JPH0125832B2 - - Google Patents
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- JPH0125832B2 JPH0125832B2 JP5446183A JP5446183A JPH0125832B2 JP H0125832 B2 JPH0125832 B2 JP H0125832B2 JP 5446183 A JP5446183 A JP 5446183A JP 5446183 A JP5446183 A JP 5446183A JP H0125832 B2 JPH0125832 B2 JP H0125832B2
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Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22F—CHANGING THE PHYSICAL STRUCTURE OF NON-FERROUS METALS AND NON-FERROUS ALLOYS
- C22F1/00—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working
- C22F1/16—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working of other metals or alloys based thereon
- C22F1/18—High-melting or refractory metals or alloys based thereon
- C22F1/186—High-melting or refractory metals or alloys based thereon of zirconium or alloys based thereon
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- Chemical & Material Sciences (AREA)
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- Heat Treatment Of Nonferrous Metals Or Alloys (AREA)
- Cleaning And De-Greasing Of Metallic Materials By Chemical Methods (AREA)
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Description
【発明の詳細な説明】
この発明は沸騰水型原子炉（BWR）に使用さ
れる核燃料棒用被覆管の表面処理方法に係り、特
に同管がその内部において発生する水素化物によ
つて破損されるのを有効、かつ確実に阻止するこ
とができる表面処理の方法に関する。
れる核燃料棒用被覆管の表面処理方法に係り、特
に同管がその内部において発生する水素化物によ
つて破損されるのを有効、かつ確実に阻止するこ
とができる表面処理の方法に関する。
一般に、この種のジルカロイによる上記被覆管
１により得られる核燃料棒は、第１図に例示する
ように、同管１の内部にUO2核燃料ペレツト２を
所要数収容し、かつ同ベレツト２は、被覆管１内
の上部にあつて、核分裂に伴つて発生するガスを
貯えるため形成されたプレナム３なる空間に弾装
のプレナムスプリング４により管長手方向に押圧
されているとともに、同管１の両口端には端栓
５，５が施栓されて、同管内部は密封された構成
となつている。
１により得られる核燃料棒は、第１図に例示する
ように、同管１の内部にUO2核燃料ペレツト２を
所要数収容し、かつ同ベレツト２は、被覆管１内
の上部にあつて、核分裂に伴つて発生するガスを
貯えるため形成されたプレナム３なる空間に弾装
のプレナムスプリング４により管長手方向に押圧
されているとともに、同管１の両口端には端栓
５，５が施栓されて、同管内部は密封された構成
となつている。
ところで、この被覆管１は、核分裂生成物を保
持するという重要な役目を担つていることから、
同管１の内外周面６，７は均一に形成され、かつ
清浄状態にあることが必要とされる。
持するという重要な役目を担つていることから、
同管１の内外周面６，７は均一に形成され、かつ
清浄状態にあることが必要とされる。
このため、当該被覆管１には、表面処理が施こ
されることとなるが、従来では、同管１を最終焼
鈍処理した後、その内外周面６，７を硝酸と弗素
との混合液で酸洗処理した後洗浄し、さらに両面
６，７に酸化被覆を形成する酸化処理を施こすこ
とにより同管１の耐久性を向上させようとしてい
た。
されることとなるが、従来では、同管１を最終焼
鈍処理した後、その内外周面６，７を硝酸と弗素
との混合液で酸洗処理した後洗浄し、さらに両面
６，７に酸化被覆を形成する酸化処理を施こすこ
とにより同管１の耐久性を向上させようとしてい
た。
しかしながら、かかる従来の表面処理による被
覆管１により得られた核燃料棒を大型動力炉で使
用すると、その一部が使用開始後、間もなく破損
されるという事例が報告され、当該破損状況を観
察したところ、被覆管１の内部に塊状の水素化物
が生成され、ここからの割れが被覆管１を貫通
し、破損に至つたことが明らかとなつた。
覆管１により得られた核燃料棒を大型動力炉で使
用すると、その一部が使用開始後、間もなく破損
されるという事例が報告され、当該破損状況を観
察したところ、被覆管１の内部に塊状の水素化物
が生成され、ここからの割れが被覆管１を貫通
し、破損に至つたことが明らかとなつた。
そこで、このような破損原拠となる水素化物の
生成について検討した結果、次の如き諸因が考え
られた。
生成について検討した結果、次の如き諸因が考え
られた。
その第１は、被覆管１の内外周面６，７を酸洗
処理した後洗浄するのであるが、ここで中和洗浄
を入念に実施したとしても、不水溶性の弗化ジル
コニウム（ZrF4）が両周面６，７に付着し、特
に同ジルコニウム（ZrF4）が内周面５に付着し
ている場合には、同被覆管１内に封入された空気
中の水分が、原子炉稼動時における高温雰囲気中
で、同ジルコニウム（ZrF4）と反応して、 ZrF4＋2H2O＝ZrO2＋4HF となり、生成された当該弗酸によつて被覆管１の
内部が破損される可能性が大きくなることであ
る。
処理した後洗浄するのであるが、ここで中和洗浄
を入念に実施したとしても、不水溶性の弗化ジル
コニウム（ZrF4）が両周面６，７に付着し、特
に同ジルコニウム（ZrF4）が内周面５に付着し
ている場合には、同被覆管１内に封入された空気
中の水分が、原子炉稼動時における高温雰囲気中
で、同ジルコニウム（ZrF4）と反応して、 ZrF4＋2H2O＝ZrO2＋4HF となり、生成された当該弗酸によつて被覆管１の
内部が破損される可能性が大きくなることであ
る。
この問題を解決するためには、被覆管１の内部
に密封された空気中の水分が、核燃料ペレツト２
に吸着しないよう充分配慮すればよいわけである
が、同ペレツト２は、そもそも素焼きのセラミツ
クで生成された多孔質部材であるため、同水分の
吸着を絶無となすことは不可能である。
に密封された空気中の水分が、核燃料ペレツト２
に吸着しないよう充分配慮すればよいわけである
が、同ペレツト２は、そもそも素焼きのセラミツ
クで生成された多孔質部材であるため、同水分の
吸着を絶無となすことは不可能である。
次に、第２の要因としては、弗酸がたとえ少量
でも残存していると、前記水素化物の生成現象が
確実に発生するという点があげられる。
でも残存していると、前記水素化物の生成現象が
確実に発生するという点があげられる。
この問題を解決するためには、被覆管１の内外
周面６，７に、酸洗処理後、弗酸が残存しないよ
う配慮する必要がある。
周面６，７に、酸洗処理後、弗酸が残存しないよ
う配慮する必要がある。
最後の要因として考えられるのは、被覆管１の
内外周面６，７に施こされるようにした酸化被覆
も、その厚さが数ミクロンと非常に薄いため、核
燃料ペレツト２の摺動により同ペレツト２と被覆
管１の内周面６とが擦れ、同膜を剥離してしま
い、同剥離部分が前記空気中の水分と反応して水
素化し、同管１が脆化してしまうということであ
る。
内外周面６，７に施こされるようにした酸化被覆
も、その厚さが数ミクロンと非常に薄いため、核
燃料ペレツト２の摺動により同ペレツト２と被覆
管１の内周面６とが擦れ、同膜を剥離してしま
い、同剥離部分が前記空気中の水分と反応して水
素化し、同管１が脆化してしまうということであ
る。
この問題を解決するためには、上記の酸化被膜
厚を大にすれば、実際上核燃料ペレツト２による
剥離を絶無にすることは困難である。
厚を大にすれば、実際上核燃料ペレツト２による
剥離を絶無にすることは困難である。
この発明は、かかる現状に鑑み創案されたもの
で、その目的とするところは、核燃料棒用として
用いられる被覆管を表面処理するに際し、同管の
内外周面に、処理に用いた残留弗酸が付着せず、
しかも従来例における後発的な弗酸の生成を完全
に阻止でき、その結果、同管に酸化被膜などを施
こすことなしに同管の耐久性を向上できる核燃料
棒用被覆管の表面処理方法を提供しようとするも
のである。
で、その目的とするところは、核燃料棒用として
用いられる被覆管を表面処理するに際し、同管の
内外周面に、処理に用いた残留弗酸が付着せず、
しかも従来例における後発的な弗酸の生成を完全
に阻止でき、その結果、同管に酸化被膜などを施
こすことなしに同管の耐久性を向上できる核燃料
棒用被覆管の表面処理方法を提供しようとするも
のである。
この目的を達成するため、この発明にあつて
は、常法による最終圧延を経て得られた核燃料棒
用被覆管につき、その内周面を順次酸洗、洗浄処
理した後、同管を580℃程度の温度で最終焼鈍処
理し、さらに同管の内周面にはサンドブラスト法
による研磨を、同管の外周面には所望の機械研磨
を夫々施こすようにするものである。
は、常法による最終圧延を経て得られた核燃料棒
用被覆管につき、その内周面を順次酸洗、洗浄処
理した後、同管を580℃程度の温度で最終焼鈍処
理し、さらに同管の内周面にはサンドブラスト法
による研磨を、同管の外周面には所望の機械研磨
を夫々施こすようにするものである。
以下、従来例の説示に用いた第１図と第２図の
工程図を参照して、この発明を詳細に説明する。
工程図を参照して、この発明を詳細に説明する。
核燃料棒用の被覆管１は、高純度のジルコニウ
ムに合金元素を加えたジルカロイを用い、これを
固めて得た電極によつて真空雰囲気中でアーク溶
解を数回くり返えすことにより、インゴツトを
得、これを鍛造したものにつき、熱処理後、熱間
押し出し成形にて素管を形成する。
ムに合金元素を加えたジルカロイを用い、これを
固めて得た電極によつて真空雰囲気中でアーク溶
解を数回くり返えすことにより、インゴツトを
得、これを鍛造したものにつき、熱処理後、熱間
押し出し成形にて素管を形成する。
こうして得られた中空間である素管は、その後
冷間圧延と真空焼鈍とのくり返えしにより、細径
で、かつ薄肉の中空管に加工され、第２図に示す
ように、最終圧延処理Ａの工程により得られたも
のに、この発明では先ず、酸洗処理Ｂが施こされ
る。
冷間圧延と真空焼鈍とのくり返えしにより、細径
で、かつ薄肉の中空管に加工され、第２図に示す
ように、最終圧延処理Ａの工程により得られたも
のに、この発明では先ず、酸洗処理Ｂが施こされ
る。
この酸洗処理Ｂは、従来と同様、硝酸と弗酸と
の混合液で被覆管１の内周面６について行なわ
れ、同周面６に形成された凹凸や酸化物層である
スケールが、これにより除去される。
の混合液で被覆管１の内周面６について行なわ
れ、同周面６に形成された凹凸や酸化物層である
スケールが、これにより除去される。
この後、同管１は洗浄処理Ｃされるが、当該処
理Ｃは、硝酸アルミニウム水溶液を同管１内に流
すことにより行なわれ、これにより酸洗処理Ｂ時
に付着した弗酸の殆どが除去される。
理Ｃは、硝酸アルミニウム水溶液を同管１内に流
すことにより行なわれ、これにより酸洗処理Ｂ時
に付着した弗酸の殆どが除去される。
次に、被覆管１には、最終焼鈍処理Ｄが施こさ
れるが、同処理Ｄは、10-3Torrより良好な高真
空雰囲気の真空熱処理炉内で、570℃〜590℃好ま
しくは580〜585℃の温度で行なわれる。
れるが、同処理Ｄは、10-3Torrより良好な高真
空雰囲気の真空熱処理炉内で、570℃〜590℃好ま
しくは580〜585℃の温度で行なわれる。
この段階で被覆管１を580℃程度の温度で最終
焼鈍するのは、酸洗処理Ｂより生成され、洗浄処
理Ｃによつても除去されなかつた弗化ジルコニウ
ム（ZrF4）が約580℃程度の温度で昇華するから
である。
焼鈍するのは、酸洗処理Ｂより生成され、洗浄処
理Ｃによつても除去されなかつた弗化ジルコニウ
ム（ZrF4）が約580℃程度の温度で昇華するから
である。
この後、同被覆管１は真直ぐとなるように整形
され、次に同管１の内周面６はサンドブラスト法
により研磨処理Ｅされる。
され、次に同管１の内周面６はサンドブラスト法
により研磨処理Ｅされる。
同処理Ｅは炭化硅素（SiC）の微粉末を細いノ
ズルから吹き出して行われ、これにより前記焼鈍
処理Ｄにより、被覆管１の内周面６に生成された
薄いスケールが完全に研磨除去される。
ズルから吹き出して行われ、これにより前記焼鈍
処理Ｄにより、被覆管１の内周面６に生成された
薄いスケールが完全に研磨除去される。
このようにして内周面６の仕上げが終了した被
覆管１については、その外周面７に機械研磨Ｆが
施こされる。
覆管１については、その外周面７に機械研磨Ｆが
施こされる。
同研磨Ｆとしては、センタレスグライダーによ
る研削、またはベルト研削、若しくは前記サンド
ブラスト法による研削でもよく、所望手段による
機械研磨にて外周面７が清浄化される。
る研削、またはベルト研削、若しくは前記サンド
ブラスト法による研削でもよく、所望手段による
機械研磨にて外周面７が清浄化される。
この後、同被覆管１は、検査工定Ｇへと送ら
れ、同工程Ｇで、その内外周面５，６における研
磨状態が検査される。
れ、同工程Ｇで、その内外周面５，６における研
磨状態が検査される。
そして、同検査に合格した被覆管１は、次に核
燃料棒製造工程Ｈへと送られるが、同工程Ｈで
は、第１図につき前記した如く被覆管１内部に、
所要数の核燃料ペレツト２が収容重積されるとと
もに、同ペレツト２の上部に形成されたプレナム
３にはプレナムスプリング３が弾装され、かつ同
被覆管１の両口端には端栓４，４が施栓され、同
管１の内部を密封する。
燃料棒製造工程Ｈへと送られるが、同工程Ｈで
は、第１図につき前記した如く被覆管１内部に、
所要数の核燃料ペレツト２が収容重積されるとと
もに、同ペレツト２の上部に形成されたプレナム
３にはプレナムスプリング３が弾装され、かつ同
被覆管１の両口端には端栓４，４が施栓され、同
管１の内部を密封する。
ここで本発明の具体例を示せば太径、厚肉のジ
ルカロイ−２管を数回の工程で圧延し、最終圧延
処理Ａ後、外径が12.6mm、肉厚が0.91mmの細径、
薄肉管とした。
ルカロイ−２管を数回の工程で圧延し、最終圧延
処理Ａ後、外径が12.6mm、肉厚が0.91mmの細径、
薄肉管とした。
この後同管を酸洗処理したところ、肉厚が0.02
mm減ぜられ、この後洗浄、最終焼鈍、内周面研磨
の各処理Ｃ，Ｄ，Ｅを施こした後、外面研磨処理
Ｆを施こしたところ同管の肉厚は同処理Ｆで0.04
mm削減され、最終的に、外径12.5mm、肉厚0.85mm
の被覆管を得ることができた。
mm減ぜられ、この後洗浄、最終焼鈍、内周面研磨
の各処理Ｃ，Ｄ，Ｅを施こした後、外面研磨処理
Ｆを施こしたところ同管の肉厚は同処理Ｆで0.04
mm削減され、最終的に、外径12.5mm、肉厚0.85mm
の被覆管を得ることができた。
このようにして得られた被覆管の内外周面を検
査したところ、両周面には弗酸、不溶性の弗化ジ
ルコニウムが全く存在せず、しかも両周面は平滑
に形成されていることが確認された。
査したところ、両周面には弗酸、不溶性の弗化ジ
ルコニウムが全く存在せず、しかも両周面は平滑
に形成されていることが確認された。
以上説明したように、この発明によれば、酸洗
処理を最終焼鈍処理の前に行ない、しかも同焼鈍
処理は、弗化ジルコニウムの昇華温度である580
℃前後で熱処理するとともに、同管の内外周面を
サンドブラスト法等により研磨するようにしたの
で、原子炉稼動中に、残留弗酸や核燃料ペレツト
に吸着した空気中の水分がZrF4と反応して生成
された弗酸が被覆管を破損するということが全く
なくなり、しかも被覆管の内外周面は、サンドブ
ラスト法等の手段で平滑に研磨されるので、核燃
料ペレツトと同管の内周面とが擦れて同周面が傷
損することも解消でき、その結果、酸化被覆層を
形成することなく被覆管の耐久性を向上すること
ができ、総じて被覆管に対する信頼性を、酸化被
覆形成処理不要な安価な手段にて向上させること
ができる。
処理を最終焼鈍処理の前に行ない、しかも同焼鈍
処理は、弗化ジルコニウムの昇華温度である580
℃前後で熱処理するとともに、同管の内外周面を
サンドブラスト法等により研磨するようにしたの
で、原子炉稼動中に、残留弗酸や核燃料ペレツト
に吸着した空気中の水分がZrF4と反応して生成
された弗酸が被覆管を破損するということが全く
なくなり、しかも被覆管の内外周面は、サンドブ
ラスト法等の手段で平滑に研磨されるので、核燃
料ペレツトと同管の内周面とが擦れて同周面が傷
損することも解消でき、その結果、酸化被覆層を
形成することなく被覆管の耐久性を向上すること
ができ、総じて被覆管に対する信頼性を、酸化被
覆形成処理不要な安価な手段にて向上させること
ができる。
第１図は、核燃料棒の一部切欠正面図、第２図
は、この発明の一実施例に係る核燃料棒用被覆管
の表面処理方法を示す工程ブロツク図である。 １…被覆管、６…内周面、７…外周面、Ａ…最
終圧延処理、Ｂ…酸洗処理、Ｃ…洗浄処理、Ｄ…
最終焼鈍処理、Ｅ…内周面研磨処理、Ｆ…外周面
研磨処理。
は、この発明の一実施例に係る核燃料棒用被覆管
の表面処理方法を示す工程ブロツク図である。 １…被覆管、６…内周面、７…外周面、Ａ…最
終圧延処理、Ｂ…酸洗処理、Ｃ…洗浄処理、Ｄ…
最終焼鈍処理、Ｅ…内周面研磨処理、Ｆ…外周面
研磨処理。
Claims (1)
- １ 常法により最終圧延を経て得られた核燃料棒
用被覆管につき、その内周面を順次酸洗洗浄処理
した後、同管を580℃程度の温度で最終焼鈍処理
し、さらに同管の内周面にはサンドブラスト法に
よる研磨を、同管の外周面には所望の機械研磨を
夫々施すようにした核燃料棒用被覆管の表面処理
方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5446183A JPS59179791A (ja) | 1983-03-30 | 1983-03-30 | 核燃料棒用被覆管の表面処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5446183A JPS59179791A (ja) | 1983-03-30 | 1983-03-30 | 核燃料棒用被覆管の表面処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59179791A JPS59179791A (ja) | 1984-10-12 |
| JPH0125832B2 true JPH0125832B2 (ja) | 1989-05-19 |
Family
ID=12971307
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5446183A Granted JPS59179791A (ja) | 1983-03-30 | 1983-03-30 | 核燃料棒用被覆管の表面処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59179791A (ja) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61272359A (ja) * | 1985-05-29 | 1986-12-02 | Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd | ジルコニウム基合金製被覆管の製造方法 |
| JP3406898B2 (ja) | 2000-07-28 | 2003-05-19 | 新日本製鐵株式会社 | 変色を生じにくいチタン材とその製造方法 |
| JP6220869B2 (ja) | 2013-05-10 | 2017-10-25 | 川崎重工業株式会社 | 自動二輪車の排気装置 |
| FR3092642B1 (fr) * | 2019-02-07 | 2021-12-31 | Framatome Sa | Elément d’isolation thermique et ensemble comprenant un tel élément |
-
1983
- 1983-03-30 JP JP5446183A patent/JPS59179791A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS59179791A (ja) | 1984-10-12 |
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