JPH01306535A - ジルコニウム基合金とその製造方法 - Google Patents
ジルコニウム基合金とその製造方法Info
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- JPH01306535A JPH01306535A JP63137433A JP13743388A JPH01306535A JP H01306535 A JPH01306535 A JP H01306535A JP 63137433 A JP63137433 A JP 63137433A JP 13743388 A JP13743388 A JP 13743388A JP H01306535 A JPH01306535 A JP H01306535A
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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
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22C—ALLOYS
- C22C16/00—Alloys based on zirconium
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- Chemical & Material Sciences (AREA)
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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】
［産業上の利用分野］
本発明は、原子力発電プラントの原子炉内構成部材等に
用いられるジルコニウム基合金及びその製造刃状に関す
るものである。
用いられるジルコニウム基合金及びその製造刃状に関す
るものである。
［従来の技術］
原子力発電プラントの原子炉て使用される燃料集合体は
、以下の説明のようになっている。
、以下の説明のようになっている。
第１図は従来ならびに未発明の原子力発電プラントの原
子炉て使用する燃料要素の概略を説明する断面図て、第
２図は第１図の燃料要素を複数７−格ｆ状に配列した燃
料集合体の断面図である。
子炉て使用する燃料要素の概略を説明する断面図て、第
２図は第１図の燃料要素を複数７−格ｆ状に配列した燃
料集合体の断面図である。
第１１Ａ、第２図において、ウラン酸化物の柱状焼結体
（以ドベレッ１〜と呼ぶ）ｌは被覆管２て被覆され、被
覆性両端をコイルハネ３を介して端栓４．５て封ＩＬＬ
／た棒状の燃料要素７及びこれらの燃ネ′１要素７を格
子状に配列する支持格子６等から構成されている。また
、８は上部ノズル、９は下部ノズル、１０は板ハネ、１
１は制御棒クラスタである。
（以ドベレッ１〜と呼ぶ）ｌは被覆管２て被覆され、被
覆性両端をコイルハネ３を介して端栓４．５て封ＩＬＬ
／た棒状の燃料要素７及びこれらの燃ネ′１要素７を格
子状に配列する支持格子６等から構成されている。また
、８は上部ノズル、９は下部ノズル、１０は板ハネ、１
１は制御棒クラスタである。
従来の燃料要素７の被覆管２及び支持格子６の材料とし
ては、一般にＡＳＴＭ （アメリカ材料試験協会）Ｂ３
５：ｔて定められているＵ Ｎ Ｓ （Ｕｎｉｆｉｅｄ
Ｎ＋＋ｌｂｅｒｉｎｇ Ｓｙｓｔｅｍ ｆｏｒ ＭｅＬ
ａｌｓ ａｎｄ Ａ１１ｏｙｓ）ナンバーＲ６０８０２
またはＲ６０８０４のジルコニウム基合金（以ド、前者
をジルカロイ−２、及び後者をジルカロイ−４と呼ぶ）
、即ち、曲者は錫、鉄、クロム。
ては、一般にＡＳＴＭ （アメリカ材料試験協会）Ｂ３
５：ｔて定められているＵ Ｎ Ｓ （Ｕｎｉｆｉｅｄ
Ｎ＋＋ｌｂｅｒｉｎｇ Ｓｙｓｔｅｍ ｆｏｒ ＭｅＬ
ａｌｓ ａｎｄ Ａ１１ｏｙｓ）ナンバーＲ６０８０２
またはＲ６０８０４のジルコニウム基合金（以ド、前者
をジルカロイ−２、及び後者をジルカロイ−４と呼ぶ）
、即ち、曲者は錫、鉄、クロム。
ニッケルを微量添加したジルコニウム基合金か使用され
ている。
ている。
原子力発電プラントの運転中においては、これらプラン
トの原子炉内構成部材の外表面は高温・高圧の冷却水と
接触しており、被覆管２及び支持格子６の材料であるジ
ルコニウム基合金は高温水または高温水蒸気との腐食反
応により酸化ジルコニウムの一様あるいは局所的な被膜
か形成され、腐食反応により発生する水素はその一部が
被膜を通ってジルコニウム基合金中に吸収される。
トの原子炉内構成部材の外表面は高温・高圧の冷却水と
接触しており、被覆管２及び支持格子６の材料であるジ
ルコニウム基合金は高温水または高温水蒸気との腐食反
応により酸化ジルコニウムの一様あるいは局所的な被膜
か形成され、腐食反応により発生する水素はその一部が
被膜を通ってジルコニウム基合金中に吸収される。
腐食反応が進み、外表面の酸化ジルコニウムの被膜か厚
くなるに従い、その内側のジルコニウム基合金の厚さか
減少し、ジルコニラムノ＾合金から成る被覆管２及び支
持格子６の強度か低ドする。
くなるに従い、その内側のジルコニウム基合金の厚さか
減少し、ジルコニラムノ＾合金から成る被覆管２及び支
持格子６の強度か低ドする。
また、腐食反応により発生する水素のジルコニウム基合
金中への吸収縁が多くなるに従い、ジルコニウム基合金
の強度、延性か低ドする。
金中への吸収縁が多くなるに従い、ジルコニウム基合金
の強度、延性か低ドする。
前述の理由で、被覆管２及び支持格子６の腐食による強
度及び延性の低下により、これらの部材の健全性が損な
われる可能性かあるか、現行の原子−カプラントの運転
条件においては、被覆管２及び支持格子６の外表面の腐
食量は小さく、これらの部材の健全性を損なうまてには
至らない。
度及び延性の低下により、これらの部材の健全性が損な
われる可能性かあるか、現行の原子−カプラントの運転
条件においては、被覆管２及び支持格子６の外表面の腐
食量は小さく、これらの部材の健全性を損なうまてには
至らない。
［発明か解決しようとする課題］
Ｉ―記のように従来のシルコニウノ４基合金を使用した
被覆管及び支持格ｒ・では、原子燃料の効率的連用をＩ
Ｉ的として、燃料の燃焼度を高め、原子炉内滞在時間を
長期化する場合には、外表面ての腐食反応か進み、酸化
ジルコニウムの被覆か厚くなり、強度部材としてのジル
コニウム基合金の厚みか減少すると共に腐食反応により
発生する水素か多１．Ｓに吸収され、ジルコニウム基合
金部材の健全性か損なわれる危険性かあるという問題か
あった。
被覆管及び支持格ｒ・では、原子燃料の効率的連用をＩ
Ｉ的として、燃料の燃焼度を高め、原子炉内滞在時間を
長期化する場合には、外表面ての腐食反応か進み、酸化
ジルコニウムの被覆か厚くなり、強度部材としてのジル
コニウム基合金の厚みか減少すると共に腐食反応により
発生する水素か多１．Ｓに吸収され、ジルコニウム基合
金部材の健全性か損なわれる危険性かあるという問題か
あった。
そこで、ジルコニウム基合金の耐食性を改良するため、
特願昭６２−４６７１１９号に示されているように、添
加元素の錫、鉄、クロム、ニオブの添加量。
特願昭６２−４６７１１９号に示されているように、添
加元素の錫、鉄、クロム、ニオブの添加量。
を調整する等の方策か施され、特に錫元素の含有ｊＪの
低下によって著しい耐食性の向りか認められている。
低下によって著しい耐食性の向りか認められている。
しかし、添加元素の調整によって材料の強度特性も変化
し、特に錫元素の含有量を低下させると、それに伴い従
来の燃料要素の被覆管及び支持格ｆの材料に比ベクリー
プ強度か低ドするために、このような材ネ′１を用いた
被覆管ては原ｆ炉内での使用中における燃料要素の外径
減少か大きくなり、急激な出力り昇時においては被覆管
等に過大な応力が負荷される可能性が大きくなる不都合
を生じる。
し、特に錫元素の含有量を低下させると、それに伴い従
来の燃料要素の被覆管及び支持格ｆの材料に比ベクリー
プ強度か低ドするために、このような材ネ′１を用いた
被覆管ては原ｆ炉内での使用中における燃料要素の外径
減少か大きくなり、急激な出力り昇時においては被覆管
等に過大な応力が負荷される可能性が大きくなる不都合
を生じる。
本発明はかかる課題を解決するためになされたもので、
原子炉炉内滞在時間を長期化し、 １且つ、原子力の出
力変動に伴う運転に対応することかてき耐食性に富み、
几つ１機械的強度の高い材料であるジルコニウム基合金
及びその製造方法を提供することを目的とするものであ
る。
原子炉炉内滞在時間を長期化し、 １且つ、原子力の出
力変動に伴う運転に対応することかてき耐食性に富み、
几つ１機械的強度の高い材料であるジルコニウム基合金
及びその製造方法を提供することを目的とするものであ
る。
［課題を解決するための手段］
Ｌ記の目的を達成するために、第１番目及び第２番目の
発明のジルコニウム基合金は、錫と鉄とクロムからなる
３つの金属、または錫と鉄とクロムからなる３つの金属
とニオブとを含むジルコニウム基合金てあって、錫を０
．４乃至１ 、２ 屯ｉ、）％。
発明のジルコニウム基合金は、錫と鉄とクロムからなる
３つの金属、または錫と鉄とクロムからなる３つの金属
とニオブとを含むジルコニウム基合金てあって、錫を０
．４乃至１ 、２ 屯ｉ、）％。
鉄を０．２乃至０．４重騒％、クロムを０．１乃至０．
６ｍ＆ｔ％、二オツを０．５１ｆｉ％以下含有し、且つ
、錫と鉄とクロムの合計か０．９乃至１．５１騒％の含
有量を有するものてあって、錫の含有Ｇｔ Ｘ ｓｎ（
’Ｒｊ−％）と鉄の含有：Ｊ’、 Ｘ Ｆ ｅ （屯４
１％）とクロムの含有＋ｊＸｃｒ（’Ｒ￥％）とニオブ
の含有ｌｘ。ｂ（重量％）と酸素の含有１１１ｘｏ（平
縫％）か＋１ 、１８Ｘｓ。＋０ 、１５ （ＸＰｅ＋
ＸＣ，） ＋０ 、 Ｉ：１ＸＮｂｉ 、 ７２Ｘｏ≧
０ 、９５の式を満足し、さらに、第２番［１の発明は
材料の最終焼なまし処理を４３０℃から４８０℃の温度
範囲て２乃至４時間行うものである。
６ｍ＆ｔ％、二オツを０．５１ｆｉ％以下含有し、且つ
、錫と鉄とクロムの合計か０．９乃至１．５１騒％の含
有量を有するものてあって、錫の含有Ｇｔ Ｘ ｓｎ（
’Ｒｊ−％）と鉄の含有：Ｊ’、 Ｘ Ｆ ｅ （屯４
１％）とクロムの含有＋ｊＸｃｒ（’Ｒ￥％）とニオブ
の含有ｌｘ。ｂ（重量％）と酸素の含有１１１ｘｏ（平
縫％）か＋１ 、１８Ｘｓ。＋０ 、１５ （ＸＰｅ＋
ＸＣ，） ＋０ 、 Ｉ：１ＸＮｂｉ 、 ７２Ｘｏ≧
０ 、９５の式を満足し、さらに、第２番［１の発明は
材料の最終焼なまし処理を４３０℃から４８０℃の温度
範囲て２乃至４時間行うものである。
また、第３番目の発明は錫と鉄とクロムの３つの金属、
または錫と鉄とクロムの３つの金属とニオブとを含むジ
ルコニウム基合金であって、錫を０．４乃至１．２重量
％、鉄を０．２乃至０．４重量％。
または錫と鉄とクロムの３つの金属とニオブとを含むジ
ルコニウム基合金であって、錫を０．４乃至１．２重量
％、鉄を０．２乃至０．４重量％。
クロムを０．１乃至０．６重量％、ニオブな０．５重量
％以ドな含み、錫と鉄とクロムの合計か０．９乃至１．
５ｉ１＋呈％の含有量てあり、けっ、最終焼なまし処理
を４８０℃から５４０℃の温度範囲て２乃至４時間行う
ものである。
％以ドな含み、錫と鉄とクロムの合計か０．９乃至１．
５ｉ１＋呈％の含有量てあり、けっ、最終焼なまし処理
を４８０℃から５４０℃の温度範囲て２乃至４時間行う
ものである。
［作用］
本発明においては、ジルコニウム基合金の主な添加元素
の配合割合及び材料の最終焼なまし処理温度を適宜に調
整したことにより、材料の機械的強度の低下を防止し、
けっ、原子力発電プラントの原子炉内構成部材として用
いた場合にも、高温水あるいは高温水蒸気による腐食反
応量の低下か図られる。この結果、燃料の原子炉内滞在
時間を長期化し、且つ、急激な出力上昇を与えた場合に
おいても、被ｍ管及び支持格子の健全性か損なわれない
ようにすることかてきる。
の配合割合及び材料の最終焼なまし処理温度を適宜に調
整したことにより、材料の機械的強度の低下を防止し、
けっ、原子力発電プラントの原子炉内構成部材として用
いた場合にも、高温水あるいは高温水蒸気による腐食反
応量の低下か図られる。この結果、燃料の原子炉内滞在
時間を長期化し、且つ、急激な出力上昇を与えた場合に
おいても、被ｍ管及び支持格子の健全性か損なわれない
ようにすることかてきる。
［実施例］
ジルコニウム基合金を原子力発電プラントの原子炉内構
成部材に用いた点については、前記特願昭６２−４６７
０９号で詳細に記述されており、本発明の合金元素の配
合割合からなるジルコニウム基合金は、従来のジルカロ
イ−４合金に比較して腐食の抑制に優れていることが知
られている。
成部材に用いた点については、前記特願昭６２−４６７
０９号で詳細に記述されており、本発明の合金元素の配
合割合からなるジルコニウム基合金は、従来のジルカロ
イ−４合金に比較して腐食の抑制に優れていることが知
られている。
さらに、本発明のジルコニウム基合金を原子力発電プラ
ントの原子炉内構成部材に用いた一実施例について材料
強度の観点から以下に詳細に説明する。
ントの原子炉内構成部材に用いた一実施例について材料
強度の観点から以下に詳細に説明する。
第１表は本発明の原子力発電プラントの原子炉内構成部
材として試作したシルコニラムノ、（合金に含まれる錫
及び鉄、クロム、ニオブの含有量の割合を示したものて
、含有量の割合の異なるジルコニウム基合金によるサン
プルは、全部て１０種顕示されている。
材として試作したシルコニラムノ、（合金に含まれる錫
及び鉄、クロム、ニオブの含有量の割合を示したものて
、含有量の割合の異なるジルコニウム基合金によるサン
プルは、全部て１０種顕示されている。
不純物はＡ Ｓ’Ｔ Ｍ Ｂ ：１５：ｌ Ｒ６０８
０４と同等第１表 例えば、：５１表のサンプルＩにおいて、ジルコニウム
基合金中に錫１．５５重■％、鉄［１，２０重ｒ＋）％
。
０４と同等第１表 例えば、：５１表のサンプルＩにおいて、ジルコニウム
基合金中に錫１．５５重■％、鉄［１，２０重ｒ＋）％
。
クロム０．１１ｉｉ％含有することを示す。また、この
サンプルとしてのジルコニウム基合金は、熱間圧延、β
熱処理後、冷間圧延と焼鈍とを繰返し、それぞれ最終焼
鈍温度４７０℃て約３時間の冷間加Ｊ二歪取り焼鈍材と
して試作したちのである。
サンプルとしてのジルコニウム基合金は、熱間圧延、β
熱処理後、冷間圧延と焼鈍とを繰返し、それぞれ最終焼
鈍温度４７０℃て約３時間の冷間加Ｊ二歪取り焼鈍材と
して試作したちのである。
これらのジルコニウム基合金の各板材サンプルを３８５
℃の高温大気中て引張試験を行い、降伏応力を測定した
結果を第１表に併せて示す。但し、この降伏応力とは従
来公知の材料（例えばジルカロイ−４合金、サンプルｌ
に相当）の降伏応力の程度を１とした時、この実施例の
ジルコニウム基合金の降伏応力の程度を表わしたちので
ある。
℃の高温大気中て引張試験を行い、降伏応力を測定した
結果を第１表に併せて示す。但し、この降伏応力とは従
来公知の材料（例えばジルカロイ−４合金、サンプルｌ
に相当）の降伏応力の程度を１とした時、この実施例の
ジルコニウム基合金の降伏応力の程度を表わしたちので
ある。
第３図はジルコニウム基合金に含まれる錫の含有’ＩＥ
Ｘ ｓ ｎ （％ ｉ％）、鉄の含イー１ ’ＪＥ
Ｘ ｒ、、（！Ｉｔ％）。
Ｘ ｓ ｎ （％ ｉ％）、鉄の含イー１ ’ＪＥ
Ｘ ｒ、、（！Ｉｔ％）。
クロムの含右硅Ｘｃｒ（重量％）、ニオブの含有量Ｘ
Ｎｂ （ｍ 埴％）、＃素の含有ｊｓ？ Ｘ ｏ （
屯１％）をド式に従い合計した和（Ｘ）と降伏応力との
関係を示した図である。
Ｎｂ （ｍ 埴％）、＃素の含有ｊｓ？ Ｘ ｏ （
屯１％）をド式に従い合計した和（Ｘ）と降伏応力との
関係を示した図である。
＋１．１８Ｘｓｎ÷Ｉｔ、ｌ５（Ｘ４．ｅ＋Ｘｃｒ）＋
ｆ１．Ｉ：ｌＬｂ”４．７２ＸＯ錫と鉄とクロムとニオ
ブと酸素の含有量を」二式によって合計した和（Ｘ）か
増加するに伴い降伏応力は直線的に増大し、（Ｘ）か０
．９５以上て従来公知の材料と同等またはそれ以上の降
伏応力となる。即ち、従来公知の材料（サンプルｌ）に
比べて錫か低含有量からなる本発明のジルコニウム基合
金では、錫含有量低下に伴う強度低下を鉄、クロム、ニ
オブ及び酸素の含有量を上式に従い、適宜に調整するこ
とによって強度の低下を招くことなく、腐食量の抑圧を
図ることか可能である。
ｆ１．Ｉ：ｌＬｂ”４．７２ＸＯ錫と鉄とクロムとニオ
ブと酸素の含有量を」二式によって合計した和（Ｘ）か
増加するに伴い降伏応力は直線的に増大し、（Ｘ）か０
．９５以上て従来公知の材料と同等またはそれ以上の降
伏応力となる。即ち、従来公知の材料（サンプルｌ）に
比べて錫か低含有量からなる本発明のジルコニウム基合
金では、錫含有量低下に伴う強度低下を鉄、クロム、ニ
オブ及び酸素の含有量を上式に従い、適宜に調整するこ
とによって強度の低下を招くことなく、腐食量の抑圧を
図ることか可能である。
例えば２第１表てサンプル９の錫含有量は０．４屯、′
４％と小さいか、鉄、クロム、＃素含有呈の配合割合の
調整によってサンプルｌと同等量りの強度を維持するこ
とかできる。
４％と小さいか、鉄、クロム、＃素含有呈の配合割合の
調整によってサンプルｌと同等量りの強度を維持するこ
とかできる。
第４図は本発明の錫、鉄、クロム、ニオブ、酸素の配合
割合からなるジルコニウム基合金材料について、３８５
℃の大気中ての引張試験によって取得した降伏応力と材
料の最終焼なまし温度との関係を示す線図である。但し
、この降伏応力は４３０℃て最終焼なましした材料の降
伏応力の程度を１とした時、最終焼なまし温度を変えた
材料の降伏応力の程度を表わしたものである。
割合からなるジルコニウム基合金材料について、３８５
℃の大気中ての引張試験によって取得した降伏応力と材
料の最終焼なまし温度との関係を示す線図である。但し
、この降伏応力は４３０℃て最終焼なましした材料の降
伏応力の程度を１とした時、最終焼なまし温度を変えた
材料の降伏応力の程度を表わしたものである。
ジルコニウム基合金材料ては、通例、最終冷間加工工程
後に加工中に材料にＪｉ′積した残留歪を除去すること
を目的として、４３０℃以−Ｅの温度て２乃至４時間の
歪取り焼なましを行う。歪取り焼なまし処理条件では１
時間に比べ温度条件の材料の組織変化にグーえる影響が
大きく、焼なまし処理温度を高くし過ぎると材料の金属
組織か加重組織から［ｆ結晶組織へと変化し、強度の低
Ｆを生じる。
後に加工中に材料にＪｉ′積した残留歪を除去すること
を目的として、４３０℃以−Ｅの温度て２乃至４時間の
歪取り焼なましを行う。歪取り焼なまし処理条件では１
時間に比べ温度条件の材料の組織変化にグーえる影響が
大きく、焼なまし処理温度を高くし過ぎると材料の金属
組織か加重組織から［ｆ結晶組織へと変化し、強度の低
Ｆを生じる。
従来公知のジルカロイ−４材料では、５００℃以上の温
度ての焼なまし処理によって金属組織の変化か始まるこ
とか知られているが１未発ＩＩの合金組成からなるジル
コニウム基合金材料では最終焼なまし処理温度か４８０
℃以上の温度条件で金属組織の変化か始まり、降伏応力
の低下を生し、ることか判った。即ち、本発明の合金組
成からなるジルコニウム基合金材料では、４３０℃から
４８０℃の温度て２乃至４０間の最終焼なまし処理を行
うことによって、降伏応力の著しい低下を防Ｗすること
がｎｆ能である。
度ての焼なまし処理によって金属組織の変化か始まるこ
とか知られているが１未発ＩＩの合金組成からなるジル
コニウム基合金材料では最終焼なまし処理温度か４８０
℃以上の温度条件で金属組織の変化か始まり、降伏応力
の低下を生し、ることか判った。即ち、本発明の合金組
成からなるジルコニウム基合金材料では、４３０℃から
４８０℃の温度て２乃至４０間の最終焼なまし処理を行
うことによって、降伏応力の著しい低下を防Ｗすること
がｎｆ能である。
次に１本発明のジルコニウム基合金被覆管を原ｆ−力発
′屯プランプの燃料要素に用いた第２の実施例について
、材料強度の観点から以下に詳細に説明する。
′屯プランプの燃料要素に用いた第２の実施例について
、材料強度の観点から以下に詳細に説明する。
第５図は本発明のジルコニウム基合金被覆管の製造工程
を示す図である。外径６００ｍ５程度の棒状のインゴッ
ト（５１）を７００℃から１ ＋００℃の高温で鍛造（
５２） して外径２００ｍｍ程度まで小さくし、その中
心線に沿って軸方向の穴を穿孔してビレットを加工する
（５３）。続いて、ビレットを約８００℃の高温で押出
しく５４）、さらに室温て１回の圧延工程（５５）ての
管の断面減少率か７０〜８０％からなる加ｒを数回繰返
し、所要の外径及び肉厚の被覆管に仕上げる。冷間圧延
工程の間には次の冷間圧延（５７）を容易にするように
、６０ｆｌ ’Ｃから７００℃の温度て約４詩間の材料
の焼なまし処理（５６）をし、また最終の冷間圧延工程
（５７）の後には、加圧に伴う残留歪の除去及び所費の
機械的特性を得ることを目的として最終位まなし処理（
５８）を行って、被覆管等の製品を得る（５９）。
を示す図である。外径６００ｍ５程度の棒状のインゴッ
ト（５１）を７００℃から１ ＋００℃の高温で鍛造（
５２） して外径２００ｍｍ程度まで小さくし、その中
心線に沿って軸方向の穴を穿孔してビレットを加工する
（５３）。続いて、ビレットを約８００℃の高温で押出
しく５４）、さらに室温て１回の圧延工程（５５）ての
管の断面減少率か７０〜８０％からなる加ｒを数回繰返
し、所要の外径及び肉厚の被覆管に仕上げる。冷間圧延
工程の間には次の冷間圧延（５７）を容易にするように
、６０ｆｌ ’Ｃから７００℃の温度て約４詩間の材料
の焼なまし処理（５６）をし、また最終の冷間圧延工程
（５７）の後には、加圧に伴う残留歪の除去及び所費の
機械的特性を得ることを目的として最終位まなし処理（
５８）を行って、被覆管等の製品を得る（５９）。
本発明の合金組成範囲にあるｆＩＡｏ、８ｉｌｉ量％、
鉄０゜２重量％、クロム０．１重量％、ニオブ０．１正
置％を含有したシルコミラム基合金を、第２図の１程に
従って外径９．５ｍｍ、肉厚０．６Ｉ１ｍの被覆管に加
重し、最縛焼なまし処理を４３０℃から５５０℃までの
範囲内の種々の温度で約３時間行った試料を製作し、内
圧クリープ試験を実施してクリープ強度を評価した。
鉄０゜２重量％、クロム０．１重量％、ニオブ０．１正
置％を含有したシルコミラム基合金を、第２図の１程に
従って外径９．５ｍｍ、肉厚０．６Ｉ１ｍの被覆管に加
重し、最縛焼なまし処理を４３０℃から５５０℃までの
範囲内の種々の温度で約３時間行った試料を製作し、内
圧クリープ試験を実施してクリープ強度を評価した。
第６図は本発明の合金組成からなる被覆管のクリープ歪
相対値の最終位なまし湿度依存性を示す図である。クリ
ープ歪は原子炉内において燃料要素の被覆管に働く力を
模擬するように、管周方向に１５にｇ／ａｍ”の応力を
与える内圧をアルゴンガスて負荷し、３９０℃の温度で
２４０時間保持した後、被覆管の外径変化？を測定して
もとめた。ここで、クリープ歪相対値は最終位なまし温
度が４３０℃である被覆管試料のクリープ歪を１として
、他の試料のクリープ歪のそれに対する割合て表わして
いる。
相対値の最終位なまし湿度依存性を示す図である。クリ
ープ歪は原子炉内において燃料要素の被覆管に働く力を
模擬するように、管周方向に１５にｇ／ａｍ”の応力を
与える内圧をアルゴンガスて負荷し、３９０℃の温度で
２４０時間保持した後、被覆管の外径変化？を測定して
もとめた。ここで、クリープ歪相対値は最終位なまし温
度が４３０℃である被覆管試料のクリープ歪を１として
、他の試料のクリープ歪のそれに対する割合て表わして
いる。
本発明の合金組成からなる被覆管のクリープ歪は、最終
位なまし温度に強く依存し、最終位なまし温度を４３０
℃から高くするにつれて小さくなり、５１Ｏ℃て最小イ
１を示した後、それ以上の温度て大きくなる傾向か確認
された。最終位なまし処理を４８０℃から５４０℃の温
度範囲で実施すると、４３０℃の焼なまし処理に比べて
被覆管のクリープ歪を％以下にすることが可能である。
位なまし温度に強く依存し、最終位なまし温度を４３０
℃から高くするにつれて小さくなり、５１Ｏ℃て最小イ
１を示した後、それ以上の温度て大きくなる傾向か確認
された。最終位なまし処理を４８０℃から５４０℃の温
度範囲で実施すると、４３０℃の焼なまし処理に比べて
被覆管のクリープ歪を％以下にすることが可能である。
最終位なまし処理の時間は非常に短時間であると残留歪
を完全に除去することかできないが、２時間以−してあ
れば充分てあり、また長時間にしても残留歪の除去及び
機械的特性への焼なまし時間の効果は小さいため、無用
に長くする必要もなく、最大て４時間程度であれば充分
である。
を完全に除去することかできないが、２時間以−してあ
れば充分てあり、また長時間にしても残留歪の除去及び
機械的特性への焼なまし時間の効果は小さいため、無用
に長くする必要もなく、最大て４時間程度であれば充分
である。
１−記実施例て示されているように、本発明の合金組成
からなるジルコニウム基合金被覆管は、最終位なまし処
理を４８０℃から５３０’Ｃの温度範囲て２乃至４時間
行うことによって腐食特性の著しい向上と併せ、クリー
プ強度を大きくてきることか判った。
からなるジルコニウム基合金被覆管は、最終位なまし処
理を４８０℃から５３０’Ｃの温度範囲て２乃至４時間
行うことによって腐食特性の著しい向上と併せ、クリー
プ強度を大きくてきることか判った。
［発明の効果］
以上説明したように、本発明の合金元素の配合割合は特
許請求の範囲に記載のとおりてあり、その上、４３０℃
から４８０℃の温度て２乃至４時間の最終位なまし処理
したジルコニウム基合金材料は。
許請求の範囲に記載のとおりてあり、その上、４３０℃
から４８０℃の温度て２乃至４時間の最終位なまし処理
したジルコニウム基合金材料は。
原子炉材料として使用されている従来のジルカロイ合金
材料に比較して１強度の著しい低Ｆを招くことなく耐食
性を改良することかできる。その結果、原子炉内構成部
材として用いた場合にも、ジルコニウム基合金を材料と
する部材の信頼性か向上し、原子炉内滞在時間を長期化
できると共に原子燃料の高燃料度化か回部となる。
材料に比較して１強度の著しい低Ｆを招くことなく耐食
性を改良することかできる。その結果、原子炉内構成部
材として用いた場合にも、ジルコニウム基合金を材料と
する部材の信頼性か向上し、原子炉内滞在時間を長期化
できると共に原子燃料の高燃料度化か回部となる。
また、最終位なまし処理を４８０６Ｃから５３０℃の温
度範囲て２乃至４時間行う場合には、腐食特性の筈しい
向りと併せ、クリープ強度を大きくてきる効果も有する
。
度範囲て２乃至４時間行う場合には、腐食特性の筈しい
向りと併せ、クリープ強度を大きくてきる効果も有する
。
第１図は従来ならびに本発明の原ｆ力発電プラントの原
子−炉て使用される燃料要素を示す断面図、第２図は第
１図の燃料要素を複数個格子状に配列した燃料集合体の
断面図、第３図はジルコニウム基合金材料の降伏応力を
縦軸にした時の合金元素含有驕との関係を示す図、第４
図は本発明の合金組成からなるジルカロイ合金材料の降
伏応力を縦軸にした時の最終位なまし温度との関係を示
す線図、第５図は本発明のジルコニウム基合金被覆管の
製造工程を示す図、第６図は本発明の合金組成からなる
被覆管のクリープ歪相対値の最終位なまし温度依存性を
示す図である。 図中。 １：ベレット ２：被覆管 ３：コイル ４．５：＠栓 ６：支持格子 ７：燃料要素 ８：上部ノズル ９：下部ノズル ｌＯ：板ハネ １１・制御棒クラスタ代理人
弁理ト １１１ 北 嵩 晴Σ １７げ Ｔ
２ｉΔ 基絽Ｉ彰ｆ１ルシｈ廐 じＣ） 第４図 第５図 ０．８Ｓｎ−ＯｊＮｂ 齋ＦＡ 第６図
子−炉て使用される燃料要素を示す断面図、第２図は第
１図の燃料要素を複数個格子状に配列した燃料集合体の
断面図、第３図はジルコニウム基合金材料の降伏応力を
縦軸にした時の合金元素含有驕との関係を示す図、第４
図は本発明の合金組成からなるジルカロイ合金材料の降
伏応力を縦軸にした時の最終位なまし温度との関係を示
す線図、第５図は本発明のジルコニウム基合金被覆管の
製造工程を示す図、第６図は本発明の合金組成からなる
被覆管のクリープ歪相対値の最終位なまし温度依存性を
示す図である。 図中。 １：ベレット ２：被覆管 ３：コイル ４．５：＠栓 ６：支持格子 ７：燃料要素 ８：上部ノズル ９：下部ノズル ｌＯ：板ハネ １１・制御棒クラスタ代理人
弁理ト １１１ 北 嵩 晴Σ １７げ Ｔ
２ｉΔ 基絽Ｉ彰ｆ１ルシｈ廐 じＣ） 第４図 第５図 ０．８Ｓｎ−ＯｊＮｂ 齋ＦＡ 第６図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 （１）錫と鉄とクロムからなる３つの金属、または錫と
鉄とクロムからなる３つの金属とニオブとを含むジルコ
ニウム基合金であって、錫を０．４乃至１．２重量％、
鉄を０．２乃至０．４重量％、クロムを０．１乃至０．
６重量％、ニオブを０．５重量％以下含有し、錫と鉄と
クロムからなる３つの金属の合計が０．９乃至１．５重
量％の含有量であり、且つ、錫の含有量Ｘ＿Ｓ＿ｎ（重
量％）と鉄の含有量Ｘ＿Ｆ＿ｅ（重量％）とクロムの含
有量Ｘ＿Ｃ＿ｒ（重量％）とニオブの含有量Ｘ＿Ｎ＿ｂ
（重量％）と酸素の含有量Ｘ＿Ｏ（重量％）が下式 ０．１８Ｘ＿Ｓ＿ｎ＋０．１５（Ｘ＿Ｆ＿ｅ＋Ｘ＿Ｃ＿
ｒ）＋０．１３Ｘ＿Ｎ＿ｂ＋４．７２Ｘ＿Ｏ≧０．９５
を満足することを特徴とするジルコニウム基合金。 （２）錫と鉄とクロムからなる３つの金属、または錫と
鉄とクロムからなる３つの金属とニオブとを含むジルコ
ニウム基合金であって、錫を０．４乃至１．２重量％、
鉄を０．２乃至０．４重量％、クロムを０．１乃至０．
６重量％、ニオブを０．５重量％以下含有し、錫と鉄と
クロムからなる３つの金属の合計が０．９乃至１．５重
量％の含有量であり、且つ、錫の含有量Ｘ＿Ｓ＿ｎ（重
量％）と鉄の含有量Ｘ＿Ｆ＿ｅ（重量％）とクロムの含
有量Ｘ＿Ｃ＿ｒ（重量％）とニオブの含有量Ｘ＿Ｎ＿ｂ
（重量％）と酸素の含有量Ｘ＿Ｏ（重量％）が下式 ０．１８Ｘ＿Ｓ＿ｎ＋０．１５（Ｘ＿Ｆ＿ｅ＋Ｘ＿Ｃ＿
ｒ）＋０．１３Ｘ＿Ｎ＿ｂ＋４．７２Ｘ＿Ｏ≧０．９５
を満足し、且つ、最終焼なまし処理を４３０℃から４８
０℃の温度範囲で２乃至４時間行うことを特徴とするジ
ルコニウム基合金の製造方法。 （３）錫と鉄とクロムの３つの金属、または錫と鉄とク
ロムの３つの金属とニオブとを含むジルコニウム基合金
であって、錫を０．４乃至１．２重量％、鉄を０．２乃
至０．４重量％、クロムを０．１乃至０．６重量％、ニ
オブを０．５重量％以下を含み、錫と鉄とクロムの合計
が０．９乃至１．５重量％の含有量であることを特徴と
するジルコニウム基合金。 （４）錫と鉄とクロムの３つの金属、または錫と鉄とク
ロムの３つの金属とニオブとを含むジルコニウム基合金
であって、錫を０．４乃至１．２重量％、鉄を０．２乃
至０．４重量％、クロムを０．１乃至０．６重量％、ニ
オブを０．５重量％以下を含み、錫と鉄とクロムの合計
が０．９乃至１．５重量％の含有量であり、且つ、最終
焼なまし処理を４８０℃から５４０℃の温度範囲で２乃
至４時間行うことを特徴とするジルコニウム基合金の製
造方法。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63137433A JP2548773B2 (ja) | 1988-06-06 | 1988-06-06 | ジルコニウム基合金とその製造方法 |
| US07/359,339 US4992240A (en) | 1988-06-06 | 1989-05-31 | Alloys based on zirconium having proportional amount of tin, iron, chromium and oxygen |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63137433A JP2548773B2 (ja) | 1988-06-06 | 1988-06-06 | ジルコニウム基合金とその製造方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01306535A true JPH01306535A (ja) | 1989-12-11 |
| JP2548773B2 JP2548773B2 (ja) | 1996-10-30 |
Family
ID=15198508
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63137433A Expired - Lifetime JP2548773B2 (ja) | 1988-06-06 | 1988-06-06 | ジルコニウム基合金とその製造方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4992240A (ja) |
| JP (1) | JP2548773B2 (ja) |
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| US5017336A (en) * | 1988-01-22 | 1991-05-21 | Mitsubishi Kinzoku Kabushiki Kaisha | Zironium alloy for use in pressurized nuclear reactor fuel components |
| JP2002536555A (ja) * | 1999-02-15 | 2002-10-29 | フラマトム | ジルコニウムを主成分とする合金からなる薄い部材を製造するための方法、ならびに、これにより形成されたストラップ |
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| JP2014518330A (ja) * | 2011-06-16 | 2014-07-28 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 最終熱処理により優れた耐食性及びクリープ耐性を有するジルコニウム合金 |
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| SE9103052D0 (sv) * | 1991-10-21 | 1991-10-21 | Asea Atom Ab | Zirkoniumbaserad legering foer komponenter i kaernreaktorer |
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| DE9206038U1 (de) * | 1992-02-28 | 1992-07-16 | Siemens AG, 80333 München | Werkstoff und Strukturteil aus modifiziertem Zirkaloy |
| ES2094528T3 (es) * | 1992-03-13 | 1997-01-16 | Siemens Ag | Barra combustible de reactor nuclear con tubo de vaina de dos capas. |
| US5254308A (en) * | 1992-12-24 | 1993-10-19 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with improved post-irradiation properties |
| US5278882A (en) * | 1992-12-30 | 1994-01-11 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with superior corrosion resistance |
| US5330589A (en) * | 1993-05-25 | 1994-07-19 | Electric Power Research Institute | Hafnium alloys as neutron absorbers |
| US5366690A (en) * | 1993-06-18 | 1994-11-22 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with tin, nitrogen, and niobium additions |
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| KR100261666B1 (ko) * | 1998-02-04 | 2000-07-15 | 장인순 | 저 부식성과 고강도를 갖는 지르코늄합금 조성물 |
| FR2789795B1 (fr) * | 1999-02-15 | 2001-05-25 | Framatome Sa | Procede de fabrication d'elements minces en alliage a base de zirconium et plaquettes ainsi realisees |
| FR2791804B1 (fr) * | 1999-03-30 | 2001-06-15 | Framatome Sa | Procede de fabrication d'elements minces en alliage a base de zirconium et plaquettes ainsi realisees |
| JP4718656B2 (ja) * | 1999-07-30 | 2011-07-06 | 三菱重工業株式会社 | 原子燃料集合体用Ｚｒ合金 |
| KR100382997B1 (ko) † | 2001-01-19 | 2003-05-09 | 한국전력공사 | 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법 |
| KR100441562B1 (ko) * | 2001-05-07 | 2004-07-23 | 한국수력원자력 주식회사 | 우수한 내식성과 기계적 특성을 갖는 지르코늄 합금핵연료 피복관 및 그 제조 방법 |
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| JP2548773B2 (ja) | 1996-10-30 |
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