JPH0762197B2 - 原子炉用ジルコニウム合金 - Google Patents
原子炉用ジルコニウム合金Info
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- JPH0762197B2 JPH0762197B2 JP61175408A JP17540886A JPH0762197B2 JP H0762197 B2 JPH0762197 B2 JP H0762197B2 JP 61175408 A JP61175408 A JP 61175408A JP 17540886 A JP17540886 A JP 17540886A JP H0762197 B2 JPH0762197 B2 JP H0762197B2
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- Japan
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- corrosion resistance
- nuclear reactor
- zirconium alloy
- corrosion
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- 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
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- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は原子炉用ジルコニウム合金に関し、さらに詳し
くは、耐ノジュラー腐蝕性および耐均一腐蝕性に選れ、
かつ、水素吸収特性に優れた原子炉用ジルコニウム合金
に関する。
くは、耐ノジュラー腐蝕性および耐均一腐蝕性に選れ、
かつ、水素吸収特性に優れた原子炉用ジルコニウム合金
に関する。
［従来技術］ 一般的に、ジルコニウム合金は小さい中性子吸収断面積
および優れた耐蝕性を有していることから、軽水冷却型
原子炉の構造材料である燃料被覆管や炉心構造部材とし
て広く使用されている。
および優れた耐蝕性を有していることから、軽水冷却型
原子炉の構造材料である燃料被覆管や炉心構造部材とし
て広く使用されている。
そして、これまでに尤も普通に使用されているジルコニ
ウム合金としては、ASTMに規定されているジルカロイ−
２、ジルカロイ−４があり、その他、Nb1wt％含有のZr
−1wt％Nb合金、Nb2.5wt％含有のZr−2.5wt％Nb合金、N
b0.1wt％、Ni0.1wt％、Fe0.1wt％、Sn0.2wt％含有のOzh
eniteおよびFe0.1wt％以下、Cr1.0wt％以下含有するVal
oyがある。
ウム合金としては、ASTMに規定されているジルカロイ−
２、ジルカロイ−４があり、その他、Nb1wt％含有のZr
−1wt％Nb合金、Nb2.5wt％含有のZr−2.5wt％Nb合金、N
b0.1wt％、Ni0.1wt％、Fe0.1wt％、Sn0.2wt％含有のOzh
eniteおよびFe0.1wt％以下、Cr1.0wt％以下含有するVal
oyがある。
しかし、これらの合金の耐蝕性は必ずしも充分なものと
はいえず、例えば、沸騰水型軽水炉のチャネルボックス
にジルカロイ−４を、燃料被覆管にジルカロイ−２を使
用すると、ノジュラー腐蝕と呼ばれる白色斑点状の腐蝕
が発生することがある。
はいえず、例えば、沸騰水型軽水炉のチャネルボックス
にジルカロイ−４を、燃料被覆管にジルカロイ−２を使
用すると、ノジュラー腐蝕と呼ばれる白色斑点状の腐蝕
が発生することがある。
そして、このノジュラー腐蝕が進展すると、時には剥離
現象を起こして肉減りし、構造材料として機械的性質の
低下をもたらす恐れがあり、また、剥離した腐蝕生成物
は放射能を有し取り扱い上好ましくない。そのため、原
子炉の構造材料としてのジルコニウム合金の耐ノジュラ
ー腐蝕特性を改善することが注目され、熱間加工条件や
熱処理による改善が試みられている。例えば、特公昭56
−012310号公報、特開昭55−050453号公報、特開昭58−
207349号公報がある。
現象を起こして肉減りし、構造材料として機械的性質の
低下をもたらす恐れがあり、また、剥離した腐蝕生成物
は放射能を有し取り扱い上好ましくない。そのため、原
子炉の構造材料としてのジルコニウム合金の耐ノジュラ
ー腐蝕特性を改善することが注目され、熱間加工条件や
熱処理による改善が試みられている。例えば、特公昭56
−012310号公報、特開昭55−050453号公報、特開昭58−
207349号公報がある。
また、ウラン資源の有効利用、放射性廃棄物の発生量の
低減および発電コストの低減を目的として燃料の高燃焼
度化が進められている。そのため、上記ジルカロイ製品
等炉内構造物にはノジュラー腐蝕のような局部腐蝕に対
する耐蝕性ばかりでなく、均一腐蝕に対する耐蝕性に優
れていることが望まれている。
低減および発電コストの低減を目的として燃料の高燃焼
度化が進められている。そのため、上記ジルカロイ製品
等炉内構造物にはノジュラー腐蝕のような局部腐蝕に対
する耐蝕性ばかりでなく、均一腐蝕に対する耐蝕性に優
れていることが望まれている。
しかし、均一腐蝕の改善とノジュラー腐蝕の改善は必ず
しも同時に達成できるとは限らず、一方を犠牲にした対
策がとられている場合が多かった。
しも同時に達成できるとは限らず、一方を犠牲にした対
策がとられている場合が多かった。
さらに、長寿命化に際しては、耐蝕性だけではなく、材
料の機械的性質に大きな影響を及ぼす使用中の水素吸収
を抑制することが不可欠であるにも拘わらず、従来はこ
れに対する考慮が少なく、真の長寿命化のための対策と
はなっていなかった。
料の機械的性質に大きな影響を及ぼす使用中の水素吸収
を抑制することが不可欠であるにも拘わらず、従来はこ
れに対する考慮が少なく、真の長寿命化のための対策と
はなっていなかった。
［発明が解決しようとする問題点］ 本発明は上記に説明したように従来におけるジルコニウ
ム合金は原子力発電、ウラン資源の有効利用のためには
原子燃料の高燃焼度化が必要であるのに、ジルカロイ合
金製品には耐ノジュラー腐蝕、耐均一腐蝕および水素吸
収特性に劣っていることに鑑み、本発明者は鋭意研究を
行い、検討を重ねた結果、通常のジルコニウム合金の製
造工程、即ち、溶解→鍛造→β焼入れ（約1000℃の温度
に保持後水焼入れ）→熱間加工（820℃以下）→冷間加
工→焼鈍（700℃以下）→製品の工程で作られたジルコ
ニウム合金、例えば、ジルカロイ−２、ジルカロイ−４
と比較して、CrおよびNi含有量はジルカロイ−２または
ジルカロイ−４の含有量と同等であれがSn含有量を低く
し、Fe含有量を高くし、Nbを含有することにより、ノジ
ュラー腐蝕の発生が極めて少なく、また、均一腐蝕速度
も極めて遅くなり、かつ、下記の腐蝕反応式で発生する
水素の吸収率が極めて低い原子炉用ジルコニウム合金を
開発したのである。
ム合金は原子力発電、ウラン資源の有効利用のためには
原子燃料の高燃焼度化が必要であるのに、ジルカロイ合
金製品には耐ノジュラー腐蝕、耐均一腐蝕および水素吸
収特性に劣っていることに鑑み、本発明者は鋭意研究を
行い、検討を重ねた結果、通常のジルコニウム合金の製
造工程、即ち、溶解→鍛造→β焼入れ（約1000℃の温度
に保持後水焼入れ）→熱間加工（820℃以下）→冷間加
工→焼鈍（700℃以下）→製品の工程で作られたジルコ
ニウム合金、例えば、ジルカロイ−２、ジルカロイ−４
と比較して、CrおよびNi含有量はジルカロイ−２または
ジルカロイ−４の含有量と同等であれがSn含有量を低く
し、Fe含有量を高くし、Nbを含有することにより、ノジ
ュラー腐蝕の発生が極めて少なく、また、均一腐蝕速度
も極めて遅くなり、かつ、下記の腐蝕反応式で発生する
水素の吸収率が極めて低い原子炉用ジルコニウム合金を
開発したのである。
Zr＋2H2O→ZrO2＋2H2 ［問題点を解決するための手段］ 本発明に係る原子炉用ジルコニウム合金の特徴とすると
ころは、 Sn0.2〜1.0wt％未満、Fe0.10〜0.50wt％、Cr0.05〜0.15
wt％、 Ni0.10wt％以下、Nb0.05〜0.5wt％未満 を含有し、残部実質的にZrからなることにある。
ころは、 Sn0.2〜1.0wt％未満、Fe0.10〜0.50wt％、Cr0.05〜0.15
wt％、 Ni0.10wt％以下、Nb0.05〜0.5wt％未満 を含有し、残部実質的にZrからなることにある。
以下本発明に係る原子炉用ジルコニウム合金について以
下詳細に説明する。
下詳細に説明する。
先ず、本発明に係る原子炉用ジルコニウム合金の含有成
分および含有割合について説明する。
分および含有割合について説明する。
Sn含有量が増加すると耐ノジュラー腐蝕および耐均一腐
蝕の両者を劣化させ、含有量が1.0wt％を越えて含有さ
れると耐ノジュラー腐蝕の劣化が著しくなり、Sn含有量
は1.0wt％未満とするのがよく、また、含有量が少ない
と酸化皮膜の耐剥離性が劣るが、含有量が0.2wt％以上
とすることによりい良好な密着性を有する。よって、Sn
含有量は0.2〜1.0wt％未満とする。なお、Snの水素吸収
量への影響は少なかった。
蝕の両者を劣化させ、含有量が1.0wt％を越えて含有さ
れると耐ノジュラー腐蝕の劣化が著しくなり、Sn含有量
は1.0wt％未満とするのがよく、また、含有量が少ない
と酸化皮膜の耐剥離性が劣るが、含有量が0.2wt％以上
とすることによりい良好な密着性を有する。よって、Sn
含有量は0.2〜1.0wt％未満とする。なお、Snの水素吸収
量への影響は少なかった。
Feは耐ノジュラー腐蝕性および耐一様腐蝕性を改善する
元素であり、含有量が0.10wt％以上で極めて良好な耐蝕
性を示し、このFeはジルコニウム中の固溶度は小さく、
上記の標準加工工程により作成された材料中では、Zrと
の金属間化合物を析出し、この析出物は材料の機械的性
質に大きな影響を与えるものであり、Fe含有量の高い合
金では製造工程条件（特に、熱間加工条件）のわずかな
変動が析出物の寸法や量に影響し、材料特性のバラツキ
の要因となり、強度増加と延性の低下をもたらし、Fe含
有量が0.50wt％を越えて含有されると析出物が顕著に増
加する。よって、Fe含有量は0.10〜0.50wt％とする。な
お、Fe含有量により水素吸収特性には変化はない。
元素であり、含有量が0.10wt％以上で極めて良好な耐蝕
性を示し、このFeはジルコニウム中の固溶度は小さく、
上記の標準加工工程により作成された材料中では、Zrと
の金属間化合物を析出し、この析出物は材料の機械的性
質に大きな影響を与えるものであり、Fe含有量の高い合
金では製造工程条件（特に、熱間加工条件）のわずかな
変動が析出物の寸法や量に影響し、材料特性のバラツキ
の要因となり、強度増加と延性の低下をもたらし、Fe含
有量が0.50wt％を越えて含有されると析出物が顕著に増
加する。よって、Fe含有量は0.10〜0.50wt％とする。な
お、Fe含有量により水素吸収特性には変化はない。
Crは耐蝕性、水素吸収特性への影響は非常に小さいが、
他の含有成分変動の影響を小さくし、材料強度への影響
を考慮し、従来ジルカロイ−２に含有されている程度の
含有は必要である。従って、Cr含有量は0.05〜0.15wt％
とするのがよい。
他の含有成分変動の影響を小さくし、材料強度への影響
を考慮し、従来ジルカロイ−２に含有されている程度の
含有は必要である。従って、Cr含有量は0.05〜0.15wt％
とするのがよい。
Niは耐ノジュラー腐蝕および耐均一腐蝕に対し、顕著な
改善効果を有する元素であるが、水素吸収特性を劣化さ
せるので、この水素吸収特性を劣化させないためには、
Ni含有量は0.10wt％以下とする必要がある。
改善効果を有する元素であるが、水素吸収特性を劣化さ
せるので、この水素吸収特性を劣化させないためには、
Ni含有量は0.10wt％以下とする必要がある。
Nb含有量が0.05wt％以上の含有でノジュラー腐蝕はほぼ
抑制されて発生しなくなるが、含有量が0.5wt％を越え
て含有されるとNi含有量に対応して酎均一腐蝕性質の劣
化が著しくなるので、Nb含有量は0.5wt％未満とするの
がよい。よって、Nb含有量は0.05〜0.5wt％未満とす
る。なお、水素吸収特性はNb含有量の増加と共に改善さ
れる。
抑制されて発生しなくなるが、含有量が0.5wt％を越え
て含有されるとNi含有量に対応して酎均一腐蝕性質の劣
化が著しくなるので、Nb含有量は0.5wt％未満とするの
がよい。よって、Nb含有量は0.05〜0.5wt％未満とす
る。なお、水素吸収特性はNb含有量の増加と共に改善さ
れる。
次に、本発明に係る原子炉用シルコニウム合金におい
て、Sn含有量の変化による耐蝕性の変化について説明す
る。
て、Sn含有量の変化による耐蝕性の変化について説明す
る。
第１図は400℃および500℃の温度における腐蝕増量値と
Sn含有量の関係を示しており、Sn含有量の減少と共に腐
蝕増量値が減少していることがわかる。特に、Sn含有量
が1.0wt％以下ではノジュラー腐蝕の発生は認められな
かった。
Sn含有量の関係を示しており、Sn含有量の減少と共に腐
蝕増量値が減少していることがわかる。特に、Sn含有量
が1.0wt％以下ではノジュラー腐蝕の発生は認められな
かった。
この第１図で●は400℃、○は500℃を、また、×はノジ
ュラー腐蝕の発生を示す。
ュラー腐蝕の発生を示す。
第２図はNb含有量の変化による耐蝕性の変化を示し、耐
ノジュラー腐蝕特性（500℃，第２図では○）は、Nb含
有量が0.05以上により顕著に改善され、また、耐均一腐
蝕特性（400℃、第２図では●）はNb含有量が0.50wt％
までは改善されるが、0.50wt％を越えて含有されると劣
化することがわかる。
ノジュラー腐蝕特性（500℃，第２図では○）は、Nb含
有量が0.05以上により顕著に改善され、また、耐均一腐
蝕特性（400℃、第２図では●）はNb含有量が0.50wt％
までは改善されるが、0.50wt％を越えて含有されると劣
化することがわかる。
第３図は水素吸収率に及ぼすNb含有量の影響を示し、Nb
含有量の増加と共に水素吸収特性は改善されることがわ
かる。○は400℃の温度における試験を示す。
含有量の増加と共に水素吸収特性は改善されることがわ
かる。○は400℃の温度における試験を示す。
第４図に水素吸収量とNb含有量の関係を示し、そして、
原子炉使用中の水素吸収量は、腐蝕量×水素吸収率で表
され、Nb含有量が0.05〜0.50wt％の範囲で水素吸収量は
従来材より優れていることがわかる。
原子炉使用中の水素吸収量は、腐蝕量×水素吸収率で表
され、Nb含有量が0.05〜0.50wt％の範囲で水素吸収量は
従来材より優れていることがわかる。
［発明の効果］ 以上説明したように、本発明に係る原子炉用ジルコニウ
ム合金は上記の構成であるから、原子炉、例えば、軽水
冷却型原子炉の炉心で使用される燃料被覆管、燃料チャ
ネル、スペーサーやガイドチューブとしても、局部腐
蝕、均一腐蝕が極めて少なく、かつ、水素吸収量も低く
抑えることができるので、長期間原子炉内で使用しても
健全性を維持できるという優れた効果を有する。
ム合金は上記の構成であるから、原子炉、例えば、軽水
冷却型原子炉の炉心で使用される燃料被覆管、燃料チャ
ネル、スペーサーやガイドチューブとしても、局部腐
蝕、均一腐蝕が極めて少なく、かつ、水素吸収量も低く
抑えることができるので、長期間原子炉内で使用しても
健全性を維持できるという優れた効果を有する。
第１図は耐ノジュラー腐蝕（500℃試験）、耐均一腐蝕
（400℃試験）とSn含有量の関係を示す図、第２図は耐
ノジュラー腐蝕（500℃試験）、耐均一腐蝕（400℃試
験）とNb含有量の関係を示す図、第３図は水素吸収率と
Nb含有量の関係を示す図、第４図は水素吸収量とNb含有
量の関係を示す図である。
（400℃試験）とSn含有量の関係を示す図、第２図は耐
ノジュラー腐蝕（500℃試験）、耐均一腐蝕（400℃試
験）とNb含有量の関係を示す図、第３図は水素吸収率と
Nb含有量の関係を示す図、第４図は水素吸収量とNb含有
量の関係を示す図である。
Claims (1)
- 【請求項１】Sn0.2〜1.0wt％未満、Fe0.10〜0.50wt％、
Cr0.05〜0.15wt％、 Ni0.10wt％以下、Nb0.05〜0.5wt％未満 を含有し、残部実質的にZrからなることを特徴とする原
子炉用ジルコニウム合金。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61175408A JPH0762197B2 (ja) | 1986-07-25 | 1986-07-25 | 原子炉用ジルコニウム合金 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61175408A JPH0762197B2 (ja) | 1986-07-25 | 1986-07-25 | 原子炉用ジルコニウム合金 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6333535A JPS6333535A (ja) | 1988-02-13 |
| JPH0762197B2 true JPH0762197B2 (ja) | 1995-07-05 |
Family
ID=15995571
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61175408A Expired - Lifetime JPH0762197B2 (ja) | 1986-07-25 | 1986-07-25 | 原子炉用ジルコニウム合金 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0762197B2 (ja) |
Families Citing this family (4)
| 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 |
| KR100382997B1 (ko) † | 2001-01-19 | 2003-05-09 | 한국전력공사 | 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법 |
| US8116422B2 (en) * | 2005-12-29 | 2012-02-14 | General Electric Company | LWR flow channel with reduced susceptibility to deformation and control blade interference under exposure to neutron radiation and corrosion fields |
| JP5916286B2 (ja) | 2010-11-08 | 2016-05-11 | 株式会社日立製作所 | 高耐食ジルコニウム合金材料の製造方法 |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6043450A (ja) * | 1983-08-16 | 1985-03-08 | Hitachi Ltd | ジルコニウム基合金基体 |
| US4649023A (en) * | 1985-01-22 | 1987-03-10 | Westinghouse Electric Corp. | Process for fabricating a zirconium-niobium alloy and articles resulting therefrom |
| JPS61174347A (ja) * | 1985-01-30 | 1986-08-06 | Hitachi Ltd | 耐ノジユラ腐食ジルコニウム基合金 |
-
1986
- 1986-07-25 JP JP61175408A patent/JPH0762197B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6333535A (ja) | 1988-02-13 |
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