JP3489428B2

JP3489428B2 - 高耐食性Ｈｆ合金とそれを用いた原子炉制御棒用中性子吸収体及び原子炉用制御棒

Info

Publication number: JP3489428B2
Application number: JP06976498A
Authority: JP
Inventors: 磐雄高瀬; 正寿稲垣; 藤枝　　正; 章小泉
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1998-03-19
Filing date: 1998-03-19
Publication date: 2004-01-19
Anticipated expiration: 2018-03-19
Also published as: JPH11264885A; CN1102668C; CN1236018A

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は新規な高耐食性Ｈｆ
合金、それを用いた原子炉制御棒用中性子吸収体及び原
子炉用制御棒に関する。

【０００２】

【従来の技術】ハフニウムは熱中性子吸収断面積は必ず
しも大きくないが、共鳴エネルギー領域に多数のピーク
を有し、このため原子炉の制御棒として有効な核的性質
を有している。それと共に、優れた加工性と高温高圧蒸
気中でも比較的良好な耐食性を有することから、長寿命
制御棒材として試みられている。当初は、ステンレスで
炉水からシールして使用していたが、現行では炉水に直
接触れる。

【０００３】ハフニウムは、長期間原子炉に装荷して制
御棒として使用すると、その過程で白色腐食生成物が表
面に班点状に生成し、ノジュラ腐食を経て層状のポーラ
スな酸化膜となる。これら白色化した酸化膜は、成長と
共に一部の酸化膜が剥離する懸念がある。

【０００４】現在、ＢＷＲ用の制御棒は中性子吸収材と
してボロンカーバイド(Ｂ₄Ｃ）の粉末を細いステンレス
鋼管に充填した中性子吸収管を十字型のステンレス鋼製
の内側に配列したものを使用している。この制御棒は、
４組の燃料アッセンブリと原子炉炉心のユニッットを構
成する。すなわち、一体の制御棒によって４組の燃料ア
ッセンブリの出力を制御している。

【０００５】今後プラントの利用率向上の観点から、運
転サイクルの長期化が進められている。したがって、制
御棒の使用寿命を長くすることが急務である。このよう
な状況より、現行のＢＷＲ制御棒にＨｆ材を適用するケ
ースが増加している。例えば、特公昭58−44237 号にお
いて制御棒の上方部分および側方部分にＨｆを使用する
制御棒が提案されている。また特開昭56−97897 号ある
いは特開昭56−74690号においてはＨｆまたはＨｆ合金
を板状で使用した制御棒が示されている。

【０００６】Ｈｆ材は高温水中での耐食性が優れている
とされているが、ＢＷＲ環境下で長時間使用に対してそ
の耐食性は十分でない。耐食性を改善するための合金と
して、Ｈｆ基合金では、特開昭59−208043号，特開昭61
−66188号，特表平9−500931号等においてＦｅ，Ｓｎ，
Ｎｉ，Ｃｒ，ＮｂおよびＺｒの１種もしくは多種を添加
した合金を提案している。しかしそれら合金は、添加量
が多いこと、多種の合金元素を調整することから、材料
のコスト高，加工性の低下、さらには特性のばらつきを
大きくする可能性がある。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】ハフニウムは、長時間
原子炉に装荷して制御棒として使用すると、時間の経過
と共に炉水との酸化反応により酸化膜が形成する。その
酸化膜は、不均一に成長し、ノジュラ状に進展、しかも
白色腐食を伴うため剥離現象が生じる。酸化物の剥離は
制御特性の低下、並びに制御棒の長寿命化に大きな障害
となる。

【０００８】本発明の目的は、塑性加工性が高く、高耐
食性を有するＨｆ合金とそれを用いた原子炉制御棒用中
性子吸収体及び原子炉用制御棒を提供するものである。

【０００９】

【００１０】

【課題を解決するための手段】本発明は、重量で、Ｓｎ
０.０３〜０.５％，Ｆｅ０ . ０５〜０.５％，Ｚｒ０.５
〜２.０％及び残部が実質的にＨｆよりなり、Ｓｎ／Ｆ
ｅの比が０.２〜１.６である高耐食性Ｈｆ合金にある。

【００１１】

【００１２】

【００１３】

【００１４】本発明は、重量で、Ｓｎ０.０３〜０.５
％，Ｃｒ０.０３〜０.５％，Ｚｒ0.5〜２.０％及び残部
が実質的にＨｆである高耐食性Ｈｆ合金にある。

【００１５】

【００１６】本発明は、重量で、Ｓｎ０.０３〜０.５
％,Ｆｅ０.０３〜０.５％,Ｃｒ０.０３〜０.５％，Ｎｂ
０ . ０５〜０.５％，Ｚｒ０.５〜２.０％及び残部が実質
的にＨｆよりなり、Ｓｎ／Ｆｅの比が０.２〜１.６、Ｓ
ｎ／Ｆｅ＋Ｃｒ＋Ｎｂの比が０.１〜０.５である高耐食
性Ｈｆ合金にある。

【００１７】本発明は、熱間で厚さ５０％の圧延を行っ
たままの室温でのヴィッカース硬さが２２０〜２５０で
あり、４１０℃で８時間及び５３０℃で１６時間の水蒸
気中での加熱後の腐食増量が５０mg／cm²以下である９
７重量％以上のＨｆを有するＨｆ基合金からなることを
特徴とする高耐食性Ｈｆ基合金にある。

【００１８】本発明は、前述の各種Ｈｆ合金からなり、
短冊状で筒状の長尺部材によって構成される原子炉制御
棒用中性子吸収体にある。

【００１９】本発明は、ハンドルと、該ハンドルに接続
されたシースと、該シース内に設けられた中性子吸収体
と、前記シースを十字状に植設させるタイロッドと、該
タイロッドの下方に設けられ原子炉水中での落下速度を
制御する落下速度リミッタと、該リミッタの下部に設け
られたカップリングソケットとを備えた原子炉制御棒に
おいて、前記中性子吸収体は前述の各種Ｈｆ合金からな
り、短冊状で筒状の長尺部材によって構成される原子炉
制御棒にある。

【００２０】本発明は、錫，ジルコニウム，クロム，鉄
及びニオブを特定の関係で複合添加させることにより、
高温水中での耐食性を著しく向上させ、かつ酸化反応に
よる酸化物を緻密なものにした新規なハフニウム合金で
構成することによって、原子炉用制御棒の寿命が大幅に
向上される。

【００２１】ハフニウムの耐食性に及ぼす元素の影響に
ついて検討した結果、ハフニウムの機械的性質を損なわ
ない程度の錫，鉄，クロムならびにニオブを適量添加す
ることにより緻密な酸化層形成と大幅な耐食性改善効果
が得られることが初めて判明した。

【００２２】ジルコニウムはハフニウム製造時に存在す
るもので、０.１〜４.５重量％含有される。特に０.５
〜２.０％が好ましい。

【００２３】合金元素の添加量(重量％)として、Ｓｎは
０.０３〜１.５０％とすべきであり、０.０３％未満で
は強度及び耐食性に対し十分な効果がなく、逆に１.５
％を超える含有量では酸化膜形成が著しくなることから
好ましくない。特に、０.０３〜０.５％が好ましい。

【００２４】Ｃｒは０.０３〜１.５０％の単独添加でも
有効であり、Ｓｎとの複合添加で酸化膜がより安定し緻
密な構造になる。特に、０.０５〜０.５％が好ましい。

【００２５】Ｆｅは０.０３〜２.００％で耐食性が顕著
に向上させる。しかし、Ｆｅの単独添加はノジュラ状の
腐食を伴ない不安定な酸化膜となるので、Ｓｎとの複合
添加で均一腐食形成で酸化膜を緻密化する。Ｆｅ添加が
２.０％を超えると材料の延性低下をきたす。特に、
０.０５〜０.５％が好ましい。

【００２６】Ｎｂは０.０１〜１.５０％の微量添加がよ
く、単独添加では腐食がやや加速し耐食性の低下をきた
すがＳｎ，Ｆｅ及びＣｒの複合添加により腐食を抑えか
つ酸化膜を強硬にする作用がある。特に、ＮｂはＳｎ，
Ｆｅ及びＣｒの添加による硬さの増加を和らげるので、
Ｓｎ，Ｆｅ及びＣｒを増加させて耐食性の向上に寄与さ
せることができる。特に、Ｎｂは０.０５〜０.５％が好
ましい。

【００２７】同様に、Ｓｎ＋Ｆｅ又はＣｒの添加に対し
て前者にＣｒ及び後者にＳｎを加えることによって同様
に硬さの増加が和らげ、耐食性，耐酸化性の向上に寄与
される。

【００２８】（Ｓｎ／Ｆｅ）比は０.２〜１.６が好まし
い。この範囲で高い耐食性が得られる。

【００２９】（Ｓｎ／Ｆｅ＋Ｃｒ）比は０.０５〜０.５
の範囲で高い硬さを高めることなく耐食性が得られる。

【００３０】（Ｓｎ／Ｆｅ＋Ｃｒ＋Ｎｂ）比は０.１〜
０.５が同様に硬さを高めることなく高い耐食性が得ら
れる。

【００３１】ＨｆとＺｒとの合計量は９７％以上とする
ことにより中性子吸収材としての重要な役割が得られる
とともに棒状，短冊で筒状とする塑性加工性の高いもの
が得られる。

【００３２】

【発明の実施の形態】〔実施例１〕供試材の化学成分を表１（重量％）に示す。Ｎo.６，
７，１１，１２，１４，１７及び１８が本発明材、Ｎo.
２０，２１が従来材、他が比較材である。

【００３３】材料の化学組成は大別して、Ｃｒの単独添
加合金、ＳｎとＦｅ及びＳｎとＣｒのニ元系合金、Ｓｎ
とＦｅとＣｒならびにＳｎとＦｅとＮｂとの三元系合
金、並びにＳｎとＦｅとＣｒとＮｂとの四元系合金であ
る。

【００３４】

【表１】

【００３５】各試料は、アーク溶解によって２回溶解を
繰返し所望のインゴットにした後、１１００℃で１時間
真空中加熱による調質熱処理を施し、次いで１０００℃
で熱間圧延し、所望の板厚とした。更に、８２０℃で焼
鈍を行い、冷間圧延後８２０℃での焼鈍を交互に繰返
し、厚さ１.７mm の薄板とした。

【００３６】表２は合金の各種特性を示すものである。
腐食特性は４１０℃，８ｈと５３０℃，１６ｈの水蒸気
中加熱による２ステップ腐食試験結果から表面観察，腐
食増量，酸化膜厚さを求めて評価した。機械的特性は熱
間，冷間圧延作業性と硬さ等で評価した。熱間圧延は１
０００℃で行い、厚さ１０mmのインゴットを２回通過さ
せて厚さ５mmとした。本実施例ではこの熱間圧延したま
まの室温でヴィッカース硬さを測定し、その加工硬化の
程を調べた。その後、８２０℃，１ｈ加熱の焼鈍を行
い、３回の冷間圧延を同じ温度での焼鈍を間にはさんで
１〜２.５mm の厚さにした。加工率は肉厚減少率で２０
〜３０％である。表中、加工の難易は冷間圧延のものを
示し、困難とするものは肉厚減少率で１０％でも割れる
ものである。

【００３７】

【表２】

【００３８】Ｃｒ単独添加合金をみると、添加量０.０
２〜１.５０ｗｔ％では腐食増量がかなり少なく、酸化
膜厚さも２μｍ以下で、かつ緻密な酸化物形成である。
加工性についても良好な特性を示した。Ｃｒ添加量の影
響として整理すると図１のように極僅かで耐食性に効果
が有り、多量の２.０ｗｔ％でも耐食性改善みられる、
しかし多量のＣｒ含有は材料の延性を阻害するため好ま
しくない。

【００３９】Ｓｎ−Ｆｅの２元系合金について、Ｆｅ単
独でも効果はみられるものの、酸化膜がノジュラ腐食形
態であり、必ずしも好ましくない。従ってＳｎ複合によ
り酸化膜は均一腐食形態となり、剥離性の酸化膜形成を
阻止できる。その効果は図２に示した。ただし多量のＳ
ｎおよびＦｅ添加は部材の延性を減じ、薄板製造では障
害となる。

【００４０】Ｓｎ−Ｆｅ−Ｃｒの３元系合金では、各元
素が耐食性改善に寄与するもので、このように多元素を
含むことから、それぞれの添加量は少量でも有効な特性
が得られる。腐食特性については図３に示したよにＦ
ｅ，Ｃｒ及びＳｎがそれぞれ０.０５ｗｔ％含有で酸化
膜厚さは２μｍ以下であり、かつ緻密な酸化膜形成であ
り、剥離現象が全くみられない優れた耐食性を有する。

【００４１】Ｓｎ−Ｆｅ−Ｎｂの３元合金では、Ｎｂの
含有が酸化膜形成において均一腐食を促進し、酸化物剥
離阻止に効果的である。

【００４２】Ｓｎ−Ｆｅ−Ｃｒ−Ｎｂの４元合金につい
て述べる。当合金は耐食性の改善はもとより機械的性
質、特に高強度部材として使用するに好適である。ただ
延性は他発明合金に比べ、低く見積もられ、板製造時に
細心の注意が必要になる。

【００４３】なお高温水中腐食特性については、２８８
℃，８０kg／cm²長時間腐食試験を実施し、優れた耐食
性を有することを確認した。

【００４４】図４は腐食増量とＳｎ＋Ｆｅ＋Ｃｒ＋Ｎｂ
量との関係を示す線図である。図に示すように、Ｃｒ，
Ｓｎ＋Ｆｅ，Ｓｎ＋Ｃｒ，Ｓｎ＋Ｆｅ＋Ｃｒ，Ｎｂ及び
Ｓｎ＋Ｆｅ＋Ｓｎ＋Ｎｂ量の微量の添加により５０mg／
dm²以下の高い耐食性が得られることが分かる。そし
て、１％以上加えてもそれ以上に大きな効果が得られな
い。

【００４５】図５は腐食増量と（Ｓｎ／Ｆｅ）比との間
係を示す線図である。図より（Ｓｎ／Ｆｅ)比が０.２〜
１.６で４０mg／dm²以下の腐食量を示し、更に０.３〜
１.２で３０mg／dm²以下の高耐食性を示すことが分か
る。

【００４６】図６は腐食増量と（Ｓｎ／Ｆｅ＋Ｃｒ）比
との関係を示し、０.０５〜０.５が好ましいことが分か
る。

【００４７】図７は腐食増量と（Ｓｎ／Ｆｅ＋Ｃｒ＋Ｎ
ｂ）との関係を示し、０.１以上で多くするほど４０mg
／dm²以下の高耐食性を示すことが分かる。特に、０.１
〜０.５が好ましい。

【００４８】図８は腐食増量とＦｅ又はＳｎ含有量との
関係を示す線図であり、Ｆｅ単独では０.０３％以上で
５０mg／dm²以下の高耐食性を有し、更に、Ｆｅ０.１〜
０.３％を含むものにＳｎを０.０３〜０.３％加えるこ
とによって３０mg／dm²以下の高い耐食性が得られるこ
とが分る。

【００４９】図９は熱間圧延後の圧延のままのヴィッカ
ース硬さ（Ｈｖ）とＣｒ，Ｓｎ＋Ｆｅ，Ｓｎ＋Ｃｒ，Ｓ
ｎ＋Ｆｅ＋Ｃｒ，Ｎｂ，Ｓｎ＋Ｆｅ＋Ｃｒ＋Ｎｂ含有量
との関係を示す線図である。図より明らかなように、特
にＳｎ＋Ｆｅ及びＣｒ添加は硬さを急激に高めてしまう
ので、前者は０.３％以下、後者は０.５％以下とする
ことにより加工硬化硬さがＨｖ２６０以下の加工硬化し
にくい軟かいものが得られる。Ｓｎ＋Ｃｒ，Ｓｎ＋Ｆｅ
＋Ｃｒ，Ｎｂ及びＮｂ＋Ｆｅ−Ｃｒ＋Ｎｂを含むＨｆ合
金は加工硬化硬さの増加はあまり見られなかった。

【００５０】図１０は腐食増量と硬さとの関係を示す図
である。本実施例では適切な組成とすることにより腐食
増量が５０mg／dm²以下、加工硬化硬さがＨｖ３００以
下のものが得られ、加工性が高く高耐食性が得られるも
のである。

【００５１】〔実施例２〕図は本発明のＨｆ合金を用い
た沸騰水型原子炉用制御棒の斜視図である。本実施例で
は、表１のＮo.１２に示す重量で、０.０９％Ｓｎ，０.
１０％Ｆｅ，0.09％Ｃｒ及び０.８５％Ｚｒを含み、実
質残部Ｈｆのインゴットをアーク溶解により溶製した。
ダブル溶解後１１００℃，１ｈの真空中での調質熱処理
を施し添加元素の均一化を計った。次いで、熱間圧延
（１０００℃加熱）を２回行い、その後８５０℃，１ｈ
加熱の焼鈍をした。所定の薄板にするため冷間圧延と焼
鈍(820℃，１ｈ加熱）の繰り返しで最終的には１.７mm
の板厚にした。長尺板材を図１２の形状にプレス加工
し、さらに合わせＴＩＧ溶接して図１３に示す短冊状で
筒状の反応度制御材２７とし、SUS316L の制御棒シース
２３中に組み込んだ。このシースは随所に通し穴が設け
られており、Ｈｆ合金の反応度制御材２７は常に炉水に
接する。従ってこの部材は高温水における耐食性が要求
され、本実施例におけるＨｆ合金は実施例１と同様に腐
食増量が２０mg／dm²以下、酸化膜厚さが２.０μｍ以
下、熱間加工後のＨｖが２５０以下であった。本実施例
における反応度制御材２７は幅１００mm，厚さ１０mm
で、各制御棒シース中には２ケずつ反応度制御材２７が
挿入され、十字状に４個のシースを有している。図中、
２２はハンドル、２３はシース、２４はタイロッド、２
５は落下速度リミッタ、２６はカップリングソケット、
２７は中性子吸収体である反応度制御材である。

【００５２】〔実施例３〕図１４は実施例２の制御棒を
用いた原子炉炉心の部分断面斜視図である。

【００５３】本原子炉は蒸気温度２８６℃，蒸気圧力７
０.７atgで運転され、発電出力として５００，８００，
１１００ＭＷの発電が可能である。各名称は次の通りで
ある。炉心は、中性子源パイプ５１，炉心支持板５２，
中性子計装検出管５３，制御棒５４，炉心シュラウド５
５，上部格子板５８，燃料集合体５７，上鏡スプレイノ
ズル５８，ベントノズル５９，圧力容器蓋６０，フラン
ジ６１，計測用ノズル６２，気水分離器６３，シュラウ
ドヘッド６４，給水入口ノズル６５，ジェットポンプ６
６，蒸気乾燥機６８，蒸気出口ノズル６９，給水スパー
ジャ７０，炉心スプレイ用ノズル７１，下部炉心格子７
２，再循環水入口ノズル７３，バッフル板７４，制御棒
案内管７５を具備している。

【００５４】前述の上部格子板５６はリム胴，フランジ
及びグリットプレートを有し、これらにはSUS316鋼多結
晶の圧延材が用いられる。グリットプレート３５は互い
に交叉しているだけで互いに固定はされていない。ま
た、炉心支持板５２は同じくSUS316鋼多結晶圧延材が用
いられ、一枚の圧延板により製造され、燃料支持金具を
取り付ける穴が設けられ、円周面で炉容量に固定され
る。従っていずれも中性子照射を受ける中心部では溶接
部がない構造である。

【００５５】電動モータによる微動駆動可能な制御棒駆
動機構を有し、ローラには２５wt％クロムを含有するニ
ッケル合金粉と粒径２０〜３０ミクロンのクロム炭化物
（Ｃｒ₃Ｃ₂）を体積比で１０％混合し焼結して作製した
ものが用いられる。ピンは高強度Ｆｅ基合金からなる３
２組装着し、４０年に相当する負荷駆動試験を実炉を模
擬した高温水中循環で行った。その結果、ローラ及びピ
ンとも摩耗による寸法変化は僅少で設計基準を十分満足
するものであった。また、スクラム駆動時の微撃荷重で
の破損も全くみられなかった。

【００５６】本実施例における制御棒駆動機構はモータ
によって回転するピストン駆動用ネジを通して駆動ピス
トンにより空中ピストンを介して制御棒を上下に駆動す
るものであり、原子炉圧力容器に溶接によって接続され
る。制御棒は制御棒案内管の中で駆動される。水圧駆動
ピストンは緊急時に水挿入配管より水を挿入することに
より制御棒を上方に急速に持た上げるようにするもの
で、駆動ピストンとは分離されている。特に高温水に接
する部分はSUS316L が使用される。また、制御棒は自重
で落下する構造になっている。

【００５７】図１５は制御棒駆動機構１１によって駆動
される制御棒１，燃料集合体（Ａ），（Ｂ），燃料支持
金具１４，炉心支持板１２の組立て配置図である。図１
１（Ａ）はハンドルを有しない燃料集合体で、図１１
（Ｃ）のｂ部に配置される。同じく（Ｂ）はハンドルを
有し図１１（Ｃ）のａに配置される。燃料支持金具１４
は炉心支持板１２に接して固定され、燃料集合体を支持
するものである。

【００５８】制御棒１は本実施例では引き抜きにＢ₄Ｃ
及び運転時の制御に実施例２のＨｆ合金を用いた。Ｂ₄
Ｃは熱間によって素管を作った後、ピルガーミルによ
って冷間圧延と焼鈍とを繰返して得た。またシースには
SUS316L 鋼を用い、冷間圧延と焼鈍を繰返し薄板とした
後、溶接によって得た。

【００５９】ＢＷＲ燃料集合体は、多数の燃料棒とそれ
らを相互に所定の間隔で保持する複数段のスペーサ、更
に、それらを収納する角筒のチャンネルボックス，燃料
被覆管内に燃料ペレットが入った燃料棒の両端を保持す
る上部タイプレート，下部タイプレート，スペーサの中
心部に配置されたウォータロッド，全体を搬送するため
のハンドルから構成される。また、これら燃料集合体の
製造に際しては、通常の工程を経て組立てられる。

【００６０】チャンネルボックスはスペーサにより一体
化された燃料棒およびウォータロッドを内部に収納し、
上部タイプレートと下部タイプレートとはウォータロッ
ドで固定した状態で使用される。燃料チャンネルボック
スは二分割した長さ４ｍ、厚さが８０，１００，１２０
mmの３種のコの字型板加工材をプラズマ溶接で接合した
角筒形状を呈する。この部材はプラント運転時に燃料棒
表面で発生した蒸気及び燃料棒間を流れる高温水を整流
し、強制的に上部へ導く働きをさせるものである。内部
の圧力が外部よりわずかに高い為、角筒を外側に押し広
げる応力が作用した状態で長期間使用される。

【００６１】本実施例におけるチャンネルボックスは次
の様に熱処理が施され、板厚方向の〈０００１〉結晶方
位の配向率（Ｆｒ値）が０.２５〜０.６、長手方向の配
向率(Ｆ１）が０.２５〜０.４、幅方向の配向率(Ｆｔ）
が０.２５〜０.４とするものである。好ましくはＦｒ
０.２５〜０.５，Ｆｌ０.２５〜０.３６，Ｆｔ０.２５
〜０.３６とするのが好ましい。熱処理によりこのよう
に配向させることにより、βＺｒ結晶粒径が平均で５０
〜３００μｍ（好ましくは１００〜２００μｍ）とな
り、著しく照射伸びが防止され、その結果曲がりが生ぜ
ずチャンネルボックスと制御棒との干渉が防止される。
これにより燃焼度４５ＧＷｄ／ｔ以上でも周辺に配置し
たものでも曲がりが生ぜず、更に５０、又は６０ＧＷｄ
／ｔでも全く問題なく使用可能である。また、従来の燃
焼度３２ＧＷｄ／ｔに対し燃料を交換しての使用も可能
である。

【００６２】チャンネルボックスは合金組成として表３
に示すジルコニウム基合金板材をコの字型に冷間曲げ加
工し、長さ：４ｍの２つのコの字型部材とし、これらを
レーザ又はプラズマ溶接して角筒とした。溶接部の凹凸
は平坦に仕上げられる。この角筒を高周波誘導加熱によ
るβ相温度範囲への加熱及び高周波誘導加熱コイルの直
下に設けたノズルから吹き付ける冷却水で急冷した。角
筒が一定速度で上方から下方へコイル内に通過すること
により全体の熱処理が完了する。加熱温度は１１００℃
で、９８０℃以上の保持時間は１０秒以上となるように
角筒の送り速度及び高周波電源の出力を調整した。尚、
処理温度は１０００〜１２００℃好ましくは特に、１０
５０〜１１００℃で３〜１０秒保持することにより行う
ことができる。熱処理はオーステナイトステンレス鋼製
マンドレルを筒にネジで両端を固定して行った。表から
わかる様に６角柱の(０００２)底面，柱面が(１０１０)
面共にＦ値としてＦｒ，Ｆｌ及びＦｔのいずれもほぼ１
／３となり、完全にランダムな結晶方位の配向となる。
このもののβＺｒ平均結晶粒は約１００μｍであった。
この熱処理を施した後、高寸法精度に成形サンドブラス
ト処理及び酸洗を行い、表面酸化膜を除去した後、水蒸
気によるオートクレーブ処理が施される。

【００６３】

【表３】

【００６４】更に、チャンネルボックスの他の例として
前述の肉厚一定のものに対し、角部が辺部の肉厚より厚
く、辺部が上部でその下部より薄肉になっている長手方
向肉厚分布を有するものにした。このような成形加工は
熱処理後に行われる。成形加工はマスキングして弗化水
素と硝酸の混酸水溶液による化学エッチング又は機械加
工によって行われ、本実施例では外面側を加工し凹した
ものである。このような肉厚分布は内面側で凹にしても
よい。

【００６５】以上の構成によって得られるＢＷＲ発電プ
ラントの主な仕様は原子炉温度は２８８℃であり、稼働
率８５％以上、より好ましくは９０℃以上、特に好まし
くは９２％、熱効率３５％が得られるものである。

【００６６】〔実施例４〕新型沸騰水型原子力発電用原
子炉（ＡＢＷＲ）への実施例３と同じ本発明の燃料集合
体及び制御棒駆動機構を適用した例を示す。

【００６７】原子炉圧力容器は、原子力発電所の中心機
器であり、ＡＢＷＲでは、特にインターナルポンプを取
り付けるノズル部は、原子炉圧力容器内に温度および圧
力変化が生じても、インターナルポンプの回転機能へ影
響を与えず、また電動機部への熱の伝達が少なくなるよ
うな、スリーブ型の最適形状である。

【００６８】また炉内構造物は、インターナルポンプ採
用による流動振動への影響を少なくしている。炉心流量
の計測は、インターナルポンプの部分運転の状態を考慮
して、実験による検証も含めて精度の確保が図られてい
る。タービンに流れる蒸気流量の計測は、原子炉圧力容
器の主蒸気ノズル部に設けたベンチュリ構造によって行
い、計測精度が十分確保されるものである。ＲＰＶ（原
子炉圧力容器）は、冷却材の圧力バウンダリを構成する
とともに、炉心および圧力容器内部構造物を内蔵し保持
する構能を持つものである。

【００６９】従来のＲＰＶでは、燃料集合体７６４体、
ジェットポンプおよび内部構造物を収納して内径約６.
４ｍとなっているが、ＡＢＷＲでは燃料集合体が８７
２体に増加したこと、インターナルポンプの炉内取り扱
いスペースを確保し内径を約７.１ｍとした。従来のＰ
ＲＶの内高さは約２２ｍであるに対し、ＡＢＷＲでは次
に示す（ａ）〜（ｄ）の要因によって約２１ｍにした。

【００７０】（ａ）高効率気水分離器の採用によって、
スタンドパイプ長さを短くした。

【００７１】（ｂ）ＦＭＣＲＤの採用により、制御棒落
下速度制限器を取り除いた。

【００７２】（ｃ）上ぶた・主フランジ構造変更による
上ぶた高さを低くした。

【００７３】（ｄ）下鏡の皿型形状の高さを低くした。

【００７４】下鏡形状はインターナルポンプの採用に伴
い、インターナルポンプの圧力容器下部への据付け必要
スペースを確保すること、および冷却水の循環流路を考
慮して下鏡形状を従来の半球型から皿型にした。また、
インターナルポンプを一体鍛造とし、溶接線数の少ない
設計とした。

【００７５】支持プレートは、インターナルポンプの取
り扱いなどに必要なスペースを確保するとともに、イン
ターナルポンプ用の熱交換器をペデスタル内に設置する
ために胴部に円錐形状とした。

【００７６】インターナルポンプの採用に伴い、従来の
プラントの冷却材再循環出力・入口ノズルがなくなるの
で、胴部炉心領域以下に大口径ノズルのないものにし、
大きな冷却材喪失事故を仮定する必要はない。

【００７７】従来のプラントでは、流量制限器は主蒸気
管上の隔離弁に至る立下り部分に設置されていたが、こ
れを主蒸気ノズルに設置することにより、主蒸気配管破
断事故に対する安全余裕の向上，格納容器スペースの最
適化を図った。

【００７８】炉内構造物は、ＲＰＶ内にあって、炉内の
支持と冷却材の流路の形成、および炉心で発生した熱
水，蒸気を気水分離する機能などの主要な役目のほか、
仮想事故下での冷却水の炉心注水路の確保など、その性
格上十分な健全性と信頼性が要求されている。

【００７９】ＡＢＷＲプラント用蒸気タービン・発電機
設備の基本仕様は、５０Ｈｚ用で比較すると、ＢＷＲプ
ラントに比較しＡＢＷＲプラントでは、原子炉熱出力1
9.2％増に対して電気出力２３.３％増とした高効率形
プラントである。

【００８０】本実施例においても実施例３と同様の寿
命，定期点検，稿動率及び熱効率が得られるものであ
る。

【００８１】

【発明の効果】本発明によれば、高温水中での中性子吸
収体の耐食性を著しく改善したことにより原子炉制御棒
の原子炉内での使用期間を飛躍的に長くできる。更にそ
の制御棒に生成される酸化膜は緻密で、剥離しにくく安
定であるため使用済みの制御棒の数を少なくできるとと
もに放射能廃棄物の量を著しく減少できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】酸化膜厚さとＣｒ量の関係を示す線図。

【図２】酸化膜厚さとＳｎ量の関係を示す線図。

【図３】酸化膜厚さとＳｎ量の関係を示す線図。

【図４】腐食増量とＳｎ＋Ｆｅ＋Ｃｒ＋Ｎｂ量との関係
を示す線図。

【図５】腐食増量と（Ｓｎ／Ｆｅ）比との関係を示す線
図。

【図６】腐食増量と（Ｓｎ／Ｆｅ＋Ｃｒ）比との関係を
示す線図。

【図７】腐食増量と（Ｓｎ／Ｆｅ＋Ｃｒ＋Ｎｂ）比との
関係を示す線図。

【図８】腐食増量とＦｅ又はＳｎ量との関係を示す線
図。

【図９】熱間圧延後の硬さとＳｎ＋Ｆｅ＋Ｃｒ＋Ｎｂと
の関係を示す線図。

【図１０】腐食増量と熱間圧延後の硬さとの関係を示す
線図。

【図１１】原子炉用制御棒の部分切断斜視図。

【図１２】原子炉制御棒用中性子吸収体の斜視図。

【図１３】原子炉制御棒用中性子吸収体の斜視図。

【図１４】原子炉炉心の部分断面斜視図。

【図１５】制御棒駆動機構を示す斜視図。

【符号の説明】

１，５４…制御棒、２…圧力容器、３…モータ、４…中
空ピストン、５…制御棒案内管、６…ハウジング、７…
駆動ピストン、８…水挿入配管、９…ピストン駆動用ネ
ジ、１０…水圧駆動ピストン、１１…制御棒駆動機構、
１２…炉心支持板、１３…燃料棒、１４…燃料支持金
具、１５…チャンネルボックス、１６…ローラ、１７…
ピン、１８…押えピン、２２…ハンドル、２３…シー
ス、２４…タイロッド、２５…落下速度リミッタ、２６
…カップリングソケット、２７…反応度制御材、７５…
制御棒案内管。

フロントページの続き (51)Int.Cl.⁷ 識別記号ＦＩＣ２２Ｆ 1/00 ６４０Ｃ２２Ｆ 1/00 ６４１Ｃ６４１６８３６８３Ｇ２１Ｃ 7/10 ＧＤＢＪ (72)発明者小泉章茨城県日立市幸町三丁目１番１号株式会社日立製作所日立工場内 (56)参考文献特開昭60−24342（ＪＰ，Ａ) 特開昭60−257391（ＪＰ，Ａ) 特開2000−266882（ＪＰ，Ａ) 特開昭51−137098（ＪＰ，Ａ) 特開昭62−164863（ＪＰ，Ａ) 特表平９−500931（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.⁷，ＤＢ名) G21C 7/24 G21C 7/113

Claims

(57)【特許請求の範囲】

【請求項１】重量で、Ｓｎ０.０３〜０.５％，Ｆｅ０ .
０５〜０.５％，Ｚｒ０.５〜２.０％及び残部が実質的
にＨｆよりなり、Ｓｎ／Ｆｅの比が０.２〜１.６である
ことを特徴とする高耐食性Ｈｆ合金。
【請求項２】重量で、Ｓｎ０.０３〜０.５％，Ｃｒ０.
０３〜０.５％，Ｚｒ０.５〜２.０％及び残部が実質的
にＨｆよりなることを特徴とする高耐食性Ｈｆ合金。
【請求項３】重量で、Ｓｎ０.０３〜０.５％，Ｆｅ０.
０３〜０.５％，Ｃｒ０.０３〜０.５％，Ｎｂ０ . ０５〜
０.５％，Ｚｒ０.５〜２.０％及び残部が実質的にＨｆ
よりなり、Ｓｎ／Ｆｅの比が０.２〜１.６、Ｓｎ／Ｆｅ
＋Ｃｒ＋Ｎｂの比が０.１〜０.５であることを特徴とす
る高耐食性Ｈｆ合金。
【請求項４】重量で、Ｓｎ０.０３〜０.５％，Ｆｅ０ .
０５〜０.５％，Ｚｒ０.５〜２.０％及び残部が実質的
にＨｆよりなり、Ｓｎ／Ｆｅの比が０.２〜１.６である
Ｈｆ合金からなり、短冊状で筒状の長尺部材によって構
成されることを特徴とする原子炉制御棒用中性子吸収
体。
【請求項５】重量で、Ｓｎ０.０３〜０.５％，Ｃｒ０.
０３〜０.５％，Ｚｒ０.５〜２.０％及び残部が実質的
にＨｆ合金からなり、短冊状で筒状の長尺部材によって
構成されることを特徴とする原子炉制御棒用中性子吸収
体。
【請求項６】重量で、Ｓｎ０.０３〜０.５％，Ｆｅ０.
０３〜０.５％，Ｃｒ０.０３〜０.５％，Ｎｂ０ . ０５〜
０.５％，Ｚｒ０.５〜２.０％及び残部が実質的にＨｆ
からなり、Ｓｎ／Ｆｅの比が０.２〜１.６、Ｓｎ／Ｆｅ
＋Ｃｒ＋Ｎｂの比が０.１〜０.５であるＨｆ合金からな
り、短冊状で筒状の長尺部材によって構成されることを
特徴とする原子炉制御棒用中性子吸収体。
【請求項７】ハンドルと、該ハンドルに接続されたシー
スと、該シース内に設けられた中性子吸収体と、前記シ
ースを十字状に植設させるタイロッドと、該タイロッド
の下方に設けられ原子炉水中での落下速度を制御する落
下速度リミッタと、該リミッタの下部に設けられたカッ
プリングソケットとを備えた原子炉制御棒において、前
記中性子吸収体は重量で、Ｓｎ０.０３〜０.５％，Ｆｅ
０ . ０５〜０.５％，Ｚｒ０.５〜２.０％及び残部が実質
的にＨｆよりなり、Ｓｎ／Ｆｅの比が０.２〜１.６であ
るＨｆ合金からなり、短冊状で筒状の長尺部材によって
構成されることを特徴とする原子炉制御棒。
【請求項８】ハンドルと、該ハンドルに接続されたシー
スと、該シース内に設けられた中性子吸収体と、前記シ
ースを十字状に植設させるタイロッドと、該タイロッド
の下方に設けられ原子炉水中での落下速度を制御する落
下速度リミッタと、該リミッタの下部に設けられたカッ
プリングソケットとを備えた原子炉制御棒において、前
記中性子吸収体は重量で、Ｓｎ０.０３〜０.５％，Ｃｒ
０.０３〜０.５％，Ｚｒ０.５〜２.０％及び残部が実質
的にＨｆであるＨｆ合金からなり、短冊状で筒状の長尺
部材によって構成されることを特徴とする原子炉制御
棒。
【請求項９】ハンドルと、該ハンドルに接続されたシー
スと、該シース内に設けられた中性子吸収体と、前記シ
ースを十字状に植設させるタイロッドと、該タイロッド
の下方に設けられ原子炉水中での落下速度を制御する落
下速度リミッタと、該リミッタの下部に設けられたカッ
プリングソケットとを備えた原子炉制御棒において、前
記中性子吸収体は重量で、Ｓｎ０.０３〜０.５％，Ｆｅ
０.０３〜０.５％，Ｃｒ０.０３〜０.５％，Ｎｂ０ . ０
５〜０.５％，Ｚｒ０.５〜２.０％及び残部が実質的に
Ｈｆからなり、Ｓｎ／Ｆｅ＋Ｃｒ＋Ｎｂの比が０.１〜
０.５であるＨｆ合金からなり、短冊状で筒状の長尺部
材によって構成されることを特徴とする原子炉制御棒。