JP2645626B2 - 核燃料取扱機器の構造用合金 - Google Patents
核燃料取扱機器の構造用合金Info
- Publication number
- JP2645626B2 JP2645626B2 JP4027354A JP2735492A JP2645626B2 JP 2645626 B2 JP2645626 B2 JP 2645626B2 JP 4027354 A JP4027354 A JP 4027354A JP 2735492 A JP2735492 A JP 2735492A JP 2645626 B2 JP2645626 B2 JP 2645626B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- handling equipment
- fuel handling
- present
- test
- 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.)
- Expired - Fee Related
Links
Classifications
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Description
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、核燃料取扱機器の構造
材料に関し、更に詳しく述べると、耐食性に優れ且つ中
性子吸収断面積が大きい構造用合金に関するものであ
る。本発明の合金は、特に中性子の存在する使用済核燃
料の再処理工程で使用する機器類や配管類、核燃料廃棄
物貯蔵容器などの構造材料として有用である。
材料に関し、更に詳しく述べると、耐食性に優れ且つ中
性子吸収断面積が大きい構造用合金に関するものであ
る。本発明の合金は、特に中性子の存在する使用済核燃
料の再処理工程で使用する機器類や配管類、核燃料廃棄
物貯蔵容器などの構造材料として有用である。
【0002】
【従来の技術】核燃料再処理工程で使用する機器は、硝
酸プルトニウム等による厳しい腐食環境下に曝される。
そのため一般的に、ステンレス鋼、チタン、ジルコニウ
ム等の高耐食性材料を使用している。更に、このような
機器は、核分裂性物質を取り扱うため、核分裂連鎖反応
を開始しない条件、即ち未臨界を確保することが必要と
なる。そこで従来の核燃料取扱機器では、上記のような
高耐食性材料を使用し、且つ未臨界条件を確保するため
に、機器の大きさを制限する方法が広く採用されてき
た。
酸プルトニウム等による厳しい腐食環境下に曝される。
そのため一般的に、ステンレス鋼、チタン、ジルコニウ
ム等の高耐食性材料を使用している。更に、このような
機器は、核分裂性物質を取り扱うため、核分裂連鎖反応
を開始しない条件、即ち未臨界を確保することが必要と
なる。そこで従来の核燃料取扱機器では、上記のような
高耐食性材料を使用し、且つ未臨界条件を確保するため
に、機器の大きさを制限する方法が広く採用されてき
た。
【0003】
【発明が解決しようとする課題】ところで核燃料再処理
工程での処理能力を増大するためには、機器を大型化す
る必要がある。しかし上記のような未臨界条件を確保す
る必要があるため、従来の構造材料ではそれを実現でき
なかった。
工程での処理能力を増大するためには、機器を大型化す
る必要がある。しかし上記のような未臨界条件を確保す
る必要があるため、従来の構造材料ではそれを実現でき
なかった。
【0004】本発明の目的は、耐食性に優れ且つ中性子
吸収断面の大きい構造用合金を提供し、それによって臨
界管理を必要とする核燃料取扱機器の大型化を可能とす
ることである。
吸収断面の大きい構造用合金を提供し、それによって臨
界管理を必要とする核燃料取扱機器の大型化を可能とす
ることである。
【0005】
【課題を解決するための手段】本発明は、In,Ir,
Cd,Reよりなる群から選ばれた1種もしくは2種以
上の添加金属を、Ti,Zr,Nb,Taよりなる群か
ら選ばれた1種もしくは2種以上のベース金属に対し
て、4〜55at%含有させた核燃料取扱機器の構造用合
金である。
Cd,Reよりなる群から選ばれた1種もしくは2種以
上の添加金属を、Ti,Zr,Nb,Taよりなる群か
ら選ばれた1種もしくは2種以上のベース金属に対し
て、4〜55at%含有させた核燃料取扱機器の構造用合
金である。
【0006】一般に工業的に用いられる高耐食性金属と
しては、ステンレス鋼の他、Ti,Zr,Nb,Taが
挙げられる。また中性子吸収断面積が大きい金属として
は、In,Ir,Cdの他Au,Rh,Hg等の貴金
属、Sm,Eu,Gd,Dy,Er,Tm,Lu等の希
土類金属、及びはRe,B等がある。これら2種類の金
属の組み合わせは数多く可能であるが、特に本発明のよ
うな組み合わせとすることにより、生成される合金は各
金属の特性を維持、発現して、機器構造用材料として充
分な性能を呈する。すなわち、製作性並びに溶接性に優
れ、且つ低コストで大量生産可能な合金材料となる組み
合わせは、ベース金属としてTi,Zr,Nb,Taよ
りなる群から選ばれた1種もしくは2種以上を用い、添
加金属としてIn,Ir,Cd,Reよりなる群から選
ばれた1種もしくは2種以上を用いる構成に限られる。
しては、ステンレス鋼の他、Ti,Zr,Nb,Taが
挙げられる。また中性子吸収断面積が大きい金属として
は、In,Ir,Cdの他Au,Rh,Hg等の貴金
属、Sm,Eu,Gd,Dy,Er,Tm,Lu等の希
土類金属、及びはRe,B等がある。これら2種類の金
属の組み合わせは数多く可能であるが、特に本発明のよ
うな組み合わせとすることにより、生成される合金は各
金属の特性を維持、発現して、機器構造用材料として充
分な性能を呈する。すなわち、製作性並びに溶接性に優
れ、且つ低コストで大量生産可能な合金材料となる組み
合わせは、ベース金属としてTi,Zr,Nb,Taよ
りなる群から選ばれた1種もしくは2種以上を用い、添
加金属としてIn,Ir,Cd,Reよりなる群から選
ばれた1種もしくは2種以上を用いる構成に限られる。
【0007】添加金属の割合をベース金属に対して4〜
55at%とする理由は、添加量が4at%未満では添加の
効果が認められず、逆に55at%より多いと脆い金属間
化合物を生成し機械加工が困難になること、及び融点が
著しく上昇し通常のTIG溶接法では溶接できなくなる
ためである。このような観点から、より一層好ましい添
加量の範囲は4〜23at%である。
55at%とする理由は、添加量が4at%未満では添加の
効果が認められず、逆に55at%より多いと脆い金属間
化合物を生成し機械加工が困難になること、及び融点が
著しく上昇し通常のTIG溶接法では溶接できなくなる
ためである。このような観点から、より一層好ましい添
加量の範囲は4〜23at%である。
【0008】
【作用】高耐食性金属であるTi,Zr,Nb,Ta
に、中性子断面積の大きいIn,Ir,Cd,Reを適
量添加して合金とすることにより、耐食性、機械的強
度、及び中性子吸収性に優れた核燃料取扱機器用の構造
材料が得られる。
に、中性子断面積の大きいIn,Ir,Cd,Reを適
量添加して合金とすることにより、耐食性、機械的強
度、及び中性子吸収性に優れた核燃料取扱機器用の構造
材料が得られる。
【0009】
【実施例】Ti粉末及びIn粉末を種々の比率で混合
し、内径120mmφのカーボンルツボに充填し、アーク
溶解法により溶製材(直径120mmφ、高さ150mm、
重量約15kg)を作製した。続いて上記溶製材を上下反
転して溶解する工程を合計3回繰り返した。その後、圧
延により厚さ3mm、幅500mmの圧延材を得た。この圧
延材について、耐食性試験、臨界形状測定計算、製作性
試験、及び溶接性試験を行った。試験の結果を表1に示
す。なお*印を付した試料C〜Hは本発明品であり、試
料A,B及びIは比較例(本発明範囲外)である。
し、内径120mmφのカーボンルツボに充填し、アーク
溶解法により溶製材(直径120mmφ、高さ150mm、
重量約15kg)を作製した。続いて上記溶製材を上下反
転して溶解する工程を合計3回繰り返した。その後、圧
延により厚さ3mm、幅500mmの圧延材を得た。この圧
延材について、耐食性試験、臨界形状測定計算、製作性
試験、及び溶接性試験を行った。試験の結果を表1に示
す。なお*印を付した試料C〜Hは本発明品であり、試
料A,B及びIは比較例(本発明範囲外)である。
【0010】
【表1】
【0011】なお試験方法は次の通りである。 耐食性試験 厚さ3mm、長さ20mm、幅20mmの圧延材を、沸騰して
いる8規定のHNO3 (110〜120℃)中に100
時間浸漬して、その時の重量減少量により腐食速度を算
出する。なお腐食液の比液量は50ml/cm2 以上とす
る。 引張り試験 JIS Z 2241 金属材料引張試験方法に準拠す
る。 曲げ試験 JIS Z 2248 金属材料曲げ試験方法に準拠す
る。 溶接性試験 厚さ3mm、長さ50mm、幅100mmの2枚の圧延材を、
Arガスで置換したボックス(縦2m、横1m、高さ1
m)内でTIG溶接法により接合する。その時の接合状
態により溶接の可否を判断する。なお溶接時の試料電流
は80〜150Aである。 臨界寸法測定計算 200gPu/リットルのPu(NO3 )4 −H2 O溶
液を、試料合金からなる肉厚7mmの無限円筒槽の内に入
れ、臨界に到達する容器の断面積を計算する。なお容器
周囲30cmを水溶液で囲み完全反射体とするものと仮定
する。
いる8規定のHNO3 (110〜120℃)中に100
時間浸漬して、その時の重量減少量により腐食速度を算
出する。なお腐食液の比液量は50ml/cm2 以上とす
る。 引張り試験 JIS Z 2241 金属材料引張試験方法に準拠す
る。 曲げ試験 JIS Z 2248 金属材料曲げ試験方法に準拠す
る。 溶接性試験 厚さ3mm、長さ50mm、幅100mmの2枚の圧延材を、
Arガスで置換したボックス(縦2m、横1m、高さ1
m)内でTIG溶接法により接合する。その時の接合状
態により溶接の可否を判断する。なお溶接時の試料電流
は80〜150Aである。 臨界寸法測定計算 200gPu/リットルのPu(NO3 )4 −H2 O溶
液を、試料合金からなる肉厚7mmの無限円筒槽の内に入
れ、臨界に到達する容器の断面積を計算する。なお容器
周囲30cmを水溶液で囲み完全反射体とするものと仮定
する。
【0012】次に、ベース金属としてTiの他、Ti−
5Ta,Zr,Nb,Ta、ステンレス鋼、及び炭素鋼
を使用し、添加金属としてIn,Ir,Cd,Reの
他、Ta,Nb,Bを使用して、上記と同様にアーク溶
解法により溶製材を作製し、その圧延材の耐食性試験、
臨界形状測定計算、製作性試験、及び溶接性試験を行っ
た。試験方法は前記と同様である。結果を表2に示す。
*印を付した試料J〜M及びR〜Tは本発明品であり、
試料N〜Q及びU〜Vは比較例(本発明範囲外)であ
る。
5Ta,Zr,Nb,Ta、ステンレス鋼、及び炭素鋼
を使用し、添加金属としてIn,Ir,Cd,Reの
他、Ta,Nb,Bを使用して、上記と同様にアーク溶
解法により溶製材を作製し、その圧延材の耐食性試験、
臨界形状測定計算、製作性試験、及び溶接性試験を行っ
た。試験方法は前記と同様である。結果を表2に示す。
*印を付した試料J〜M及びR〜Tは本発明品であり、
試料N〜Q及びU〜Vは比較例(本発明範囲外)であ
る。
【0013】
【表2】
【0014】本発明の構造用合金が適用可能な再処理工
程での利用機器としては、例えば溶解槽、溶解液受槽、
パルスフィルタ、計量槽、給液槽、抽出器、中間受槽、
蒸発缶、廃液貯槽、廃棄物容器、酸化塔、空気吹込塔な
どがある。
程での利用機器としては、例えば溶解槽、溶解液受槽、
パルスフィルタ、計量槽、給液槽、抽出器、中間受槽、
蒸発缶、廃液貯槽、廃棄物容器、酸化塔、空気吹込塔な
どがある。
【0015】
【発明の効果】本発明は、In,Ir,Cd,Reより
なる群から選ばれた1種もしくは2種以上の添加金属
を、Ti,Zr,Nb,Taよりなる群から選ばれた1
種もしくは2種以上のベース金属に対して、4〜55at
%含有させたことにより、機器構造用合金として必要な
製作性(引張り強度や曲げ強度)が得られ且つ溶接可能
であることは無論のこと、中性子吸収能が向上し臨界に
達し難くなるため、核燃料取扱機器を大型化でき、核燃
料取扱設備の処理能力の向上に寄与しうる。更に本発明
は、耐食性並びに材料強度が同時に向上する効果もあ
る。
なる群から選ばれた1種もしくは2種以上の添加金属
を、Ti,Zr,Nb,Taよりなる群から選ばれた1
種もしくは2種以上のベース金属に対して、4〜55at
%含有させたことにより、機器構造用合金として必要な
製作性(引張り強度や曲げ強度)が得られ且つ溶接可能
であることは無論のこと、中性子吸収能が向上し臨界に
達し難くなるため、核燃料取扱機器を大型化でき、核燃
料取扱設備の処理能力の向上に寄与しうる。更に本発明
は、耐食性並びに材料強度が同時に向上する効果もあ
る。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 FI 技術表示箇所 G21C 19/42 G21C 19/42 (72)発明者 河田 東海夫 茨城県那珂郡東海村大字村松4番地33 動力炉・核燃料開発事業団東海事業所内 (56)参考文献 特開 平2−77538(JP,A) 特開 昭54−99035(JP,A) 特開 昭52−78609(JP,A)
Claims (1)
- 【請求項1】 In,Ir,Cd,Reよりなる群から
選ばれた1種もしくは2種以上の添加金属を、Ti,Z
r,Nb,Taよりなる群から選ばれた1種もしくは2
種以上のベース金属に対して、4〜55at%含有させた
ことを特徴とする核燃料取扱機器の構造用合金。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP4027354A JP2645626B2 (ja) | 1992-01-18 | 1992-01-18 | 核燃料取扱機器の構造用合金 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP4027354A JP2645626B2 (ja) | 1992-01-18 | 1992-01-18 | 核燃料取扱機器の構造用合金 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH05195119A JPH05195119A (ja) | 1993-08-03 |
JP2645626B2 true JP2645626B2 (ja) | 1997-08-25 |
Family
ID=12218707
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP4027354A Expired - Fee Related JP2645626B2 (ja) | 1992-01-18 | 1992-01-18 | 核燃料取扱機器の構造用合金 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2645626B2 (ja) |
-
1992
- 1992-01-18 JP JP4027354A patent/JP2645626B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH05195119A (ja) | 1993-08-03 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CA1209726A (en) | Zirconium alloy barrier having improved corrosion resistance | |
JP2645626B2 (ja) | 核燃料取扱機器の構造用合金 | |
Stahl | Fuels for research and test reactors, status review: July 1982 | |
JP2526744B2 (ja) | ハフニウム含有合金 | |
US2921850A (en) | Nickel-base alloy | |
JPH066767B2 (ja) | 中性子吸収能の優れたTi基合金 | |
JPH01168833A (ja) | ボロン含有チタン合金 | |
Huang | Container materials in environments of corroded spent nuclear fuel | |
Kranzlein | Corrosion of stainless steel in HNO3-HF solutions | |
JPS5835252B2 (ja) | 中性子遮蔽効果のすぐれた構造用耐食アルミニウム合金 | |
Livey et al. | Some aspects of the fabrication technology of beryllium and beryllia | |
Dayton et al. | Progress Relating to Civilian Applications During December, 1959 | |
Horsley | A Possible Galvanic Cell Method for Monitoring the Activity of Oxygen in a Hot-trapped Sodium Coolant Circuit | |
Maness | POWER REACTOR FUELS REPROCESSING. PROGRESS REPORT ON CORROSION STUDIES | |
Cooper | TECHNOLOGY OF NON-PRODUCTION REACTOR FUELS REPROCESSING BUDGET ACTIVITY 2790. Quarterly Report | |
Hoffman | Corrosion Evaluation of Stainless Steels Exposed in ICPP High-Level Radioactive Waste Tanks | |
Paige | Corrosion of nickel alloys in nuclear fuel reprocessing | |
He et al. | Assessment of Aging Mechanisms for Stainless Steel-and Al-Based Neutron Absorbing Materials Used in Spent Nuclear Fuel Dry Cask Storage Systems | |
Dyck et al. | Dissolution of (Th, U) O 2 in nitric acid-hydrofluoric acid solutions | |
Domagala | A Study of the Solubility of Zirconium in Chromium | |
Balai | Materials, Fabrication and Performance of the EBWR Control Rods | |
Swanson et al. | Laboratory studies of shear/leach processing of Zircaloy clad metallic uranium reactor fuel | |
Mohansingh | Mechanical and cathodic protection aspects of multi-barrier tuff repository canister designs | |
Wilson et al. | Behaviour of zircaloy cladding in the presence of gallium | |
Kallas et al. | Developing nitric acid treatment parameters for passivating reservoir interiors |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |