JPH0458590B2 - - Google Patents
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- JPH0458590B2 JPH0458590B2 JP59114302A JP11430284A JPH0458590B2 JP H0458590 B2 JPH0458590 B2 JP H0458590B2 JP 59114302 A JP59114302 A JP 59114302A JP 11430284 A JP11430284 A JP 11430284A JP H0458590 B2 JPH0458590 B2 JP H0458590B2
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- hafnium
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- control rod
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、新規な原子力用制御棒および製造法
に係り、特に高温中に対する耐食性に優れたハフ
ニウムあるいはハフニウム合金から成る原子力用
制御棒および製造法に関するものである。
に係り、特に高温中に対する耐食性に優れたハフ
ニウムあるいはハフニウム合金から成る原子力用
制御棒および製造法に関するものである。
ハフニウムあるいはハフニウム合金は、平均の
熱中性子吸収断面積は必ずしも大きくないが、中
性子の共鳴エネルギー領域に多数のピークを有す
るため、原子炉の制御材として有効な核特性を有
している。
熱中性子吸収断面積は必ずしも大きくないが、中
性子の共鳴エネルギー領域に多数のピークを有す
るため、原子炉の制御材として有効な核特性を有
している。
現在、沸騰水型原子炉（BWR）用の制御棒
は、第１図に示すように、中性子吸収材としてボ
ロン・カーバイド（B4Ｃ）の粉末を細いステン
レス鋼管１に充填した中性子吸収棒２の十字型の
ステンレス鋼製制御棒シース３の内側に配列した
ものを使用している。
は、第１図に示すように、中性子吸収材としてボ
ロン・カーバイド（B4Ｃ）の粉末を細いステン
レス鋼管１に充填した中性子吸収棒２の十字型の
ステンレス鋼製制御棒シース３の内側に配列した
ものを使用している。
この制御棒は、第２図に示すように十字型をな
し、４組の燃料アセンブリ４ａ〜４ｄに１本の割
で配置されて原子炉炉心のユニツトを構成してい
る。すなわち、１本の制御棒によつて４組の燃料
アセンブリの出力を制御している。なお、５は燃
料棒である。
し、４組の燃料アセンブリ４ａ〜４ｄに１本の割
で配置されて原子炉炉心のユニツトを構成してい
る。すなわち、１本の制御棒によつて４組の燃料
アセンブリの出力を制御している。なお、５は燃
料棒である。
今後、原子力炉プラントでは、熱中性子の利用
率を向上させる観点から運転サイクルの長期間が
予定されている。また、寿命に達した制御棒を取
り替えて運転する現状のプラントにおいては、定
期点検の工程に影響を及ぼす一方、使用済みの制
御棒が放射性廃棄物となるため、制御棒の使用寿
命を長くすることが強く望まれている。
率を向上させる観点から運転サイクルの長期間が
予定されている。また、寿命に達した制御棒を取
り替えて運転する現状のプラントにおいては、定
期点検の工程に影響を及ぼす一方、使用済みの制
御棒が放射性廃棄物となるため、制御棒の使用寿
命を長くすることが強く望まれている。
このような状況から、現用の沸騰水型原子炉用
制御棒にハフニウムあるいはハフニウム合金を適
用していくことが考えられている。すなわち、第
１図に示した中性子吸収棒２をハフニウムあるい
はハフニウム合金で置き換えた構造が予定されて
いる。このような構造の制御棒においては、中性
子吸収棒が直接炉水と接触するため、特に高温水
中での耐食性が要求される。
制御棒にハフニウムあるいはハフニウム合金を適
用していくことが考えられている。すなわち、第
１図に示した中性子吸収棒２をハフニウムあるい
はハフニウム合金で置き換えた構造が予定されて
いる。このような構造の制御棒においては、中性
子吸収棒が直接炉水と接触するため、特に高温水
中での耐食性が要求される。
一般に、ハフニウムあるいはハフニウム合金
は、高温水中での耐食性が優れていると言われて
おり、加圧水型原子炉（PWR）で使用された実
績をもつている。しかしながら、沸騰水型原子炉
（BWR）では、ハフニウムあるいはハフニウム
合金が高温水中の長期間の使用に耐え得るか問題
となる。現状の市販されている完全焼なましのハ
フニウムでは、重量比で４％以下のZrおよび不可
避的な不純物が含まれており、高温高圧水蒸気中
に対する耐食性に問題点を有していた。
は、高温水中での耐食性が優れていると言われて
おり、加圧水型原子炉（PWR）で使用された実
績をもつている。しかしながら、沸騰水型原子炉
（BWR）では、ハフニウムあるいはハフニウム
合金が高温水中の長期間の使用に耐え得るか問題
となる。現状の市販されている完全焼なましのハ
フニウムでは、重量比で４％以下のZrおよび不可
避的な不純物が含まれており、高温高圧水蒸気中
に対する耐食性に問題点を有していた。
本発明の目的は、高温水に対する耐食性を著し
く改善したHfまたはHf合金からなる長寿命の原
子力用制御棒を提供することにある。
く改善したHfまたはHf合金からなる長寿命の原
子力用制御棒を提供することにある。
本発明は適度の冷間塑性加工を施すことによ
り、高温水中での耐食性が著しく良好である新規
なHfまたはHf合金より構成することによつて原
子炉用制御棒の寿命を大幅に向上させたものであ
る。
り、高温水中での耐食性が著しく良好である新規
なHfまたはHf合金より構成することによつて原
子炉用制御棒の寿命を大幅に向上させたものであ
る。
今回、発明者らはHf合金の耐食性に及ぼす冷
間塑性加工および焼なまし処理の影響を検討した
結果、HfまたはHf合金に所定の範囲の冷間加工
を加えることによつて、高温水中に対する耐食性
を改善することを見出して発見に至つた。
間塑性加工および焼なまし処理の影響を検討した
結果、HfまたはHf合金に所定の範囲の冷間加工
を加えることによつて、高温水中に対する耐食性
を改善することを見出して発見に至つた。
従来、原子炉用制御棒に用いようとするHfま
たはHf合金はすべて完全焼なましの再結晶組織
を有する材料であるため、原子炉用制御棒として
用いるには高温水中に対する耐食性の問題が懸念
されている。そこで、HfまたはHf合金に所定の
冷間加工を施して原子炉用制御棒を作成すれば、
沸騰水型原子炉（BWR）中に十分耐え得ること
が期待される。
たはHf合金はすべて完全焼なましの再結晶組織
を有する材料であるため、原子炉用制御棒として
用いるには高温水中に対する耐食性の問題が懸念
されている。そこで、HfまたはHf合金に所定の
冷間加工を施して原子炉用制御棒を作成すれば、
沸騰水型原子炉（BWR）中に十分耐え得ること
が期待される。
次に、HfまたはHf合金に冷間加工を施して耐
食性を改善させる原理について述べる。
食性を改善させる原理について述べる。
HfまたはHf合金は、稠密六方晶という異方性
の強い結晶構造を有している。そこで、稠密六方
晶の稠密面を冷間加工により表面に平行に整えれ
ば、Hf等の耐食性を向上することが考えられる。
すなわち、高温水中でHf合金の表面に酸化被膜
が形成され、この酸化皮膜の挙動は酸素原子およ
び反応によつて生じる水素原子の結晶内における
動作に深く関係している。
の強い結晶構造を有している。そこで、稠密六方
晶の稠密面を冷間加工により表面に平行に整えれ
ば、Hf等の耐食性を向上することが考えられる。
すなわち、高温水中でHf合金の表面に酸化被膜
が形成され、この酸化皮膜の挙動は酸素原子およ
び反応によつて生じる水素原子の結晶内における
動作に深く関係している。
このような酸素原子および水素原子の移動は、
Hf合金母材の結晶構造の方向に深く関連してい
ると考えられる。一般に、稠密六方晶構造におい
ては、冷間加工により稠密面である底面が加工面
に平行になる傾向を有している。
Hf合金母材の結晶構造の方向に深く関連してい
ると考えられる。一般に、稠密六方晶構造におい
ては、冷間加工により稠密面である底面が加工面
に平行になる傾向を有している。
この発明は、冷間加工による加工組織をHf合
金の母材に保有させることにより、高温水に対す
る耐食性を向上させて、原子炉用制御棒に適用す
るものである。ここで冷間塑性加工としてはHf
素材に加工組織を賦与すればよく、たとえば冷間
圧延、冷間引抜き、冷間押出しおよび冷間スウエ
ージング等がある。また、冷間とは室温から再結
晶温度未満の温度範囲を意味している。
金の母材に保有させることにより、高温水に対す
る耐食性を向上させて、原子炉用制御棒に適用す
るものである。ここで冷間塑性加工としてはHf
素材に加工組織を賦与すればよく、たとえば冷間
圧延、冷間引抜き、冷間押出しおよび冷間スウエ
ージング等がある。また、冷間とは室温から再結
晶温度未満の温度範囲を意味している。
さらに、冷間塑性加工後に加工組織が消失しな
い温度範囲で焼なまし処理を行うことは上記の効
果を減少させない。すなわち、再結晶温度未満の
温度で焼なまし処理は加工歪の除去等のために実
施してもよい。
い温度範囲で焼なまし処理を行うことは上記の効
果を減少させない。すなわち、再結晶温度未満の
温度で焼なまし処理は加工歪の除去等のために実
施してもよい。
このような本発明に係るHfまたはHf合金から
なる原子力用制御棒は、加工組織を有し、かつ硬
さがHvで180以上であり、好ましくは200以上で
あることを特徴としている。
なる原子力用制御棒は、加工組織を有し、かつ硬
さがHvで180以上であり、好ましくは200以上で
あることを特徴としている。
以下、本発明の実施例を示す。
供試材は、重量比で3.3％Zrおよび不可避的な
不純物を含有する市販の原子力用Hf板である。
まず、上記の原子力用Hf板を1050℃に加熱した
後に、室温において20〜60％の冷間圧延を行つ
た。次に、上記冷間圧延材について、asrollのま
まHf板を400〜1000℃で焼なましを行つた後に、
各々の供試材について腐食試験、硬さ試験および
ミクロ組織の観察を行つた。
不純物を含有する市販の原子力用Hf板である。
まず、上記の原子力用Hf板を1050℃に加熱した
後に、室温において20〜60％の冷間圧延を行つ
た。次に、上記冷間圧延材について、asrollのま
まHf板を400〜1000℃で焼なましを行つた後に、
各々の供試材について腐食試験、硬さ試験および
ミクロ組織の観察を行つた。
第３図は冷間加工度と高さの関係を示す。冷間
加工度が増加するにつれて硬さが高くなることが
わかる。60％を越えると冷間加工時に素材端部に
微小な割れが発生し始める。このため、一度に60
％を越える冷間加工を行うことは好ましくない。
加工度が増加するにつれて硬さが高くなることが
わかる。60％を越えると冷間加工時に素材端部に
微小な割れが発生し始める。このため、一度に60
％を越える冷間加工を行うことは好ましくない。
このときの素材のミクロ組織を第４図に示す。
第４図において図ａは1050℃に加熱した材料で、
典型的な再結晶組織を示している。これに対し
て、図ｂは40％冷間加工材のミクロ組織であり、
冷間加工によつて変形した結晶粒を呈する加工組
織がみられる。すなわち、圧延方向に沿つて結晶
粒が変形している。第４図では例として冷間加工
度が40％の試験材について示したが、20％、60％
についても類似の加工組織を呈しており、その程
度は冷間加工度が大きい程強い。
第４図において図ａは1050℃に加熱した材料で、
典型的な再結晶組織を示している。これに対し
て、図ｂは40％冷間加工材のミクロ組織であり、
冷間加工によつて変形した結晶粒を呈する加工組
織がみられる。すなわち、圧延方向に沿つて結晶
粒が変形している。第４図では例として冷間加工
度が40％の試験材について示したが、20％、60％
についても類似の加工組織を呈しており、その程
度は冷間加工度が大きい程強い。
第５図は冷間加工度と腐食増量との関係を示し
ており、腐食試験は500℃、1050Kg／cm2の高温高
圧水蒸気中で24hr保持した原子炉炉内の腐食環境
を模擬した加速試験である。
ており、腐食試験は500℃、1050Kg／cm2の高温高
圧水蒸気中で24hr保持した原子炉炉内の腐食環境
を模擬した加速試験である。
この加速試験で高温水または高温水蒸気中に保
持されたHf板の表面には黒色または灰白色の酸
化皮膜が形成される。この酸化皮膜のために腐食
試験後の試験片の重量は増加する。
持されたHf板の表面には黒色または灰白色の酸
化皮膜が形成される。この酸化皮膜のために腐食
試験後の試験片の重量は増加する。
第５図に示すように、この腐食増量は冷間加工
度が増すと減少している。すなわち、冷間加工度
が20％の腐食増量は加工前のそれの概ね1/2に減
少している。この理由は充分明らかではないが、
第４図に示したような加工組織に帰因していると
考えられる。
度が増すと減少している。すなわち、冷間加工度
が20％の腐食増量は加工前のそれの概ね1/2に減
少している。この理由は充分明らかではないが、
第４図に示したような加工組織に帰因していると
考えられる。
以上の実施例から明らかなように、市販されて
いる完全焼なましを施した原子力用Hf合金は、
冷間塑性加工を施して耐食性を改善すれば、沸騰
水型原子炉（BWR）の原子力用制御棒に用いる
素材として十分に適用できることが判明した。
いる完全焼なましを施した原子力用Hf合金は、
冷間塑性加工を施して耐食性を改善すれば、沸騰
水型原子炉（BWR）の原子力用制御棒に用いる
素材として十分に適用できることが判明した。
このことは、Hf合金を制御棒部材として適用
する傾向にある原子力業界にとつては、新しい試
みであるとともに、再結晶の使用実績しかない現
状において新規な原子力用制御棒を提供する意義
が大きい。
する傾向にある原子力業界にとつては、新しい試
みであるとともに、再結晶の使用実績しかない現
状において新規な原子力用制御棒を提供する意義
が大きい。
なお、この実施例では、板状の形状に限定して
説明したが、本発明は形状に限定されず、棒状あ
るいは管状でも適宜に選ぶことができる。実用的
には、沸騰水型原子炉（BWR）における中性子
吸収棒あるいは制御棒シース等に適用される。
説明したが、本発明は形状に限定されず、棒状あ
るいは管状でも適宜に選ぶことができる。実用的
には、沸騰水型原子炉（BWR）における中性子
吸収棒あるいは制御棒シース等に適用される。
本発明によれば、高温水中での耐食性を著しく
改善したHf合金を用いて原子炉用制御棒を製造
できるので、原子炉内での使用期間を非常に長く
することができる効果がある。またさらに、取替
の制御棒の数が少くなる。すなわち、使用済みの
制御棒の数が少くなるので、それによる放射性廃
棄物の量も著しく減少するという効果がある。
改善したHf合金を用いて原子炉用制御棒を製造
できるので、原子炉内での使用期間を非常に長く
することができる効果がある。またさらに、取替
の制御棒の数が少くなる。すなわち、使用済みの
制御棒の数が少くなるので、それによる放射性廃
棄物の量も著しく減少するという効果がある。
第１図はBWR用原子炉制御棒の説明斜視図、
第２図はBWR用燃料集合体と制御棒の説明図、
第３図はHf合金の冷間加工度と硬さとの関係を
示す線図、第４図は加熱材と冷間加工材のミクロ
組織を示す顕微鏡写真図、第５図は冷間加工度と
腐食増量の関係図である。 ２……中性子吸収棒、３……制御シース、４…
…制御棒ブレード。
第２図はBWR用燃料集合体と制御棒の説明図、
第３図はHf合金の冷間加工度と硬さとの関係を
示す線図、第４図は加熱材と冷間加工材のミクロ
組織を示す顕微鏡写真図、第５図は冷間加工度と
腐食増量の関係図である。 ２……中性子吸収棒、３……制御シース、４…
…制御棒ブレード。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ ハフニウムあるいはハフニウム合金から成る
原子炉用制御棒において、前記ハフニウムあるい
はハフニウム合金は冷間塑性加工による加工組織
を有し、かつビツカース硬度（Hv）で180以上で
あることを特徴とする耐食性の優れた原子炉用制
御棒。 ２ 特許請求の範囲第１項において、前記冷間塑
性加工の加工率が20％以上であることを特徴とす
る耐食性の優れた原子炉用制御棒。 ３ ハフニウムあるいはハフニウム合金から成る
原子炉用制御棒において、前記ハフニウムあるい
はハフニウム合金は冷間塑性加工による加工組織
を有し、かつビツカース硬度（Hv）で180以上で
あつて、更に再結晶温度以下で焼なまし処理を行
うことを特徴とする耐食性の優れた原子力用制御
棒の製造法。 ４ 特許請求の範囲第３項において、前記冷間塑
性加工の加工率が20％以上であることを特徴とす
る耐食性の優れた原子力用制御棒の製造法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59114302A JPS60257391A (ja) | 1984-06-04 | 1984-06-04 | 耐食性の優れた原子炉用制御棒および製造法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59114302A JPS60257391A (ja) | 1984-06-04 | 1984-06-04 | 耐食性の優れた原子炉用制御棒および製造法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60257391A JPS60257391A (ja) | 1985-12-19 |
| JPH0458590B2 true JPH0458590B2 (ja) | 1992-09-17 |
Family
ID=14634464
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59114302A Granted JPS60257391A (ja) | 1984-06-04 | 1984-06-04 | 耐食性の優れた原子炉用制御棒および製造法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60257391A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010216881A (ja) * | 2009-03-13 | 2010-09-30 | Toshiba Corp | 原子炉制御棒用複合材およびその製造方法 |
| RU2742176C1 (ru) * | 2020-05-12 | 2021-02-02 | Акционерное общество "Чепецкий механический завод" | Способ изготовления прутков и проволоки из гафния |
-
1984
- 1984-06-04 JP JP59114302A patent/JPS60257391A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60257391A (ja) | 1985-12-19 |
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