JPH07301687A - 被覆管 - Google Patents

被覆管

Info

Publication number
JPH07301687A
JPH07301687A JP7060176A JP6017695A JPH07301687A JP H07301687 A JPH07301687 A JP H07301687A JP 7060176 A JP7060176 A JP 7060176A JP 6017695 A JP6017695 A JP 6017695A JP H07301687 A JPH07301687 A JP H07301687A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
cladding
zirconium
inner liner
fuel
peripheral region
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP7060176A
Other languages
English (en)
Inventor
Mickey O Marlowe
ミッキー・オーヴィル・マーロウ
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JPH07301687A publication Critical patent/JPH07301687A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/16Details of the construction within the casing
    • G21C3/18Internal spacers or other non-active material within the casing, e.g. compensating for expansion of fuel rods or for compensating excess reactivity
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • G21C3/07Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • YGENERAL 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
    • 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

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Hydrogen, Water And Hydrids (AREA)
  • Laminated Bodies (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】 被覆が破損した場合に水素化物欠陥の発生に
抵抗することのできる被覆管を提供する。 【構成】 本願発明に係る水冷型核分裂炉において核分
裂性物質の収納に用いる被覆管17は、内周域と、外周
域とを含んでいる。被覆管17は、外周域を画成してい
る基層21と、内周域を画成している内側ライナ23と
を含んでいる。内側ライナ23は、水素吸収を促進する
少なくとも1つの合金元素を約1重量%〜15重量%の
濃度で含有しているジルコニウム合金で作成されてい
る。水素吸収を促進する元素は、ニッケル、クロム、
鉄、亜鉛、バナジウム、ガリウム、イットリウム、パラ
ジウム、白金又はアルミニウムのうちの1つであり得
る。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉で用いる燃料要
素用の被覆に関し、特に、強い水素吸収性を有する内側
ライナを有している被覆に関する。
【0002】
【従来の技術】原子炉では、核燃料を減速材及び冷却材
系から隔離するために燃料が密封された被覆内に収納さ
れている。本明細書における「被覆(cladding)」とい
う用語は、ジルコニウム基合金管を意味する。被覆はし
ばしば、ジルコニウム合金基層と、合金化していないジ
ルコニウム障壁とを含んでいる複数の層で構成されてい
る。
【0003】被覆は、公称厚さが0.030インチ程度
であって、管形状に形成されており、通例、ペレット形
の核燃料を内蔵している。これらのペレットは、各被覆
管のほとんど全長にわたって互いに接触して重ねられて
おり、被覆管の長さは、160インチ程度である。通
例、被覆管には、燃料ペレットの軸方向位置を維持する
ばねと、過剰水分と水素を吸収するいわゆる「ゲッタ」
とが設けられている。燃料棒の内部は、燃料物質から被
覆への熱伝導を助長するためにヘリウムで加圧されてい
る。
【0004】ジルコニウムと、その合金とは、通常の状
況では、低中性子吸収断面積を有しているので、優れた
核燃料被覆材料であり、そして約350℃以下の温度で
は、脱イオン水又は蒸気の存在の下で、強く、延性を有
し、極めて安定しており、そして比較的無反応である。
「ジルカロイ」は、1群の耐食性ジルコニウム合金被覆
材料であり、98重量%〜99重量%のジルコニウムを
含有しており、残部はスズと、鉄と、クロムと、ニッケ
ルとである。「ジルカロイ2」と、「ジルカロイ4」と
は、広範に使用されている2種の被覆用ジルコニウム基
合金である。ジルカロイ2は重量百分率で、約1.2%
〜1.7%のスズと、0.13%〜0.20%の鉄と、
0.06%〜0.15%のクロムと、0.05%〜0.
08%のニッケルとを含有している。ジルカロイ4は本
来、ニッケルを含有しておらず、約0.2%の鉄を含有
しているが、それ以外はジルカロイ2とほぼ同様であ
る。
【0005】ジルカロイ被覆の欠陥は、様々な原因、例
えば、破片によるフレッチングと、ペレットと被覆との
間の相互作用(ペレット−被覆相互作用)とにより発生
し得る。第1の例の場合、破片が被覆に接近し、通過中
の冷却材の影響の下で被覆壁に接触して振動又は擦動す
る。このような振動は、被覆壁が貫通されるまで続く。
ペレット−被覆相互作用は、核燃料と、被覆と、核反応
中に発生する核分裂生成物との相互作用により生ずる。
この望ましくない結果は、燃料と被覆との間の膨張差及
び摩擦に起因する燃料被覆の機械的な局所応力と、腐食
性核分裂生成種により同時に被覆に発生する応力腐食割
れとによることがわかっている。
【0006】ペレット−被覆相互作用による欠陥の発生
を防止するために、ある被覆は、管の内面に冶金学的に
接合された純粋ジルコニウム障壁層又は合金含有率の低
いジルコニウムの障壁層を含んでいる。障壁層被覆に関
する先駆的な研究は、アーミホ(Armijo)及びコフィン
(Coffin)の米国特許番号第4200492号及び同第
4372817号と、ヴァネショ(Vannesjo)の米国特
許番号第4610842号と、アダムソン(Adamson)
の米国特許番号第4894203号とに記載されてい
る。障壁層はペレットとの相互作用による被覆の破損を
効果的に防止することがわかっている。しかしながら、
もし被覆壁が何らかの態様で悪化し(例えば、破片フレ
ッチングにより分裂するか又は穴が開き)、そして水が
燃料棒内部に入れば、障壁層は急速に酸化されるおそれ
がある。
【0007】被覆が破損した場合にジルコニウム障壁を
このような酸化から保護するために、3層構造体を用い
ることができる。このような構造体は、障壁の燃料側に
接合した耐食性内側ライナを含んでいるもので、「ジル
コニウム障壁層と内側ライナとを有している燃料被覆の
製法」と題した米国特許出願番号第08/091672
号と、「ジルコニウム障壁層を有している燃料被覆用の
内側ライナ」と題した米国特許出願番号第08/092
188号とに記載されている。両米国特許出願は、出願
日が1993年7月14日であって、本発明の譲受人
(本出願人)に譲渡されたものであり、すべての目的の
ためにここに参照されるべきものである。このようなラ
イニングは急速酸化に対して保護を成し得るが、それで
も尚、1次欠陥から離れた箇所で被覆に「2次欠陥」が
生ずるおそれがある(1次欠陥は、被覆壁の初期破損で
ある)。
【0008】燃料要素に1次破損が起こった後も、燃料
要素は時には、原子炉内である期間使用することができ
る。しかしながら、冷却材が1次破損部を経て流入する
結果として、「2次破損」が時々発生することが観察さ
れている。このような2次破損はしばしば、1次破損よ
りもはるかに悪性であり、そして2次欠陥は多量の核分
裂生成物の放出と、燃料物質の壊食部又は腐食部からの
多量の燃料物質の放出とを許容するおそれがある。破損
した燃料棒の調査によれば、2次破損はしばしば、被覆
の局所水素化(ZrH2 )によって発生する。
【0009】燃料棒に初期破損が生じたとき、冷却水が
管内に入って蒸気に変わる。燃料被覆管のジルコニウム
内面又はジルコニウム基合金内面は、燃料棒内に入った
蒸気と下記の腐食反応式で表されるように反応すると考
えられる。 Zr+2H2 O −−> ZrO2 + 2[(p)H2 (abs) +(1−p)H2 (gas)] (1) この式において、H2 (abs) は、腐食により発生した水
素のうち、金属によって吸収される部分であり、H2 (g
as) は燃料棒雰囲気に放出される水素の部分であり、p
は金属によって捕集(吸収)される水素の割合である。
【0010】通常、ジルコニウムは、水素化物発生に対
して保護を成す薄い保護酸化物皮膜で覆われている。こ
の酸化物皮膜が引っかき又は他の原因により悪化したと
き、保護酸化ジルコニウムは裸ジルコニウム表面上に再
生される。しかしながら、「酸素欠乏(oxygen starvat
ion)」として知られる状態が被覆内部内に発生した場
合、酸化物皮膜は水素化物ブリスタ(膨れ)の発生の防
止に十分な速さで形成され得ない。
【0011】腐食が上記の反応により進行するにつれ
て、H2 に変わる気相H2 Oの量が増加する。気相のH
2 対H2 Oの比は、時間の経過に伴って初期欠陥の箇所
からの距離と共に増加する。この増加が発生するのは、
蒸気が被覆壁のジルコニウムと反応する間に水素が燃料
と被覆との間の緊密ギャップに沿って拡散するからであ
る。1次欠陥から離れた点において、局所的な気相H2
/H2 O比は結局、十分な大きさ(例えば、1000/
1程度)になるので、酸素欠乏が生じ、そして被覆管の
内面は、気相水素との直接反応により局所的にかさばっ
た水素化ジルコニウムを形成する。
【0012】かさばった水素化物は時には、「サンバー
スト(日輪形裂傷)」又は水素化物「ブリスタ(膨
れ)」と呼ばれる。このような呼称は、関連水素化物の
微視的な分布状態と、ジルコニウム金属又は合金と比べ
て水素化物の体積が大きいことから生ずる被覆内面から
の膨出とによるものである。これらのかさばった水素化
物の区域は極めて脆く、そして自発的に割れを起こし易
い。従って、水素化物域が燃料棒における出力増加等に
よる応力を受けた場合、前述のような危険な2次欠陥が
発生するおそれがある。
【0013】上述から明らかなように、被覆が破損した
場合に水素化物欠陥の発生に抵抗する被覆が必要であ
る。
【0014】
【発明の概要】本発明は、内周域と、外周域とを有して
いる被覆管であって、(1)外周域を画成している基層
と、(2)内周域を画成している内側ライナとを含んで
いる被覆管を提供する。内側ライナは、水素吸収を促進
する少なくとも1つの合金元素を約1重量%〜15重量
%の濃度で含有している水素吸収性ジルコニウム合金で
作成されている。好ましくは、水素吸収を促進する合金
元素は、ニッケル、クロム、鉄、亜鉛、バナジウム、ガ
リウム、イットリウム、パラジウム、白金、アルミニウ
ム又はそれらの様々な組み合わせのうちの1つである。
【0015】被覆の内側ライナは、腐食箇所における水
素の発生時に水素を吸収して、水素ガスの発生量を減少
させる。(従来の被覆に比べて)存在する水素ガスの量
が少ないので、酸素欠乏の局所域と、2次欠陥の局所域
とが発生するおそれが少なくなる。本発明の好適な被覆
管は、基層及び内側ライナに加えて、順応性ジルコニウ
ム障壁層を含んでいる。障壁層は、内側ライナに接合さ
れている内面と、基層に接合されている外面とを含んで
いる。好ましくは、内側ライナは約1重量%〜5重量%
のニッケルを含有している。好適な代替実施例では、内
周ライナは約1重量%〜5重量%の鉄を含有している。
【0016】本発明のこれらの特徴及び他の特徴を図面
により以下に詳述する。
【0017】
【実施例】
I.被覆管構造 本明細書において、「管」という用語は、様々な用途の
金属管を意味し、「燃料棒コンテナ」又は単に「コンテ
ナ」という用語は、燃料棒において燃料ペレットを包囲
するために使用される管を意味する。時には、燃料棒コ
ンテナは「被覆」又は「被覆管」と呼ばれる。
【0018】図1において、燃料要素14(通常、燃料
棒と呼ばれる)は、燃料物質コア16を囲んでいる燃料
棒コンテナ17を含んでいる。燃料要素14は、燃料棒
コンテナ17と、燃料物質コア16との優れた熱的接触
を成しており、寄生中性子吸収が極めて少なく、そして
高速冷却材流によって時折生ずる湾曲と振動とに耐える
ように設計されている。燃料物質コア16は通例、核分
裂性物質及び(又は)親物質の複数の燃料ペレットから
成っている。燃料コア16は様々な形態、例えば、円筒
形ペレット、球又は小粒の形態を有し得る。様々な核燃
料、例えば、ウラン化合物、トリウム化合物及びそれら
の混合物を用いることができる。好適な燃料は、二酸化
ウラン、又は二酸化ウランと二酸化プルトニウムとから
成っている混合物である。
【0019】コンテナ17は、基層21と、ジルコニウ
ム障壁22と、内層又は内側ライナ23とを含んでいる
構造を有している複合被覆である。基層21は被覆管の
外周域を形成しており、内側ライナ23は内周域を形成
しており、そしてジルコニウム障壁22は基層と内側ラ
イナとの間に配置されている。内側ライナは、耐食性
と、強い水素吸収性とを有している材料で作成されてい
ることにより、管内部における水素ガスの量を少なく保
っていると共に、局所的な酸素欠乏ポケットと、被覆壁
の2次的な水素化物欠陥との発生のおそれを減少させ
る。
【0020】基層21は従来の被覆材料、例えば、ジル
コニウム合金で製造され得る。基層用の好適なジルコニ
ウム合金は、少なくとも約98%のジルコニウムと、約
0.25%以下の鉄と、約0.1%以下のニッケルと、
約1.7%以下のスズ(すべて重量%)とを含有してい
る。他の合金元素は、ニオブ、ビスマス、モリブデン、
及び当該技術において使用される他の様々な元素を包含
し得る。最も一般的には、適当なジルコニウム合金は、
(1)沸騰水型原子炉(BWR)及び(又は)加圧水型
原子炉(PWR)の冷却材に対して耐食性を有してお
り、且つ(2)燃料要素としての使用のために十分な強
度及び延性を有しているものである。本発明の好適な実
施例における基層は、ジルカロイ2又はジルカロイ4で
ある。他の適当な材料は、前述の米国特許出願番号第0
8/092188号に記載されている。
【0021】ある好適な実施例では、基層は、腐食及び
(又は)割れ進展に耐えるミクロ組織(即ち、析出物寸
法分布)を有している。周知のように、ジルカロイ及び
他の合金のミクロ組織は、焼鈍温度と、焼鈍時間と、他
の製造パラメータとによって制御することができる。
又、沸騰水型原子炉(BWR)では、比較的小さな析出
物が一般に、ノジュラ(球状)腐食に対して優れた耐食
性をもたらすのに対し、加圧水型原子炉(PWR)で
は、比較的大きな析出物が一般に、一般的な腐食に対し
て優れた耐食性をもたらすということも知られている。
いずれの環境においても、粗い析出物が軸方向割れの進
展に対する抵抗性を高める。BWR用の好適な実施例で
は、基層は、その基層の(半径方向)外側区域におい
て、細かい析出物(例えば、直径約0.01マイクロメ
ートル〜0.15マイクロメートル)の濃密分布を有し
ていると共に、基層の内側区域において、粗い析出物
(例えば、直径約0.2マイクロメートル〜1マイクロ
メートル)の比較的濃密度の少ない分布を有している。
ジルカロイミクロ組織と、所望のミクロ組織を有してい
る被覆の製法との詳細な説明は、「割れ進展に対する高
い抵抗性を有するジルカロイ管」と題した米国特許出願
番号第08/052793号と、「割れ進展に対する高
い抵抗性を有するジルカロイ管の製法」と題した米国特
許出願番号第08/052791号とに記載されてい
る。両米国特許出願は、出願日が1993年4月23日
であって、本出願人に譲渡されたものであり、すべての
目的のためにここに参照されるべきものである。
【0022】基層21の内面に、ジルコニウム又は希薄
ジルコニウム合金障壁22が冶金学的(金属工学的に)
に接合されている。前述のアーミホ及びコフィンの米国
特許番号第4200492号及び同第4372817号
と、ヴァネショの米国特許番号第4610842号と、
アダムソンの米国特許番号第4894203号とを参照
されたい。障壁は基層を複合被覆内の核燃料物質から遮
蔽する。事実上、ジルコニウム障壁は膨張中に塑性変形
して、燃料要素においてペレットによって生ずる応力を
除去する。障壁は又、応力腐食割れを阻止すると共に、
被覆を不純物及び核分裂生成物との接触及び反応から保
護するように作用する。好適な実施例では、障壁層の厚
さは約50マイクロメートル〜200マイクロメートル
(μm)(約2ミル〜8ミル)であり、被覆の厚さ又は
断面の約5%〜約30%を占めている。
【0023】一般に、ジルコニウム障壁層は、所望構造
特性を有する合金化していないジルコニウム又はその希
薄合金で製造され得る。適当な障壁層は、「低酸素海
綿」級ジルコニウム、「原子炉級海綿」ジルコニウム、
及び比較的高純度の「結晶棒ジルコニウム」で作成され
ている。代替実施例では、障壁層は低濃度の合金元素、
例えば、基層において使用されているクロムと、ニッケ
ルと、鉄とで合金化されている。合金元素と、それらの
濃度とは、障壁層に追加的な耐食性を与えると共にペレ
ット−被覆相互作用による損傷の防止に十分な順応性を
保つように選定されるべきである。
【0024】ジルコニウム障壁22の内面に、内側ライ
ナ23が冶金学的に接合されている。図示のように、内
側ライナは核燃料物質16に最も近い複合被覆の部分で
ある。この層は、万一、燃料要素内部が蒸気と接触した
場合にジルコニウム障壁を急速な酸化から保護する。本
発明において、内側ライナは又、水素化物ブリスタによ
る2次欠陥の発生を妨げる。内側ライナは前述の米国特
許出願番号第08/092188号に詳述されている。
【0025】好ましくは、内側ライナはジルコニウム合
金(例えば、改質ジルカロイ)のような耐食性の高い材
料であるべきである。耐食性内側ライナは水素ガスを強
く吸収する組成を有しており、酸素欠乏の危険を減少さ
せる。好適な実施例では、内側ライナは(重量百分率
で)、約80%〜99%のジルコニウムと、約1%〜1
5%の水素吸収促進元素とを含有している。更に好適な
実施例では、水素吸収を促進する合金元素の濃度は、約
1重量%〜5重量%である。好適な合金元素は、ニッケ
ルと、クロムと、鉄と、亜鉛と、バナジウムと、ガリウ
ムと、イットリウムと、パラジウムと、白金と、アルミ
ニウムとを包含しており、ニッケルが特に好適である。
ある実施例では、上述の合金元素のある組み合わせを用
いることができる。どの合金元素の濃度も、その合金元
素が高濃度の場合に被覆に及ぼし得る悪影響に左右され
る。例えば、ある元素は高中性子吸収断面積を有してい
るので、あまり高い濃度では使用されない。イットリウ
ムのような他の合金元素は、ジルコニウムのように低中
性子吸収断面積を有している。このような元素は、比較
的高い濃度で使用することができる。
【0026】水素吸収性ライナは、腐食反応式(1)に
より水素が発生した場合にいくらかの水素を吸収する。
これは、いわゆる水素吸収率(p)を極めて高くするこ
とにより燃料棒雰囲気内の水素の分圧を極めて低くす
る。腐食反応により発生した水素がすべて吸収されるよ
うな極端な場合には、式(1)は次式になる。 Zr+2H2O −−> ZrO2+2H2 (abs) (2) 本発明の被覆は、腐食箇所でただちに水素を吸収し(水
素ガスを生成せずに)、その水素を水素化物として被覆
管の全内面にわたって比較的均等に分布させる。前述の
ように、従来の被覆における問題は、破損を引き起こす
水素化物ブリスタの発生を許容する局所的に高い水素ガ
ス対蒸気比であった。本発明の被覆における均等な水素
吸収は、水素化物の発生を防止しない(吸収された水素
は、いくらかの水素化ジルコニウムを生成する)が、発
生した水素化物は低濃度で存在するので、かさばった水
素化物にはならない。通例、水素吸収により発生した水
素化物は、約数100ppmの濃度で存在する。比較の
ために述べると、2次欠陥を引き起こすブリスタは、2
0000ppm近辺の水素化物濃度を有し得る。
【0027】ここまでの本発明の説明は、3層被覆構造
体に関するものであったが、本発明は、このような構造
体に限定されない。水素化物による2次欠陥発生の可能
性は、単層及び2層被覆においても存在する。代替実施
例では、本発明の被覆は、基層と、基層の燃料に面して
いる側に設けられた水素吸収層とのみを含んでいる。他
の代替実施例では、被覆は、基層と、ジルコニウム障壁
層とを含んでおり、この障壁層は、1重量%〜15重量
%の水素吸収元素を含有している内側(燃料に面してい
る側)区域を有している。更に他の実施例では、水素吸
収材料はジルコニウム被覆の内面に比較的純粋な形態で
(例えば、ニッケル又はパラジウム金属として)設けら
れている。このような層は、電気めっき、化学蒸着、又
は他の薄層付着技術により形成され得る。
【0028】本発明の被覆は、様々な厚さの水素吸収層
を有し得る。例えば、3層構造体では、通常、水素吸収
層を比較的薄くする(例えば、約20マイクロメートル
〜40マイクロメートル)。こうすると、ジルコニウム
障壁はペレット−被覆相互作用による破損を効果的に軽
減する。しかしながら、他の被覆、特に障壁層を有して
いない被覆では、水素吸収層を大いに厚くすることがで
きる。事実上、この吸収層は、ジルカロイ又は他の被覆
材料から成っている薄い外周域を除き、被覆全体を形成
し得る。
【0029】図2はBWR用の核燃料バンドル又は燃料
集合体10の切除断面図である。燃料バンドル10は、
多数の個別に密封された燃料要素又は燃料棒Rを含んで
いる燃料集合単一体であり、各燃料棒は本発明の被覆管
を含んでいる。加えて、燃料バンドルはフローチャンネ
ルCを含んでおり、このフローチャンネルの上端には、
上側吊上げベイル12が、そして下端には、ノーズピー
スLと、下側吊上げベイル11とが設けられている。チ
ャンネルCの上端は参照番号13で示すように開いてお
り、又、ノーズピースの下端には冷却材流用開口が設け
られている。配列状の燃料要素又は燃料棒Rは、チャン
ネルCに包囲されていると共に、上部タイプレートU
と、下部タイプレート(図示していない)とによって、
チャンネル内に支持されている。ある燃料棒は両タイプ
レートを連結するように作用し、従って、しばしば「タ
イロッド」(図示していない)と呼ばれる。加えて、1
つ以上のスペーサSがフローチャンネル内に配設されて
おり、相互にそしてフローチャンネルに整合して燃料要
素を保持し得る。燃料バンドルの供用寿命中、液状冷却
材が通常、ノーズピースの下端の開口を経て流入し、燃
料要素Rの周囲を上昇し、そして部分的に蒸発した状態
で上側出口13から流出する。
【0030】図2に示す燃料バンドルは単に一例として
設けたものであり、本発明は、PWR及び「CAND
U」の燃料バンドルにも用い得るものであることを理解
されたい。PWRの核燃料バンドルは、いくつかの点で
BWRの燃料バンドルと似ているが、いくつかの重要な
相違がある。例えば、PWRの燃料バンドルにはチャン
ネルがない。更に、PWRの燃料バンドルには、より多
くの、即ち17×17もの燃料棒が配列されている。し
かしながら、他の点では、PWRの燃料バンドルはBW
R燃料バンドルと同様である。例えば、両者とも吊上げ
ベイルと、タイプレートとを有している。「CAND
U」原子炉で用いられている燃料バンドル構成は、本発
明においても使用することができる。CANDU原子炉
は、いくつかがカナダの原子炉として使用されており、
天然二酸化ウランを水平方向の被覆管に入れて用いると
共に重水を減速材として用いるものである。
【0031】次に図3について説明すると、燃料要素又
は燃料棒Rは、それらの端部で端栓18によって密封さ
れている。端栓18は燃料棒コンテナ17に溶接されて
おり、そして燃料集合体内の燃料要素の装着を容易にす
る植込みボルト19を備え得る。空所又はプレナム20
が燃料要素の一端部に設けられており、燃料物質16の
縦方向膨張を許容すると共に、燃料物質から放出される
ガスを捕集し得る。ゲッタ(図示していない)を、製造
後の燃料棒内に存在している水素含有不純物の除去に用
いることができる。螺旋部材の形態の核燃料物質保持体
24が空所20内に配置されており、燃料要素の取扱い
及び輸送中のペレット柱の軸方向移動を抑制する。 II.管の製造 様々な方法を用いて本発明の水素吸収性被覆管を製造す
ることができる。適当な方法は、基層とジルコニウム障
壁との間に、及びジルコニウム障壁と内側ライナとの間
に冶金学的結合をもたらすべきものである。通例、障壁
と、内側ライナとは、円筒形管又はスリーブとして設け
られており、(完成被覆において基層を形成している)
中空ジルコニウム合金ビレットの内面に接合されてい
る。好ましくは、これらの構成部は、合体押し出しによ
り互いに接合されているが、他の方法を用いてもよい。
例えば、ビレットに構成部を接合するために熱間静水圧
圧縮成形又は爆発接合を用いてもよい。他の方法では、
障壁スリーブと、内側ライナ・スリーブとを加熱(例え
ば、750℃で8時間)によりビレットの内面に接合
し、管(スリーブ)とビレットとの拡散接合を成す。
(例えば、押し出しによる)接合の前に、障壁スリーブ
と、内側ライナ・スリーブとは好ましくは、それらの端
部で高真空内の電子ビーム溶接のような接合方法により
ビレットに接合される。電子ビーム溶接は、電子ビーム
を用いて両円筒形管の端部を加熱して溶融する従来の方
法である。
【0032】押し出しは、約1000゜F〜1400゜
F(約538゜C〜760゜C)で管を1組のテーパ付
きダイスに高圧で通すことにより達成される。適当な押
し出し機は、ペンシルベニア州コレオボリスのマネスマ
ン・デマング(MannessmannDemang)から入手すること
ができる。押し出し後、複合体は従来の焼きなましと、
管圧下工程とで処理され、「チューブシェル」として知
られる製品となる。特定の寸法及び組成のチューブシェ
ルが、様々な販売業者、例えば、テレダイン・ワーチャ
ング(Teledyne Wahchang)(米国オレゴン州アルバニ
イ)、ウェスタン・ジルコニウム(Western Zirconiu
m)(ユタ州オグデンにあるウェスチングハウス社)、
及びセザス(Cezus)(フランス)から入手することが
できる。
【0033】所要寸法の最終管を得るために、冷間加
工、熱処理、焼きなまし等の様々な製造段階を用いるこ
とができる。これらの様々な段階の実施に要する装置及
び作業条件は、当業者には明らかであり、「ジルコニウ
ム障壁層と内側ライナとを有している燃料被覆の製法」
と題した前述の米国特許出願番号第08/091672
号に記載されている。1つの適当な管圧下方法は、(ピ
ルガ圧延機で行う)約65%〜80%冷間加工の3段パ
スと、各パス後の応力除去又は再結晶焼鈍とを包含して
いる。
【0034】次に、本発明による特定の好適な方法を説
明する。この例において述べる条件はかなり特定のもの
であるが、本方法の各段階はある範囲の条件の下で行い
得るものであることを理解されたい。本方法は、直径が
約6インチ〜10インチで、長さが2フィートの中空ジ
ルカロイ・ビレットを用いて開始される。このビレット
は、本方法の終わりまでに構造体の基層を形成する。そ
の時点で、ビレットは約半インチの外径を有している約
400フィートの管に変わっている。
【0035】最初に、ビレットは急速に焼き入れされ
る。一般に、この焼き入れは、ビレットの約1000℃
以上の加熱と、その後の水槽内の浸漬による1000℃
から約700℃までの急速冷却とを包含している。適当
な焼き入れ速度を保つことは、1000℃と700℃と
の間の温度範囲では重要である。しかしながら、700
℃到達後の冷却速度は任意に増減することができる。
【0036】焼き入れ後、ジルコニウム障壁として選択
された金属の管と、耐食性且つ水素吸収性の内側ライナ
として選択された材料の管とが、中空ビレット内に同心
的に挿入される。次いで、ビレット、障壁管及び内側ラ
イナ管の端部が、前述のように電子ビーム溶接により接
合される。溶接された管は、約570℃の管温度で押し
出され、約3インチの直径を有している管になる。この
押し出し管は更に、焼鈍と、冷間加工とを施されて、約
2.5インチの直径を有しているチューブシェルにな
る。
【0037】チューブシェルはこのとき、ジルコニウム
障壁と、その内側に接合された内側ライナとを有してお
り、ピルガ圧延機において3つ以上の冷間加工パスを受
ける。ピルガ圧延機は、かなり複雑であるが、一般に利
用することのできる装置であることを理解されたい。ピ
ルガ圧延機による冷間加工中、ある形状のダイス型が管
の外側を転がり、その間、テーパ付き硬質マンドレルが
管の内側を支持している。このようにして、管の肉厚と
直径とを同時に減少させる。
【0038】第1のパス冷間加工段階は通例、約69%
まで行われる。この百分率値は管の断面積の減少百分率
に類似している。もし単一パスで管に施す冷間加工が多
過ぎ、そして応力除去がなければ、製造中の管に割れが
生ずるおそれがある。冷間加工によって生じた応力を除
去するために、ニューハンプシャ州ナシュアのセントア
・ヴァキュアム・インダストリイズ(Centorr Vacuum I
ndustries)から入手し得るような大型真空焼鈍炉にお
いて管を約593℃で2時間焼鈍する。
【0039】次に、管は管壁の外側30%の部分が約9
27℃で熱処理される。これは、チューブシェルを、管
壁の約33%を貫通する(誘導コイルからの)高エネル
ギ又は高周波で加熱することにより達成される。誘導加
熱中、水が管中央を通流する。これは2つの目的に役立
つ。第1に、管の加熱中に、管の内部が比較的低温に保
たれる。第2に、加熱エネルギ除去時に管全体が非常に
急速に焼き入れされる。チューブシェルの内部は実質的
に加熱されないことを認識することが重要である。誘導
加熱方法の更なる詳細は、エデンズ(Eddens)の米国特
許番号第4576654号に記載されており、これはす
べての目的のためにここに参照されるべきものである。
この選択的な加熱段階は、基層の外周域に細かい析出物
を生成することにより外周域に耐食性を与える。
【0040】この時点で、第2のパス冷間加工をピルガ
圧延機で(今度は約74%まで)行う。この第2のパス
冷間加工段階によって生じた応力を除去するために、他
の焼鈍を(やはり593℃で約2時間)行う。最後に第
3のパス冷間加工を前のように行う。これは管を最終寸
法に、即ち、外径が約半インチ、そして公称肉厚がほぼ
30ミルとなるように圧下する。
【0041】この管は燃料棒用の長さ(即ち、約14フ
ィート)に分断され、そして577℃で約2時間最終再
結晶焼鈍を施される。代替的に、最終焼鈍を応力除去焼
鈍として約480℃〜577℃の任意の温度で行うこと
ができる。最終焼鈍後の管は原子炉内でただちに使用す
ることができる。当業者には明らかなように、以上に列
記した段階に加えて様々な段階を行う。例えば、管圧下
用圧延機によって生じた表面欠陥を除去するために化学
的エッチングを用いる。更に、しばしば管の矯正をその
ために設計した装置を用いて行う。加えて、様々な非破
壊試験、例えば、腐食試験と、表面の割れ欠陥の超音波
試験とを行う。以上はすべての段階を列挙したものでは
なく、用い得るいくつかの段階を記載したに過ぎない。
【0042】本発明の複合管を用いて核燃料要素を作成
するためには、先ず閉塞体を被覆管の一端に固定して、
開端が1つのみ残るようにする。次いで、その被覆コン
テナに核燃料物質を詰め、核燃料物質保持手段を空洞に
挿入し、被覆管内部を排気し、管内をヘリウムで加圧
し、閉塞体を被覆コンテナの開端に取り付け、そして被
覆コンテナの端を閉塞体に接合して両者間の密封を成す
ことにより、燃料要素を完成する。
【0043】以上、本発明を明確に理解し得るように詳
述したが、もちろん本発明の要旨の範囲内で様々な変更
及び改変が可能である。例えば、本明細書では好適なジ
ルコニウム合金管について述べたが、他の形状のものを
使用することもできる。例えば、板材と、他の形状の金
属形材とを用いることができる。又、ここに説明した水
素吸収性構造は、被覆以外の原子炉要素においても使用
され得ることを理解されたい。例えば、本構造は、核燃
料バンドル内のタイロッド、タイプレート、スペーサ等
と共に使用することができる。更に局所的なかさばった
水素化物の問題がPWR、BWR及びCANDU重水減
速炉の環境において発生した場合、これらのシステムす
べてにおいて本発明の被覆を用いることができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】基層と、障壁層と、内側ライナとを有している
本発明の核燃料要素の断面図である。
【図2】核燃料棒を含んでいる核燃料バンドルの部分切
除斜視図である。
【図3】燃料棒の内部を示す核燃料バンドルの部分切除
断面図である。
【符号の説明】
14 燃料要素(燃料棒) 16 燃料物質コア 17 燃料棒コンテナ(被覆管) 21 基層 22 ジルコニウム障壁 23 内側ライナ

Claims (10)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 水冷型核分裂炉において核分裂性物質を
    収納する被覆管であって、該被覆管は、内周域と、外周
    域とを含んでおり、 前記外周域を画成している基層と、 前記内周域を画成している内側ライナであって、水素吸
    収を促進する1つ以上の合金元素を約1重量%〜15重
    量%の濃度で含有している水素吸収性ジルコニウム合金
    を含んでいる内側ライナとを備えた被覆管。
  2. 【請求項2】 水素吸収を促進する前記合金元素は、ニ
    ッケル、クロム、鉄、亜鉛、バナジウム、ガリウム、イ
    ットリウム、パラジウム、白金、アルミニウム及びそれ
    らの組み合わせから成っている群から選択されている請
    求項1に記載の被覆管。
  3. 【請求項3】 前記内側ライナは、約1重量%〜5重量
    %のニッケルを含有している請求項2に記載の被覆管。
  4. 【請求項4】 前記内側ライナは、約1重量%〜5重量
    %の鉄を含有している請求項2に記載の被覆管。
  5. 【請求項5】 前記内側ライナは、厚さが約20マイク
    ロメートル〜40マイクロメートルである請求項2に記
    載の被覆管。
  6. 【請求項6】 前記基層は、ジルカロイ2又はジルカロ
    イ4を含んでいる請求項2に記載の被覆管。
  7. 【請求項7】 水冷型核分裂炉において核分裂性物質を
    収納する被覆管であって、該被覆管は、内周域と、外周
    域とを含んでおり、 前記外周域を画成していると共に、内面を有しているジ
    ルカロイ基層と、 該基層の前記内面に冶金学的に接合されていると共に、
    それ自体が内面を有している順応性のジルコニウム又は
    希薄ジルコニウム合金障壁層と、 該障壁層の前記内面に冶金学的に接合されていると共
    に、前記内周域を画成している内側ライナであって、水
    素吸収を促進する1つ以上の合金元素を約1重量%〜1
    5重量%の濃度で含有している水素吸収性ジルコニウム
    合金を含んでいる内側ライナとを備えた被覆管。
  8. 【請求項8】 水素吸収を促進する前記合金元素は、ニ
    ッケル、クロム、鉄、亜鉛、バナジウム、ガリウム、イ
    ットリウム、パラジウム、白金、アルミニウム及びそれ
    らの様々な組み合わせから成っている群から選択されて
    いる請求項7に記載の被覆管。
  9. 【請求項9】 前記内側ライナは、約1重量%〜5重量
    %のニッケルを含んでいる請求項8に記載の被覆管。
  10. 【請求項10】 前記障壁層は、低酸素海綿級ジルコニ
    ウムと、原子炉級海綿ジルコニウムと、結晶棒ジルコニ
    ウムとから成っている群から選択された材料を含んでい
    る請求項7に記載の被覆管。
JP7060176A 1994-03-21 1995-03-20 被覆管 Pending JPH07301687A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US08/215,451 US5475723A (en) 1994-03-21 1994-03-21 Nuclear fuel cladding with hydrogen absorbing inner liner
US215451 1994-03-21

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH07301687A true JPH07301687A (ja) 1995-11-14

Family

ID=22803033

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP7060176A Pending JPH07301687A (ja) 1994-03-21 1995-03-20 被覆管

Country Status (4)

Country Link
US (1) US5475723A (ja)
JP (1) JPH07301687A (ja)
DE (1) DE19509258A1 (ja)
SE (1) SE510281C2 (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2003528328A (ja) * 2000-03-20 2003-09-24 ウェスチングハウス アトム アクチボラゲット ジルコニウム合金を含む構成部材、該構成部材の製造方法、および該構成部材を含む核プラント
WO2009150710A1 (ja) * 2008-06-09 2009-12-17 原子燃料工業株式会社 重水炉または黒鉛炉用燃料及びその製造方法

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5867552A (en) * 1995-07-28 1999-02-02 General Electric Company Zirconium-based two-phase alloys for hydride resistant nuclear reactor components
US6005906A (en) * 1996-06-12 1999-12-21 Siemens Power Corporation Corrosion and hydride resistant nuclear fuel rod
US5805655A (en) * 1997-04-10 1998-09-08 Atomic Energy Of Canada Limited Protective coating to reduce stress corrosion cracking in zirconium alloy sheathing
DE10015440A1 (de) * 2000-03-29 2001-10-18 Daume Regelarmaturen Gmbh Verbundwerkstoff sowie Halbzeug und Verbundbauteil
US6378601B1 (en) * 2000-05-12 2002-04-30 Energy Conversion Devices, Inc. Hydrogen cooled hydrogen storage unit having a high packing density of storage alloy and encapsulation
US20060203952A1 (en) 2005-03-14 2006-09-14 General Electric Company Methods of reducing hydrogen absorption in zirconium alloys of nuclear fuel assemblies
US20130010915A1 (en) * 2011-07-08 2013-01-10 Battelle Energy Alliance, Llc Reactor fuel elements and related methods
CN105937673A (zh) * 2016-06-29 2016-09-14 无锡必胜必精密钢管有限公司 一种小口径精密钢管
CN105952986A (zh) * 2016-06-29 2016-09-21 无锡必胜必精密钢管有限公司 一种气瓶用钢管
CN105937662A (zh) * 2016-06-29 2016-09-14 无锡必胜必精密钢管有限公司 一种大口径精密钢管
US10803999B2 (en) 2017-03-17 2020-10-13 Westinghouse Electric Company Llc Coated U3Si2 pellets with enhanced water and steam oxidation resistance
US11488730B2 (en) 2017-03-17 2022-11-01 Westinghouse Electric Company Llc Coated fuel pellets with enhanced water and steam oxidation resistance
DE102020133779A1 (de) 2020-12-16 2022-06-23 Sandvik Materials Technology Deutschland Gmbh Hochdruckrohr und Verfahren zu dessen Herstellung

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1202985B (de) * 1962-09-29 1965-10-14 Siemens Ag Zirkoniumlegierung
DE2010871A1 (de) * 1970-03-07 1971-10-07 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Gegen Kernbrennstoff und Reaktorkuhl mittel korrosionsbeständige Brennstoff hülle fur Kernreaktoren
US4530719A (en) * 1983-04-12 1985-07-23 Westinghouse Electric Corp. Austenitic stainless steel for high temperature applications
US4659545A (en) * 1984-05-07 1987-04-21 Westinghouse Electric Corp. Hydride blister-resistant zirconium-based nuclear fuel rod cladding
US4986957A (en) * 1989-05-25 1991-01-22 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron
DE69125249T2 (de) * 1990-11-28 1997-06-26 Hitachi Ltd Teil aus Zirkonlegierung mit niedrigem Bestrahlungswachstum, dessen Herstellungsverfahren, Brennelementkanalkasten und Aufbau sowie deren Verwendung
US5310431A (en) * 1992-10-07 1994-05-10 Robert F. Buck Creep resistant, precipitation-dispersion-strengthened, martensitic stainless steel and method thereof
US5301218A (en) * 1992-10-22 1994-04-05 General Electric Company Tolerant metal fuel/cladding barrier and related method of installation
US5341407A (en) * 1993-07-14 1994-08-23 General Electric Company Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2003528328A (ja) * 2000-03-20 2003-09-24 ウェスチングハウス アトム アクチボラゲット ジルコニウム合金を含む構成部材、該構成部材の製造方法、および該構成部材を含む核プラント
WO2009150710A1 (ja) * 2008-06-09 2009-12-17 原子燃料工業株式会社 重水炉または黒鉛炉用燃料及びその製造方法
KR101488555B1 (ko) * 2008-06-09 2015-02-02 겐시넨료 고교 가부시키가이샤 중수로 또는 흑연로용 연료 및 그 제조방법

Also Published As

Publication number Publication date
SE510281C2 (sv) 1999-05-10
DE19509258A1 (de) 1995-09-28
SE9500970L (sv) 1995-09-22
US5475723A (en) 1995-12-12
SE9500970D0 (sv) 1995-03-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5341407A (en) Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers
US4894203A (en) Nuclear fuel element having oxidation resistant cladding
US4372817A (en) Nuclear fuel element
US4029545A (en) Nuclear fuel elements having a composite cladding
US4022662A (en) Nuclear fuel element having a metal liner and a diffusion barrier
US5434897A (en) Hydride damage resistant fuel elements
JP3614885B2 (ja) 亀裂成長抵抗性に優れたジルカロイ管
US5026516A (en) Corrosion resistant cladding for nuclear fuel rods
US5247550A (en) Corrosion resistant zirconium liner for nuclear fuel rod cladding
JP2846266B2 (ja) 被覆管
US5024809A (en) Corrosion resistant composite claddings for nuclear fuel rods
US5475723A (en) Nuclear fuel cladding with hydrogen absorbing inner liner
JP2815551B2 (ja) 被覆管を製造する方法
JPH0213280B2 (ja)
JPH0843568A (ja) ノジュラ腐食に耐える被覆及び被覆を製造する方法
EP0651396B1 (en) Process for improving corrosion resistance of zirconium or zirconium alloy barrier cladding
CA1198231A (en) Zirconium alloy barrier having improved corrosion resistance
CA1209726A (en) Zirconium alloy barrier having improved corrosion resistance
US5867552A (en) Zirconium-based two-phase alloys for hydride resistant nuclear reactor components
JPS6362716B2 (ja)
JPS58216988A (ja) 埋設ジルコニウム層
JPH08170992A (ja) 被覆管及び被覆管を製造する方法
JPH0821888A (ja) 被覆管及びジルカロイ被覆管を製造する方法
Adamson et al. Zirconium alloy barrier having improved corrosion resistance
JPH06186364A (ja) 核燃料要素