JPH01145599A - 原子炉の燃料組立体用直交支持グリッドを製造する方法 - Google Patents
原子炉の燃料組立体用直交支持グリッドを製造する方法Info
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- JPH01145599A JPH01145599A JP63210420A JP21042088A JPH01145599A JP H01145599 A JPH01145599 A JP H01145599A JP 63210420 A JP63210420 A JP 63210420A JP 21042088 A JP21042088 A JP 21042088A JP H01145599 A JPH01145599 A JP H01145599A
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-
- G—PHYSICS
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- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
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- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
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- G21C3/3424—Fabrication of spacer grids
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
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Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、加圧水によって冷却される原子炉の燃料組立
体用直交支持(または支柱)グリッドを製造する方法に
関し、グリッドはジルコニウム合金のシート金属プレー
トから成る。
体用直交支持(または支柱)グリッドを製造する方法に
関し、グリッドはジルコニウム合金のシート金属プレー
トから成る。
水冷式原子炉の燃料組立体は、一般にいわゆる燃料ロッ
ドの束によって構成され、燃料ロッドは原子炉燃料のベ
レットを包囲するチューブから成り、燃料ロッドは互い
に平行にかつ組立体の直交面内に規則的な格子(網)を
形成するように配置れる。
ドの束によって構成され、燃料ロッドは原子炉燃料のベ
レットを包囲するチューブから成り、燃料ロッドは互い
に平行にかつ組立体の直交面内に規則的な格子(網)を
形成するように配置れる。
燃料ロッドは組立体の長さに沿って分配された直交支持
グリッドによって横方向に適所に保持され、グリッドの
各々は燃料ロッドが置かれた格子を作っている グリッドは、リボンに切断され、例えばプレートの金属
をエンボス加工することによって形成したボスのような
燃料ロッド用の当接面を構成するように成形されること
によって作られる。プレートはグリッド格子を形成する
ように互いに溶接される。
グリッドによって横方向に適所に保持され、グリッドの
各々は燃料ロッドが置かれた格子を作っている グリッドは、リボンに切断され、例えばプレートの金属
をエンボス加工することによって形成したボスのような
燃料ロッド用の当接面を構成するように成形されること
によって作られる。プレートはグリッド格子を形成する
ように互いに溶接される。
加圧水形原子炉の場合、燃料ロッドを適所に保持する直
交支持グリッドは沈殿−硬化ニッケルベース合金から従
来の方法で作られる。この材料は原子炉のコア内の燃料
組立体の使用中満足なレベルに維持される良好な機械的
特性を有している。
交支持グリッドは沈殿−硬化ニッケルベース合金から従
来の方法で作られる。この材料は原子炉のコア内の燃料
組立体の使用中満足なレベルに維持される良好な機械的
特性を有している。
原子炉燃料組立体の性能を改良する目的を伴って、最近
ニッケル合金直交支持グリッドとジルコニウムベース合
金のプレートから成る直交支持グリッドに置き換える傾
向があり、その中性子捕獲断面がはるかに小さい、実際
、現在製造されかつ加圧水形原子炉で使用されている燃
料組立体は、大部分、名称ジルカロイ4というジルコニ
ウム合金から作られたグリッドを使用しており、このシ
ルカトイ4は、ジルコニウムに加えて、錫、鉄およびク
ロムを含有している。
ニッケル合金直交支持グリッドとジルコニウムベース合
金のプレートから成る直交支持グリッドに置き換える傾
向があり、その中性子捕獲断面がはるかに小さい、実際
、現在製造されかつ加圧水形原子炉で使用されている燃
料組立体は、大部分、名称ジルカロイ4というジルコニ
ウム合金から作られたグリッドを使用しており、このシ
ルカトイ4は、ジルコニウムに加えて、錫、鉄およびク
ロムを含有している。
直交支持グリッドの製造順序、すなわちプレートを切断
し成形しおよび溶接することは、その最終金属状態にお
いて材料に対して実行され、すなわち所望の機械的およ
び化学的特性を得るように熱処理された合金に対して実
行される。
し成形しおよび溶接することは、その最終金属状態にお
いて材料に対して実行され、すなわち所望の機械的およ
び化学的特性を得るように熱処理された合金に対して実
行される。
原子炉燃料の性能を改良するために、現在の傾向は、特
性に関する限りは、例えば直交支持グリッドのような構
造素子の要件を増加する。
性に関する限りは、例えば直交支持グリッドのような構
造素子の要件を増加する。
主に、これらの要件は、冷却水が組立体を通過する際の
冷却水の流れに対して低い抵抗を得ること、機械的強度
の増加、および操作環況内の、すなわち原子炉のコア内
のグリッド特性の変化が小さいことに及んでいる。
冷却水の流れに対して低い抵抗を得ること、機械的強度
の増加、および操作環況内の、すなわち原子炉のコア内
のグリッド特性の変化が小さいことに及んでいる。
流れに対して低い抵抗を得ることは薄いプレートの使用
および複雑な形状の使用となる。グリッドのプレートを
構成する材料は、特に、打抜きを受は易いものであるべ
きである。
および複雑な形状の使用となる。グリッドのプレートを
構成する材料は、特に、打抜きを受は易いものであるべ
きである。
特に、材料は酸化および水素添加に対して抵抗を有し、
作動原子炉のコアにおいて極めてわずかな寸法上の変化
しか受けないものであるべきである。
作動原子炉のコアにおいて極めてわずかな寸法上の変化
しか受けないものであるべきである。
ニオブ含有ジルコニウム合金が知られており、その特性
、すなわち特に腐食および水素添加に対する抵抗がそれ
らの金属状態を制御することによって調節できる。
、すなわち特に腐食および水素添加に対する抵抗がそれ
らの金属状態を制御することによって調節できる。
ある金属状態において、この合金は容易に常温(冷間)
成形される。
成形される。
最終的に、どのような金属状態であるとしても、少なく
とも2%のニオブを含有する合金はジルカロイ4より高
い機械的抵抗を有し、はるかに弱い放射下の成長を有す
る。
とも2%のニオブを含有する合金はジルカロイ4より高
い機械的抵抗を有し、はるかに弱い放射下の成長を有す
る。
しかしながら、今までのところ、この合金は加圧水形原
子炉内の燃料組立体の部品として開発されていなかった
0発生される腐食に対する抵抗は、加圧水形原子炉(3
00−330℃)の作動温度におけるジルカロイ4の対
応する抵抗に比較して充分良好でないと考えられていた
。一方、沸騰水形原子炉の作動温度におけるニオブを含
有するジルコニウムベース合金の腐食に対する抵抗は、
ジルカロイ4の対応する抵抗より良好である。このため
、これらの合金は沸騰水形原子炉で一般に使用されてい
る。
子炉内の燃料組立体の部品として開発されていなかった
0発生される腐食に対する抵抗は、加圧水形原子炉(3
00−330℃)の作動温度におけるジルカロイ4の対
応する抵抗に比較して充分良好でないと考えられていた
。一方、沸騰水形原子炉の作動温度におけるニオブを含
有するジルコニウムベース合金の腐食に対する抵抗は、
ジルカロイ4の対応する抵抗より良好である。このため
、これらの合金は沸騰水形原子炉で一般に使用されてい
る。
グリッドの性能およびその寿命を改良することが望まれ
るときには、これらの合金の利用が魅力的である。なぜ
ならば、以下の他の所要の特性が最適である限り、加圧
水形原子炉の作動環況においてはジルカロイ4より水素
添加の運動が遅いからである。すなわち 一半仕上げ製品(シート金属)を形成する能力、−でき
るだけ低い腐食速度、 さらに、機械的抵抗および放射下の成長も等しく最適に
でき、このようにしてジルカロイ4に比較してニオブ含
有合金を利点を増加できる。
るときには、これらの合金の利用が魅力的である。なぜ
ならば、以下の他の所要の特性が最適である限り、加圧
水形原子炉の作動環況においてはジルカロイ4より水素
添加の運動が遅いからである。すなわち 一半仕上げ製品(シート金属)を形成する能力、−でき
るだけ低い腐食速度、 さらに、機械的抵抗および放射下の成長も等しく最適に
でき、このようにしてジルカロイ4に比較してニオブ含
有合金を利点を増加できる。
西独特許出願3 703 168において、原子炉燃料
組立体用部品を製造するためにニオブおよび錫を含有す
るジルコニウムベース合金を用いることが提案されてい
る。直交支持グリッドのような部品がプレートから成り
、プレートは冷間圧延され、切断され、高温度から急冷
(一般に水冷)後に成形される6部品は溶接によって組
立てられた後調質される。
組立体用部品を製造するためにニオブおよび錫を含有す
るジルコニウムベース合金を用いることが提案されてい
る。直交支持グリッドのような部品がプレートから成り
、プレートは冷間圧延され、切断され、高温度から急冷
(一般に水冷)後に成形される6部品は溶接によって組
立てられた後調質される。
錫を含有しかつ第1相で急冷される前述の合金は、特に
加圧水形原子炉用部品に適用される場合には、著しく改
良した特性を形成することができない。本発明の目的は
、加圧水形原子炉の燃料組立体用直交グリッドを製造す
る方法であって、グリッドは2ないし3%のニオブを含
有するジルコニウムベース合金ブ、レートから成り、ジ
ルコニウム合金の平らな製品を切断し、常温成形してプ
レートを形成し、グリッドの格子を形成し、スレートに
対する複雑な形状を得ることができ、原子炉内の使用条
件に適したグリッドに対して機械的強度および化学的抵
抗を与えることができる方法を提供することにある。こ
の目的を達成するために、ジルコニウム合金は錫を含有
せず、プレートを製造する常温成形の前に、平らな製品
は、ジルコニウム合金がα+β形態にある温度から調節
され穏やかな速度で冷却され、プレートが組立てられた
後、グリッドがユニットとして10ないし30時間の間
400および550℃の間の温度においてα相のエージ
ングを受ける。
加圧水形原子炉用部品に適用される場合には、著しく改
良した特性を形成することができない。本発明の目的は
、加圧水形原子炉の燃料組立体用直交グリッドを製造す
る方法であって、グリッドは2ないし3%のニオブを含
有するジルコニウムベース合金ブ、レートから成り、ジ
ルコニウム合金の平らな製品を切断し、常温成形してプ
レートを形成し、グリッドの格子を形成し、スレートに
対する複雑な形状を得ることができ、原子炉内の使用条
件に適したグリッドに対して機械的強度および化学的抵
抗を与えることができる方法を提供することにある。こ
の目的を達成するために、ジルコニウム合金は錫を含有
せず、プレートを製造する常温成形の前に、平らな製品
は、ジルコニウム合金がα+β形態にある温度から調節
され穏やかな速度で冷却され、プレートが組立てられた
後、グリッドがユニットとして10ないし30時間の間
400および550℃の間の温度においてα相のエージ
ングを受ける。
次に、図面を参照して本発明を説明する。
第1図は参照番号1で全体的に示す直交支持グリッドを
示し、グリッドは、グリッドが組立られる前に切断され
て成形したプレート2から成る。
示し、グリッドは、グリッドが組立られる前に切断され
て成形したプレート2から成る。
グリッド格子は正方形メツシュから成り、プレート2は
セル4を形成し、セルの各々に燃料ロッドまたはガイド
チューブが導入されることができる。
セル4を形成し、セルの各々に燃料ロッドまたはガイド
チューブが導入されることができる。
燃料ロッドは横方向に適所に保持される。
プレート2は、その位置がセル4のコーナー(隅)に対
応するような組立スロットのレベルにおいて組立られる
。グリッドを構成するプレートの組立はプレート2間の
接合区域内の溶接ビート5によって保証される。プレー
ト2にはボス3が設けられており、ボス3はセル4の内
部に向かって内方に突出し、燃料ロッドを押圧して適所
に保持し、前記ボスは組立て前にプレートを構成する金
属を切断しエンボス加工することによって形成される。
応するような組立スロットのレベルにおいて組立られる
。グリッドを構成するプレートの組立はプレート2間の
接合区域内の溶接ビート5によって保証される。プレー
ト2にはボス3が設けられており、ボス3はセル4の内
部に向かって内方に突出し、燃料ロッドを押圧して適所
に保持し、前記ボスは組立て前にプレートを構成する金
属を切断しエンボス加工することによって形成される。
プレートは同様に切断され曲げられて、対応する組立体
中を循環する原子炉冷却水用の混合フィン6を形成する
。
中を循環する原子炉冷却水用の混合フィン6を形成する
。
プレート2は切断されてジルコニウム合金のリボンを常
温成形することによって作られる。
温成形することによって作られる。
グリッドの内部直交支持を構成するプレート2はリボン
から作られ、そのリボンの厚みは0.3ないし0.5m
mオーダー(程度)である。直交支持グリッド1の外部
フレームを形成する直交支持体2°はいくぶん厚く、0
.6ないし0.8關オーダーの厚みを有する。
から作られ、そのリボンの厚みは0.3ないし0.5m
mオーダー(程度)である。直交支持グリッド1の外部
フレームを形成する直交支持体2°はいくぶん厚く、0
.6ないし0.8關オーダーの厚みを有する。
本発明の方法を用いると、ニオブを含む二成分のジルコ
ニウムベース合金リボンを使用でき、ニオブ含有量は重
量で2.5%のオーダーである。
ニウムベース合金リボンを使用でき、ニオブ含有量は重
量で2.5%のオーダーである。
一般的に、本発明の方法で用いられているジルコニウム
合金は2ないし3%のニオブを含む。
合金は2ないし3%のニオブを含む。
この合金は重量で0.09ないし0.13%の量の酸素
を含む。
を含む。
この合金は、また極めて少量の他の合金材料、すなわち
不純物を含む。本発明の合金の例が少量の水素および窒
素(25ppm最大)と共に下に与えられており、合金
材料の量は重量パーセントである。
不純物を含む。本発明の合金の例が少量の水素および窒
素(25ppm最大)と共に下に与えられており、合金
材料の量は重量パーセントである。
ニオブ 酸素 鉄 炭素 クロム 鉛2.5
0.12 0.08 0.05 0.02 0.
013ハクニウム シリコン タングステン タンタル
0.01 0.012 0.010
0.02特に、本発明で用いられる合金は錫が無いもの
であり、錫は望ましくない不純物としてのみ存在し、0
.02%の最大含有量である。
0.12 0.08 0.05 0.02 0.
013ハクニウム シリコン タングステン タンタル
0.01 0.012 0.010
0.02特に、本発明で用いられる合金は錫が無いもの
であり、錫は望ましくない不純物としてのみ存在し、0
.02%の最大含有量である。
前述の分析は単に例として与えらなものであり、合金が
製造される方法の間数として少量の素子のあるものおよ
び合金を得るのに用いられる出発物質の状態および組成
を変更することは可能である。
製造される方法の間数として少量の素子のあるものおよ
び合金を得るのに用いられる出発物質の状態および組成
を変更することは可能である。
第2図は400℃以上のおよび低ニオブ含有量に対する
ジルコニウム−ニオブ熱平衡状態図の一部を示す。
ジルコニウム−ニオブ熱平衡状態図の一部を示す。
この状態図に記載した合金の主な相は特にαおよびβZ
rのジルコニウム豊富相である。
rのジルコニウム豊富相である。
安全な低温相であるαZr相は6方高密構造を有し、一
方安定な高温相であるβZr相は体心立体構造を有する
。
方安定な高温相であるβZr相は体心立体構造を有する
。
第2図の平衡状態図に示したものはまた体心立体構造を
持つニオブ豊富相(約90%のニオブ)であるβNbで
ある。
持つニオブ豊富相(約90%のニオブ)であるβNbで
ある。
前述のように2.5%のニオブを含有する合金に対して
、3つの連続的な領域I、■および■に区別できる。
、3つの連続的な領域I、■および■に区別できる。
400℃以上および約390℃までにおいて、この2相
はα+βNbフィールドであり、この2相はα相豊富ジ
ルコニウムおよび体心立体構造を持つニオブが豊富な少
量のβ相から主に成る。
はα+βNbフィールドであり、この2相はα相豊富ジ
ルコニウムおよび体心立体構造を持つニオブが豊富な少
量のβ相から主に成る。
領域■は同様に2相領域であり、この領域では合金はジ
ルコニウムが豊富な6方高密相およびジルコニウムが豊
富な体心立体相から成る。領域■はほぼ600から90
0℃まで広がる。
ルコニウムが豊富な6方高密相およびジルコニウムが豊
富な体心立体相から成る。領域■はほぼ600から90
0℃まで広がる。
900℃以上の領域■は体心立体ジルコニウム豊富β相
に対応する。
に対応する。
本発明の製造プロセスを実行するために、冷間圧延ジル
コニウム−ニオブ出発合金は、合金が2相α+βZr形
態にある領域■に対応する温度にされる。リボンのスト
リップが次にこの温度、例えば600および900°C
の間にある温度から冷却される。さらに詳細には、出発
温度は、あらゆる場合に、所望の構造を得るために61
0および930℃の間にあるべきである。
コニウム−ニオブ出発合金は、合金が2相α+βZr形
態にある領域■に対応する温度にされる。リボンのスト
リップが次にこの温度、例えば600および900°C
の間にある温度から冷却される。さらに詳細には、出発
温度は、あらゆる場合に、所望の構造を得るために61
0および930℃の間にあるべきである。
一般に、領域■の上限に近い温度が好ましく、この温度
における(例えば875℃で20 mm )合金の完全
な均質性を得るのに充分な保持時間が選ばれる。
における(例えば875℃で20 mm )合金の完全
な均質性を得るのに充分な保持時間が選ばれる。
リボンは次に調節された中間の速度で周囲温度例えば2
0℃に冷却される。
0℃に冷却される。
その結果、合金は準安定であり、エクイアクスト構造を
持つα相の粒子を含有する針状構造の変態したβZr相
から成る。
持つα相の粒子を含有する針状構造の変態したβZr相
から成る。
ニオブはβZr相における過飽和固溶体中にある。
α相およびZr相中のニオブ含有量、およびα相に関す
るβZr相の割合は冷却前の保持温度および冷却速度に
依存する。
るβZr相の割合は冷却前の保持温度および冷却速度に
依存する。
これらのパラメータの調節は次のことを可能にする。す
なわち、 一半仕上げ製品(シート金属)上でできるだけ相対等方
性を形成する良好な容量を得ること、および −エージングの補助効果のなめに仕上げ製品(グリッド
)上の最終状態の特性を得ること、を可能にする。
なわち、 一半仕上げ製品(シート金属)上でできるだけ相対等方
性を形成する良好な容量を得ること、および −エージングの補助効果のなめに仕上げ製品(グリッド
)上の最終状態の特性を得ること、を可能にする。
早過ぎる冷却速度が避けられ、例えば水急冷は適当では
ない。冷却速度は常に110℃/秒以下である。
ない。冷却速度は常に110℃/秒以下である。
この冷却速度はある場合にはこの限界より著しく低く、
例えば50℃/秒以下である。
例えば50℃/秒以下である。
優秀な特性が15℃/秒の冷却速度で得られる。
プレート2および2′が切断され、α+βZr状態にお
けるリボンを常温成形される。特に、燃料ロッドに対す
る支持ボス3はプレート2を切断しエンボス加工するこ
とによって形成される。局部的な冷間加工硬化が前記ボ
スのレベルにおいて生じる。
けるリボンを常温成形される。特に、燃料ロッドに対す
る支持ボス3はプレート2を切断しエンボス加工するこ
とによって形成される。局部的な冷間加工硬化が前記ボ
スのレベルにおいて生じる。
次に、グリッドが例えば第1図に示すような構造を得る
ために組立てられる。プレート2および2′は溶接また
はろう付によって互いに結合され、溶接またはろう付操
作によって、金属は、合金がβZr形態にある平衡状態
図の領域■に対応する温度に局部的に持たらされる。
ために組立てられる。プレート2および2′は溶接また
はろう付によって互いに結合され、溶接またはろう付操
作によって、金属は、合金がβZr形態にある平衡状態
図の領域■に対応する温度に局部的に持たらされる。
組立てられ、溶接されたグリッドは、次に熱処理炉内で
400および350℃の間の温度に、ユニットとして加
熱される。グリッドはα相におけるエージング温度にお
いて10ないし30時間炉内で保持される。
400および350℃の間の温度に、ユニットとして加
熱される。グリッドはα相におけるエージング温度にお
いて10ないし30時間炉内で保持される。
このα相処理は準安定βZr相の分解によって、βNb
沈殿の形成を生じさせる。
沈殿の形成を生じさせる。
シートの形態およびグリッドの形態における合金の処理
の組合わされた条件により、α相中のニオブ含有量が減
少される。この微細構造が発生される腐食に対する良好
な抵抗を支持グリッドに対して与え、グリッドを加圧水
形原子炉環況での使用を可能にしている。一方、合金は
満足な等方性を保持し、この等方性は、直交支持グリッ
ドが操作中原子炉内で良好に働くことを保証する。
の組合わされた条件により、α相中のニオブ含有量が減
少される。この微細構造が発生される腐食に対する良好
な抵抗を支持グリッドに対して与え、グリッドを加圧水
形原子炉環況での使用を可能にしている。一方、合金は
満足な等方性を保持し、この等方性は、直交支持グリッ
ドが操作中原子炉内で良好に働くことを保証する。
エージングは材料内の付加的硬化を等しく補助し、この
ことはグリッドの機械的強度に関する限り、好ましいも
のである。この硬化は溶接領域で一層強化され、プレー
トの格子の横方向の変形に対する抵抗を増加させる。
ことはグリッドの機械的強度に関する限り、好ましいも
のである。この硬化は溶接領域で一層強化され、プレー
トの格子の横方向の変形に対する抵抗を増加させる。
一方、α相内の最終エージング処理は操作中許容できる
作動を保証するように溶接部の応力開放を行うことを可
能にする。前述のように、溶接部はエージング前のβZ
r構造を有する。
作動を保証するように溶接部の応力開放を行うことを可
能にする。前述のように、溶接部はエージング前のβZ
r構造を有する。
冷間加工領域、特にボスを形成するようにエンボス加工
したプレートの領域は、エージング後、冷間加工を受け
なかったプレートのベース材料の特性より高い特性を示
す。
したプレートの領域は、エージング後、冷間加工を受け
なかったプレートのベース材料の特性より高い特性を示
す。
その結果、ボスに対応する領域はプレートの未変形部分
より一層強固である。このことは、燃料ロッドを適所に
保持することに関する限りは、良好な作動を保証する。
より一層強固である。このことは、燃料ロッドを適所に
保持することに関する限りは、良好な作動を保証する。
材料の等方性は冷間加工領域内では減少され、寸法上の
安定性がこれらの領域で貧弱になることが予想される。
安定性がこれらの領域で貧弱になることが予想される。
ボスの場合、大きな局部的成長がジルコニウムベース合
金の場合に常に高い緩和の一部を補償できる。
金の場合に常に高い緩和の一部を補償できる。
本発明のプロセス(方法)はプレートを形成できる利点
を有し、ジルコニウム合金は、二次成形適性が満足のい
く第一金属状態にあり、第二の熱処理によって組立てら
れたグリッドに対して以下のことを得ることができる。
を有し、ジルコニウム合金は、二次成形適性が満足のい
く第一金属状態にあり、第二の熱処理によって組立てら
れたグリッドに対して以下のことを得ることができる。
すなわち、−発生される腐食に対する適切な抵抗、−ジ
ルカロイ4の場合よりも水素添加に対する良好な抵抗、 −ジルカロイ4のグリッドの場合と比較して、金属中で
わずかに高いおよび溶接部中で著しく高い機械的強度、 −極めて穏やかな(良好な等方性)放射下の成長、 一ロットを維持するボスの局部的強固さの増加、である
。
ルカロイ4の場合よりも水素添加に対する良好な抵抗、 −ジルカロイ4のグリッドの場合と比較して、金属中で
わずかに高いおよび溶接部中で著しく高い機械的強度、 −極めて穏やかな(良好な等方性)放射下の成長、 一ロットを維持するボスの局部的強固さの増加、である
。
一方、合金の組成および製造範囲は満足のいく動作を得
るために、特に、原子炉のコア内にある使用条件下での
酸化および水素添加に対する良好な抵抗を得るために、
調節される。
るために、特に、原子炉のコア内にある使用条件下での
酸化および水素添加に対する良好な抵抗を得るために、
調節される。
前述の素子に加えて、銅および(または)バナジウムの
少量であるが決定要因となる呈を加えることもできる。
少量であるが決定要因となる呈を加えることもできる。
合金中に存在するニオブおよび酸素が熱処理温度に大き
な影響を与えることに留意すべきである。
な影響を与えることに留意すべきである。
一般に、ニオブはβ相の安定性を増加する傾向にあり、
酸素はα/α+βの転移温度を著しく増加する。
酸素はα/α+βの転移温度を著しく増加する。
転移温度が低酸素含有量(約0.09%)に対して61
5℃付近であるが0.18%の酸素含有量に対しては7
50℃以上であることは前述の理由による。
5℃付近であるが0.18%の酸素含有量に対しては7
50℃以上であることは前述の理由による。
本発明の製造方法は、セルの形状、ボスの配列ボスおよ
びばねが共同して作用する仕方(このばねは一般にニッ
ケル合金から作られて、グリッドのセルの壁を構成する
プレートに取付けられる)がどのようなものであっても
、任意の燃料組立体の直交支持グリッドの製造に適した
ものである。
びばねが共同して作用する仕方(このばねは一般にニッ
ケル合金から作られて、グリッドのセルの壁を構成する
プレートに取付けられる)がどのようなものであっても
、任意の燃料組立体の直交支持グリッドの製造に適した
ものである。
第1図は、加圧水彩原子炉の燃料組立体用直交支持グリ
ッドの斜視図である。 第2図は、第1図に示すような直交支持グリッドを製造
するのに用いられるジルコニウム合金の主な相を示すジ
ルコニウム−ニオブで平衡状態図である。 1・・・直交支持グリッド、 2.2°・・・プレート、 3・・・ボス、 4・・・セル、 5・・・溶接ビード。
ッドの斜視図である。 第2図は、第1図に示すような直交支持グリッドを製造
するのに用いられるジルコニウム合金の主な相を示すジ
ルコニウム−ニオブで平衡状態図である。 1・・・直交支持グリッド、 2.2°・・・プレート、 3・・・ボス、 4・・・セル、 5・・・溶接ビード。
Claims (8)
- (1)加圧水形原子炉の燃料組立体用直交支持グリッド
(1)を製造する方法であつて、グリッドは2ないし3
%のニオブを含有するジルコニウムベース合金プレート
(2、2′)から成り、ジルコニウム合金の平らな製品
を切断し、常温成形してプレート(2、2′)を形成し
、その後プレート(2、2′)がグリッド(1)の格子
(または網)を形成するように組立てられる方法におい
て、ジルコニウム合金は錫を含有せず、プレートを製造
する常温成形の前に、平らな製品は、ジルコニウム合金
がα+β形態にある温度から調節され穏やかな速度で冷
却され、プレート(2、2′)が組立てられた後、グリ
ッドが全体として10ないし30時間の間 500および550℃の間の温度においてα相のエージ
ングを受ける、ことを特徴とする方法。 - (2)請求項1記載の方法において、ジルコニウム合金
が2.35ないし2.75%のニオブおよび0.09な
いし0.13%の酸素を含有することを特徴とする方法
。 - (3)請求項2記載の方法において、ジルコニウム合金
が約2.5%のニオブおよび0.12%の酸素を含有す
ることを特徴とする方法。 - (4)請求項1ないし3のいずれか1つに記載の方法に
おいて、ジルコニウム合金が鉄、クロム、モリブデンを
含有していることを特徴とする方法。 - (5)請求項1ないし4のいずれか1つに記載の方法に
おいて、ジルコニウム合金が銅および(または)バナジ
ウムを付加的に含有することを特徴とする方法。 - (6)請求項1ないし5のいずれか1つに記載の方法に
おいて、平らな製品が610および930℃の間の温度
から調節した速度で冷却されることを特徴とする方法。 - (7)請求項1ないし6のいずれか1つに記載の方法に
おいて、平らな製品が110℃/秒以下の速度で冷却さ
れることを特徴とする方法。 - (8)請求項7記載の方法において、平らな製品が50
℃/秒以下の速度で冷却されることを特徴とする方法。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR8711861 | 1987-08-24 | ||
FR8711861 | 1987-08-24 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH01145599A true JPH01145599A (ja) | 1989-06-07 |
JP2693512B2 JP2693512B2 (ja) | 1997-12-24 |
Family
ID=9354381
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP63210420A Expired - Lifetime JP2693512B2 (ja) | 1987-08-24 | 1988-08-24 | 原子炉の燃料組立体用直交支持グリッドを製造する方法 |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
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EP (1) | EP0307268B1 (ja) |
JP (1) | JP2693512B2 (ja) |
KR (1) | KR970003784B1 (ja) |
CN (1) | CN1017845B (ja) |
DE (1) | DE3865789D1 (ja) |
ES (1) | ES2027026T3 (ja) |
ZA (1) | ZA886052B (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5660571A (en) * | 1992-07-24 | 1997-08-26 | Sanshin Kogyo Kabushiki Kaisha | Muffling device for outboard propulsion machine |
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JP2003149369A (ja) | 2001-11-08 | 2003-05-21 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 燃料集合体支持格子の製造方法 |
SE530783C2 (sv) | 2007-01-16 | 2008-09-09 | Westinghouse Electric Sweden | Spridargaller för positinering av bränslestavar |
SE530864C2 (sv) | 2007-02-05 | 2008-09-30 | Westinghouse Electric Sweden | Förfarande för framställning av spridare för kärnreaktor |
CN101911211B (zh) | 2007-12-26 | 2014-02-12 | 钍能源股份有限公司 | 核反应堆(可选的)、用于核反应堆(可选的)的点火区-再生区子组件的燃料组件和用于燃料组件的燃料元件 |
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CN102456421B (zh) * | 2010-10-22 | 2014-04-02 | 中国核动力研究设计院 | 一种预防板型核燃料组件表面由于组装焊接产生的铜污染的方法 |
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GB997761A (en) * | 1963-03-27 | 1965-07-07 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to zirconium base alloys |
CA859053A (en) * | 1966-05-20 | 1970-12-22 | Atomic Energy Of Canada Limited - Energie Atomique Du Canada, Limitee | Zirconium-base alloys |
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-
1988
- 1988-08-12 ES ES198888402106T patent/ES2027026T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1988-08-12 DE DE8888402106T patent/DE3865789D1/de not_active Expired - Lifetime
- 1988-08-12 EP EP88402106A patent/EP0307268B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1988-08-16 ZA ZA886052A patent/ZA886052B/xx unknown
- 1988-08-23 CN CN88106836A patent/CN1017845B/zh not_active Expired
- 1988-08-24 KR KR1019880010749A patent/KR970003784B1/ko active IP Right Grant
- 1988-08-24 JP JP63210420A patent/JP2693512B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1988-08-24 US US07/235,593 patent/US4918710A/en not_active Expired - Fee Related
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EP0307268B1 (fr) | 1991-10-23 |
CN1032258A (zh) | 1989-04-05 |
ES2027026T3 (es) | 1992-05-16 |
CN1017845B (zh) | 1992-08-12 |
KR970003784B1 (ko) | 1997-03-21 |
JP2693512B2 (ja) | 1997-12-24 |
US4918710A (en) | 1990-04-17 |
ZA886052B (en) | 1989-04-26 |
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