JP2523514B2 - 燃料集合体 - Google Patents
燃料集合体Info
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- JP2523514B2 JP2523514B2 JP61165562A JP16556286A JP2523514B2 JP 2523514 B2 JP2523514 B2 JP 2523514B2 JP 61165562 A JP61165562 A JP 61165562A JP 16556286 A JP16556286 A JP 16556286A JP 2523514 B2 JP2523514 B2 JP 2523514B2
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- Japan
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- water
- nuclear power
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- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Inert Electrodes (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は原子力発電プラントの燃料集合体、特にニッ
ケル基析出強化型合金製スペーサスプリングを有する沸
騰水型原子力発電プラント用燃料集合体に関する。
ケル基析出強化型合金製スペーサスプリングを有する沸
騰水型原子力発電プラント用燃料集合体に関する。
（従来の技術） 原子力発電プラント用の燃料集合体には複数の燃料棒
との間隔を保持するためのスペーサスプリング（ランタ
ンスプリングとも呼ばれる）が具備されている。このス
ペーサスプリングはバネ強さや耐食性の観点からニッケ
ル基析出強化型合金で構成されており、スペーサスプリ
ングの形状に成形された後真空炉中で時効硬化処理さ
れ、次いでスペーサに組み込まれたあと、ジルカロイ製
スペーサの表面を酸化するため蒸気中で加熱されたの
ち、燃料集合体に使用される。
との間隔を保持するためのスペーサスプリング（ランタ
ンスプリングとも呼ばれる）が具備されている。このス
ペーサスプリングはバネ強さや耐食性の観点からニッケ
ル基析出強化型合金で構成されており、スペーサスプリ
ングの形状に成形された後真空炉中で時効硬化処理さ
れ、次いでスペーサに組み込まれたあと、ジルカロイ製
スペーサの表面を酸化するため蒸気中で加熱されたの
ち、燃料集合体に使用される。
（発明が解決しようとする問題点） ところで、原子力発電プラントの稼動率向上や安全性
の一層の向上を目的として、炉水中に含まれる放射性腐
食生成物の低減が進められており、例えばCo60の低減に
はプラント使用材料中のコバルト含有量を低減、規制し
たり、コバルトを合金元素として含まない材料を使用し
たりするなどの他各種の方法がとられている。
の一層の向上を目的として、炉水中に含まれる放射性腐
食生成物の低減が進められており、例えばCo60の低減に
はプラント使用材料中のコバルト含有量を低減、規制し
たり、コバルトを合金元素として含まない材料を使用し
たりするなどの他各種の方法がとられている。
しかし、より一層の放射性腐食生成物の低減をはかる
にはCo60の低減はもちろんのこと、中性子が直接多量に
照射される燃料集合体構成要素であるニッケル基析出強
化型合製スペーサスプリングより発生するCo59（Ni59の
核反応で生成）の低減、言いかえるとCo58の炉水中への
溶出の抑制が必要となる。
にはCo60の低減はもちろんのこと、中性子が直接多量に
照射される燃料集合体構成要素であるニッケル基析出強
化型合製スペーサスプリングより発生するCo59（Ni59の
核反応で生成）の低減、言いかえるとCo58の炉水中への
溶出の抑制が必要となる。
また今後経済性の観点から燃料の高燃焼度化が進んだ
場合にはCo58の炉水中への溶出抑制がさらに必要とな
る。
場合にはCo58の炉水中への溶出抑制がさらに必要とな
る。
本発明は上記点に鑑み、種々の実験検討の結果得られ
たもので、燃料集合体構成要素であるニッケル基析出強
化型合金製スペーサスプリングが中性子の照射を受け、
スプリング素材に含まれているNi58がCo58となっても、
炉水中への腐食速度が小さく炉水中の放射性腐食生成物
の増加が抑制される原子力発電プラント用として好適な
燃料集合体を提供することを目的とすることにある。
たもので、燃料集合体構成要素であるニッケル基析出強
化型合金製スペーサスプリングが中性子の照射を受け、
スプリング素材に含まれているNi58がCo58となっても、
炉水中への腐食速度が小さく炉水中の放射性腐食生成物
の増加が抑制される原子力発電プラント用として好適な
燃料集合体を提供することを目的とすることにある。
（問題点を解決するための手段と作用） 本発明は燃料集合体の構成要素である複数の燃料棒の
間隔を保持するニッケル基析出強化型合金製スペーサス
プリングを有する燃料集合体において、該スペーサスプ
リングが燃料集合体に装着される以前に400℃を越え730
℃以下の酸化雰囲気中において加熱処理されて成ること
を特徴とする原子力発電プラント用燃料集合体である。
間隔を保持するニッケル基析出強化型合金製スペーサス
プリングを有する燃料集合体において、該スペーサスプ
リングが燃料集合体に装着される以前に400℃を越え730
℃以下の酸化雰囲気中において加熱処理されて成ること
を特徴とする原子力発電プラント用燃料集合体である。
ここで、本発明に係る燃料集合体の限定理由について
説明すると、従来例えば沸騰水型原子炉用の燃料集合体
に具備されているニッケル基析出強化型合金のスペーサ
スプリングはスペーサスプリングの形状に成形されたの
ち真空中で時効処理され、次いでスペーサに組込まれた
あと、400℃約５気圧の水蒸気中で加熱され、その後燃
料集合体に使用されているが、この状態で原子炉の炉水
中で使用した場合にはスペーサスプリングからのニッケ
ルの溶出が多い。
説明すると、従来例えば沸騰水型原子炉用の燃料集合体
に具備されているニッケル基析出強化型合金のスペーサ
スプリングはスペーサスプリングの形状に成形されたの
ち真空中で時効処理され、次いでスペーサに組込まれた
あと、400℃約５気圧の水蒸気中で加熱され、その後燃
料集合体に使用されているが、この状態で原子炉の炉水
中で使用した場合にはスペーサスプリングからのニッケ
ルの溶出が多い。
しかし、スペーサスプリングを400℃を越え730℃以下
の酸化雰囲気中で加熱処理した場合には原子力プラント
の炉水中へのニッケルの溶出が少なくなり、ひいては炉
水中の放射性腐食生成物であるCo58が低減し、定期点検
や補修時の作業が容易となり、原子力発電プラントの稼
動率の向上が可能となる。
の酸化雰囲気中で加熱処理した場合には原子力プラント
の炉水中へのニッケルの溶出が少なくなり、ひいては炉
水中の放射性腐食生成物であるCo58が低減し、定期点検
や補修時の作業が容易となり、原子力発電プラントの稼
動率の向上が可能となる。
なお、酸化処理温度を400℃を越えとした理由は400℃
以下ではニッケルの溶出を抑制するに十分な酸化皮膜の
生成が不充分であることにより、望ましくは450℃以上
が良い。また酸化処理温度を730℃以下とした理由は、
それ以上の温度で加熱すると材料が過時効となり、各種
機械的性質が劣下することによる。なお、本願発明に係
る加熱処理は酸化雰囲気中、すなわち酸素の存在下で行
われれば良く、例えば大気中、水蒸気中、又は高温水中
などでも良い。
以下ではニッケルの溶出を抑制するに十分な酸化皮膜の
生成が不充分であることにより、望ましくは450℃以上
が良い。また酸化処理温度を730℃以下とした理由は、
それ以上の温度で加熱すると材料が過時効となり、各種
機械的性質が劣下することによる。なお、本願発明に係
る加熱処理は酸化雰囲気中、すなわち酸素の存在下で行
われれば良く、例えば大気中、水蒸気中、又は高温水中
などでも良い。
（実施例） 現在BWRプラントの燃料集合体用スペーサスプリング
として使用されている通称インコネルX750と呼ばれてい
るニッケル基析出強化型合金の溶体化処理した板材を用
意した。次いでこの板材から厚さ0.5ミリ、幅10ミリ、
長さ15ミリの試験片を採取し、表面をバフ研摩後アセン
トで脱脂した。なお、板材の化学組成はクロム15.17
％、鉄6.21％、チタン2.55％、コバルト0.003％、マン
ガン0.78％、ニオブ1.01％、アルミニウム0.75％、炭素
0.05％、硅素0.26％、銅0.01％、硫黄0.003％、残部ニ
ッケルであった。
として使用されている通称インコネルX750と呼ばれてい
るニッケル基析出強化型合金の溶体化処理した板材を用
意した。次いでこの板材から厚さ0.5ミリ、幅10ミリ、
長さ15ミリの試験片を採取し、表面をバフ研摩後アセン
トで脱脂した。なお、板材の化学組成はクロム15.17
％、鉄6.21％、チタン2.55％、コバルト0.003％、マン
ガン0.78％、ニオブ1.01％、アルミニウム0.75％、炭素
0.05％、硅素0.26％、銅0.01％、硫黄0.003％、残部ニ
ッケルであった。
引続いてこの試験片をスペーサスプリングを製造する
際に行う熱処理、すなわち真空中705℃、20時間の時効
硬化処理を施こした。なお、時効硬化後の試験片表面は
薄い灰色、角度を変えて見ると金色にも見えるようなテ
ンパーカラーが見られた。
際に行う熱処理、すなわち真空中705℃、20時間の時効
硬化処理を施こした。なお、時効硬化後の試験片表面は
薄い灰色、角度を変えて見ると金色にも見えるようなテ
ンパーカラーが見られた。
その後、この試験片を第１表に示したように酸化処理
を施こしたのち、内径30ミリ、外径40ミリ、長さ220ミ
リのテフロン製試験管に純水100mlとともに装入し、こ
れをオートクレーブ中に入れ脱気し、溶存酸素量を0.2p
pm以下としたのち、288℃に加熱し５時間後とり出し、
テフロン製試験管中の水のニッケル含有量を分析した。
またこの操作を数回繰り返した。なお試験後の試験管の
中の水の量は63.5〜64.5mlであった。
を施こしたのち、内径30ミリ、外径40ミリ、長さ220ミ
リのテフロン製試験管に純水100mlとともに装入し、こ
れをオートクレーブ中に入れ脱気し、溶存酸素量を0.2p
pm以下としたのち、288℃に加熱し５時間後とり出し、
テフロン製試験管中の水のニッケル含有量を分析した。
またこの操作を数回繰り返した。なお試験後の試験管の
中の水の量は63.5〜64.5mlであった。
第２表に試験結果を示す。なお表中のニッケル溶出量
は試験後の試験管中の水の量が若干異なるため、水の量
を64.5mlとした場合の値に相当するように計算により合
せた値である。
は試験後の試験管中の水の量が若干異なるため、水の量
を64.5mlとした場合の値に相当するように計算により合
せた値である。
表より明らかなように、本発明に係る実施例１〜３は
ニッケルの溶出量が比較例に比べ大幅に少なく、このこ
とから本発明に係る燃料集合体を原子力発電プラントに
使用した場合にはスペーサスプリングの素材中に含まれ
るNi58が中性子の照射を受けCo58となっても炉水中への
溶出が少なくなることが判る。
ニッケルの溶出量が比較例に比べ大幅に少なく、このこ
とから本発明に係る燃料集合体を原子力発電プラントに
使用した場合にはスペーサスプリングの素材中に含まれ
るNi58が中性子の照射を受けCo58となっても炉水中への
溶出が少なくなることが判る。
〔発明の効果〕 以上説明したように本発明に係る原子力発電プラント
用燃料集合体はプラントの炉水中に含まれる放射性腐食
生成物であるCo58を低減させることが出来、定期点検や
保修時の作業が容易となること、またこのことから原子
力発電プラントの稼動率の向上が図れるなど、工業上顕
著な効果を表わすものである。
用燃料集合体はプラントの炉水中に含まれる放射性腐食
生成物であるCo58を低減させることが出来、定期点検や
保修時の作業が容易となること、またこのことから原子
力発電プラントの稼動率の向上が図れるなど、工業上顕
著な効果を表わすものである。
Claims (1)
- 【請求項１】複数の燃料棒の間隔を保持するニッケル基
析出強化型合金製スペーサスプリングを有する燃料集合
体において、該スペーサスプリングが燃料集合体に装置
される以前に400℃を越え730℃以下の酸化雰囲気中で加
熱処理された事を特徴とする燃料集合体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61165562A JP2523514B2 (ja) | 1986-07-16 | 1986-07-16 | 燃料集合体 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61165562A JP2523514B2 (ja) | 1986-07-16 | 1986-07-16 | 燃料集合体 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6321590A JPS6321590A (ja) | 1988-01-29 |
| JP2523514B2 true JP2523514B2 (ja) | 1996-08-14 |
Family
ID=15814719
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61165562A Expired - Lifetime JP2523514B2 (ja) | 1986-07-16 | 1986-07-16 | 燃料集合体 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2523514B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2708555B2 (ja) * | 1989-06-30 | 1998-02-04 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラント燃料用スプリングの製造方法 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5563798A (en) * | 1978-11-08 | 1980-05-14 | Hitachi Ltd | Corrosion protection method of bwr type power atomic plant |
| JPS57169052A (en) * | 1981-04-08 | 1982-10-18 | Toshiba Corp | Supporting spring for fuel rod |
| JPS5989775A (ja) * | 1982-11-12 | 1984-05-24 | Hitachi Ltd | コバルト含有金属のコバルト溶出抑制方法 |
| JPS59115998A (ja) * | 1982-12-21 | 1984-07-04 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | 原子力発電所における復水装置 |
| JPS6053897A (ja) * | 1983-09-05 | 1985-03-27 | 株式会社日立製作所 | 給水ヒ−タチユ−ブのコバルト溶出抑制方法 |
-
1986
- 1986-07-16 JP JP61165562A patent/JP2523514B2/ja not_active Expired - Lifetime
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 長谷川正義監修、ステンレス鋼便覧，３１９（１９７３），日刊工業新聞社 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6321590A (ja) | 1988-01-29 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |