JPH076019B2 - 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Zr合金 - Google Patents

耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Zr合金

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JPH076019B2
JPH076019B2 JP61178442A JP17844286A JPH076019B2 JP H076019 B2 JPH076019 B2 JP H076019B2 JP 61178442 A JP61178442 A JP 61178442A JP 17844286 A JP17844286 A JP 17844286A JP H076019 B2 JPH076019 B2 JP H076019B2
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corrosion resistance
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excellent corrosion
reactor fuel
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裕 松尾
佳孝 須田
信夫 須田
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    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22CALLOYS
    • C22C16/00Alloys based on zirconium
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
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    • G21C3/04Constructional details
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Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 この発明は、特に高温高圧水や高温高圧水蒸気にさらさ
れる原子炉燃料被覆管の製造に用いた場合にすぐれた耐
食性を示すZr合金に関するものである。
〔従来の技術〕
従来、一般に、原子力発電プラントの原子炉に加圧水型
(PWR)のものがあり、かつこの原子炉の燃料被覆管に
はZr合金が用いられ、このZr合金としては、重量%で
(以下%は重量%を示す)、 Sn:1.2〜1.7%、 Fe:0.18〜0.24%、 Cr:0.07〜0.13%、 を含有し、残りがZrと不可避不純物からなる組成をもつ
たジルカロイー4が使用されていることはよく知られる
ところである。
〔発明が解決しようとする問題点〕
一方、近年、原子力発電プラントの経済性向上のための
燃料の高燃焼度化に伴つて、燃料被覆管の炉内滞在時間
が長期化の方向にあるが、上記の従来Zr合金製燃料被覆
管では、耐食性が十分でないことに原因して、これに対
応することができないのが現状である。
〔問題点を解決するための手段〕
そこで、本発明者等は、上述のような観点から、原子炉
の燃料被覆管として用いた場合に、よりすぐれた耐食性
を示すZr合金を開発すべく、特に上記の従来Zr合金に着
目し研究を行なつた結果、これに合金成分としてTaを含
有させ、さらに必要に応じてNbを含有させると、一段と
耐食性が向上するようになつて、原子炉の燃料被覆管と
して、長期に亘る使用が可能となるという知見を得たの
である。
したがつて、この発明は、上記知見にもとづいてなされ
たものであつて、 Sn:0.2〜1.7%、 Fe:0.18〜0.24%、 Cr:0.07〜0.13%、 Ta:0.01〜0.1%、 を含有し、さらに必要に応じて、 Nb:0.05〜1%、 を含有し、残りがZrと不可避不純物からなる組成を有す
る原子炉燃料被覆用Zr合金に特徴を有するものである。
なお、この発明のZr合金において、Sn,Fe,およびCr成分
は、共存した状態で耐食性を向上させる作用があり、し
たがつて、これらの3成分のうちのいずれの成分の含有
量でも上記の下限値より少ない含有量になると、所望の
すぐれた耐食性を確保することができないものであり、
一方上記の3成分のうちのいずれかの成分でも上記の上
限値を越えた含有量になると、再び耐食性が低下するよ
うになることから、これらの成分の含有量を、それぞれ
Sn:0.2〜1.7%、Fe:0.18〜0.24%、Cr:0.07〜0.13%と
定めた。
また、Ta成分には、合金の耐食性を向上させる作用があ
るが、その含有量が0.01%未満では、所望の耐食性向上
効果が得られず、一方その含有量が0.1%を越えると中
性子吸収作用が増大するようになって、核反応が阻害さ
れるようになることから、その含有量を0.01〜0.1%と
定めた。
さらに、Nb成分には、Ta成分との共存において、さらに
一段と耐食性を向上させる作用があるので、必要に応じ
て含有されるが、その含有量が0.05%未満では所望の耐
食性向上効果が得られず、一方その含有量が1%を越え
ると、Ta成分と同様に中性子吸収作用が増大するように
なるほか、合金中の析出物の量が多くなって、加工性が
劣化するようになることから、その含有量を0.05〜1%
と定めた。
〔実施例〕
つぎに、この発明のZr合金を実施例により具体的に説明
する。
原料として、99.8%以上の純度を有するZrスポンジ、い
ずれも99.9%の純度を有するSn粉末、Fe粉末、Cr粉末、
Ta粉末、およびNb粉末をそれぞれ用意し、これら原料を
それぞれ所定の配合組成に配合し、混合した後、圧粉体
にプレス成形し、この圧粉体をアーク炉にて溶解してボ
タン材とし、ついでこれに温度:600℃、圧下率:50%の
条件で熱間鍛造を旋した後、温度:1080℃に加熱後水焼
入れの処理を施し、ついで塩浴酸洗を行なつた状態で、
圧延率:50%にて冷間圧延を施し、さらに温度:630℃に
2時間保持の条件で再結晶焼鈍を行なつた後、再び圧下
率:50%にて冷間圧延を施し、引続いて温度:450℃に2
時間保持の条件で歪取り焼鈍を行ない、最終的に酸洗お
よび研磨を施すことによつて、第1表に示される成分組
成を有し、かつ幅:20mm×長さ:40mm×厚さ:0.5mmの寸法
をもつた本発明Zr合金1〜12および比較Zr合金1〜7か
らなる試験片をそれぞれ製造した。
なお、比較Zr合金1〜7は、いずれも構成成分のうちの
いずれかの成分含有量(第1表に※印を 付す)がこの発明の範囲から外れた組成をもつものであ
る。
ついで、この結果得られた本発明Zr合金1〜12および比
較Zr合金1〜7の試験片を用い、通常用いられている静
置式オートクレーブ装置で、水蒸気中、温度:450℃、圧
力:105kg/cm2の条件で炉外腐食試験を行ない、720時間
の試験後の腐食増量を測定した。これらの測定結果を第
1表に示した。
〔発明の効果〕
第1表に示される結果から、本発明Zr合金1〜12は、い
ずれもすぐれた耐食性を示すのに対して、比較Zr合金1
〜7に見られるように、構成成分のうちのいずれかの成
分含有量でもこの発明の範囲から外れると、耐食性が低
下するようになることが明らかである。
上述のように、この発明のZr合金は、特に原子炉の燃料
被覆管がさらされる条件下ですぐれた耐食性を示すの
で、これを実用に供した場合には著しく長期に亘つての
使用が可能となるなど工業上有用な特性を有するのであ
る。

Claims (2)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】Sn:0.2〜1.7%、 Fe:0.18〜0.24%、 Cr:0.07〜0.13%、 Ta:0.01〜0.1%、 を含有し、残りがZrと不可避不純物からなる組成(以上
    重量%)を有することを特徴とする耐食性のすぐれた原
    子炉燃料被覆管用Zr合金。
  2. 【請求項2】Sn:0.2〜1.7%、 Fe:0.18〜0.24%、 Cr:0.07〜0.13%、 Ta:0.01〜0.1%、 を含有し、さらに、 Nb:0.05〜1%、 を含有し、残りがZrと不可避不純物からなる組成(以上
    重量%)を有することを特徴とする耐食性のすぐれた原
    子炉燃料被覆管用Zr合金。
JP61178442A 1986-07-29 1986-07-29 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Zr合金 Expired - Lifetime JPH076019B2 (ja)

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JP61178442A JPH076019B2 (ja) 1986-07-29 1986-07-29 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Zr合金
FR878710700A FR2602369B1 (fr) 1986-07-29 1987-07-28 Alliage de zirconium a haute resistance a la corrosion pour emploi comme matiere de revetement d'elements combustibles pour reacteur nucleaire
US07/536,075 US5196163A (en) 1986-07-29 1990-06-11 Highly corrosion-resistant zirconium alloy for use as nuclear reactor fuel cladding material

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JPS6335751A JPS6335751A (ja) 1988-02-16
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Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2626291B1 (fr) * 1988-01-22 1991-05-03 Mitsubishi Metal Corp Alliage a base de zirconium a utiliser comme assemblage pour combustible dans un reacteur nucleaire
JPH11194189A (ja) * 1997-10-13 1999-07-21 Mitsubishi Materials Corp 耐食性およびクリープ特性にすぐれた原子炉燃料被覆管用Zr合金管の製造方法

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DE1207096B (de) * 1961-03-23 1965-12-16 Euratom Verfahren zur Verbesserung der Korrosionsbestaendigkeit von Zirkoniumlegierungen
DE1241998B (de) * 1961-12-27 1967-06-08 Siemens Ag Zirkoniumlegierung
FR1408152A (fr) * 1963-03-19 1965-08-13 Siemens Ag Alliage à base de zirconium

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Publication number Publication date
JPS6335751A (ja) 1988-02-16
FR2602369B1 (fr) 1989-05-19
FR2602369A1 (fr) 1988-02-05

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