)%の範囲である合金から製造され、+10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.50%から1.25%の範囲である合金から製造される。
好ましくは、前記部材が製造される前記ジルコニウム合金は以下の基準に従って選択される。
全体が再結晶状態または50%を超える範囲まで再結晶化された部材に対しては:
−10MPaから−20MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=(−0.025σ−0.25)%からSn=(−0.05σ−0.25)%の範囲である合金から製造される;
0MPaから−10MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=微量からSn=(0.025σ+0.5)%の範囲である合金から製造される;
0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.05σ%からSn=(0.12σ+0.5)%の範囲である合金から製造される;
+10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.50%から1.70%の範囲である合金から製造される;
緩和状態または50%未満の範囲が再結晶化している部材に対しては:
−10MPaから−20MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=(−0.05σ−0.5)%からSn=−0.05σ%の範囲である合金から製造される;
0MPaから−10MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=微量からSn=(0.05σ+1)%の範囲である合金から製造される;
0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.075σ%からSn=(0.07σ+1)%の範囲である合金から製造される;
10MPaから20MPaの軸方向または方向引張応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.75%から1.70%の範囲である合金から製造される。
好ましくは、全体が再結晶状態または50%を超える範囲まで再結晶化された部材に対しては:
0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.05σ%からSn=(0.075σ+0.5)%の範囲である合金から製造される;
+10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.50%から1.25%の範囲である合金から製造される;
緩和状態または50%未満の範囲が再結晶化している部材に対しては:
0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.075σ%からSn=(0.025σ+1.0)%の範囲である合金から製造される;
+10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.75%から1.25%の範囲である合金から製造される。
好ましくは、全体が再結晶状態または50%を超える範囲まで再結晶化された部材に対しては:
−10MPaから−20MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=(−0.05σ−0.5)%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で演算される値だけ異なる合金から製造される;
0MPaから−10MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.15%以下である合金から製造される;
0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.1σ%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で演算される値だけ異なる合金から製造される;
+10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が1%±0.2%に等しい合金から製造される;
緩和状態または50%未満が再結晶化した部材に対しては:
−10MPaから−20MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=(−0.05σ−0.25)%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で演算される値だけ異なる合金から製造される;
0MPaから−10MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が−0.025σ%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で演算される値だけ異なる合金から製造される;
0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.1σ%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で演算される値だけ異なる合金から製造される;
+10MPaから+20 MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が1%±0.2%に等しい合金から製造される;
Sn含有量の前記計算値が0.1%未満の場合には、0.15%をSn含有量の上限値とみなす。
好ましくは、前記部材の少なくとも一部ではZr以外の元素の全含有量は3.5%を超えない。
前記部材の少なくとも一部は0.5%から3%のNbを含有することができる。
前記部材の少なくとも一部は0.5%から3%のNbを含有することができ、および、Fe+Cr+Ni+Cu+V=0.03%から0.5%の間であるFeおよび/またはCrおよび/またはCuおよび/またはVおよび/またはNiをも含有することができる。
本発明は、軸方向または横方向圧縮応力または引張応力σを受けるZr合金から製造される部材を含む軽水炉のための核燃料集合体にも関し、前記部材が上記方法を適用することによって選択される合金から製造されることを特徴とする。
理解されたように、本発明は、部材が製造される合金のSn含有量がその特性に顕著な影響を及ぼすことに注目し、部材が原子炉の使用中に必ずうける熱的、機械的および物理化学的応力の関数として含有量の選択がされなければならず、最適には多かれ少なかれ部材の再結晶状態または緩和状態をも考慮に入れるという当初の推論に基づくものである。
本発明は、以下に続く、下記の添付の図を参照する記述を読むことによって一層よく理解されるであろう。
図1は、合金が再結晶状態である場合に、核燃料集合体の部材が受ける軸方向引張応力または圧縮応力の関数として、本発明にしたがって核燃料集合体の部材に適用した最小、最大および好ましいSn含有量を示す。 図2は、合金が緩和状態である場合に、核燃料集合体の部材が受ける軸方向引張応力または圧縮応力の関数として、本発明にしたがって核燃料集合体の部材に適用した最小、最大および好ましいSn含有量を示す。 図3は、核燃料集合体の部材が受ける軸方向引張応力または圧縮応力の関数として、本発明にしたがって核燃料集合体の部材に適用した最小および最大Sn含有量を示す最も一般的な例である。
以下に説明する解説はZr以外の合金元素の含有量が5%を超えない、好ましくは3.5%を超えないZr合金に適用する。
Zr合金のSn含有量はその腐食作用および、部材の動作を評価する場合に考慮すべき最も重要な機械的特性の一つである耐クリープ性の両方に顕著な影響を有する。
本発明は、部材が使用されるであろう正確な条件のもとでは、部材はほとんど腐食および変形をしないように原子炉の様々な部材のSn含有量が最適化されなければならないというコンセプトに基づく。続いて、この最適化は、特にクリープに非常に大きな影響力を有するOおよびS、および、腐食に非常に大きな影響力を有するFe等の他の元素の含有量の選択によって精密化されなければならない。しかしながら、これらの様々な、時には相反する、要求間のよい妥協案を得ることが望まれる場合には、これら両方の要因に非常に大きな影響力を有するSnは、考慮すべき最も重要な元素である。
結論に達するために、発明者らはZr以外の元素を5%以下の含有率で含むZr合金のクリープ動作モデルを、以下の関数として作製した。
問題になっている部材に適用される一軸圧縮応力または引張応力σの関数であり、集合体の耐用年限にわたって平均化された−20MPaから+20MPaの範囲、およびその再結晶状態および緩和状態と同様、部材を構成する合金のSn含有量の関数である。
考えられている応力の範囲は原子炉中で遭遇する一軸応力を広くカバーする。20MPaを超えると、応力によって部材のレッドヒビトリ−(redhibitory)クリープが引き起こされるであろう。
これらのシミュレーション中に、発明者らは、従来の原子炉環境中の、温度の影響および合金の物理化学的使用条件をも考慮に入れた。特に、中性子束によって引き起こされる照射のもとでの応力の拡大、および、材料腐食後の酸化物層の形成によって引き起こされる応力の拡大を考慮に入れる必要があった。材料の応力拡大を引き起こす水素化、および集合体上の流体の摩擦も考慮に入れられた。
部材が受ける温度に関しては、一般に、加圧水型原子炉では280℃から360℃の範囲であり、沸騰水型原子炉では280℃から300℃の範囲であると考えられている。
結論は図1から図3によって要約され、原子炉が公称使用条件で動作している場合に受ける引張応力(正の数)または圧縮応力(負の数)の関数として、本発明による核燃料集合体の部材に適用されるべき推奨されるSn含有量が示される。
特に、図1は全体が再結晶状態にある合金に関し、図2は緩和状態にある合金に関する。
これらの図において、1で示される曲線は本発明にしたがって適用されるべき最小Sn含有量に対応する。曲線2は、部材の高耐食性および高耐水素化性が求められる場合の本発明にしたがって適用されるべき最大Sn含有量に対応し、曲線2’は部材の高耐食性および高耐水素化性が特に求められない場合の曲線2からの変動に対応する。曲線3は、考えられている最適なSn含有量に対応する。
本発明の観点では、発明者らは合金のSn含有量には1.25%以下を適用することが通常好ましいと考えており、それは、その含有量を超えると、ある使用条件で、腐食および水素化が急激に進行するからである。しかしながら、本発明による核燃料集合体には、腐食および水素化に最も曝される領域中ではSn≦1.25%の部材が含まれ、腐食および水素化に最も曝されない領域中ではSn≧1.25%の部材が含まれることが可能である。1.70%のSnはどのような場合にも超えてはいけない含有量であると考えられる。同様に、本明細書で定義される最適な基準にしたがって選択された組成の元素、およびこれらの最適な基準に適合しないが本発明の範囲内である要求度合が低い基準に適合する元素を集合体中で一緒に使用することは本発明の範囲内である。
問題になっている一軸応力は、案内シンブル、管および缶の場合には縦方向の(軸方向の)圧縮応力または引張応力であり、また、グリッドの場合には横方向の圧縮応力または引張応力である。
全体が再結晶状態(図1)の合金に関しては、Zr以外の元素の全含有量が5%を超えず、好ましくは3.5%を超えない合金に適用する場合の好ましい選択基準は以下の通りである。
−10MPaから−20MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを部材が受ける場合には、Sn含有量はSn=(−0.025σ−0.25)%からSn=(−0.05σ−0.25)%の範囲である。最適には、それはSn=(−0.05σ−0.5)%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で定義される値だけ異なる。計算によって得られるSn含有量の値が0.10%未満の場合には、0.15%がSn含有量の最適な上限値とみなされる。
−10MPaから0MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを部材が受ける場合には、Sn含有量は微量からSn=(0.025σ+0.5)%の範囲である。最適には、Snは0.15%以下である。
部材が0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける場合には、高耐食性が特に求められない場合にはSn含有量はSn=0.05σ%からSn=(0.12σ+0.5)%の範囲であり、高耐食性が求められる場合にはSn=0.05σ%からSn=(0.075σ+0.5)%の範囲である。最適には、それは0.1σ%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で演算される値だけ異なる。計算値が0.1%未満の場合には、0.15%がSn含有量の最適な上限値とみなされる。
部材が+10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける場合には、高耐食性が特に求められない場合にはSn含有量は0.50%から1.70%の範囲であり、高耐食性が求められる場合には0.50%から1.25%の範囲である。最適には、Sn含有量は1%±0.2%に等しい。
緩和状態(図2)の合金に関しては、Zr以外の元素の全含有量が5%を超えず、好ましくは3.5%を超えない合金に適用される、好ましい選択基準は以下の通りである。
−10MPaから−20MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを部材が受ける場合には、Sn含有量はSn=(−0.05σ−0.5)%からSn=−0.05σ%の範囲である。最適には、それはSn=(−0.05σ−0.25)%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で定義される値だけ異なる。
−10MPaから0MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを部材が受ける場合には、Sn含有量はSn=微量からSn=(0.05σ+1)%の範囲である。最適には、それはSn=−0.025σ%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で定義される値だけ異なる。この計算によって得られる値が0.1%未満の場合には、0.15%がSn含有量の最適な上限値とみなされる。
0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを部材が受ける場合には、高耐食性が特に求められない場合にはSn含有量はSn=0.075σ%からSn=(0.07σ+1)%の範囲であり、高耐食性が求められる場合にはSn=0.075σ%からSn=(0.025σ+1)%の範囲である。最適には、それはSn=0.1σ%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で異なる。計算値が0.1%未満の場合には、0.15%がSn含有量の最適な上限値とみなされる。
+10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを部材が受ける場合には、高耐食性が特に求められない場合にはSn含有量は0.75から1.70の範囲であり、高耐食性が求められる場合には0.75%から1.25%である。最適には、Sn含有量は1%±0.2%に等しい。
合金が部分的に再結晶状態にある場合には、所与の軸方向圧縮応力または引張応力に対して、完全に再結晶化した合金で定義された値と緩和状態にある合金で定義された値との間の値を付与することが可能である。第1の近似では、50%を超える範囲まで再結晶化された合金は完全に再結晶化した合金に例えることができ、再結晶化が50%未満の範囲である合金は緩和した合金に例えることができる。
このように、上記の二つの好ましい範囲を組み合わせることによって、本発明の要旨によれば、図3に示されるように、以下の基準に従って部材のSn含有量の選択を定義することが可能であると結論される。
−20MPaから-10MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材に対しては、Sn含有量はSn=(−0.025σ−0.25)%(図1の曲線1)からSn=−0.05σ%(図2の曲線2)の範囲である。
−10MPaから0MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材に対しては、Sn含有量はSn=微量(図1の曲線1)からSn=(0.05σ+1)%(図2の曲線2)の範囲である。
0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材に対しては、部材の高耐食性が特に求められない場合にはSn含有量はSn=0.05σ%(図1の曲線1)からSn=(0.07σ+1)%(図2の曲線2’)の範囲であり、部材の高耐食性が求められる場合にはSn=0.05σ%(図1の曲線1)からSn=(0.025σ+1)%(図2の曲線2)の範囲である。
+10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材に対しては、部材の高耐食性が特に求められない場合にはSn含有量は0.50%(図1の曲線1)から1.70%(図2の曲線2’)の範囲であり、部材の高耐食性が求められる場合には0.50%(図1の曲線1)から1.25%(図2の曲線2)の範囲である。
したがって、一軸方向または横方向引張応力または圧縮応力を除外した、全ての場合において、最適なSn含有量は0.15%以下であり、合金の調製から結果として生じる不純物と同様に少なく、単に微量とすることが可能である。
一般的に、クリープの割合が高いために、最適なSn含有量は再結晶状態よりも緩和状態のほうが高い。
前述してきたように、本発明は5%までの(さらに好ましくは、3.5%までの)Zr以外の合金元素を含有するZr合金に適用できる。特に、0.5%から3%のNbを含有する合金は、0.5%から3%のNbとともにFeおよび/またはCrおよび/またはCuおよび/またはVおよび/またはNiを含有し、ここでFe+Cr+Ni+Cu+V=0.03%から0.5%の間である合金とともにそれらの好ましい例である。本発明にしたがって製造された核燃料集合体は本発明による組成基準のいずれかに一致する構造部材と併用することができる。

Claims (9)

  1. ジルコニウム合金から製造される構造部材を含む軽水炉のための核燃料集合体の設計方法であって、
    前記集合体の耐用年限の間に前記部材が受けるであろう平均的な一軸引張応力または圧縮応力が計算され;
    前記部材を製造するための前記ジルコニウム合金は以下の基準に従って選択される:
    −10MPaから−20MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=(−0.025σ−0.25)%からSn=−0.05σ%の範囲である合金から製造され;
    0Paから−10MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=微量からSn=(0.05σ+1)%の範囲である合金から製造され;
    0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.05σ%からSn=(0.07σ+1)%の範囲である合金から製造され;
    +10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.05%から1.70%の範囲である合金から製造される
    ことを特徴とする方法。
  2. 請求項1に記載の方法において、
    0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.05σ%からSn=(0.025σ+1)%の範囲である合金から製造され;
    +10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.50%から1.25%の範囲である合金から製造されることを特徴とする方法。
  3. 請求項1に記載の方法において、前記部材は以下の基準に従って前記ジルコニウム合金から製造される:
    全体が再結晶状態または50%を超える範囲まで再結晶化された部材に対しては:
    −10MPaから−20MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=(−0.025σ−0.25)%からSn=−0.05σ−0.25)%の範囲である合金から製造され;
    0MPaから−10MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=微量からSn=(0.025σ+0.5)%の範囲である合金から製造され;
    0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.05σ%からSn=(0.12σ+0.5)%の範囲である合金から製造され;
    +10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.50%から1.70%の範囲である合金から製造され;
    緩和状態または50%未満の範囲が再結晶化されている部材に対しては:
    −10MPaから−20MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=(−0.05σ−0.5)%からSn=−0.05σ%の範囲である合金から製造され;
    0MPaから−10MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=微量からSn=(0.05σ+1)%の範囲である合金から製造され;
    0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.075σ%からSn=(0.07σ+1)%の範囲である合金から製造され;
    10MPaから20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける部材は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.75%から1.70%の範囲である合金から製造される
    ことを特徴とする方法。
  4. 請求項3に記載の方法において、
    全体が再結晶状態または50%を超える範囲まで再結晶化されている部材に対しては:
    0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.05σ%からSn=(0.075σ+0.5)%の範囲である合金から製造され;
    +10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.50%から1.25%の範囲である合金から製造され;
    緩和状態または50%未満の範囲が再結晶化されている部材に対しては:
    0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.075σ%からSn=(0.025σ+1.0)%の範囲である合金から製造され;
    +10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.75%から1.25%の範囲である合金から製造される
    ことを特徴とする方法。
  5. 請求項4に記載の方法において、
    全体が再結晶状態または50%を超える範囲まで再結晶化した部材に対しては:
    −10MPaから−20MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=(−0.05σ−0.5)%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で演算される値だけ異なる合金から製造され;
    0MPaから−10MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が0.15%以下である合金から製造され;
    0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.1σ%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で演算される値だけ異なる合金から製造され;
    +10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が1%±0.2%に等しい合金から製造され;
    緩和状態または50%未満の範囲が再結晶化している部材に対しては:
    −10MPaから−20MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=(−0.05σ−0.25)%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で演算される値だけ異なる合金から製造され;
    0MPaから−10MPaの軸方向または横方向圧縮応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が−0.025σ%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で演算される値だけ異なる合金から製造され;
    0MPaから+10MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量がSn=0.1σ%に等しいか、または、その値から±20%の範囲内で演算される値だけ異なる合金から製造され;
    +10MPaから+20MPaの軸方向または横方向引張応力σを受ける前記部材の少なくとも一部は、Zr以外の元素の含有量が5%を超えない、かつ、Sn含有量が1%±0.2%に等しい合金から製造され;
    前記Sn含有量の計算値が0.1%未満の場合には、0.15%を前記Sn含有量の上限値とする
    ことを特徴とする方法。
  6. 請求項1から5の何れか一項に記載の方法において、前記部材の少なくとも一部はZr以外の元素の全含有量が3.5%を超えないことを特徴とする方法。
  7. 請求項1から6の何れか一項に記載の方法において方法、前記部材の少なくとも一部のNb含有量が0.5%から3%であることを特徴とする方法。
  8. 請求項7に記載の方法において、前記部材の少なくとも一部はNb含有量が0.5%から3%であり、Feおよび/またはCrおよび/またはCuおよび/またはVおよび/またはNiをも含有し、ここでFe+Cr+Ni+Cu+Vは0.03%から0.5%の間であることを特徴とする方法。
  9. 軸方向または横方向圧縮または引張応力σを受けるZr合金から製造される構造部材を含む軽水炉のための核燃料集合体であって、前記部材は請求項1乃至8の何れか一項に記載の方法が適用されることによって選択される合金から製造されることを特徴とする核燃料集合体。
JP2009540807A 2006-12-11 2007-12-07 軽水炉中で使用される応力の関数で最適化される核燃料集合体の設計方法およびその結果の核燃料集合体 Expired - Fee Related JP5305299B2 (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR06/10785 2006-12-11
FR0610785A FR2909798A1 (fr) 2006-12-11 2006-12-11 Procede de conception d'un assemblage de combustible optimise en fonction des contraintes d'utilisation en reacteur nucleaire a eau legere,et assemblage de combustible en resultant.
PCT/FR2007/002018 WO2008090269A1 (fr) 2006-12-11 2007-12-07 Procede de conception d'un assemblage de combustible optimise en fonction des contraintes d'utilisation en reacteur nucleaire a eau legere, et assemblage de combustible en resultant

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2010512530A true JP2010512530A (ja) 2010-04-22
JP5305299B2 JP5305299B2 (ja) 2013-10-02

Family

ID=38480651

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2009540807A Expired - Fee Related JP5305299B2 (ja) 2006-12-11 2007-12-07 軽水炉中で使用される応力の関数で最適化される核燃料集合体の設計方法およびその結果の核燃料集合体

Country Status (9)

Country Link
US (1) US8576977B2 (ja)
EP (1) EP2126926B1 (ja)
JP (1) JP5305299B2 (ja)
KR (1) KR101441944B1 (ja)
CN (1) CN101601101B (ja)
ES (1) ES2524616T3 (ja)
FR (1) FR2909798A1 (ja)
WO (1) WO2008090269A1 (ja)
ZA (1) ZA200904062B (ja)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107847909A (zh) * 2015-06-02 2018-03-27 麻省理工学院 活性铝燃料

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH1068033A (ja) * 1996-04-16 1998-03-10 Europ Du Zirconium Cezus:Co 耐クリープ性並びに水及び水蒸気に対する耐食性のジルコニウム系合金、その製造法及び原子炉における使用
JP2003516470A (ja) * 1999-09-30 2003-05-13 フラマトーム アエヌペ ジルコニウムベース合金及びそれを用いた核燃料集合体用構成要素の製造方法

Family Cites Families (43)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3769159A (en) * 1968-06-24 1973-10-30 Combustion Eng Fuel element grid support for nuclear reactor
US3791466A (en) * 1969-05-19 1974-02-12 Westinghouse Electric Corp Low parasitic capture fuel assembly structure
US3770583A (en) * 1971-05-20 1973-11-06 Combustion Eng Fuel assembly hold-down device
FR2219978B1 (ja) * 1973-03-02 1976-04-30 Commissariat Energie Atomique
US4197145A (en) * 1974-12-23 1980-04-08 General Electric Company Zirconium-base alloy structural component for nuclear reactor and method
US4058436A (en) * 1975-12-05 1977-11-15 Combustion Engineering Inc. Nuclear reactor seismic fuel assembly grid
US4212686A (en) * 1978-03-03 1980-07-15 Ab Atomenergi Zirconium alloys
US4295935A (en) * 1979-03-29 1981-10-20 Combustion Engineering, Inc. Bimetallic spacer means for a nuclear fuel assembly
FR2479536A1 (fr) * 1980-03-26 1981-10-02 Commissariat Energie Atomique Perfectionnements aux tubes guides des assemblages combustibles pour reacteur nucleaire et procede de demontage de ces tubes guides
US4418036A (en) * 1980-12-16 1983-11-29 Westinghouse Electric Corp. Fuel assembly for a nuclear reactor
US4717434A (en) * 1982-01-29 1988-01-05 Westinghouse Electric Corp. Zirconium alloy products
US4584030A (en) * 1982-01-29 1986-04-22 Westinghouse Electric Corp. Zirconium alloy products and fabrication processes
US4707330A (en) * 1985-01-08 1987-11-17 Westinghouse Electric Corp. Zirconium metal matrix-silicon carbide composite nuclear reactor components
US4678632A (en) * 1985-06-05 1987-07-07 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly grid with predetermined grain orientation
US4879093A (en) * 1988-06-10 1989-11-07 Combustion Engineering, Inc. Ductile irradiated zirconium alloy
FR2642215B1 (fr) * 1989-01-23 1992-10-02 Framatome Sa Crayon pour assemblage combustible d'un reacteur nucleaire resistant a la corrosion et a l'usure
US5073336A (en) * 1989-05-25 1991-12-17 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron
US4986957A (en) * 1989-05-25 1991-01-22 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron
US5026516A (en) * 1989-05-25 1991-06-25 General Electric Company Corrosion resistant cladding for nuclear fuel rods
US5245645A (en) * 1991-02-04 1993-09-14 Siemens Aktiengesellschaft Structural part for a nuclear reactor fuel assembly and method for producing this structural part
US5130083A (en) * 1991-08-15 1992-07-14 General Electric Company Hydride resistant spacer formed from interlocking strips
FI923892A (fi) * 1991-09-16 1993-03-17 Siemens Power Corp Strukturella element foer en kaernreaktors braenslestavsmontering
US5190721A (en) * 1991-12-23 1993-03-02 General Electric Company Zirconium-bismuth-niobium alloy for nuclear fuel cladding barrier
FR2686445B1 (fr) * 1992-01-17 1994-04-08 Framatome Sa Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de la gaine d'un tel crayon.
DE9206038U1 (de) * 1992-02-28 1992-07-16 Siemens AG, 80333 München Werkstoff und Strukturteil aus modifiziertem Zirkaloy
US5267284A (en) * 1992-06-30 1993-11-30 Combustion Engineering Inc. Zirconium alloy containing isotopic erbium
US5267290A (en) * 1992-06-30 1993-11-30 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy absorber layer
US5278882A (en) * 1992-12-30 1994-01-11 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with superior corrosion resistance
WO1996006956A1 (en) * 1994-08-31 1996-03-07 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with tungsten and nickel
US5699396A (en) * 1994-11-21 1997-12-16 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloy for extended-life fuel cladding
FR2737335B1 (fr) * 1995-07-27 1997-10-10 Framatome Sa Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube
JPH10273746A (ja) * 1997-01-28 1998-10-13 Sumitomo Metal Ind Ltd 冷間加工性と耐食性に優れたジルコニウム合金、この合金を用いた核燃料被覆用二重管およびその製造方法
US5844959A (en) * 1997-08-01 1998-12-01 Siemens Power Corporation Zirconium niobium tin alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
US5838753A (en) * 1997-08-01 1998-11-17 Siemens Power Corporation Method of manufacturing zirconium niobium tin alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
US5854818A (en) * 1997-08-28 1998-12-29 Siemens Power Corporation Zirconium tin iron alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
US5835550A (en) * 1997-08-28 1998-11-10 Siemens Power Corporation Method of manufacturing zirconium tin iron alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
JPH11194189A (ja) * 1997-10-13 1999-07-21 Mitsubishi Materials Corp 耐食性およびクリープ特性にすぐれた原子炉燃料被覆管用Zr合金管の製造方法
KR100261665B1 (ko) * 1998-02-04 2000-07-15 장인순 우수한 부식저항성과 고강도를 갖는 지르코늄 합금조성물
CN1087037C (zh) * 1998-02-04 2002-07-03 韩国原子力研究所 用作燃料棒包覆层的新型锆合金
KR100441562B1 (ko) * 2001-05-07 2004-07-23 한국수력원자력 주식회사 우수한 내식성과 기계적 특성을 갖는 지르코늄 합금핵연료 피복관 및 그 제조 방법
DE10146128B4 (de) * 2001-09-19 2005-03-03 Framatome Anp Gmbh Brennelement für einen Druckwasserreaktor
US8043448B2 (en) * 2004-09-08 2011-10-25 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Non-heat treated zirconium alloy fuel cladding and a method of manufacturing the same
KR100733701B1 (ko) 2005-02-07 2007-06-28 한국원자력연구원 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH1068033A (ja) * 1996-04-16 1998-03-10 Europ Du Zirconium Cezus:Co 耐クリープ性並びに水及び水蒸気に対する耐食性のジルコニウム系合金、その製造法及び原子炉における使用
JP2003516470A (ja) * 1999-09-30 2003-05-13 フラマトーム アエヌペ ジルコニウムベース合金及びそれを用いた核燃料集合体用構成要素の製造方法

Also Published As

Publication number Publication date
KR20090088945A (ko) 2009-08-20
CN101601101B (zh) 2012-12-12
KR101441944B1 (ko) 2014-09-18
EP2126926B1 (fr) 2014-11-05
JP5305299B2 (ja) 2013-10-02
EP2126926A1 (fr) 2009-12-02
ES2524616T3 (es) 2014-12-10
CN101601101A (zh) 2009-12-09
US8576977B2 (en) 2013-11-05
US20100091932A1 (en) 2010-04-15
ZA200904062B (en) 2010-04-28
WO2008090269A1 (fr) 2008-07-31
FR2909798A1 (fr) 2008-06-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1818111B (zh) 具有优异抗蠕变性的锆基合金
KR0178757B1 (ko) 내부식성 및 내마모성을 갖는 원자로 연료 집합체용 연료봉
CN100510134C (zh) 一种耐疖状腐蚀的改进型Zr-4合金及其制备方法
DE19509257B4 (de) Verbesserte Kernbrennstoffhülle aus Zirkoniumlegierung
DE69708397T2 (de) Brennstabbündel und Verfahren zur Fertigung eines Brennstabbündelströmungskanals
EP2279273A1 (en) A spacer grid
US6898260B2 (en) Fuel element for a pressurized water reactor and method for producing cladding tubes
EP3068916B1 (en) Nuclear fuel rod cladding including a metal nanomaterial layer
EP1627090B1 (de) Zirkoniumlegierung und bauteile für den kern von leichtwassergekühlten kernreaktoren
RU2451347C2 (ru) Трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора
JP5305299B2 (ja) 軽水炉中で使用される応力の関数で最適化される核燃料集合体の設計方法およびその結果の核燃料集合体
CN103374678B (zh) 一种灰控制棒及吸收体
JP2006226905A (ja) 金属燃料高速炉炉心
EP0937575A1 (en) Composite member and fuel assembly using the same
JP4318478B2 (ja) 沸騰水型軽水炉用燃料集合体
JP4975390B2 (ja) 高燃焼度用燃料被覆管の製造方法
US20060048869A1 (en) Non-heat treated zirconium alloy fuel cladding and a method of manufacturing the same
CN102915773A (zh) 一种灰控制棒及吸收体
JP2002302723A (ja) ジルコニウム基合金およびこの合金よりなる原子炉用構造部品
JP5085522B2 (ja) 長期連続運転用原子炉の炉心
KR20120043938A (ko) 이중냉각 환형 핵연료봉 및 이의 제조방법
US20060048870A1 (en) Zirconium alloy fuel cladding for operation in aggressive water chemistry
CN116790988A (zh) 一种适用于铅基堆的铁铬铝合金及其热处理方法
JP5002622B2 (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体のウラン濃縮度配列決定法
JP2004238737A (ja) ジルコニウム基合金およびこの合金よりなる原子炉用構造部品

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20101111

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20130204

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20130502

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20130603

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20130618

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

LAPS Cancellation because of no payment of annual fees