JPH0823055B2 - 核燃料被覆隔壁用ジルコニウム‐ビスマス‐ニオブ合金 - Google Patents
核燃料被覆隔壁用ジルコニウム‐ビスマス‐ニオブ合金Info
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- JPH0823055B2 JPH0823055B2 JP4338236A JP33823692A JPH0823055B2 JP H0823055 B2 JPH0823055 B2 JP H0823055B2 JP 4338236 A JP4338236 A JP 4338236A JP 33823692 A JP33823692 A JP 33823692A JP H0823055 B2 JPH0823055 B2 JP H0823055B2
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
- G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22C—ALLOYS
- C22C16/00—Alloys based on zirconium
-
- 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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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は広くジルコニウム合金に
係り、特に耐食性で延性のジルコニウム合金に係る。
係り、特に耐食性で延性のジルコニウム合金に係る。
【０００２】
【従来の技術】改良されたジルコニウムおよびジルコニ
ウム合金からなる核燃料被覆管が米国特許第４，２０
０，４９２号および第４，３７２，８１７号（援用す
る）に開示されている。これらの特許に記載の複合被覆
管はジルコニウム合金管の内面に対して冶金学的に接合
された高純度ジルコニウム（たとえば、クリスタルバー
・ジルコニウム）または中程度の純度のジルコニウム
（たとえば、スポンジ・ジルコニウム）の隔壁層からな
る。この複合被覆管は核燃料材料を包囲して燃料と被覆
の間に隙間を設ける。隔壁層は、この被覆管内に保持さ
れる核燃料材料から合金管を遮蔽すると共に核分裂生成
物および気体からも合金管を遮蔽する。隔壁層の厚さは
一般に、複合被覆管の厚さの約１〜約３０％に等しい。
隔壁層は照射中比較的柔らかいままであり、核燃料要素
内部に局在化する歪みを最小限に抑え、したがって応力
腐食割れと液体金属脆化の両方から合金管を保護する役
目を果たす。被覆管の合金管部分は他の点ではデザイン
と機能において従前の原子炉と同じであり、ジルコニウ
ム合金のような通常の被覆材料の中から選択される。
ウム合金からなる核燃料被覆管が米国特許第４，２０
０，４９２号および第４，３７２，８１７号（援用す
る）に開示されている。これらの特許に記載の複合被覆
管はジルコニウム合金管の内面に対して冶金学的に接合
された高純度ジルコニウム（たとえば、クリスタルバー
・ジルコニウム）または中程度の純度のジルコニウム
（たとえば、スポンジ・ジルコニウム）の隔壁層からな
る。この複合被覆管は核燃料材料を包囲して燃料と被覆
の間に隙間を設ける。隔壁層は、この被覆管内に保持さ
れる核燃料材料から合金管を遮蔽すると共に核分裂生成
物および気体からも合金管を遮蔽する。隔壁層の厚さは
一般に、複合被覆管の厚さの約１〜約３０％に等しい。
隔壁層は照射中比較的柔らかいままであり、核燃料要素
内部に局在化する歪みを最小限に抑え、したがって応力
腐食割れと液体金属脆化の両方から合金管を保護する役
目を果たす。被覆管の合金管部分は他の点ではデザイン
と機能において従前の原子炉と同じであり、ジルコニウ
ム合金のような通常の被覆材料の中から選択される。
【０００３】米国特許第４，２００，４９２号および第
４，３７２，８１７号の開示によると、複合被覆管の金
属隔壁を形成する高純度および中程度の純度の金属ジル
コニウムは、長時間の照射後でも、耐力や硬さのような
構造特性を従来のジルコニウム合金よりかなり低いレベ
ルに望ましく保つことができる。実際、この金属隔壁は
照射によって従来のジルコニウム合金ほどには硬くなら
ず、これと当初の低い耐力とによって、この金属隔壁は
可塑的に変形し、中性子照射の過渡中に燃料要素内でペ
レットにより誘発される応力を軽減することができる。
燃料要素内で燃料ペレットにより誘発される応力の原因
は、たとえば原子炉運転温度（３００〜３５０℃）での
核燃料ペレットのスエリング（膨潤）が考えられ、この
結果ペレットは被覆と接触するようになる。
４，３７２，８１７号の開示によると、複合被覆管の金
属隔壁を形成する高純度および中程度の純度の金属ジル
コニウムは、長時間の照射後でも、耐力や硬さのような
構造特性を従来のジルコニウム合金よりかなり低いレベ
ルに望ましく保つことができる。実際、この金属隔壁は
照射によって従来のジルコニウム合金ほどには硬くなら
ず、これと当初の低い耐力とによって、この金属隔壁は
可塑的に変形し、中性子照射の過渡中に燃料要素内でペ
レットにより誘発される応力を軽減することができる。
燃料要素内で燃料ペレットにより誘発される応力の原因
は、たとえば原子炉運転温度（３００〜３５０℃）での
核燃料ペレットのスエリング（膨潤）が考えられ、この
結果ペレットは被覆と接触するようになる。
【０００４】米国特許第４，２００，４９２号および第
４，３７２，８１７号に記載の核燃料要素は、内部のジ
ルコニウム隔壁層を含まない要素と比べてかなり改良さ
れている。しかし、原子炉の運転中複合被覆管が破れて
水や水蒸気が燃料棒中に入ると、比較的純粋なジルコニ
ウム隔壁層は酸化を受けることになる。したがって、隔
壁層の耐酸化性を改良することができれば望ましいであ
ろう。ジルコニウム隔壁層の有効性、特に、隔壁層がも
つ、可塑的に変形して、照射過渡期に燃料要素内でペレ
ットにより誘発される応力を軽減することができる能力
を低下させることなく酸化防止を達成することができれ
ば特に望ましいであろう。
４，３７２，８１７号に記載の核燃料要素は、内部のジ
ルコニウム隔壁層を含まない要素と比べてかなり改良さ
れている。しかし、原子炉の運転中複合被覆管が破れて
水や水蒸気が燃料棒中に入ると、比較的純粋なジルコニ
ウム隔壁層は酸化を受けることになる。したがって、隔
壁層の耐酸化性を改良することができれば望ましいであ
ろう。ジルコニウム隔壁層の有効性、特に、隔壁層がも
つ、可塑的に変形して、照射過渡期に燃料要素内でペレ
ットにより誘発される応力を軽減することができる能力
を低下させることなく酸化防止を達成することができれ
ば特に望ましいであろう。
【０００５】米国特許第４，８９４，２０３号（援用す
る）には、内側の隔壁層上に薄層として形成された合金
層を有する改良された核燃料被覆管が開示されている。
この合金層は、鉄、クロム、銅、窒素およびニオブより
成る群の中から選択される１種以上の不純物を１重量％
未満含んでいる。この合金層は、イオン注入法、イオン
メッキ法または化学蒸着法のように不純物元素の析出深
さを制御できるいずれの従来法によっても形成すること
ができる。この合金層により、隔壁層の望ましい可塑性
にあまり影響を及ぼさないで隔壁層の耐酸化性を改良す
ることができる。
る）には、内側の隔壁層上に薄層として形成された合金
層を有する改良された核燃料被覆管が開示されている。
この合金層は、鉄、クロム、銅、窒素およびニオブより
成る群の中から選択される１種以上の不純物を１重量％
未満含んでいる。この合金層は、イオン注入法、イオン
メッキ法または化学蒸着法のように不純物元素の析出深
さを制御できるいずれの従来法によっても形成すること
ができる。この合金層により、隔壁層の望ましい可塑性
にあまり影響を及ぼさないで隔壁層の耐酸化性を改良す
ることができる。
【０００６】米国特許第４，８７６，０６４号（援用す
る）には、０．５〜２．５重量％のビスマスか、または
スズとビスマスの混合物を０．５〜２．５重量％、なら
びにニオブ、モリブデン、テルルおよびこれらの混合物
より成る群の中から選択される溶質を０．５〜１．０重
量％含み、残部がジルコニウムからなる耐食性のジルコ
ニウム合金が開示されている。この合金は、実験室の高
圧蒸気試験によって示されるような均一腐食と結節腐食
の両方に対して高い抵抗力をもっている。この試験は、
原子炉の炉心で核燃料棒被覆上に見ることができる均一
腐食と結節腐食をシミュレートするものである。
る）には、０．５〜２．５重量％のビスマスか、または
スズとビスマスの混合物を０．５〜２．５重量％、なら
びにニオブ、モリブデン、テルルおよびこれらの混合物
より成る群の中から選択される溶質を０．５〜１．０重
量％含み、残部がジルコニウムからなる耐食性のジルコ
ニウム合金が開示されている。この合金は、実験室の高
圧蒸気試験によって示されるような均一腐食と結節腐食
の両方に対して高い抵抗力をもっている。この試験は、
原子炉の炉心で核燃料棒被覆上に見ることができる均一
腐食と結節腐食をシミュレートするものである。
【０００７】
【発明の目的】本発明の目的は、改良された耐食性と延
性を組合せて有するジルコニウム基合金を提供すること
である。本発明の別の目的は、スポンジ・ジルコニウム
に匹敵する延性を有する耐食性のジルコニウム合金を提
供することである。
性を組合せて有するジルコニウム基合金を提供すること
である。本発明の別の目的は、スポンジ・ジルコニウム
に匹敵する延性を有する耐食性のジルコニウム合金を提
供することである。
【０００８】本発明のさらに別の目的は、核燃料被覆管
の隔壁層に適する改良された耐食性と延性を組合せて有
する耐食性ジルコニウム合金を提供することである。
の隔壁層に適する改良された耐食性と延性を組合せて有
する耐食性ジルコニウム合金を提供することである。
【０００９】
【発明の概要】本発明の耐食性ジルコニウム合金は重量
％で約０．１重量％〜０．５重量％未満のビスマスと約
０．１重量％〜０．５重量％未満のニオブを含み、残部
が実質的にジルコニウムからなる。ニオブは約０．１〜
０．３重量％が好ましい。この合金は中程度の純度のス
ポンジ・ジルコニウムに匹敵する延性を維持したままで
スポンジ・ジルコニウムと比較して改良された耐食性を
もっている。
％で約０．１重量％〜０．５重量％未満のビスマスと約
０．１重量％〜０．５重量％未満のニオブを含み、残部
が実質的にジルコニウムからなる。ニオブは約０．１〜
０．３重量％が好ましい。この合金は中程度の純度のス
ポンジ・ジルコニウムに匹敵する延性を維持したままで
スポンジ・ジルコニウムと比較して改良された耐食性を
もっている。
【００１０】
【詳細な説明】本発明の合金は従来のジルコニウム合金
化方法に似た方法で融解させることができる。合金化を
達成するには、ジルコニウムビレットの中空部分に入れ
られた所望量の合金化金属を有するビレットをアーク融
解させるのが好ましい。本発明の合金は、ＡＳＴＭ Ｂ
３４９、ＡＳＴＭ規格１９９１年版、第１２．０１
巻、第１〜２頁（援用する）に規定されているように、
スポンジ・ジルコニウムやジルコニウム合金で見られる
通常の不純物を含有していることができる。こうして融
解させたメルトを合金ビレットとして鋳造する。この合
金ビレットは通常のジルコニウム合金加工法によって仕
上加工して最終形状にすることができる。
化方法に似た方法で融解させることができる。合金化を
達成するには、ジルコニウムビレットの中空部分に入れ
られた所望量の合金化金属を有するビレットをアーク融
解させるのが好ましい。本発明の合金は、ＡＳＴＭ Ｂ
３４９、ＡＳＴＭ規格１９９１年版、第１２．０１
巻、第１〜２頁（援用する）に規定されているように、
スポンジ・ジルコニウムやジルコニウム合金で見られる
通常の不純物を含有していることができる。こうして融
解させたメルトを合金ビレットとして鋳造する。この合
金ビレットは通常のジルコニウム合金加工法によって仕
上加工して最終形状にすることができる。
【００１１】図１を参照すると、燃料要素１４の中心部
を形成している核燃料材料１６の回りを複合被覆管から
なる被覆容器１７が取巻いている。この複合被覆容器１
７は炉心１６を包囲しており、炉心と被覆容器の間には
隙間２３が存在する。複合被覆容器１７は通常のジルコ
ニウム合金、たとえばジルカロイ(Zircaloy)‐２または
ジルカロイ(Zircaloy)‐４から形成された合金管２１を
含んでいる。合金管２１はその内側表面に隔壁層２２が
接合されており、この隔壁層２２が合金管２１と隔壁２
２に直面する核燃料材料１６との間でシールドを形成し
ている。隔壁層２２は被覆管の厚みの約１〜約３０％を
構成しており、中性子吸収が少ないことが特徴である。
隔壁２２は、被覆管のジルコニウム合金部分が核燃料に
由来するガスと核分裂生成物と接触して反応するのを防
いでおり、核燃料の膨脹に起因して被覆管上に局在化す
る応力と歪みを最小限に抑えている。本発明の合金はス
ポンジ・ジルコニウムと比較して改良された耐食性と良
好な延性をもっているので、核燃料被覆管の隔壁層２２
として使用するのに特に適している。
を形成している核燃料材料１６の回りを複合被覆管から
なる被覆容器１７が取巻いている。この複合被覆容器１
７は炉心１６を包囲しており、炉心と被覆容器の間には
隙間２３が存在する。複合被覆容器１７は通常のジルコ
ニウム合金、たとえばジルカロイ(Zircaloy)‐２または
ジルカロイ(Zircaloy)‐４から形成された合金管２１を
含んでいる。合金管２１はその内側表面に隔壁層２２が
接合されており、この隔壁層２２が合金管２１と隔壁２
２に直面する核燃料材料１６との間でシールドを形成し
ている。隔壁層２２は被覆管の厚みの約１〜約３０％を
構成しており、中性子吸収が少ないことが特徴である。
隔壁２２は、被覆管のジルコニウム合金部分が核燃料に
由来するガスと核分裂生成物と接触して反応するのを防
いでおり、核燃料の膨脹に起因して被覆管上に局在化す
る応力と歪みを最小限に抑えている。本発明の合金はス
ポンジ・ジルコニウムと比較して改良された耐食性と良
好な延性をもっているので、核燃料被覆管の隔壁層２２
として使用するのに特に適している。
【００１２】
【実施例の記載】以下の実施例では、スポンジ・ジルコ
ニウムと高純度ジルコニウムのシートサンプルを、スポ
ンジ・ジルコニウムならびにスズ、ビスマス、またはビ
スマスとニオブを含む高純度ジルコニウムの合金と比較
した。スポンジ・ジルコニウム、高純度ジルコニウムま
たはジルコニウム合金の従来通り加工処理したプレート
（厚さ約１．３ｃｍ）を得た。これらのプレートの組成
を下記表に示す。表中、「スポンジ」という用語は中程
度の純度のジルコニウムを意味している。プレートのう
ちのあるものは冷間圧延して厚み０．７６２ｍｍのシー
トにし、真空中５７６℃で２時間焼きなました。別のプ
レートは同じ加工処理をしたが、冷間圧延と焼きなまし
の前にベータ急冷した。このベータ急冷は、プレートを
約１０００℃に１分間加熱した後そのプレートを水焼入
れして急速に冷却することによって実施した。
ニウムと高純度ジルコニウムのシートサンプルを、スポ
ンジ・ジルコニウムならびにスズ、ビスマス、またはビ
スマスとニオブを含む高純度ジルコニウムの合金と比較
した。スポンジ・ジルコニウム、高純度ジルコニウムま
たはジルコニウム合金の従来通り加工処理したプレート
（厚さ約１．３ｃｍ）を得た。これらのプレートの組成
を下記表に示す。表中、「スポンジ」という用語は中程
度の純度のジルコニウムを意味している。プレートのう
ちのあるものは冷間圧延して厚み０．７６２ｍｍのシー
トにし、真空中５７６℃で２時間焼きなました。別のプ
レートは同じ加工処理をしたが、冷間圧延と焼きなまし
の前にベータ急冷した。このベータ急冷は、プレートを
約１０００℃に１分間加熱した後そのプレートを水焼入
れして急速に冷却することによって実施した。
【００１３】シートから切り取ったおよそ０．７６２×
１１．２×２２．５ｍｍのサンプルについて、均一腐食
耐性と結節腐食耐性の両方を試験した。均一腐食に対す
る耐性は、サンプルを４００℃、１５００ｐｓｉｇの蒸
気に７日間さらして測定した。この条件は、促進試験に
おいて、原子炉の炉心で被覆管に見られる均一腐食を生
じ得る条件である。結節腐食に対する耐性は、サンプル
を１５００ｐｓｉｇの蒸気に、４１０℃で４時間、次い
で５２０℃で１６時間さらして測定した。この条件は、
原子炉の炉心で被覆管に見られることがある結節腐食を
生じ得る条件である。
１１．２×２２．５ｍｍのサンプルについて、均一腐食
耐性と結節腐食耐性の両方を試験した。均一腐食に対す
る耐性は、サンプルを４００℃、１５００ｐｓｉｇの蒸
気に７日間さらして測定した。この条件は、促進試験に
おいて、原子炉の炉心で被覆管に見られる均一腐食を生
じ得る条件である。結節腐食に対する耐性は、サンプル
を１５００ｐｓｉｇの蒸気に、４１０℃で４時間、次い
で５２０℃で１６時間さらして測定した。この条件は、
原子炉の炉心で被覆管に見られることがある結節腐食を
生じ得る条件である。
【００１４】また、燃料被覆管で応力腐食割れを促進す
ると考えられる条件でもサンプルを試験した。シートを
機械加工して引張り試験用のサンプルを作成し、通常の
応力腐食割れ試験にかけた。カフィン(L.F. Coffin)
著、「ジルカロイ‐２被覆管の局在延性評価法(Localiz
ed Ductility Method for Evaluating Zircaloy-2 Clad
ding) 」、ＡＳＴＭ ＳＴＰ ６８１、１９７７年、第
７２頁、およびトマリン(D.S. Tomalin)著、「空気中お
よびヨウ素雰囲気中における被照射ジルカロイ‐２被覆
管の局在延性(Localized Ductility of Irradiated Zir
caloy-2 Claddingin Air and Iodine Environment
s)」、ＡＳＴＭ ＳＴＰ ６３３、１９７６年、第５５
７〜５７２頁参照。テストサンプルを引張り状態にした
ままで２８０℃に加熱してアルゴンまたはヨウ素の雰囲
気にさらした。引張り試験は遅い歪み速度試験として実
施した。すなわち、約１ミル／分で破断するまで引張っ
た。さらに、本発明の合金の水素化耐性も試験した。こ
の耐性は、被覆管の応力腐食割れを促進すると考えられ
るもうひとつ別の要因である。水３％を含む水素雰囲気
中で１〜４週間３６５℃にサンプルを加熱し、サンプル
に吸収された水素の量を測定した。この水素吸収量は常
用のレコ(Leco)融合法で測定した。
ると考えられる条件でもサンプルを試験した。シートを
機械加工して引張り試験用のサンプルを作成し、通常の
応力腐食割れ試験にかけた。カフィン(L.F. Coffin)
著、「ジルカロイ‐２被覆管の局在延性評価法(Localiz
ed Ductility Method for Evaluating Zircaloy-2 Clad
ding) 」、ＡＳＴＭ ＳＴＰ ６８１、１９７７年、第
７２頁、およびトマリン(D.S. Tomalin)著、「空気中お
よびヨウ素雰囲気中における被照射ジルカロイ‐２被覆
管の局在延性(Localized Ductility of Irradiated Zir
caloy-2 Claddingin Air and Iodine Environment
s)」、ＡＳＴＭ ＳＴＰ ６３３、１９７６年、第５５
７〜５７２頁参照。テストサンプルを引張り状態にした
ままで２８０℃に加熱してアルゴンまたはヨウ素の雰囲
気にさらした。引張り試験は遅い歪み速度試験として実
施した。すなわち、約１ミル／分で破断するまで引張っ
た。さらに、本発明の合金の水素化耐性も試験した。こ
の耐性は、被覆管の応力腐食割れを促進すると考えられ
るもうひとつ別の要因である。水３％を含む水素雰囲気
中で１〜４週間３６５℃にサンプルを加熱し、サンプル
に吸収された水素の量を測定した。この水素吸収量は常
用のレコ(Leco)融合法で測定した。
【００１５】実験例１ ヌープ硬さ試験法(Knoop Hardness Test Method)、ＡＳ
ＴＭ Ｅ ３８４、ＡＳＴＭ規格１９９１年版、第０
３．０１巻に従って、長手方向表面に対して３００グラ
ムの荷重を用い、焼きなましたシートのサンプルについ
てヌープ硬さ数（ＫＨＮ）を測定した。硬さ試験の結果
を図２に示す。図では、硬さを縦軸に、サンプルの組成
を横軸にとってある。
ＴＭ Ｅ ３８４、ＡＳＴＭ規格１９９１年版、第０
３．０１巻に従って、長手方向表面に対して３００グラ
ムの荷重を用い、焼きなましたシートのサンプルについ
てヌープ硬さ数（ＫＨＮ）を測定した。硬さ試験の結果
を図２に示す。図では、硬さを縦軸に、サンプルの組成
を横軸にとってある。
【００１６】実験例２ 下記表Ｉに、本発明の合金のシートサンプルおよびスポ
ンジ・ジルコニウムシートサンプルの組成を示す。各サ
ンプルについて均一腐食試験で得られた重量増を示す。
ンジ・ジルコニウムシートサンプルの組成を示す。各サ
ンプルについて均一腐食試験で得られた重量増を示す。
【００１７】
【表１】 表 Ｉ 均一腐食試験で得られた重量増 重量増 Ｓｎ Ｂｉ Ｎｂ Ｚｒ mg／dm 2 備 考 スポンジ ９６６ 酸化物剥離 ０．５ 残部 １２５１ 酸化物剥離 ０．４ ０．１ 残部 １１１５ ０．４ ０．１５ 残部 ９４４ 縁部腐食 ０．４ ０．２ 残部 ８８５ 縁部腐食実験例３ 下記表ＩＩに、本発明の合金のシートサンプルおよびス
ポンジ・ジルコニウムシートサンプルの組成を示す。各
サンプルについて結節腐食試験で得られた重量増を示
す。
ポンジ・ジルコニウムシートサンプルの組成を示す。各
サンプルについて結節腐食試験で得られた重量増を示
す。
【００１８】
【表２】 表 II 結節腐食試験で得られた重量増 重量増 Ｓｎ Ｂｉ Ｎｂ Ｚｒ mg／dm 2 備 考 スポンジ ６９５２ 結節 ０．２５ 残部 ５１２０ 結節 ０．５０ 残部 ５２２３ 結節 ０．７５ 残部 ５４５５ 結節 １．０ 残部 ６３２０ 結節 ０．５ 残部 ２１４１ 結節少 ０．４ ０．１ 残部 １６０８ 結節少 ０．４ ０．１５ 残部 ９５２ 結節少 ０．４ ０．２ 残部 ９６８ 黒色酸化物 *ＢＱ ０．４ ０．１ 残部 １５９５ 結節少 *ＢＱ ０．４ ０．１５ 残部 ６８４ 黒色酸化物 *ＢＱ ０．４ ０．２ 残部 ８６２ 黒色酸化物 *ＢＱ−ベータ急冷プレート実験例４ 下記表ＩＩＩに、本発明の合金のシートサンプル、高純
度ジルコニウムサンプルおよびスポンジ・ジルコニウム
シートサンプルの組成を示す。各サンプルについて、核
燃料被覆管における応力腐食割れをシミュレートする条
件下での引張り特性と水素化耐性を示す。比較のため、
ジルカロイ(Zircaloy)‐２のサンプルに対する水素化試
験の結果も示す。
度ジルコニウムサンプルおよびスポンジ・ジルコニウム
シートサンプルの組成を示す。各サンプルについて、核
燃料被覆管における応力腐食割れをシミュレートする条
件下での引張り特性と水素化耐性を示す。比較のため、
ジルカロイ(Zircaloy)‐２のサンプルに対する水素化試
験の結果も示す。
【００１９】
【表３】 表 III 引張り特性と水素化特性 均一 水素ｐｐｍ 添加元素 伸び 暴露週数 ジルコニウム Ｓｎ Ｂｉ Ｎｂ 耐力 （ｋｓｉ） ％ １週 ４週 スポンジ アルゴン 26.1 13.1 15 25 スポンジ ヨウ素 21.6 11.8 21 32 スポンジ ヨウ素 22.3 11.8 11 24 スポンジ 0.5 アルゴン 25.9 6.1 22 95 スポンジ 0.5 ヨウ素 23.7 6.3 スポンジ 0.5 ヨウ素 28.3 6.1 高純度 アルゴン 18.4 20.2 26 37 高純度 0.1 アルゴン 16.1 15.9 15 30 高純度 0.5 アルゴン 18.01 20.7 16 35 高純度 1.0 アルゴン 24.1 15.9 28 44 スポンジ 0.4 0.1 アルゴン 25.4 12.1 8 14 スポンジ 0.4 0.15 12 14 スポンジ 0.4 0.2 アルゴン 28.7 5.0 9 10 *ＢＱスポンジ 0.4 0.1 アルゴン 31.9 10 *ＢＱスポンジ 0.4 0.15 アルゴン 39.1 10 *ＢＱスポンジ 0.4 0.2 アルゴン 27.4 8.6 スポンジ 0.25 アルゴン 24.7 6.6 26 39 スポンジ 0.5 アルゴン 26.4 8.1 18 44 スポンジ 0.75 アルゴン 22.6 6.5 19 24 スポンジ 1.0 アルゴン 32.2 7.8 21 25 ＺＲ−２管 44 51 *ＢＱ−ベータ急冷プレート 図２を参照すると分かるように、スポンジ・ジルコニウ
ムは従来の被覆用材料のジルカロイ(Zercaloy)‐２と比
較してかなり低い硬さをもっている。このスポンジ・ジ
ルコニウムのずっと低い硬さは、ジルカロイ(Zercaloy)
‐２被覆管中の隔壁層として応力腐食割れに対する抵抗
性が改良された理由のひとつであると思われる。図２
は、本発明のビスマスとニオブを含むジルコニウム合金
が、スポンジ・ジルコニウムの比較的低い硬さに匹敵す
るくらい低い硬さをもっていることも示している。した
がって、本発明の合金により、応力腐食割れに対する耐
性がスポンジ・ジルコニウムに匹敵するように改良され
ると考えられる。
ムは従来の被覆用材料のジルカロイ(Zercaloy)‐２と比
較してかなり低い硬さをもっている。このスポンジ・ジ
ルコニウムのずっと低い硬さは、ジルカロイ(Zercaloy)
‐２被覆管中の隔壁層として応力腐食割れに対する抵抗
性が改良された理由のひとつであると思われる。図２
は、本発明のビスマスとニオブを含むジルコニウム合金
が、スポンジ・ジルコニウムの比較的低い硬さに匹敵す
るくらい低い硬さをもっていることも示している。した
がって、本発明の合金により、応力腐食割れに対する耐
性がスポンジ・ジルコニウムに匹敵するように改良され
ると考えられる。
【００２０】上記表Ｉと表ＩＩに挙げた腐食試験の結果
は、本発明のビスマスとニオブを含む合金がスポンジ・
ジルコニウムやスズとジルコニウムからなる合金より改
良された耐食性を有することを示している。結節腐食試
験後、スポンジ・ジルコニウムやスズ‐ジルコニウム合
金のサンプルはひどい結節腐食と５０００ｍｇ／ｄｍ 2
を越える重量増を示したのに対して、本発明の合金のサ
ンプルでは数個の結節と２０００ｍｇ／ｄｍ2 未満の重
量増が認められただけであった。
は、本発明のビスマスとニオブを含む合金がスポンジ・
ジルコニウムやスズとジルコニウムからなる合金より改
良された耐食性を有することを示している。結節腐食試
験後、スポンジ・ジルコニウムやスズ‐ジルコニウム合
金のサンプルはひどい結節腐食と５０００ｍｇ／ｄｍ 2
を越える重量増を示したのに対して、本発明の合金のサ
ンプルでは数個の結節と２０００ｍｇ／ｄｍ2 未満の重
量増が認められただけであった。
【００２１】上記表ＩＩＩから、本発明の合金は均一伸
びによって測定される延性をもっていることが分かる。
これはスポンジ・ジルコニウムに匹敵する。高い延性
は、被覆管における応力腐食割れに対する抵抗性を改良
する別の重要な性質であると考えられる。ビスマスを
０．５％含むスポンジ・ジルコニウムサンプルでは、均
一伸びがスポンジ・ジルコニウムサンプルの均一伸びの
ほぼ半分であった。驚くべきことに、ビスマスとニオブ
を含む本発明の合金は、スポンジ・ジルコニウムの均一
伸びに匹敵する均一伸びをもっていた。本発明の合金は
ベータ急冷したサンプルもベータ急冷しなかったサンプ
ルもどちらもスポンジ・ジルコニウムに匹敵する延性を
もっていた。ベータ急冷したサンプルがベータ急冷しな
かったサンプルと比較して同等の耐食性と延性を示した
ことは、本発明の合金が熱処理に対してあまり敏感でな
いことを示している。
びによって測定される延性をもっていることが分かる。
これはスポンジ・ジルコニウムに匹敵する。高い延性
は、被覆管における応力腐食割れに対する抵抗性を改良
する別の重要な性質であると考えられる。ビスマスを
０．５％含むスポンジ・ジルコニウムサンプルでは、均
一伸びがスポンジ・ジルコニウムサンプルの均一伸びの
ほぼ半分であった。驚くべきことに、ビスマスとニオブ
を含む本発明の合金は、スポンジ・ジルコニウムの均一
伸びに匹敵する均一伸びをもっていた。本発明の合金は
ベータ急冷したサンプルもベータ急冷しなかったサンプ
ルもどちらもスポンジ・ジルコニウムに匹敵する延性を
もっていた。ベータ急冷したサンプルがベータ急冷しな
かったサンプルと比較して同等の耐食性と延性を示した
ことは、本発明の合金が熱処理に対してあまり敏感でな
いことを示している。
【００２２】また、本発明の合金は、ビスマスを含むス
ポンジ・ジルコニウム、ビスマスを含む高純度ジルコニ
ウム、スズを含むスポンジ・ジルコニウム、およびジル
カロイ(Zircaloy)‐２管材と比べて高い水素化耐性もも
っている。水素化耐性は応力腐蝕割れに関連することが
すでに示されているので、本発明の合金は応力腐蝕割れ
に対して改良された耐性をもっているはずである。
ポンジ・ジルコニウム、ビスマスを含む高純度ジルコニ
ウム、スズを含むスポンジ・ジルコニウム、およびジル
カロイ(Zircaloy)‐２管材と比べて高い水素化耐性もも
っている。水素化耐性は応力腐蝕割れに関連することが
すでに示されているので、本発明の合金は応力腐蝕割れ
に対して改良された耐性をもっているはずである。
【図１】燃料棒被覆管の内側に接合された隔壁層を有す
る核燃料棒の断面図である。
る核燃料棒の断面図である。
【図２】ジルカロイ(Zircaloy)‐２、スポンジ・ジルコ
ニウム、およびビスマスとニオブを含むジルコニウム合
金の硬さを示すグラフである。
ニウム、およびビスマスとニオブを含むジルコニウム合
金の硬さを示すグラフである。
１４ 燃料要素、 １６ 核燃料材料、 １７ 複合被覆容器、 ２１ ジルコニウム合金管、 ２２ 隔壁層、 ２３ 隙間。
Claims (4)
- 【請求項１】 本質的に０．１重量％〜０．５重量％未
満のビスマスおよび０．１重量％〜０．５重量％未満の
ニオブを含み、残部が実質的にジルコニウムから成り、
スポンジ・ジルコニウムに匹敵する延性を有する、耐食
性合金。 - 【請求項２】 ビッカース硬さが１５５ＫＨＮ未満であ
る、請求項１記載の耐食性合金。 - 【請求項３】 ニオブが０．１〜０．３重量％である、
請求項１記載の耐食性合金。 - 【請求項４】 ニオブが０．１〜０．２重量％である、
請求項１記載の耐食性合金。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US812465 | 1991-12-23 | ||
| US07/812,465 US5190721A (en) | 1991-12-23 | 1991-12-23 | Zirconium-bismuth-niobium alloy for nuclear fuel cladding barrier |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05247567A JPH05247567A (ja) | 1993-09-24 |
| JPH0823055B2 true JPH0823055B2 (ja) | 1996-03-06 |
Family
ID=25209646
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4338236A Ceased JPH0823055B2 (ja) | 1991-12-23 | 1992-12-18 | 核燃料被覆隔壁用ジルコニウム‐ビスマス‐ニオブ合金 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5190721A (ja) |
| EP (1) | EP0549179A1 (ja) |
| JP (1) | JPH0823055B2 (ja) |
| CA (1) | CA2082691A1 (ja) |
| MX (1) | MX9207503A (ja) |
| TW (1) | TW197525B (ja) |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5383228A (en) * | 1993-07-14 | 1995-01-17 | General Electric Company | Method for making fuel cladding having zirconium barrier layers and inner liners |
| US5341407A (en) * | 1993-07-14 | 1994-08-23 | General Electric Company | Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers |
| US5790623A (en) * | 1997-03-25 | 1998-08-04 | Siemens Power Corporation | Composite cladding for nuclear fuel rods |
| US5768332A (en) * | 1997-03-27 | 1998-06-16 | Siemens Power Corporation | Nuclear fuel rod for pressurized water reactor |
| US5787142A (en) * | 1997-04-29 | 1998-07-28 | Siemens Power Corporation | Pressurized water reactor nuclear fuel assembly |
| US6511556B1 (en) | 1998-06-12 | 2003-01-28 | Siemens Power Corporation | High strength zirconium alloys containing bismuth and niobium |
| US20020181642A1 (en) | 2001-06-04 | 2002-12-05 | Swaminathan Vaidyanathan | Zirconium-alloy clad fuel rods containing metal oxide for mitigation of secondary hydriding |
| JP4432474B2 (ja) * | 2003-11-27 | 2010-03-17 | ダイキン工業株式会社 | 遠心送風機の羽根車及びそれを備えた遠心送風機 |
| FR2909798A1 (fr) * | 2006-12-11 | 2008-06-13 | Areva Np Sas | Procede de conception d'un assemblage de combustible optimise en fonction des contraintes d'utilisation en reacteur nucleaire a eau legere,et assemblage de combustible en resultant. |
| CN103938024B (zh) * | 2013-01-23 | 2016-03-23 | 重庆大学 | 一种锆合金及其制备方法 |
| KR101512248B1 (ko) * | 2013-12-24 | 2015-04-16 | 한국원자력연구원 | 방사성 요오드 기체를 포집하는 다공성 포집재 및 이의 제조 방법 |
| CN105400997B (zh) * | 2015-12-09 | 2018-04-27 | 上海大学 | 核电站燃料包壳用含锗铋的锆铌合金 |
| CN113913719B (zh) * | 2021-09-15 | 2023-08-15 | 昆明理工大学 | 一种马氏体钢基复合材料及其制备方法 |
Family Cites Families (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4200492A (en) * | 1976-09-27 | 1980-04-29 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
| US4775508A (en) * | 1985-03-08 | 1988-10-04 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation |
| TW223124B (ja) * | 1987-04-23 | 1994-05-01 | Gen Electric | |
| US4876064A (en) * | 1987-04-23 | 1989-10-24 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloys containing bismuth |
| US4816215A (en) * | 1987-10-22 | 1989-03-28 | Westinghouse Electric Corp. | Ultrapure zirconium-tin liner material |
| US4894203A (en) * | 1988-02-05 | 1990-01-16 | General Electric Company | Nuclear fuel element having oxidation resistant cladding |
| US5071618A (en) * | 1988-08-30 | 1991-12-10 | Sutek Corporation | Dispersion strengthened materials |
| US5026516A (en) * | 1989-05-25 | 1991-06-25 | General Electric Company | Corrosion resistant cladding for nuclear fuel rods |
| US5080861A (en) * | 1990-07-25 | 1992-01-14 | Combustion Engineering, Inc. | Corrosion resistant zirconium alloy |
-
1991
- 1991-12-23 US US07/812,465 patent/US5190721A/en not_active Expired - Fee Related
-
1992
- 1992-07-21 TW TW081105743A patent/TW197525B/zh active
- 1992-11-12 CA CA002082691A patent/CA2082691A1/en not_active Abandoned
- 1992-12-08 EP EP92311170A patent/EP0549179A1/en not_active Ceased
- 1992-12-18 JP JP4338236A patent/JPH0823055B2/ja not_active Ceased
- 1992-12-22 MX MX9207503A patent/MX9207503A/es unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5190721A (en) | 1993-03-02 |
| EP0549179A1 (en) | 1993-06-30 |
| CA2082691A1 (en) | 1993-06-24 |
| MX9207503A (es) | 1993-07-01 |
| JPH05247567A (ja) | 1993-09-24 |
| TW197525B (ja) | 1993-01-01 |
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