JP2559136B2 - 原子炉燃料被覆管支持格子用Ｚｒ合金 - Google Patents

原子炉燃料被覆管支持格子用Ｚｒ合金

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JP2559136B2 JP63270112A JP27011288A JP2559136B2 JP 2559136 B2 JP2559136 B2 JP 2559136B2 JP 63270112 A JP63270112 A JP 63270112A JP 27011288 A JP27011288 A JP 27011288A JP 2559136 B2 JP2559136 B2 JP 2559136B2
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    • Y10S376/90—Particular material or material shapes for fission reactors

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 この発明は、原子炉の燃料被覆管支持格子を、溶接を
用いて組立て製造するのに用いた場合に、溶接部の特性
劣化がなく、すぐれた強度と耐食性を保持するZr合金に
関するものである。
〔従来の技術〕
一般に、原子炉の燃料被覆管支持格子には、強度およ
び耐食性が要求されることから、近年これの製造に、こ
れらの特性にすぐれた、例えば特開昭62−13550号公報
に記載される、 Nb:0.5〜10％， Fe,Cr,Ni,V,Mn,Mo,C,およびSiのうちの１種または２種
以上:0.01〜５％，を含有し、残りがZrと不可避不純物
からなる組成を有するZr合金や、同じく特開昭58−1406
78号公報に記載される、 Nb:5〜25％， Feおよび／またはCr:0.1〜１％， を含有し、残りがZrと不可避不純物からなる組成（以上
重量％、以下％は重量％を示す）を有するZr合金などを
用いることが提案されている。
〔発明が解決しようとする課題〕
しかし、上記の従来Zr合金で製造された原子炉燃料被
覆管支持格子においては、その組立てに溶接が適用され
ているが、その溶接部の強度、および耐食性が劣化する
のを避けることができず、このため安全性を見込んで比
較的短時間で使用寿命とせざるを得ないのが現状であ
る。
〔課題を解決するための手段〕
そこで、本発明者等は、上述のような観点から、原子
炉燃料被覆管支持格子の製造に用いられている上記の従
来Zr合金に着目し、これのもつすぐれた強度および耐食
性を損なうことなく、溶接部のこれら特性の劣化のない
Zr合金を開発すべく研究を行なった結果、合金成分とし
てＹおよび希土類元素のうちの１種または２種以上を、
0.01〜１％の割合で含有させて、Zr合金の組成を、 Nb:2.5〜10％， Ｙおよび希土類元素のうちの１種または２種以上:0.01
〜１％， を含有し、さらに必要に応じて、 Fe,Cr,Mo,およびＶのうちの１種または２種以上:0.05〜
１％， を含有し、残りがZrと不可避不純物からなる組成とする
と、このZr合金で製造された原子炉被覆管支持格子に
は、溶接部に特性劣化がなく、すぐれた強度および耐食
性を具備するようになるという知見を得たのである。
この発明は、上記知見にもとづいてなされたものであ
って、以下に成分組成範囲を上記の通りに限定した理由
を説明する。
（ａ） Nb Nb成分には、強度を向上させる作用があるが、その含
有量が2.5％未満では所望の高強度を確保することがで
きず、一方その含有量が10％を越えると加工性が劣化す
るようになることから、その含有量を2.5〜10％と定め
た。
（ｂ） Ｙおよび希土類元素 これらの成分には、上記の通り、特に溶接部の特性低
下を防止し、もって溶接影響部がこれ以外の部分と同等
のすぐれた強度と耐食性を保持するようにする作用があ
るが、その含有量が0.01％未満では前記作用に所望の効
果が得られず、一方１％を越えて含有させても前記作用
により一層の向上効果は現われないことから、経済性を
考慮して、その含有量が0.01〜１％と定めた。
（ｃ） Fe,Cr,Mo,およびＶ これらの成分には、Nbとの共存において強度を一段と
向上させ、かつクリープ特性および耐食性を向上させる
作用があるので必要に応じて含有されるが、その含有量
が0.05％未満では前記作用に所望の向上効果が得られ
ず、一方その含有量が１％を越えると耐食性に劣化傾向
が現われるようになることから、その含有量を0.05〜１
％と定めた。
〔実 施 例〕
つぎに、この発明のZr合金を実施例により具体的に説
明する。
通常の消耗電極式真空アーク炉を用い、それぞれ第１
表に示される成分組成をもった溶湯を調製し、直径:110
mm×長さ:120mmの寸法をもった重さ:10kgのインゴット
に鋳造し、このインゴットを温度:1010℃で熱間鍛造し
て幅:115mm×厚さ:40mm×長さ:170mmの鍛造材とし、つ
いでこの鍛造材に、温度:1010℃に加熱後冷却の焼入れ
処理を施した後、温度:820℃で熱間圧延を施して厚さ:
4.5mmの熱延板とし、この熱延板に、温度:590℃に４時
間保持後Arガス冷却の焼鈍:3回と加工率:50％の冷間圧
延:2回を交互に施すことにより厚さ:1mmの本発明Zr合金
板材１〜18および比較Zr合金板材１〜19をそれぞれ製造
した。
なお、比較Zr合金板材１〜19は、いずれも構成成分の
うちのいずれかの成分含有量（第１表に※印を付したも
の）がこの発明の範囲から外れたものである。
ついで、この結果得られた本発明Zr合金板材１〜18お
よび比較Zr合金板材１〜19より、幅:25mm×長さ:60mmの
試片を４個と、幅:25mm×長さ:120mmの試片:2個とをそ
れぞれ切り出し、前者の４個の試片については、それぞ
れ２個づつを１組とし、組ごとにレーザーを用いて横長
に突き合せ溶接し、このように溶接した試片:1個と後者
の溶接を行なわない２個の試片のうちの１個から、溶接
試片については溶接部が中央に位置するように引張試片
（標点間距離:50mm）を切り出し、この状態で前記引張
試片と残りの耐食性試験用試片のすべての試片に対し
て、温度:750℃に２時間保持後、Arガス急冷の溶体化処
理と、これに続いての温度:500℃に24時間保持の時効処
理を施した。
つぎにこのように調製した試片を用いて、温度:316℃
±５℃で引張強さを測定し、さらに燃料被覆管支持格子
がさらされる使用環境に近似した温度:400℃、圧力:105
気圧の高温高圧水蒸気中に720時間保持の条件で耐食性
試験を行ない、酸化 増量を測定した。
〔発明の効果〕
第１表に示される結果から、本発明Zr合金板材１〜18
は、いずれも溶接部の特性低下がきわめて小さく、溶接
部がすぐれた強度と耐食性を保持するのに対して、比較
Zr合金板材１〜11に見られるように、Nb含有量がこの発
明の範囲から外れて低い場合や、Fe,Cr,Mo,およびＶの
含有量がこの発明の範囲から外れて高い場合には、溶接
部に関係なく、合金自体の特性が劣ることが明らかであ
り、また従来Zr合金に相当する比較Zr合金板材12〜19に
見られるように、Ｙおよび希土類元素を含有しない場合
には、特に溶接部の特性劣化が著しいことが明らかであ
る。
上述のように、この発明のZr合金は、これを組立てに
溶接工程が不可欠の原子炉燃料被覆管支持格子の製造に
用いた場合に、その溶接部に特性劣化は起らず、すぐれ
た強度、クリープ特性、および耐食性を保持するので、
信頼性を高め、かつ使用寿命の延命化を可能とするなど
の工業上有用な特性を有するものである。

Claims (2)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】Nb:2.5〜10％， Ｙおよび希土類元素のうちの１種または２種以上:0.01
    〜１％， を含有し、残りがZrと不可避不純物からなる組成（以上
    重量％）を有することを特徴とする原子炉燃料被覆管支
    持格子用Zr合金。
  2. 【請求項２】Nb:2.5〜10％， Ｙおよび希土類元素のうちの１種または２種以上:0.01
    〜１％， を含有し、さらに、 Fe,Cr,Mo,およびＶのうちの１種または２種以上:0.05〜
    １％， を含有し、残りがZrと不可避不純物からなる組成（以上
    重量％）を有することを特徴とする原子炉燃料被覆管支
    持格子用Zr合金。
JP63270112A 1988-10-26 1988-10-26 原子炉燃料被覆管支持格子用Ｚｒ合金 Expired - Lifetime JP2559136B2 (ja)

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