JPH04309895A - 原子炉用燃料バンドルの製造方法 - Google Patents

原子炉用燃料バンドルの製造方法

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JPH04309895A
JPH04309895A JP3072965A JP7296591A JPH04309895A JP H04309895 A JPH04309895 A JP H04309895A JP 3072965 A JP3072965 A JP 3072965A JP 7296591 A JP7296591 A JP 7296591A JP H04309895 A JPH04309895 A JP H04309895A
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JP
Japan
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fuel bundle
annealing
fuel
nuclear reactor
zirconium
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Pending
Application number
JP3072965A
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English (en)
Inventor
Yoshinori Eito
栄藤 良則
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Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
Original Assignee
Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
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Publication date
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    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Fuel-Injection Apparatus (AREA)

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。

Description

【発明の詳細な説明】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉で使用される燃
料バンドル(集合体)の製造方法に係り、特にその製造
工程の改善に関する。
【0001】
【従来の技術】従来から沸騰水型軽水炉においては、燃
料バンドルを構成する燃料被覆管、チャンネルボックス
、スペ−サ等の炉心構造材料としてジルコニウム基合金
が使用されている。これは中性子経済や、高温水あるい
は水蒸気中における耐食性を考慮して開発されたもので
ある。
【0002】しかしながら、これらの材料は、原子炉の
運転中には冷却水に曝されている表面が酸化される傾向
にある。酸化膜は照射が進むにつれて成長し、厚くなる
と剥離することもある。特に溶接部では非溶接部よりも
厚い酸化膜が生成する。このような酸化膜の生成は、燃
料被覆管、炉心構造材の減肉をもたらすと共に、剥離に
よって炉水中の放射能濃度を増加させ、原子炉定期検査
時の作業者の被曝量を増加させる恐れがある。
【0003】将来、原子炉燃料の経済性を向上させるた
めに、燃料や構造材の使用期間を延長させる計画が進行
しているが、現行よりも長期間の使用に耐えるためには
、ジルコニウム基合金の溶接部における酸化の機構が注
目されている。
【0004】その対策の1例として、特開昭61−30
681号公報に示されるように、ジルコニウム基合金構
造部材の表面にTi、V、Nb、Wのいずれかの元素で
表面を被覆することにより耐食性を向上させる方法が提
案されている。
【0005】
【発明が解決しようとする課題】上記のように、従来技
術では原子炉内の使用条件下における被覆管の安定性が
未だに確かめられておらず、炉内でその性能を確実に発
揮できるかどうかが疑問であり、特に長期間の使用に十
分耐えられる手段とは言い難い。
【0006】本発明は、上記に鑑みてなされたものであ
り、その目的は燃料被覆管、チャンネルボックス、スペ
−サ等のジルコニウム基合金製の炉心構造材に適し、溶
接部の耐食性に優れた燃料バンドルの製造方法を提供す
ることにある。
【0007】
【課題を解決するための手段】上記課題を解決するため
の本発明の原子炉用燃料バンドルの製造方法の構成は複
数個の原子炉用燃料被覆管等を束ねてなる燃料バンドル
の製造方法において、燃料被覆管および炉心構造材とし
て使用するジルコニウム基合金製の部品の溶接工程の後
に、焼鈍工程を加えるようにしたことである。
【0008】
【作用】水冷却型原子炉の燃料被覆管や構造材として現
在利用されているジルコニウム基合金はジルカロイであ
る。ジルカロイは強度や耐食性を向上させるために、ジ
ルコニウムに錫、鉄、クロム、ニッケル等を少量添加し
たものである。これら合金元素のうち鉄、クロム、ニッ
ケルはジルコニウム中の固溶濃度が低く、添加物が固溶
限を超えているために、通常の状態ではジルコニウムと
の金属間化合物を形成して、ジルカロイ母材中に析出し
ている。
【0009】上記の金属間化合物は、主にジルカロイ製
品製造工程の焼鈍時に生成する。図2には、従来のジル
コニウム基合金製燃料被覆管の製造工程を示す。図2の
工程において、1は純Zrスポンジ、2は合金元素添加
、3はア−ク溶解、4はβ−鍛造、5は溶体化処理、6
はα−鍛造、7は熱間加工、8は焼き鈍し、9は冷間圧
延、10は焼き鈍し、12は最終素材である。すなわち
、溶体化処理5により偏在化していた合金元素が均一化
されるが、その後の熱間押出し7や焼き鈍し8の過程で
ジルコニウム中に過飽和に固溶していた合金元素が析出
し、析出物の大きさも成長していく。しかし溶接により
再び溶体化処理と同じ効果が生じ、析出していた合金元
素がまた過飽和に固溶したり、析出しても微細な析出物
しか形成しなかったりする。
【0010】ジルコニウム基合金の酸化機構について以
下に説明する。合金元素固溶成分濃度の小さいところで
はZrO2型酸化膜が形成される。ところが合金元素が
過飽和に固溶したところでは酸化膜中に合金元素が取り
込まれる。合金元素の鉄、クロム、ニッケルは原子価が
2あるいは3価であり、Zrは4価であるため、合金元
素を取り込んだジルコニウムの酸化物中には、電荷のバ
ランスをとるために酸素の空孔が生じ、ZrOn型の酸
化物になる。ただし、以下n=2−xとする。ZrOn
型の酸化物は酸素の空孔をたくさん含んでいるため、酸
素の拡散が速くなる。通常Zrの酸化は酸化膜中の酸素
の拡散が律速となっており、ZrOn型の酸化物の方が
成長が早くなる。このために溶接部の酸化膜が非溶接部
よりも厚くなるものと考えられる。
【0011】また炉内で使用後のジルカロイ−2被覆管
の微細組織を、透過型電子顕微鏡およびエネルギ−分散
型X線分析装置を用いて観察、分析した結果、金属間化
合物の析出物からジルカロイ−2母材中に合金元素が過
飽和に固溶していることがわかった。この合金元素の照
射誘起固溶現象により、ジルカロイ−2の酸化速度は加
速されることになる。特に小さい析出物ほど固溶が速い
。したがって、溶接部の小さい析出物は照射初期に固溶
してしまい、合金元素の固溶濃度が高くなり、酸化速度
をさらに加速する結果となる。
【0012】このことから、高速中性子の照射により、
析出していた合金元素が熱力学的には起こりえない過飽
和な状態まで固溶することがわかった。その結果、ジル
カロイの溶接部の耐食性が劣化することになる。本発明
は、上記の照射により特に、溶接部でジルカロイ母材中
に合金元素が過飽和に固溶し、耐食性を劣化させるとい
う事実の発見に基づいて生まれたものである。本発明か
らなるジルコニウム基合金を原子炉の炉心に装荷して使
用すると、溶接部の耐食性を向上させ、さらに照射によ
る溶接部の耐食性の劣化を抑制することができる。
【0013】
【実施例】以下、本発明の1実施例を図1〜図3を用い
て説明する。図1は本発明の実施例の原子炉の燃料バン
ドルの製造工程図である。図2は従来の燃料被覆管の製
造工程図であり、図3は従来の燃料バンドルの製造工程
図である。
【0014】まず図2(既に記載した)を用いてジルコ
ニウム基合金からなる燃料被覆管の従来の製造方法を説
明する。原料の純Zrスポンジ1に所定の合金元素(錫
、鉄、クロム、ニッケル等)を添加2し、プレスにより
圧縮成型して円柱状ブリケットを造る。これを不活性雰
囲気下で溶接し電極に仕上げ、これをア−ク溶解3して
インゴットにする。成型のためにインゴットを約100
0℃に加熱しβ鍛造4する。これを1000℃以上で数
時間保持し、その後急冷して溶体化処理5する。この溶
体化処理5により偏在していた合金元素の分布が均一化
される。溶体化処理5によって生じた表面酸化膜の除去
および寸法調整のために、700℃前後のα領域温度範
囲内で予備加熱後、α鍛造6する。これを700℃前後
の熱間加工7により素管にする。加工による歪除去のた
め、10 ̄4〜10 ̄6Torrの高真空下、650℃
で焼鈍し8する。  冷間圧延9により外径を絞り肉厚
を薄くする。その後焼鈍し工程10を挾んで数回冷間圧
延9を繰返し、所定寸法に達するまで行う。最後に、1
0 ̄4〜10 ̄6Torrの高真空下で580℃前後の
再結晶化焼鈍を行う。
【0015】図3は、上記の被覆管の他スペ−サ、部品
等の従来の燃料バンドルの製造工程図である。図1は本
発明の燃料バンドルの製造工程図である。図1において
、21は溶接工程、22は溶接部の焼鈍工程である。
【0016】図2において、溶体化処理5後の熱間加工
7や焼鈍し8、10により過飽和に固溶していた合金元
素が析出する。ところが、図1に示すように、溶接工程
21によって再び溶体化処理5と同様な効果が生じ、合
金元素が過飽和に固溶し、また析出していても微細な析
出物を形成するようになる。すなわち、図1に示したよ
うに、溶接工程21の後に、焼鈍工程22を新設した理
由はこのためである。この焼鈍工程22により、溶接工
程21で過飽和に固溶した合金元素を析出させ、また微
細な析出物を成長させ、照射誘起固溶が生じにくい大き
な析出物にすることができる。
【0017】焼鈍温度および時間については、一般に製
造効率を高める目的から、高温で短時間がのぞましい。 しかし、ジルコニウムあるいはジルカロイの相転移温度
を超えると結晶粒の形状、大きさに変化を生じ、機械的
性質が変化するので、焼鈍温度は800℃を超えないこ
とが望ましい。焼鈍による析出物の形成および成長過程
を調べた結果、750℃、1時間の焼鈍で十分な効果が
期待できる。
【0018】また、酸化速度をできるだけ低減するため
には、焼鈍温度は低い方がよい。それは、ジルカロイの
マトリックス中における合金元素の固溶限が、温度が高
いほど大きくなるためである。すなわち高温焼鈍よりも
低温焼鈍の方が、合金元素の固溶濃度は低くなり、酸化
速度の加速も小さくなると考えられる。このことから5
50℃で24時間程度の焼鈍が効果的である。なお、焼
鈍の際には、ジルカロイ表面の酸化を防止するために、
真空中あるいは不活性ガス中で行うことが望ましい。
【0019】
【発明の効果】以上のように、本発明の方法によれば、
溶接工程でジルコニウム基合金に生じた合金元素の過飽
和固溶成分を析出させ、また析出物を成長させることが
できるので、従来、合金元素の過飽和固溶成分が原因で
発生していた溶接部の酸化速度の加速効果を抑制するこ
とができ、安全性および信頼性に優れた溶接部を持つジ
ルコニウム基合金製の燃料被覆管、スペ−サ、チャンネ
ルボックス等の炉心構造材を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の燃料バンドルの製造工程図である。
【図2】従来のジルコニウム基合金製燃料被覆管の製造
工程図である。
【図3】従来の燃料バンドルの製造工程図である。
【符号の説明】
1    純ジルコニウムスポンジ 2    合金元素添加 3    ア−ク溶解 4    β−鍛造 5    溶体化処理 6    α−鍛造 7    熱間加工 8    焼なまし 9    冷間圧延 10  焼なまし 12  最終素材 21  溶接工程 22  焼鈍工程

Claims (3)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】  複数個の原子炉用燃料被覆管等を束ね
    てなる燃料バンドルの製造方法において、燃料被覆管お
    よび炉心構造材として使用するジルコニウム基合金製の
    部品の溶接工程の後に、焼鈍工程を加えたことを特徴と
    する原子炉用燃料バンドルの製造方法。
  2. 【請求項2】  請求項1記載の製造方法において、焼
    鈍温度を550〜800℃とし、焼鈍時間を1時間以上
    としたことを特徴とする原子炉用燃料バンドルの製造方
    法。
  3. 【請求項3】  請求項1記載の製造方法において、焼
    鈍を真空中あるいは不活性ガス中で行うことを特徴とす
    る原子炉燃料バンドルの製造方法。
JP3072965A 1991-04-05 1991-04-05 原子炉用燃料バンドルの製造方法 Pending JPH04309895A (ja)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2831984A1 (fr) * 2001-11-08 2003-05-09 Mitsubishi Nuclear Fuel Procede de fabrication d'une grille de support de combustible nucleaire, et grille obtenue

Cited By (2)

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FR2831984A1 (fr) * 2001-11-08 2003-05-09 Mitsubishi Nuclear Fuel Procede de fabrication d'une grille de support de combustible nucleaire, et grille obtenue
KR100701872B1 (ko) * 2001-11-08 2007-03-30 미쯔비시 겐시넨료 가부시키가이샤 핵연료집합체 지지격자의 제조방법 및 그것에 의해 제조된핵연료집합체 지지격자

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