JPH0651079A - Ｚｒ基合金製の原子炉用部材 - Google Patents
Ｚｒ基合金製の原子炉用部材Info
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- JPH0651079A JPH0651079A JP4202315A JP20231592A JPH0651079A JP H0651079 A JPH0651079 A JP H0651079A JP 4202315 A JP4202315 A JP 4202315A JP 20231592 A JP20231592 A JP 20231592A JP H0651079 A JPH0651079 A JP H0651079A
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- JP
- Japan
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- based alloy
- alloy
- annealing
- fuel
- nuclear reactor
- Prior art date
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- 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
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- Other Surface Treatments For Metallic Materials (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【構成】メカニカルアロイング法により原子価が３以下
の合金元素がＺｒと混合されたＺｒ基合金からなること
を特徴とするＺｒ基合金製の原子炉用部材。 【効果】Ｚｒ基合金の耐食性に優れた正方晶系の酸化膜
を長期間安定化する効果により酸化速度を低減し、安全
性および信頼性に優れた原子炉用部材を提供することが
できる。
の合金元素がＺｒと混合されたＺｒ基合金からなること
を特徴とするＺｒ基合金製の原子炉用部材。 【効果】Ｚｒ基合金の耐食性に優れた正方晶系の酸化膜
を長期間安定化する効果により酸化速度を低減し、安全
性および信頼性に優れた原子炉用部材を提供することが
できる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は耐食性のＺｒ基合金から
なる原子炉用部材、特に燃料被覆管に関するものであ
る。
なる原子炉用部材、特に燃料被覆管に関するものであ
る。
【０００２】
【従来の技術】軽水炉においては、燃料被覆管としてＺ
ｒ基合金が使用されている。これは中性子経済や高温・
高圧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。しかし燃料被覆管には、原子炉の運
転中に冷却水との接触面に酸化膜が発生する。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。この様な酸化膜の発生は、燃料被覆管の減肉をも
たらすとともに、剥離によって炉水中の放射能濃度を増
加させ、原子炉の定期検査時の作業者の被爆量を増加さ
せる恐れがある。
ｒ基合金が使用されている。これは中性子経済や高温・
高圧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。しかし燃料被覆管には、原子炉の運
転中に冷却水との接触面に酸化膜が発生する。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。この様な酸化膜の発生は、燃料被覆管の減肉をも
たらすとともに、剥離によって炉水中の放射能濃度を増
加させ、原子炉の定期検査時の作業者の被爆量を増加さ
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対する燃料被覆管の安全
性、信頼性あるいは定検作業時の被爆量を低減すると云
う観点から、Ｚｒ基合金の耐食性が注目されている。そ
の対策の一例として、Ｚｒ基合金基体の全体にわたり金
属間化合物を粒界または亜粒界に添って連鎖状に偏析さ
せ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（特開昭５７〜１１６７３９号公報）。
に、燃料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対する燃料被覆管の安全
性、信頼性あるいは定検作業時の被爆量を低減すると云
う観点から、Ｚｒ基合金の耐食性が注目されている。そ
の対策の一例として、Ｚｒ基合金基体の全体にわたり金
属間化合物を粒界または亜粒界に添って連鎖状に偏析さ
せ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（特開昭５７〜１１６７３９号公報）。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】しかし、この連鎖状に
偏析させた金属間化合物は、原子炉内の使用条件下にお
ける安定性が確かめられておらず、従って、炉内での性
能が疑問視されており、特に長期間の使用には十分とは
云い難い。本発明は、こうした実状に鑑みてなされたも
のであり、その目的とするところは、耐食性に優れた原
子炉用のＺｒ基合金部材、特に、燃料被覆管を提供する
ことにある。
偏析させた金属間化合物は、原子炉内の使用条件下にお
ける安定性が確かめられておらず、従って、炉内での性
能が疑問視されており、特に長期間の使用には十分とは
云い難い。本発明は、こうした実状に鑑みてなされたも
のであり、その目的とするところは、耐食性に優れた原
子炉用のＺｒ基合金部材、特に、燃料被覆管を提供する
ことにある。
【０００５】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成する本発
明の要旨は、メカニカルアロイング法により原子価が３
以下の合金元素がＺｒと混合されたＺｒ基合金からなる
ことを特徴とするＺｒ基合金製の原子炉用部材または燃
料被覆管にある。
明の要旨は、メカニカルアロイング法により原子価が３
以下の合金元素がＺｒと混合されたＺｒ基合金からなる
ことを特徴とするＺｒ基合金製の原子炉用部材または燃
料被覆管にある。
【０００６】合金元素をボールミルによりミーリングす
ることによって機械的に合金化するメカニカルアロイン
グ法（Carl C．Koch；Mechanical Milling and Alloyin
g；Materials Science and Technology．vol.15，Proce
ssing of Metals andAlloys，pp194〜241，New York(19
92)）を用いてＺｒ基合金を作製するに当り、原子レベ
ルで合金元素が均一に固溶している状態にし、Ｚｒ基合
金に添加する合金元素に原子価が３以下で、かつ、α−
Ｚｒ中における拡散速度があまり大きくない元素を用い
て、燃料被覆管製造工程中の焼鈍過程時における合金元
素の析出速度を遅らせ、合金元素の分布の不均一化を抑
制したことにある。
ることによって機械的に合金化するメカニカルアロイン
グ法（Carl C．Koch；Mechanical Milling and Alloyin
g；Materials Science and Technology．vol.15，Proce
ssing of Metals andAlloys，pp194〜241，New York(19
92)）を用いてＺｒ基合金を作製するに当り、原子レベ
ルで合金元素が均一に固溶している状態にし、Ｚｒ基合
金に添加する合金元素に原子価が３以下で、かつ、α−
Ｚｒ中における拡散速度があまり大きくない元素を用い
て、燃料被覆管製造工程中の焼鈍過程時における合金元
素の析出速度を遅らせ、合金元素の分布の不均一化を抑
制したことにある。
【０００７】
【作用】水冷却型原子炉の燃料被覆管として、現在、用
いられているＺｒ基合金はジルカロイである。このジル
カロイは強度や耐食性を向上させるために、ＺｒにＳ
ｎ、Ｆｅ、Ｃｒ、Ｎｉなどを少量添加したものである。
これらの合金元素のうちＦｅ、Ｃｒ、ＮｉはＺｒ中の固
溶濃度が低く、添加量が固溶限界を超えているために、
通常の状態ではＺｒと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。上記の金属間化合物は、主
にジルカロイ製品の製造工程の焼鈍工程において生成さ
れる。
いられているＺｒ基合金はジルカロイである。このジル
カロイは強度や耐食性を向上させるために、ＺｒにＳ
ｎ、Ｆｅ、Ｃｒ、Ｎｉなどを少量添加したものである。
これらの合金元素のうちＦｅ、Ｃｒ、ＮｉはＺｒ中の固
溶濃度が低く、添加量が固溶限界を超えているために、
通常の状態ではＺｒと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。上記の金属間化合物は、主
にジルカロイ製品の製造工程の焼鈍工程において生成さ
れる。
【０００８】図２はＺｒ基合金からなる燃料被覆管の従
来の製造工程を示すフロー図である。その外面焼入工程
において偏在化していた合金元素が、過飽和に固溶する
ことによりその分布は均一化されるが、その後の焼鈍工
程でＺｒ中に過飽和に固溶していた合金元素が析出し、
固溶濃度が低下する。
来の製造工程を示すフロー図である。その外面焼入工程
において偏在化していた合金元素が、過飽和に固溶する
ことによりその分布は均一化されるが、その後の焼鈍工
程でＺｒ中に過飽和に固溶していた合金元素が析出し、
固溶濃度が低下する。
【０００９】Ｚｒ基合金の腐食機構は、Ｚｒが酸化され
るとＺｒＯ2型の酸化物が形成される。ＺｒＯ2には低温
型（単斜晶系）と高温型（正方晶系）とがあり、両者の
転移は１０００℃付近で可逆的に生じる。単斜晶系のＺ
ｒＯ2は多孔質で脆い性質を持っており、これがＺｒ基
合金の表面に生じても酸化剤の侵入を阻止する障壁、即
ち、保護被膜とはならず、Ｚｒ基合金の耐食性が非常に
悪くなる。
るとＺｒＯ2型の酸化物が形成される。ＺｒＯ2には低温
型（単斜晶系）と高温型（正方晶系）とがあり、両者の
転移は１０００℃付近で可逆的に生じる。単斜晶系のＺ
ｒＯ2は多孔質で脆い性質を持っており、これがＺｒ基
合金の表面に生じても酸化剤の侵入を阻止する障壁、即
ち、保護被膜とはならず、Ｚｒ基合金の耐食性が非常に
悪くなる。
【００１０】上記に対し、ＭｇＯ、ＣａＯ、希土類酸化
物などを数％添加したものは安定化ジルコニアあるいは
部分安定化ジルコニアと呼ばれ、立方晶系あるいは正方
晶系をとり、相転移を起こさない。特に、部分安定化ジ
ルコニアは機械的性質に優れており、Ｚｒ基合金に安定
化ジルコニアの酸化膜を形成すれば、緻密で耐食性に優
れた保護被膜となる。
物などを数％添加したものは安定化ジルコニアあるいは
部分安定化ジルコニアと呼ばれ、立方晶系あるいは正方
晶系をとり、相転移を起こさない。特に、部分安定化ジ
ルコニアは機械的性質に優れており、Ｚｒ基合金に安定
化ジルコニアの酸化膜を形成すれば、緻密で耐食性に優
れた保護被膜となる。
【００１１】原子炉内における燃料被覆管の使用温度は
通常２００〜４００℃であり、生成する酸化膜は単斜晶
系のＺｒＯ2である。しかし、現在主に利用されている
Ｚｒ基合金であるジルカロイでは、単斜晶系のＺｒＯ2
が生じているにもかかわらず比較的良い耐食性を示して
いる。この理由は、酸化膜／金属界面に生成した酸化物
が正方晶系のジルコニアであり、これが保護被膜の役割
をしているためと考えられる。但し、この正方晶系のジ
ルコニアは、酸化膜が厚くなると単斜晶系のジルコニア
に相転移してしまい、保護被膜としての正方晶系ジルコ
ニアはあまり厚くならず、その外側には耐食性にあまり
効果のない単斜晶系のジルコニアが厚く形成されること
になる。
通常２００〜４００℃であり、生成する酸化膜は単斜晶
系のＺｒＯ2である。しかし、現在主に利用されている
Ｚｒ基合金であるジルカロイでは、単斜晶系のＺｒＯ2
が生じているにもかかわらず比較的良い耐食性を示して
いる。この理由は、酸化膜／金属界面に生成した酸化物
が正方晶系のジルコニアであり、これが保護被膜の役割
をしているためと考えられる。但し、この正方晶系のジ
ルコニアは、酸化膜が厚くなると単斜晶系のジルコニア
に相転移してしまい、保護被膜としての正方晶系ジルコ
ニアはあまり厚くならず、その外側には耐食性にあまり
効果のない単斜晶系のジルコニアが厚く形成されること
になる。
【００１２】ジルカロイの表面に正方晶系の酸化膜が生
じる原因は、Ｆｅ、Ｃｒ、Ｎｉが酸化膜の中に取り込ま
れたときに、ＭｇＯ、ＣａＯあるいはＹ2Ｏ3などの正方
晶系のジルコニアが安定化させる性質を持っていると考
えられる。従って、正方晶系のジルコニアを安定化させ
るには、原子価が２価あるいは３価（Ｚｒよりも原子価
の小さい）の元素がジルコニア中に取り込まれることに
より達成されると考えられる。換言すれば、ジルコニア
中に酸素空孔を導入することにより正方晶が安定化され
ると考えられる。
じる原因は、Ｆｅ、Ｃｒ、Ｎｉが酸化膜の中に取り込ま
れたときに、ＭｇＯ、ＣａＯあるいはＹ2Ｏ3などの正方
晶系のジルコニアが安定化させる性質を持っていると考
えられる。従って、正方晶系のジルコニアを安定化させ
るには、原子価が２価あるいは３価（Ｚｒよりも原子価
の小さい）の元素がジルコニア中に取り込まれることに
より達成されると考えられる。換言すれば、ジルコニア
中に酸素空孔を導入することにより正方晶が安定化され
ると考えられる。
【００１３】但し、ジルカロイの場合にはこれらの合金
元素の濃度が低いこと、さらに非常に厳しい酸化性雰囲
気中で使用されることなどが原因で、十分な厚さまで正
方晶系を安定化することができず、相転移が生じると考
えられる。
元素の濃度が低いこと、さらに非常に厳しい酸化性雰囲
気中で使用されることなどが原因で、十分な厚さまで正
方晶系を安定化することができず、相転移が生じると考
えられる。
【００１４】また、低濃度の合金元素による正方晶系の
安定化にはある程度の圧縮応力が必要であり、厚くなる
とこの応力が小さくなって、相転移が生じるとも考えら
れる。この相転移が生じる臨界厚さと、ジルコニア中の
合金元素の濃度あるいは酸素空孔濃度との間には相関が
あり、酸素空孔濃度が高いほど相転移が生じる臨界厚さ
が厚くなると予想される。
安定化にはある程度の圧縮応力が必要であり、厚くなる
とこの応力が小さくなって、相転移が生じるとも考えら
れる。この相転移が生じる臨界厚さと、ジルコニア中の
合金元素の濃度あるいは酸素空孔濃度との間には相関が
あり、酸素空孔濃度が高いほど相転移が生じる臨界厚さ
が厚くなると予想される。
【００１５】ジルカロイ中ではほとんどのＦｅ、Ｃｒ、
ＮｉがＺｒと金属間化合物を形成して析出していること
が知られているが、このジルカロイを酸化させたとき、
上記の析出物中から多少は合金元素が酸化物のマトリク
ス中に固溶する。しかし、もともとＺｒ基合金のマトリ
クス中にこれらの合金元素が固溶していたほうが、ジル
コニアのマトリクス中における合金元素濃度が高くな
り、酸素空孔濃度を高めることができるので、正方晶系
のジルコニアがより厚い酸化膜まで安定化することがで
き、Ｚｒ基合金の耐食性を向上させることができる。
ＮｉがＺｒと金属間化合物を形成して析出していること
が知られているが、このジルカロイを酸化させたとき、
上記の析出物中から多少は合金元素が酸化物のマトリク
ス中に固溶する。しかし、もともとＺｒ基合金のマトリ
クス中にこれらの合金元素が固溶していたほうが、ジル
コニアのマトリクス中における合金元素濃度が高くな
り、酸素空孔濃度を高めることができるので、正方晶系
のジルコニアがより厚い酸化膜まで安定化することがで
き、Ｚｒ基合金の耐食性を向上させることができる。
【００１６】従って、耐食性Ｚｒ基合金の条件として
は、原子価が３以下の合金元素を添加し、これらの元素
をマトリクス中にできるだけ高濃度で均一に固溶させる
必要がある。
は、原子価が３以下の合金元素を添加し、これらの元素
をマトリクス中にできるだけ高濃度で均一に固溶させる
必要がある。
【００１７】前記のＺｒ基合金製の燃料被覆管は、保護
被膜である正方晶ジルコニアを長期間安定化し、Ｚｒ基
合金の耐食性を向上させるので燃料の高燃焼度化に適し
た被覆管を得ることができる。
被膜である正方晶ジルコニアを長期間安定化し、Ｚｒ基
合金の耐食性を向上させるので燃料の高燃焼度化に適し
た被覆管を得ることができる。
【００１８】
【実施例】本発明の一実施例を図１により説明する。図
１は本発明の原子炉用部材である燃料被覆管の製造工程
を示すフロー図である。
１は本発明の原子炉用部材である燃料被覆管の製造工程
を示すフロー図である。
【００１９】メカニカルアロイング法３により混合した
Ｚｒ基合金を成形４、焼結５し、粉末鍛造６する。その
後熱間加工７し、焼鈍８、１０と冷間圧延９を繰り返
し、最終圧延１１により所定の寸法の製品を得、最終焼
鈍を経て製品となる。
Ｚｒ基合金を成形４、焼結５し、粉末鍛造６する。その
後熱間加工７し、焼鈍８、１０と冷間圧延９を繰り返
し、最終圧延１１により所定の寸法の製品を得、最終焼
鈍を経て製品となる。
【００２０】メカニカルアロイング法を用いると熱力学
的な平衡状態で決まる固溶限界を越えて合金元素を固溶
させることができる。このような過飽和状態は焼き入れ
によって達成されるが、この場合の過飽和状態は冷却速
度に依存し、冷却速度が遅いと固溶限界値の小さい元素
はほとんど析出してしまう。従って、鍛造品を急冷して
も中心部では冷却速度が遅く、過飽和の固溶状態は十分
には達成されない。そのため、従来の製法では図２に示
すように容体化処理１５のほかに、外面焼入れ１７の工
程を入れる必要があった。しかし、メカニカルアロイン
グ法ではこうした問題がないため、外面焼入れ１７の工
程を必要としない。
的な平衡状態で決まる固溶限界を越えて合金元素を固溶
させることができる。このような過飽和状態は焼き入れ
によって達成されるが、この場合の過飽和状態は冷却速
度に依存し、冷却速度が遅いと固溶限界値の小さい元素
はほとんど析出してしまう。従って、鍛造品を急冷して
も中心部では冷却速度が遅く、過飽和の固溶状態は十分
には達成されない。そのため、従来の製法では図２に示
すように容体化処理１５のほかに、外面焼入れ１７の工
程を入れる必要があった。しかし、メカニカルアロイン
グ法ではこうした問題がないため、外面焼入れ１７の工
程を必要としない。
【００２１】製造工程中、熱間加工７、焼鈍８、１０に
より過飽和に固溶していた合金元素が析出して合金元素
の固溶濃度が低下する。この合金元素の析出過程は、合
金元素のα−Ｚｒ内における拡散が律速段階であるため
に、拡散速度の遅い合金元素を添加すれば、熱間加工
７、焼鈍８、１０により固溶濃度の大きな低下を抑制す
ることができる。
より過飽和に固溶していた合金元素が析出して合金元素
の固溶濃度が低下する。この合金元素の析出過程は、合
金元素のα−Ｚｒ内における拡散が律速段階であるため
に、拡散速度の遅い合金元素を添加すれば、熱間加工
７、焼鈍８、１０により固溶濃度の大きな低下を抑制す
ることができる。
【００２２】ジルカロイ−２被覆管の微細組織の観察，
分析の結果から、Ｚｒ、Ｆｅ、Ｎｉ、およびＺｒ、Ｆ
ｅ、Ｃｒからなる２種類の金属間化合物が観察され、Ｚ
ｒ、Ｆｅ、Ｎｉ系の金属間化合物の方が先に析出，成長
することが分かった。さらに、Ｚｒ、Ｆｅ、Ｃｒ系の析
出物の組成を調べた結果、焼鈍が進行するにつれてＣｒ
の割合が高くなることが分かった。
分析の結果から、Ｚｒ、Ｆｅ、Ｎｉ、およびＺｒ、Ｆ
ｅ、Ｃｒからなる２種類の金属間化合物が観察され、Ｚ
ｒ、Ｆｅ、Ｎｉ系の金属間化合物の方が先に析出，成長
することが分かった。さらに、Ｚｒ、Ｆｅ、Ｃｒ系の析
出物の組成を調べた結果、焼鈍が進行するにつれてＣｒ
の割合が高くなることが分かった。
【００２３】これは、Ｆｅが先に析出し、Ｃｒが後から
Ｆｅに比較してゆっくりと析出したことが原因である。
この析出速度の差は各元素のα−Ｚｒ中における拡散係
数の差にある。すなわち、Ｆｅ、Ｎｉの拡散係数はＣｒ
の拡散係数の１０倍から１００倍あり、そのために析出
速度が速かったと考えられる。
Ｆｅに比較してゆっくりと析出したことが原因である。
この析出速度の差は各元素のα−Ｚｒ中における拡散係
数の差にある。すなわち、Ｆｅ、Ｎｉの拡散係数はＣｒ
の拡散係数の１０倍から１００倍あり、そのために析出
速度が速かったと考えられる。
【００２４】従来の燃料被覆管の製造工程では、焼入れ
後の焼鈍温度および焼鈍時間では、Ｆｅ、Ｎｉは十分に
析出してしまうが、Ｃｒは多少過飽和に固溶している可
能性がある。従って、Ｃｒよりも拡散係数が小さく、か
つ原子価が３以下の合金元素を添加すれば、現行の製造
工程でも、外表面においては合金元素が現行よりもさら
に過飽和に固溶した状態にすることができ、耐食性をさ
らに改善することが可能である。
後の焼鈍温度および焼鈍時間では、Ｆｅ、Ｎｉは十分に
析出してしまうが、Ｃｒは多少過飽和に固溶している可
能性がある。従って、Ｃｒよりも拡散係数が小さく、か
つ原子価が３以下の合金元素を添加すれば、現行の製造
工程でも、外表面においては合金元素が現行よりもさら
に過飽和に固溶した状態にすることができ、耐食性をさ
らに改善することが可能である。
【００２５】Ｃｒの拡散係数は、Ｚｒの自己拡散係数の
約１万倍であるから、Ｚｒの自己拡散係数を基準にし
て、この１万倍以下の拡散係数を持つ元素が有効とな
る。このような元素としては、ＣｒのほかにＭｎ、Ｚ
ｎ、Ａｌなどがあげられる。
約１万倍であるから、Ｚｒの自己拡散係数を基準にし
て、この１万倍以下の拡散係数を持つ元素が有効とな
る。このような元素としては、ＣｒのほかにＭｎ、Ｚ
ｎ、Ａｌなどがあげられる。
【００２６】実際の合金では強度を高くするためにＳｎ
を１〜２重量％添加する必要がある。また、拡散速度の
小さい合金元素の添加量はそれぞれの種類の合金元素濃
度の合計が０.１〜０.５重量％の範囲が適当である。合
金元素濃度が前記より少なすぎると耐食性への効果が少
なく、多すぎると中性子経済上不利となるので前記の範
囲が望ましい。
を１〜２重量％添加する必要がある。また、拡散速度の
小さい合金元素の添加量はそれぞれの種類の合金元素濃
度の合計が０.１〜０.５重量％の範囲が適当である。合
金元素濃度が前記より少なすぎると耐食性への効果が少
なく、多すぎると中性子経済上不利となるので前記の範
囲が望ましい。
【００２７】なお、本発明の耐食性Ｚｒ基合金は原子炉
の燃料被覆管の外に、スペーサ部材，チャンネル部材等
にも用いることができる。
の燃料被覆管の外に、スペーサ部材，チャンネル部材等
にも用いることができる。
【００２８】
【発明の効果】本発明によれば、Ｚｒ基合金の耐食性に
優れた正方晶系の酸化膜を長期間安定化する効果により
酸化速度を低減し、安全性および信頼性に優れたＺｒ基
合金製の原子炉用部材を提供することができる。
優れた正方晶系の酸化膜を長期間安定化する効果により
酸化速度を低減し、安全性および信頼性に優れたＺｒ基
合金製の原子炉用部材を提供することができる。
【図１】本発明の一実施例のＺｒ基合金製燃料被覆管の
製造工程のフロー図である。
製造工程のフロー図である。
【図２】従来のＺｒ基合金製燃料被覆管の製造工程のフ
ロー図である。
ロー図である。
１…純Ｚｒスポンジ、２…合金元素添加、３…メカニカ
ルアロイング、４…成形、５…焼結、６…粉末鍛造、７
…熱間加工、８…焼鈍、９…冷間圧延、１０…中間焼
鈍、１１…最終圧延、１２…最終焼鈍、１３…アーク溶
解、１４…β−鍛造、１５…容体化処理、１６…α−鍛
造、１７…外面焼入れ。
ルアロイング、４…成形、５…焼結、６…粉末鍛造、７
…熱間加工、８…焼鈍、９…冷間圧延、１０…中間焼
鈍、１１…最終圧延、１２…最終焼鈍、１３…アーク溶
解、１４…β−鍛造、１５…容体化処理、１６…α−鍛
造、１７…外面焼入れ。
Claims (5)
- 【請求項１】 メカニカルアロイング法により原子価が
３以下の合金元素がＺｒと混合されたＺｒ基合金からな
ることを特徴とするＺｒ基合金製の原子炉用部材。 - 【請求項２】 α−Ｚｒ中における拡散係数がＺｒの自
己拡散係数の１万倍以下である合金元素の１種以上を
０.１〜０.５重量％含む請求項１に記載のＺｒ基合金製
の原子炉用部材。 - 【請求項３】 メカニカルアロイング法により原子価が
３以下の合金元素がＺｒと混合されたＺｒ基合金からな
ることを特徴とするＺｒ基合金製の原子炉用燃料被覆
管。 - 【請求項４】 α−Ｚｒ中における拡散係数がＺｒの自
己拡散係数の１万倍以下である合金元素の１種以上を
０.１〜０.５重量％含む請求項３に記載のＺｒ基合金製
の原子炉用燃料被覆管。 - 【請求項５】 前記合金元素としてＣｒ，Ｍｎ，Ｚｎ，
Ａｌの１種以上を０.１〜０.５重量％含む請求項３に記
載のＺｒ基合金製の原子炉用燃料被覆管。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4202315A JPH0651079A (ja) | 1992-07-29 | 1992-07-29 | Ｚｒ基合金製の原子炉用部材 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4202315A JPH0651079A (ja) | 1992-07-29 | 1992-07-29 | Ｚｒ基合金製の原子炉用部材 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0651079A true JPH0651079A (ja) | 1994-02-25 |
Family
ID=16455513
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4202315A Pending JPH0651079A (ja) | 1992-07-29 | 1992-07-29 | Ｚｒ基合金製の原子炉用部材 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0651079A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103009008A (zh) * | 2012-12-25 | 2013-04-03 | 中国兵器科学研究院宁波分院 | V-Cr-Ti合金超半球壳制造工艺 |
| CN109930031A (zh) * | 2019-03-26 | 2019-06-25 | 燕山大学 | ZrTiAlNiV合金的制备方法 |
-
1992
- 1992-07-29 JP JP4202315A patent/JPH0651079A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103009008A (zh) * | 2012-12-25 | 2013-04-03 | 中国兵器科学研究院宁波分院 | V-Cr-Ti合金超半球壳制造工艺 |
| CN109930031A (zh) * | 2019-03-26 | 2019-06-25 | 燕山大学 | ZrTiAlNiV合金的制备方法 |
| CN109930031B (zh) * | 2019-03-26 | 2020-02-04 | 燕山大学 | ZrTiAlNiV合金的制备方法 |
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