JP4999270B2 - 沸騰水型原子炉の核燃料と燃料集合体用被覆管に関する方法、用途、及び装置。 - Google Patents

Description

発明の背景と先行技術
本発明は沸騰水型原子炉の核燃料用被覆管の製造方法に関し、本方法は次のようなステップを有する：
ジルコニウムを主成分とする外側の円筒形コンポーネントと、外側コンポーネントに冶金工学的に接合される内側の円筒形コンポーネントとから構成される管を形成する。ここで内側コンポーネントも少なくともジルコニウムを主成分とし、内側コンポーネントと外側コンポーネントの組成が互いに異なり、又、内側コンポーネントは外側コンポーネントより低い再結晶温度を有するように選択する。

本発明は被覆管、被覆管の用途、及び、このような被覆管を備える沸騰水型原子炉の燃料集合体にも関する。

上記第一パラグラフに記載されているこの種の方法は、特許文献ＥＰ０６７４８００Ｂ１に既知である。この文書の中には、ここに述べる本発明の背景も記載されている。原子炉内で被覆管が使用される場合、被覆管は、通常、濃縮されたＵＯ_２を含んだペレットの形で核燃料を内包している。この内容物と共に被覆管は燃料棒を形成する。被覆管は非常に特殊な環境下で使用されるので、様々な要件を満たす必要がある。

最近の軽水炉においては、沸騰水型炉（ＢＷＲ）と加圧水型炉（ＰＷＲ）の二つの主要なタイプが存在する。これらの原子炉の条件は異なり、よって原子炉内で使用される部品に対する要件が異なる。ＰＷＲにおいては、燃料棒は主に高圧下で液相水によって冷却される。ＢＷＲは低圧下にあり、燃料棒の冷却水が蒸発すると燃料棒は液相水と蒸気相水の双方によって取り囲まれる。又、燃料集合体はＢＷＲとＰＷＲとでは異なった構造を有している。ある種のＢＷＲにおいては、燃料集合体内の燃料棒は、燃料集合体を１つにまとめている上部プレートと底部プレートの間の全長に亘って伸びている。他方、ＰＷＲにおいては、燃料棒は、通常、スペーサの助けを借りて所定の位置に保持されており、上部プレートと底部プレートの全長に亘って伸びていない。

燃料棒は原子炉で使用されると中性子放射に晒される。このことは、時間の経過と共に被覆管が伸張する傾向にあるといる事実に結びつく。ある種のＢＷＲにおいては、被覆管が軸方向に沿って伸長する範囲は限られている。このため被覆管は運転中に撓み、これにより損傷が発生する場合もある。従って、被覆管が余りにも大きく伸長することは回避されなければならない。適切なジルコニウム合金で作られ、製造中に特別な熱処理が施された最新の被覆管は、中性子放射に晒された場合でも比較的低い伸長傾向を示す。製造中に被覆管が再結晶のための最終アニールを施された場合、特にこの伸長傾向は減少する。

適切な材料の選定と適切な製造方法により、被覆管は、例えば硬度や延性の面で適切な属性を得ることが出来る。ＢＷＲとＰＷＲでは使用条件が異なるので、目的とする原子炉の種類に応じ、異なった属性を有する被覆管が製造される。

被覆管が受ける腐食被害は使用環境によって異なる。これらの被害は外部から受ける場合と、内部から受ける場合がある。内部からの被害としては、内部に置かれている核燃料材からの影響、所謂ペレット−クラッディング間の相互作用（ＰＣＩ）による場合が多い。被覆管に亀裂が生じる（所謂一次被害）と、水分は亀裂を通って浸透し、管の内部に広がる。これは管内部からの新しい腐食被害（所謂二次被害）に繋がり得る。また、ジルコニウムを素材とする被覆管は水素と反応し、よって被覆管内部に水素化物が形成される。特に、亀裂が発生し水分が被覆管に浸透した場合、これらの水素化物は被覆管の内部に形成される。これらの亀裂は被覆管を脆くし、又、亀裂形成の蓋然性も高める。特に、被覆管の内部に放射状に広がった水素化物は、亀裂形成のリスクを増大させる。これ故、このような放射状水素化物は二次障害と亀裂形成の両方の発生を早める。

原子炉においては複雑な化学的、機械的、冶金工学的な条件が存在するので、被覆管の材料選定や製造方法に関して非常に多くの提案がなされてきた。合金の組成や製造パラメータに関するごく僅かな変化が被覆管の属性に大きな影響を与える場合がある。

被覆管の内側と外側は異なった条件を有しているので、被覆管はしばしば異なった組成を有する異なった層を用いて製造される。前記文献ＥＰ０６７４８００Ｂ１は、頻繁に使用される合金、例えば、ジルカロイ２、及びジルカロイ４のいずれかを素材として製造された外側コンポーネントを有する被覆管の製造について記載している。この被覆管は所謂ライナーと呼ばれる内側コンポーネントを有し、実施形態によればこれは２５％のＳｎ，３１０ｐｐｍのＦｅ，及び、４３０ｐｐｍのＯの合金元素を含有するＺｒを主成分として構成されている。この被覆管は注意深く選択された熱処理を伴った特殊な方法で製造されている。この被覆管には、５７０°で１．５時間の最終アニールが施されており、これは完璧な再結晶アニール（ｃＲＸＡ）を意味する。このようにして製造された被覆管は、水分がたまたま被覆管の内部に浸透した場合でも、良好な耐腐食性を示す。

被覆管の別の例が米国特許出願公開第４９３３１３６号に開示されている。この文献には、ジルカロイ２又はジルカロイ４からなる外側コンポーネントと、一実施形態として、重量比０．１９〜０．２０％のＳｎ、重量比０．１９％のＦｅ，及び、６１５〜７２１ｐｐｍのＯを含有するＺｒを主成分とする内側コンポーネントとから構成された被覆管が記載されている。本文献には異なった圧延工程と熱処理を使用した被覆管の製造方法が記載されている。本文献には、最終アニールの方法として三つの選択肢が記載されている。第一の選択肢によれば、完璧な再結晶（ｃＲＸＡ）が外側と内側コンポーネントの両方に起こる。第二の選択肢によれば、内側コンポーネントにｃＲＸＡは起こるが、外側コンポーネントには無歪みアニール（ＳＲＡ）が起きるのみであり、即ち顕著な再結晶は起こらない。第三の選択肢によれば、部分再結晶（ｐＲＸＡ）が内側コンポーネントで起こり、外側コンポーネントにはＳＲＡが起こる。

二層構造を有しＢＷＲ内で使用される被覆管に対しては、通常、両層をｃＲＸＡ状態にする最終アニールが施される。これによりＰＣＩによって引起される損傷に対して良好な耐性を有し、同時に、良好な延性と中性子放射によって引き起こされる伸長を阻止する構造をも有する被覆管が得られる。

発明の概要
本発明の目的は、ＰＣＩによって引き起こされる損傷に対し良好な耐性を有し、同時に放射状水素化物生成のリスクが低い沸騰水型原子炉の核燃料用被覆管の製造方法を完成することである。更なる目的は、これらの利点を達成すると共に、中性子放射によって引き起こされる伸長傾向を低レベルに抑えることである。本発明の更なる目的と利点を以下の説明で明らかにする。

これらの目的は上記第一パラグラフで述べた方法であって、更に、前述した方法により被覆管が形成され、熱処理間の必要な圧延処理を終了した後に、内側コンポーネントがほぼ完全に再結晶し、外側コンポーネントが内側コンポーネントより低い割合で部分的に再結晶するような温度と時間で、被覆管を最終的にアニールすることを特徴とする方法により達成される。

内側コンポーネントはほぼ完全に再結晶（ｃＲＸＡ）されるので、被覆管はＰＣＩ損傷に対し良好な耐性を有する。外側コンポーネントは部分的に再結晶（ｐＲＸＡ）されるので、外側コンポーネントは比較的に延性であり、それと同時に中性子の放射に晒された場合でも過度に伸長しない。適切な材料を選定することにより、被覆管の伸長度は非常に低下するので、被覆管の成長に限られた空間しか有しないＢＷＲのような原子炉内の使用にも非常に適していることが明らかになった。外側コンポーネントのみがｐＲＸＡであるので、形成される水素化物は基本的に接線方向に伸びる傾向を有し、放射状水素化物が生成されるリスクは低い。これにより、亀裂形成に対する耐性が改善される。放射状水素化物の生成が回避される理由は、恐らく、外側層がｃＲＸＡでないので、被覆管の製造段階で形成されたある種の張力がそのまま保持される事にあると思われる。これらの張力により、結果的に放射状水素化物の生成傾向が減少する。

此処で、「ほぼ完全に再結晶する」とは、再結晶が１００％（完全に再結晶される）、或いは、殆ど１００％（少なくとも９７％又は９８％まで再結晶される）行われることを意味する。従って、被覆管を分析すると、内側コンポーネントの再結晶がこのように完璧でない場合もある。内側コンポーネントは完全に再結晶されることが好ましい。

最終アニールは、通常、製造工程に於ける最後の熱処理であることに注意されたい。被覆管に対しある種の後処理を行なってもよいが、そのような後処理が、最終アニールで得られた構造を実質的に破壊することがないようにすべきである。

又、好適な実施形態による被覆管は、外側コンポーネントと内側コンポーネント（ライナー）からだけで構成されることにも注意されたい。他の層は存在しない。然しながら、被覆管の外側表面と内側表面の組成は、例えば被覆管が接触する物質により、層内部の組成とは異なっている。例えば、被覆管は大気中に保存されると酸化する場合がある。しかし、別の実施形態によると、被覆管は外側コンポーネント及び内側コンポーネントの他に、一つ以上の別の層を有することもできる。

最後に、本文において、他に言及がなければ、様々な物質の含有量に関して使用される％、或いはｐｐｍは、各物質の重量パーセンテージを表す。

本発明による製造方法を実施する好適な方法によると、最終アニールは、外側コンポーネントの再結晶度が５０％を超えるように行なわれる。内側コンポーネントの再結晶度は、略１００％、又は１００％であることが適切であり、外側コンポーネントの再結晶の度合いは、５０％〜９６％、特に６０％〜９０％、例えば７０％〜９０％が適切である。被覆管がＢＷＲで使用される場合、このような再結晶度が前述の効果を発揮するために特に適していることが明らかになっている。５０％未満の低い度合いの再結晶は、可能ではあるが、中性子放射に晒された場合被覆管の伸長が増大させる傾向にある。

もう一つの好適な実施形態によると、内側コンポーネントのＦｅ含有量は２０００ｐｐｍ未満、好ましくは１５００ｐｐｍ未満、及び最も好ましくは１０００ｐｐｍ未満である。別の好適な実施形態によると、内側コンポーネントのＯ含有量は１０００ｐｐｍ未満である。ＦｅとＯの含有量を低く保つことにより、ＰＣＩに対する良好な耐性が得られる。内側コンポーネントは純Ｚｒ（不可避的な不純物を除いて）で製造されてよく、よって必ずしも合金である必要はない。

好適な実施形態において、外側コンポーネントは完全に或いは実質的にジルカロイ２又はジルカロイ４の組成を有している。これらの材質は被覆管に関し共通であり、多くの良好な属性を有することが判明している。然しながら、外側コンポーネントは必ずしもジルカロイ２やジルカロイ４である必要はないことに注意されたい。例えばＮｂを含有する他のＺｒ合金など、他の合金も使用可能である。

好適な実施形態によると、原子炉の応用分野におけるＺｒ又はＺｒ合金の通常の許容量以下の不純物を除き、内側コンポーネントは、０．１〜０．７重量％、好ましくは０．１〜０．４重量％のＳｎ、４００〜１５００ｐｐｍのＦｅ、６００ｐｐｍ未満のＯ（例えば、３００ｐｐｍ〜５００ｐｐｍ）を含有し、残りはＺｒで構成されている。このような合金は、非常に良好な属性を示し、同時に適切な再結晶温度を有しており、内側コンポーネントに実体的なｃＲＸＡが得られると同時に外側コンポーネント内にｐＲＸＡが得られる。本明細書において、許容可能な不純物として考えられるものの例は、例えば上述の文献ＥＰ０６７４８００Ｂ１のコラム５に記載されている。

内側コンポーネントの厚さは、被覆管の全体の厚さの３％〜３０％であることが適当であり、好ましくは５％〜２０％、最も好ましくは１０％である。

適切な実施形態によると、最終アニールは４８５°Ｃ〜５５０°Ｃの温度範囲で１時間〜６時間、好ましくは２時間〜４時間に亘って行う。

冒頭で述べたように、本発明は使用法にも関する。前述した実施形態のいずれかによる方法に従って製造された被覆管は、沸騰水型原子炉の燃料集合体に使用される。これにより、このような被覆管を使用して上述の効果を達成できる。

本発明は、核燃料を収容し、沸騰水型原子炉での使用に適する被覆管にも関する。本被覆管は、
ジルコニウムを主成分とする外側の円筒形のコンポーネントと、
ジルコニウムを少なくとも主成分とすし、外側コンポーネントに冶金工学的に接合される内側の円筒形のコンポーネントと
から構成され、内側コンポーネントと外側コンポーネントの材料は互いに異なり、内側コンポーネントは外側コンポーネントより低い再結晶温度を有している。内側コンポーネントは、ほぼ完全に再結晶した構造を有し、外側コンポーネントは内側コンポーネントと同程度ではなく部分的に再結晶した構造を有している。

前述した方法により、このような被覆管を製造する事ができる。前述した効果はこの被覆管を使用することにより達成可能である。本被覆管の効果的な実施形態は請求の範囲に示す独立請求項により明確である。前述の効果はこれらの実施形態により達成することができる。

最後に、本発明は沸騰水型原子炉の燃料集合体にも関する。本燃料集合体は、
封入管、及び、
このような沸騰水型原子炉用の被覆管に適する核燃料で満たされた、本発明による複数の被覆管
から構成され、前記複数の被覆管は前記封入管の内部に配置される。

図１にＢＷＲ向けとして常用される燃料集合体の概略図を示す。燃料集合体は封入管２を有している（図１の右側にのみ示す）。封入管２の内部には、多数の燃料棒３が配置されている。燃料棒３は上部プレート５から底部プレート６まで伸びている。燃料棒３は、核燃料を有するペレット４を収容する被覆管から構成される。図には、多数のペレット４が概略的に示されている。燃料棒３の上端には終端プラグ８が取り付けられている。燃料棒３は。コイルばね９を介して上部プレートの底部に接している。燃料棒３の相互間隔を一定に保つため、複数のスペーサ７が配置されている。

例えば前述した種類の燃料集合体が本発明の被覆管を複数有する場合、該燃料集合体は本発明による燃料集合体である。ＢＷＲ用には異なった種類の燃料集合体があることに注意されたい。例えば、上部プレートの無いＢＷＲ用の燃料集合体が存在する。更に、ＢＷＲ用の燃料集合体は、所謂、分長燃料棒を備えることも多い。本発明は、勿論異なる種類のＢＷＲ用燃料集合体にも適用可能である。

図２に本発明の被覆管の概略断面図を示す。本断面図は大きく拡大された被覆管を示している。実際には、本被覆管はＢＷＲ内の使用に適した寸法と長さを有している。本被覆管は外側の円筒形のコンポーネント１０と内側の円筒形のコンポーネント２０から構成されている。内側のコンポーネント２０はライナーと呼ばれる場合もある。

外側１０と内側２０の両コンポーネントは共にＺｒを主成分にしている。内側コンポーネント２０は外側コンポーネント１０に冶金工学的に接合されている。内側コンポーネント２０及び外側コンポーネント１０の組成は互いに異なっており、内側コンポーネント２０の際結晶温度は外側コンポーネント１０よりも低い。内側コンポーネント２０は完全な再結晶構造を有しているか、或いは、少なくともほぼ完全な再結晶構造を有している。外側コンポーネント１０は、部分的に再結晶しているが、内側コンポーネント２０程には完全な再結晶構造でない構造を有している。外側コンポーネント１０の再結晶度は５０％〜９６％が適切であり、７０％〜９０％が好ましい。

外側コンポーネント１０はジルカロイ２又はジルカロイ４、或いは、他の適切なＺｒ合金から構成することもできる。内側コンポーネント２０は、純粋なＺｒ、又はＺｒ合金、すなわち外側コンポーネント１０よりも低い再結晶温度を有する低合金から成る。原子炉の応用分野におけるＺｒ又はＺｒ合金の通常の許容量以下の不純物を除き、内側の円筒形コンポーネント２０は、０．１〜０．４重量％のＳｎ、４００〜１５００ｐｐｍのＦｅ、６００ｐｐｍ未満のＯを含有し、残りはＺｒで構成されている。内側コンポーネント２０の厚さは、例えば被覆管の全体の厚さの１０％とすることができる。

本発明は沸騰水型原子炉の核燃料用被覆管の製造方法にも関する。本発明による方法は次のように実行される。

例えばジルカロイ２から構成される外側の円筒形コンポーネント１０と、この外側コンポーネント１０に冶金学的に接合される内側の円筒形コンポーネント２０とから構成される管を形成する。内側コンポーネント２０もＺｒを主成分としており、外側コンポーネント１０よりも低い再結晶温度を有する組成である。原原子炉の応用分野におけるＺｒ又はＺｒ合金の通常の許容量以下の不純物を除き、内側コンポーネント２０は、例えば０．２５重量％のＳｎ、約５００ｐｐｍのＦｅ、６００ｐｐｍ未満のＯを含有し、残りはＺｒで構成されている。この被覆管は、例えばＥＰ０６７４８００Ｂ１に記載されているように、他の方法で製造することもできる。二つのコンポーネント１０、２０を一つに結合する際、中間熱処理を伴う多数の圧延処理が適宜行なわれる。

前述したように被覆管が形成され、熱処理の間に必要な圧延処理が終了した後、被覆管は、内側コンポーネント２０がほぼ完全に再結晶し、外側コンポーネント１０が内側コンポーネント２０よりも低い割合で部分的に再結晶できるような温度と時間で、最終的にアニールされる。最終アニールは、外側コンポーネント１０の再結晶度が５０％より高く、９６％未満であるように適切に行なわれる。最終アニールの適切な時間と温度は合金の組成に依存する。従って、この温度と時間はコンポーネントにおいて所望の度合いで再結晶が行なわれるように選択しなければならない。

例えばジルカロイ２においては、Ｓｎ含有量は１．２〜１．７重量％の範囲で変化し得る。例えば外側コンポーネントが１．３重量％のＳｎを含有している場合、４８５°Ｃ〜５１５°Ｃの温度範囲で３時間に亘るアニールを行うことにより良好な結果が得られた。外側コンポーネントのＳｎ含有量が１．５重量％ならば、５０５°Ｃ〜５２０°Ｃの温度範囲で３時間に亘る最終アニールを行うことが適切である。

内側コンポーネント２０は、例えば、被覆管の全体の厚さの約１０％を占める厚さを有する。

本方法によって製造された被覆管は、ＢＷＲ型原子炉の燃料集合体に適切に使用することが出来る。

前述した被覆管とその製造方法は、適切な材料の実施例として提供された。前述したように、他の材料の使用、例えば、外側コンポーネントとしてＺｒ−Ｎｂ合金を、内側コンポーネントとして可能であれば純粋なＺｒを使用することも考えられる。

本発明は前述した実施例に限定されるものではなく、以下の請求の範囲内で変形可能である。

燃料集合体の概略図である。 本発明の被覆管の概略断面図である。

Claims (19)

1. 沸騰水型原子炉の核燃料用被覆管の製造方法であって、
   ジルコニウム合金からなる円筒形の外側コンポーネント（１０）と、外側コンポーネント（１０）に冶金学的に接合される、ジルコニウムまたはジルコニウム合金からなる円筒形の内側コンポーネント（２０）とから構成される管を形成するステップであって、その際内側コンポーネントと外側コンポーネント（１０）の組成が互いに異なるように、且つ内側コンポーネント（２０）が外側コンポーネント（１０）よりも低い再結晶温度を有するように選択するステップを有し、
   前記方法によって被覆管を形成した後、且つ熱処理間に必要な圧延処理を終了した後で、内側コンポーネント（２０）が９７％〜１００％再結晶し、且つ外側コンポーネント（１０）が内側コンポーネント（２０）よりも低い割合で部分的に再結晶するような温度と時間で、外側コンポーネント（１０）の再結晶度が５０％を超えるように被覆管の最終アニールを行うことを特徴とする被覆管の製造方法。
2. 内側コンポーネント（２０）の再結晶度が９８％〜１００％であり、外側コンポーネント（１０）の再結晶度が５０％〜９６％であるように、前記最終アニールを実施する、請求項１に記載の方法。
3. 内側コンポーネント（２０）のジルコニウム合金は、Ｆｅ含有量が１５００ｐｐｍ未満である、請求項１または２に記載の方法。
4. 内側コンポーネント（２０）のジルコニウム合金は、Ｏ含有量が１０００ｐｐｍ未満である、請求項１ないし３のいずれか１項に記載の方法。
5. 外側コンポーネント（１０）のジルコニウム合金は、ジルカロイ２又はジルカロイ４である、請求項１ないし４のいずれか１項に記載の方法。
6. 内側コンポーネント（２０）のジルコニウム合金は、０．１〜０．７重量％のＳｎを含有する、請求項１ないし５のいずれか１項に記載の方法。
7. 内側コンポーネント（２０）のジルコニウム合金は、０．１〜０．４重量％のＳｎ、４００〜１５００ｐｐｍのＦｅ、６００ｐｐｍ未満のＯを含有し、残りはＺｒである、請求項６に記載の方法。
8. 内側コンポーネント（２０）が被覆管の全体の厚さの３％〜３０％を占めるような厚さを有する、請求項１ないし７のいずれか１項に記載の方法。
9. 最終アニールを４８５℃〜５５０℃の温度範囲で実施する、請求項１ないし８のいずれか１項に記載の方法。
10. 最終アニールを１時間〜６時間に亘って実施する、請求項１ないし９のいずれか１項に記載の方法。
11. 沸騰水型原子炉の燃料集合体用の被覆管であって、
    ジルコニウム合金からなる円筒形の外側コンポーネント（１０）と、
    ジルコニウムまたはジルコニウム合金からなる、外側コンポーネント（１０）に冶金学的に接合される円筒形の内側コンポーネント（２０）と
    から構成され、内側コンポーネント（２０）と外側コンポーネント（１０）の材料組成は互いに異なっており、且つ内側コンポーネント（２０）は外側コンポーネント（１０）よりも低い再結晶温度を有し、
    内側コンポーネント（２０）は９７％〜１００％再結晶した構造を有し、外側コンポーネント（１０）は、再結晶度が５０％より大きく内側コンポーネント（２０）よりも低い割合で部分的に再結晶した構造を有することを特徴とする被覆管。
12. 内側コンポーネント（２０）の再結晶度が９８％〜１００％であり、外側コンポーネント（１０）の再結晶度が５０％〜９６％である、請求項１１に記載の被覆管。
13. 内側コンポーネント（２０）のジルコニウム合金は、Ｆｅ含有量が１５００ｐｐｍ未満である、請求項１１または１２に記載の被覆管。
14. 内側コンポーネント（２０）のジルコニウム合金は、Ｏ含有量が１０００ｐｐｍ未満である、請求項１１ないし１３のいずれか１項に記載の被覆管。
15. 外側コンポーネント（１０）のジルコニウム合金は、ジルカロイ２又はジルカロイ４である、請求項１１ないし１４のいずれか１項に記載の被覆管。
16. 内側コンポーネント（２０）のジルコニウム合金は、０．１〜０．７重量％のＳｎを含有する、請求項１１ないし１５のいずれか１項に記載の被覆管。
17. 内側コンポーネント（２０）のジルコニウム合金は、０．１〜０．４重量％のＳｎ、４００〜１５００ｐｐｍのＦｅ、６００ｐｐｍ未満のＯを含有し、残りはＺｒである、請求項１６に記載の被覆管。
18. 内側コンポーネント（２０）は、被覆管の全体の厚さの３％〜３０％を占めるような厚さを有する、請求項１１ないし１７のいずれか１項に記載の被覆管。
19. 密封管（２）と、
    核燃料で満たされた、請求項１１ないし１８のいずれか１項に記載の被覆管複数と
    から構成され、前記複数の被覆管が前記密封管（２）の内部に配置される、燃料集合体。

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