JPH08239740A - 核燃料集合体用の管の製造方法及びこれによって得られる管 - Google Patents
核燃料集合体用の管の製造方法及びこれによって得られる管Info
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Abstract
示し、充分な熱ひずみ作用とを同時に有し、製造時の不
良率の低下を実現することのできる管の製造方法を提供
する。 【解決手段】 鉄50〜250ppm、ニオブ0.8〜
1.3重量%、酸素1600ppm未満、炭素200ppm未
満、ケイ素120ppm未満を含むジルコニウムの合金の
棒材を形成し、この棒材を電気炉もしくは誘導炉中で1
000〜1200度にて加熱した後に水中で焼入れを行
い、600〜800℃の範囲の温度に加熱した後、中空
のビレットブランクを押し出し成形し、熱処理ととも
に、厚さの減少した管の形態に少なくとも4回冷間圧延
する。
Description
ースもしくは燃料集合体中で制御棒を収容するための案
内管の全部もしくは外部を構成するためのジルコニウム
基合金製の管に関する。主要ではあるが、排他的ではな
い本発明の利用は、加圧水型原子炉つまりPWRに用い
る燃料棒のためのシース管の製造の分野にある。
まで、“ジルカロイ4”として知られるジルコニウム基
の合金製のシースが特に使用され、これは下記のものを
重量%で含有する スズ 1.20〜1.70% 鉄 0.18〜0.24% クロム 0.07〜0.13% ここで、鉄とクロムを総計した含有量は0.28〜0.
37%の範囲にある。従来、クロム含有量に対する鉄含
有量の比は、約1.38〜3.42の範囲にある。
0.16%を超えず、一般にはずっと少量である。
分であることが判っているが、しかし、高温度の加圧水
による腐食のために、これらが原子炉の中で保たれる時
間の長さを制限している。
ことが判っている、約2.5%のニオブを有するZr−
Nb合金製のシース(US−A−4 717 534)
が既に提案されている。不幸にも、この合金は、熱ひず
み作用に乏しい。0.10〜0.16重量%の範囲の酸
素含有量をもつ合金をドーピングし、シースを再結晶化
のために最終熱処理にかけることによって改善されてい
る。それにも関わらず、このような合金の熱ひずみ作用
は、依然として他のシース材料よりも劣るものである。
れた耐食性と充分な熱ひずみ作用とを同時に有し、高い
不良率につながる製造時の問題を引き起こすことのない
管を得ることを可能にするシース管を製造する方法を提
供することである。
このために、本発明は特に、鉄50〜250ppm、ニオ
ブ0.8〜1.3重量%、酸素1600ppm未満、炭素
200ppm未満、及びケイ素120ppm未満をさらに含む
ジルコニウム基合金の製造方法を提供し、上記の方法
は、:高温のインゴットを変形させて(例えば、鍛造も
しくは圧延によって)、棒材を得る;上記棒材を電気炉
もしくは誘導炉中で1000〜1200℃にて加熱した
後、水中で焼入れ(急冷)を行い;600〜800℃の
範囲の温度に加熱した後、中空のビレットブランク(中
間加工物)を押し出し成形し;必要に応じて上記ブラン
クに560〜620℃の範囲の熱処理を施し;中間熱処
理及び560〜620℃の範囲の温度での最終熱処理と
ともに、厚さの減少した管の形態に少なくとも4回冷間
圧延する。ここで、全ての熱処理は不活性雰囲気もしく
は真空中で行なわれる。
しくは案内管として使用される時まで、その金属構造を
変化させるおそれのある熱処理にさらにさらされること
はない。しかし、表面処理をさらに受け、検査に臨んで
もよい。表面処理は、特に、サンダー仕上げ及び化学酸
洗い、引き続く洗浄を含むものである。表面処理は、回
転バンドもしくはホイールを用いる研磨(ポリッシン
グ)で終了するとよい。検査は、従来の方法で行う。
重要である。予期せぬことに、鉄含有量が250ppmを
超える場合に高温ひずみ性能が著しく低下することがわ
かっている。実用的には、100〜200ppmの範囲の
鉄含有量では、よい結果が得られる。
える温度でのいかなる熱処理にさらすのも避けることも
また必須である。この温度を超える熱処理は、1%のニ
オブを含むジルコニウム合金のための一定の腐食性試験
を構成する、500℃の蒸気中でのオートクレーブ中の
腐食性試験によって得られた以下の結果に示されるよう
に、大幅に高温耐食性を減少させる。
の下での、ニオブ1%を含有する合金で、異なる鉄含有
量について得られる直径変形を示す試験結果を示すもの
である。
通りであった: * 実施例1:48mg/dm2 * 実施例2:57mg/dm2 * 実施例3:63mg/dm2
150ppmを有する。
適用された一度の処理の効果が、完全に“忘れられ”は
しないという“記憶”現象を示すことが判った。
範囲の一定温度にて行うべきである;中間処理のために
580℃以上の温度及び最終処理のために約580℃の
温度は、ほとんどの組成物に対して特に適切であること
がわかった。
60〜620℃の範囲、好ましくは620℃に近い温度
での熱処理に隔てられた、4もしくは5工程を行うこと
によって管を製造することが可能である。
した合金中でひずみに対する耐性に好ましい効果が得ら
れることがわかった。
減速される原子炉のための燃料集合体用のシース管もし
くは案内管を提案するものであり、管は完全に再結晶化
した状態でのジルコニウム基の合金製であり、鉄50〜
250ppm、ニオブ0.8〜1.3重量%、酸素100
0〜1600ppm、炭素200ppm未満、ケイ素120pp
m以下を有し、不可避不純物以外の残りはジルコニウム
である。
食の見地からすれば有害であるβZr沈殿物の共線は見
られない。
であり、鉄含有量が100〜150ppmの範囲である合
金で、比較実験を行った。
した棒材を出発し、以下の通りである: * 1050℃にて1時間加熱した後、水中で焼入れ
し; * 外径168mm、内径48mmのビレットを機械加工
し; * 650℃まで誘導加熱した後押し出し加工し、外径
80mmで内径48mmを得; * 580℃、2時間の中間熱処理を含む5サイクル
で、管を圧延し; * 580℃、2時間の最終熱処理を行った。
条件である高温水性媒体中での一般的な耐食性が、高い
ニオブ含有量を有する既知のZr−Nb合金に匹敵する
ことが示され;また、既知の合金よりも熱ひずみ強度に
ずっと優れ、最良のジルカロイ4合金のものに匹敵する
ことが示され:このように、130MPaの下400℃に
て240時間の後、下記のひずみ直径変形を測定した: * Zr:1% Nb、150ppm Fe、再結晶化したも
の:0.5; * ひずみの観点から最適な組成物より再結晶化した “ジルカロイ4”:≦1.0%。
オブ1%を含有する合金の異なる鉄含有量について得ら
れる直径変形を示す試験結果を示す図である。
Claims (5)
- 【請求項1】 核燃料集合体の核燃料棒のシースもしく
は案内管の少なくとも外側部分を構成する管を製造する
ための方法であって、 (a) 鉄50〜250ppm、ニオブ0.8〜1.3重
量%、酸素1600ppm未満、炭素200ppm未満、ケイ
素120ppm未満を含むジルコニウム合金の棒材を形成
し; (b) 棒材を1000〜1200℃に加熱し、この棒
材を水中で焼入れし; (c) 上記棒材を600〜800℃の範囲に加熱した
後、上記棒材からブランクを押し出し成形し; (d) 560〜620℃の範囲での中間熱処理ととも
に、上記ブランクに少なくとも4回の冷間圧延を行って
管を得; (e)560〜620℃の範囲にて最終熱処理を行う、
工程を具備してなる方法。 - 【請求項2】 (d)工程が押し出し成形したブランク
から始まる冷間圧延工程を4もしくは5回含む請求項1
に記載の方法。 - 【請求項3】 (c)工程の後に560〜620℃の範
囲の温度にて熱処理を行う工程をさらに含む請求項1に
記載の方法。 - 【請求項4】 中間熱処理が、2〜4時間の期間に渡り
565〜605℃の範囲に固定された温度にて行われる
請求項1に記載の方法。 - 【請求項5】 完全に再結晶化した状態のジルコニウム
基合金製であるPWR燃料集合体用のシース管等の管で
あって、鉄50〜250ppm、ニオブ0.8〜1.3重
量%、酸素1000〜1600ppm、炭素200ppm未
満、ケイ素120ppm未満を含有し、残りはジルコニウ
ム及び不可避不純物である管。
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