JPH08505225A - 内部ライナー付きジルコニウム被覆管の製法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 原子燃料要素において耐ＰＣＩ性を得るために、内部ライナー層を有した被覆管を備えた燃料棒からなる原子燃料要素の製造方法には、内部要素のインゴットの機械加工から、内部要素の熱処理のパラメータを慎重に選ぶことまでが含まれる。耐ＰＣＩ性のある被覆管における内部層として適当なジルコニウムあるいはジルコニウム合金でできた内部層は、内部要素を構成するインゴットの製造から、被覆管の完成まで、鍛造、圧延、押出し加工、熱処理および最終熱処理の工程において製造されるが、内部要素の温度は、ベータ相への初期変態が生じる時の温度を決して越えてはならない。

Description

【発明の詳細な説明】 内部ライナー付きジルコニウム被覆管の製法 技術分野 本発明は燃料棒からなる原子燃料要素の製法に係り、その被覆管にはジルコニ ウムあるいはジルコニウム合金でできた内部ライナーが設けられている。 背景技術 原子燃料要素は燃料ペレットを充填された被覆管を有した燃料棒からなってい る。被覆管にジルコニウムあるいはジルコニウム合金でできた内部ライナーを設 けて、急速な出力上昇の時に燃料要素をペレットと被覆管との相互作用即ちＰＣ Ｉによる破損から保護することが知られている。 ＳＥ７８１０２６２は耐ＰＣＩ性（ペレットと被覆管との相互作用に対する耐 性）に関する特性を改良した原子燃料要素を記載しており、これはジルコニウム 合金でできた外側部分と、前記外側部分に接され、不純物濃度が約１０００から ５０００ppmまでのジルコニウムでできた内側部分とからなる複合的な被覆管容 器を有している。 この複合的な被覆管は、内側部分として用いられるようになったスポンジ状ジ ルコニウムのスリーブを、外側部分として構成されるジルコニウム合金でできた 中間のビレットの中へ挿入することによって製造され、この場合、前記ユニット においてはスリーブがビレットに爆着させられる。その後、前記複合製品は、約 ５３８から７５０度Ｃまでの温度で、従来通りの押出し法を用いて押出し加工さ れる。その後で、押出し加工された複合製品は、被覆管の所望の寸法が得られる まで、従来通りの管製造が行われる。スリーブのビレットに対する接合はまた、 ７５０度Ｃで８時間加熱し、拡散接合を達成することによっても行われる。この 複合製品の製造はまた、内部スリーブと外部シェルとからなるユニットを、従来 通りの技術を用いて押出し加工することによっても行われる。 ＥＰ１９４７９７は被覆管をＰＣＩ破損（ペレットと被覆管との相互作用によ って生ずる破損）から保護するための外部要素と内部要素とを有した被覆管を記 載している。前記内部要素は、水が燃料棒の中へ侵入してきた時にも良好な腐食 特性を与えるために、０．４から０．６％までの錫と、０．５から１．４％まで の鉄と、１００から７００ppmまでの酸素とを有する特定組成のジルコニウムか らなっている。 前記被覆管は、内部要素を外部要素に接合する前に、内部要素のインゴットを 、ベータ焼入れを含むジルコニウム合金の従来通りの製法によって処理すること によって、製造される。内部要素と外部要素とを接合した後に、被覆管は、外表 面をベータ焼入れすることによる最終的な冷間圧延加工の前か、あるいは内部要 素と外部要素との両方からなる被覆管の全表面をベータ焼入れすることによる最 後から２番目の圧延加工の前に、付加的にベータ焼入れすることができる。 ＥＰ１５５６０３もまた、ペレットが熱膨張した時に、被覆管にクラックが生 じるのを防ぐために、ジルコニウムの内部ライナー付きの複合被覆管を有した原 子燃料要素を記載している。この特許明細書によると、不純物の全量を５０００ ppm未満に制限し、かつ鉄の含有率に対する酸素の含有率の比を１以上に維持す ることによって、ジルコニウムライナーのクラックに対する鋭敏度を減少させる ことが知られている。ジルコニウムのライナー付きの被覆管の製造は、ジルコニ ウムをインゴットに溶融し、それを次に鍛造して、中空のビレットに形づくるこ とによって実行される。この中空のビレットはジルコニウム合金でできた他の中 空ビレットの中へ挿入される。この複合的なビレットは加熱押出し加工されて、 管素材(tube billet)にされる。前記管素材は、従来通りの管製造に関する冷間 圧延操作と、熱処理とを繰り返される。相変態温度に近い８００度Ｃあるいは８ ６０度Ｃにおいて溶解処理を行うことを含めた熱処理工程により、材料内の第２ 相を溶解させ、その後で低温、例えば５５０度Ｃで２時間に亙って応力除去用の 熱処理をして室温まで急速冷却させるが、この処理は鍛造の後、あるいは熱間押 出し加工の後、あるいは最終製品の管の最終工程として実施され、これによって 熱処理を最終工程として実施するのが特に有効であることが考えられる。前記明 細書によると、処理中の全ての他の工程において溶体化熱処理が行われると、最 良の結果が得られる。 ＳＥ８９０３５９５−０はジルコニウム合金でできた被覆管の製法を記載して おり、その外部表面は沸騰水型原子炉の運転中における結節状腐食(nodular cor rosion)に対する改良された抵抗性を得ることができる。前記被覆管はジルコニ ウムベースの合金から製造され、好ましくは押出し加工の前にベータ焼入れされ る。最終的な冷間圧延工程の前に、被覆管の外面がベータ焼入れされる。従って 、押出し加工の後は被覆管の外部だけがベータ焼入れされ、この部分に対して改 良された耐腐食性を与える。そのような被覆管にはまたＰＣＩからの保護のため に内部要素を設けることができる。押出し加工の後は、そのような場合における 内部要素は、最終的な圧延工程より前に、ベータ焼入れによって影響を受けるこ とはないであろう。 ＳＥ８３０１７７０−７は、０．１％錫を含有したスポンジ状ジルコニウム合 金でできた内部層を有した複合被覆管からなる燃料棒を記載している。この燃料 棒は高温状態での水及び水蒸気の腐食影響に対する増大した抵抗性を示す。前記 被覆管は、内部要素を構成するジルコニウム合金の管を、ジルコニウム合金の粗 管の中に配置することによって製造され、２つの管の端面が一緒にして溶接され る。その後で、複合的な管が加熱しない状態で押出し加工される。押出し加工さ れた製品は、次に幾つかの工程において冷間圧延され、約６５０度Ｃの温度にお いて中間的な再結晶焼きなましされ、最終的な冷間圧延の後には約５２５度Ｃに おいて最終焼きなましが行われる。 被覆管の内側は、損傷が被覆管において発生して、その結果、水が被覆管内に 侵入した場合に、水と水蒸気の腐食影響を受けることがある。この水は、次によ り高温の燃料ペレットと接触して蒸発するであろう。この結果、被覆管の内側は 高温の水／水蒸気の腐食影響を受けることになる。ジルコニウムやジルコニウム 合金が腐食すると、水素が形成され、これはある程度まで被覆管に吸収される。 水素は、水素濃度がジルコニウムの飽和濃度より小さい場合には、水素化ジルコ ニウムの形で析出される。この水素化ジルコニウムは脆性を有し、被覆管の健全 性に関しては負の影響を有している。従って、水の侵入を含む損傷が拡大して、 大量の水が被覆管の中へ侵入して、二酸化ウランと放射性核分裂生成物とが侵出 するような危険のないようにするために、腐食とその腐食によって生じる水素吸 収とは、できるだけわずかであることが重要である。被覆管に対する損傷は幾つ かの理由から生じるが、例えば、摩耗あるいは溶接欠陥のために生じる。 燃料棒の外側は常に水、水蒸気と接触していて、熱処理がジルコニウムに影響 し、高温の水、水蒸気における腐食に対するジルコニウム合金の抵抗性に影響す ることが知れている。従って、多数の文献が、ジルコニウム合金の耐腐食性を改 良しようとする熱処理について記述している。ＥＰ７１１９３は、従来通りの製 造において、どのようにしてジルコニウム合金のインゴットをまずベータ相範囲 において鍛造するか、またその後で、急速焼入れに続いて、ベータ相範囲におい てどのように熱処理するかを記述している。次に、ビレットは、従来方法による 冷間加工段階を含む管製造と中間焼入れとに続いて、アルファ相範囲の中で鍛造 され、押出し加工される。被覆管の耐腐食性を改良するために、熱処理温度から の急速焼入れに続いてのベータ相範囲あるいはアルファ相とベータ相範囲におけ る有効な溶体化熱処理を、ビレットの高温押出し加工の後の、プロセス後段にお いても実行すべきであることがわかっていた。 発明の要約 本発明によると、内部のライナー層を設けた燃料棒の中に水が侵入するという 損傷の場合に、被覆管の製造中に、内部要素のインゴットを機械加工する段階か ら内部要素の熱処理のパラメータを注意深く選択することにより、原子燃料要素 が水と水蒸気の影響に対する改良された抵抗力を示すことができることが証明さ れている。 驚いたことに、内部要素が一緒に押出し加工しようとする外部要素に接合され る前に行われる熱処理であって、内部要素を加工して複合被覆管とする加工を行 っている間の熱処理も、被覆管が損傷して水が被覆管の中へ侵入してくるような 時に、水と水蒸気の腐食影響に対する抵抗力に対し改良された燃料要素を得て、 腐食過程の間の有害な水素吸収を減少させるために極めて重要であることが証明 されている。 また本発明によると、ライナー層の最適な構成を選択することにより、全ての 熱処理に関する熱処理パラメータを選択すると、製造の効果も更に改良すること ができることが証明されている。 本発明によると、内部層を設けた被覆管を含む燃料要素は、ジルコニウムある いはジルコニウム合金、例えば、耐ＰＣＩ性のある被覆管における内部層として 適当なジルコニウム−錫のインゴットを製造することにより、製作する事ができ る。前記インゴットは鍛造、及びできるだけ圧延と押出によって機械加工され、 外部要素へ接合されるように適当な寸法にされる。内部要素の最適な特性を得る ために、この要素は、インゴットの製造後の全ての処理工程、例えば、鍛造、熱 処理、圧延、押出し、中間焼入れ、及び最終焼入れの段階において、内部要素内 にベータ相の形成が開始される温度よりも低い温度に維持されるようになってい る。 アルファ相のベータ相への初期変態は、普通は耐ＰＣＩ被覆管の内部要素とし て用いられる低酸素含有のジルコニウムに関しては８００度Ｃで生じる。これも また内部要素として用いられるジルコニウム−錫合金に関していうと、錫はアル ファ相を安定化させ、変態温度は丁度８６２度Ｃを越える温度になる。ベータ相 の変態の際に、母材中の第２次相や、不純物、析出粒子が徐々に溶解されていく 。 本発明によると、内部要素はベータ相が形成される温度において熱処理されて はならず、第２次相や不純物が母材の中で溶解するのを防いでいる。このことは また、予熱や、予備鍛造、および最終鍛造のような製造段階の初期段階に対して も適用される。 本発明による原子燃料要素の製造に関していうと、インゴットが内部要素から 製作される。ジルコニウムのインゴットは７００から８００度Ｃまでアルファ相 範囲で熱処理され、ジルコニウム−錫合金のインゴットは鍛造の前に７００から ８６０度Ｃまでアルファ相範囲で熱処理される。その後で、アルファ相範囲での 同一の温度間隔内への予熱をしながら、鍛造を繰返すことができる。従って、イ ンゴットの予備鍛造もまた、ベータ相への初期変態が生じる温度未満の温度で行 われることが重要である。ジルコニウム−錫合金の利点は、これらが相変態が生 じる前により高温にまで加熱することができるという点にあり、インゴットの機 械加工が容易になる。内部要素を外部要素に接合するために適当な寸法にするた め、内部要素の付加的な機械加工が熱間圧延と押出し加工とによって行われる。 内部要素の温度はこれらの処理段階の間は７１０度Ｃを越えてはならない。 内部要素の耐腐食性の更なる改良は、内部要素が外部要素に接合される前に、 鍛造、圧延、及び（あるいは）押出し加工と関連して行われる熱処理に加えて、 内部要素のビレットの付加的な熱処理を導入することによって得ることができる 。６００度から８６０度Ｃまで行われ、好ましくはビレットの組成には無関係に ６５０度から７５０度Ｃまでの範囲内で行われる。この付加的な熱処理は、内部 要素が外部要素に接合される前の最終段階として、あるいは、例えば内部要素が 押出し加工される前の処理工程の早期段階において行うことができる。 内部要素が適当な寸法にまで機械加工されると、内部要素の管を外部要素の粗 間の中へ従来通りの方法で通過させることによって、内部要素を外部要素に接合 することができる。 前記外部要素は複合被覆管の支持部分を構成するように意図されているジルコ ニウム合金、例えばＺｒ２．５Ｎｂあるいはジルカロイ２及びジルカロイ４から なっており、ジルカロイ２とジルカロイ４の合金材料の組成は、１．２から１． ７％までの錫と、０．０７から０．２４％までの鉄と、０．０５から０．１５％ までのクロム、及び０から０．０８％までのニッケルの範囲以内になっており、 残部はジルコニウムと通常の不純物となっている。外部要素はアルファ相範囲内 での鍛造に続いて、ベータ相あるいはアルファ相とベータ相との範囲内での鍛造 によって従来方法で機械加工され、更に鍛造と押出し加工（もし行われるならば ）される。外部要素が内部要素に接合される前に、ビレットはベータ相範囲、例 えば１０５０度Ｃまで加熱して、その後で急速冷却することによってベータ焼入 れされる。 内部要素と外部要素とからなる複合ビレットは７１０度未満の温度において押 出し加工される。 押出し加工の後は、管素材は(tube blank)、多数の冷間圧延工程と、中間熱処 理と、最終熱処理とがおこなわれ、従来方法で機械加工される。内部要素の中間 熱処理は５２５から７００度Ｃまでの範囲内で行われ、最終熱処理は４００から ７００度Ｃまでの範囲内で行われる。 ジルコニウムの内部層を備えた被覆管からなる燃料要素を製造するために、内 部要素を外部要素に接合した後に、管素材の付加的な熱処理が行われる。この熱 処理はアルファ相の範囲において、６００から８００度Ｃまでにおいて適切に行 われる。熱処理中に内部要素と外部要素との間に生じる合金材料の限定的な拡散 は、前記層の耐ＰＣＩ性にとって有害なものではない。この種の熱処理が外部要 素の腐食特性に対して不利な影響を確実に与えないようにするために、付加的な 熱処理が行われた後に、管の外側をベータ焼入れすることができる。このベータ 焼入れの間は、管の外側はベータ相の範囲の温度、例えば１０５０度Ｃまで加熱 され、次に急速に冷却される。 前記内部要素は純粋のジルコニウムでできていても、あるいは、０．１ないし １％の錫を含んだジルコニウム−錫合金、例えば０．１から０．５％までの錫と 、５５０ppm以下の鉄と、６００ppm以下好ましくは２００から４５０ppmまでの 酸素とを含むジルコニウム合金でできていてもよい。ジルコニウムやジルコニウ ム−錫合金における不純物は、原子炉級のジルコニウムに適用される制限値以下 でなければならず、それは即ち、アルミニウム ７５ppm、ボロン ０．５ppm、 炭素 １００ppm、カルシウム ３０ppm、カドミウム ０．５ppm、塩素 ２０p pm、コバルト ２０ppm、銅 ５０ppm、水素 ２５ppm、ハフニウム １００ppm 、マグネシウム ２０ppm、マンガン ５０ppm、モリブデン ５０ppm、窒素 ６５ppm、ナトリウム ２０ppm、ニオブ １００ppm、ニッケル ７０ppm、リン ３０ppm、鉛 １００ppm、珪素 １００ppm、タンタル ２００ppm、チタン ５０ppm、ウラン ３．５ppm、バナジウム ５０ppm、タングステン １００ppm 、クロム ２００ppmである。 前記内部要素はまた他のジルコニウム合金でできていてもよい。 本発明について、被覆管の製造用の流れ図を示す添付図面を参照しながら、そ の実施例を説明することによってより詳細に説明する。 内部要素のインゴットが製造１される。前記内部要素は０．２５％の錫と、３ １０ppmの鉄と、４３０ppmの酸素と、原子炉級のジルコニウムに通常発生する不 純物の量を含んだジルコニウムからなっている。その後で、前記インゴットは予 熱２され、鍛造３される。これらの工程はインゴットを予備鍛造と最終鍛造する ことによって繰り返される。前記インゴットは８２０度Ｃの温度にまで８時間 予熱２され、鍛造３され、８００度Ｃまでの付加的な加熱２と、最終鍛造３が行 われる。鍛造の後は、ビレットが圧延４され、約６７５度Cで押出し加工５され る。その後、前記ビレットは６５０度Ｃで５時間焼入れ６される。 外部要素は鍛造によって従来通りに製造され、押出し加工の前にベータ焼入れ （７、８、９、１０、１１）される。 内部要素は従来通りの方法によって外部要素に接合され、その複合体が約６７ ０度Ｃで押出し加工１２される。その後、管素材が３つの工程において圧延され 、最終寸法にされ、５７０度Ｃで１時間中間焼入れ１３、１４される。最終圧延 の後で、管は５７０度Ｃで１．５時間、最終焼鈍１５される。 この被覆管には燃料ペレットが充填され、被覆管が密封され、それらは組み立 てられて、燃料集合体となり、軽水炉用の原子燃料要素が形成される。

【手続補正書】特許法第１８４条の７第１項 【提出日】１９９４年５月１６日 【補正内容】 請求の範囲 〔１９９４年５月１６日国際事務局によって受け入れられた。出願当初の請求項 １〜１４は訂正された請求項１−１４（３頁）におきかえられる。〕 １．耐ＰＣＩ性のある複合被覆管における内部要素として適当な、ジルコニウ ムあるいはジルコニウム合金でできた内部要素と、複合被覆管の支持部分を構成 しようとするジルコニウム合金、例えば、ジルカロイ２、ジルカロイ４、あるい はジルコニウム２．５ニオブのようなジルコニウム合金でできた外部要素とを有 した複合被覆管からなる原子燃料要素を製造する方法であって、前記被覆管が、 内部要素の組成になったインゴットと外部要素の組成になったインゴットとをそ れぞれ製造する工程と、それらを個別機械加工して適当な寸法のビレットにする 工程と、それらを接合する工程と、押し出し加工して管素材にする工程と、さら に、それを冷間圧延と中間熱処理とを行い、最終寸法において最終熱処理を行う ことによって機械加工する工程とによって製造される、該原子燃料要素製造方法 において、前記ジルコニウムあるいはジルコニウム合金でできた前記内部要素が 、インゴットの製造から被覆管の完成までに至る、鍛造、圧延、押出し、熱処理 、及び最終熱処理からなる製造工程中において、初期のベータ相変態が生じる時 の温度未満の、アルファ相範囲における温度において熱影響を受けるのみである ことを特徴とする原子燃料要素の製造方法。 ２．請求の範囲第１項記載の方法において、前記内部要素がアルファ相範囲の 温度において、鍛造の前に予備熱処理される原子燃料要素の製造方法。 ３．請求の範囲第２項記載の方法において、前記内部要素が２つの工程におい て鍛造され、前記工程より前に予備熱処理がアルファ相範囲における温度におい て実行される原子燃料要素の製造方法。 ４．請求の範囲第１、２あるいは３項記載の方法において、前記内部要素が、 ０．１から１％までの錫を有したジルコニウム−錫合金、好ましくは０．１から ０．５％までの錫と、６００ppm未満の鉄、好ましくは２００ないし４５０ppmの 鉄と、６００ppm未満の酸素と普通に原子炉級のジルコニウムに適用される限度 以下の不純物組成とを有したジルコニウム−錫合金から製造される原子燃料要 素の製造方法。 ５．請求の範囲第４項記載の方法において、前記内部要素を構成しようとする 材料のインゴットが、インゴット鍛造前に７００から８６０度Ｃまでの温度にお いて予熱される原子燃料要素の製造方法。 ６．請求の範囲第４および５項記載の方法において、前記ブランクが、鍛造、 圧延、および（あるいは）押出し加工と関連して行われる熱処理操作に加えて、 ６００から８６０度Ｃまで、好ましくは６５０から７５０度Ｃまでの温度におい て熱処理される原子燃料要素の製造方法。 ７．請求の範囲第１項記載の方法において、前記内部要素が、普通に原子炉級 のジルコニウムに適用される含有量以下の不純物含有量を有したジルコニウムか ら製造される原子燃料要素の製造方法。 ８．請求の範囲第７項記載の方法において、前記内部要素を構成しようとする 材料のインゴットが、インゴットの鍛造前に７００から８００度Ｃまでで予熱さ れる原子燃料要素の製造方法。 ９．請求の範囲第７および８項記載の方法において、前記ビレットが、鍛造、 圧延、および（あるいは）押出し加工と関連して行われる熱処理操作に加えて、 ６００から８００度Ｃまで、好ましくは６５０から７５０度Ｃまでの温度におい て熱処理される原子燃料要素の製造方法。 10． 請求の範囲第１から９の１項あるいはそれ以上の項記載の方法において 、前記押出し加工が７１０度Ｃ未満の温度において行われる原子燃料要素の製造 方法。 11． 内部要素のビレットが７１０℃未満の温度で圧延され及び／又は押出さ れる請求の範囲第１から１０までのいずれか１項記載の方法。 12． 請求の範囲第１から１１の１項あるいはそれ以上の項記載の方法におい て、前記押出し加工された管素材が、５２５から７００度Ｃまでにおける中間熱 処理操作と、４００から７００度Ｃまでにおける最終熱処理操作とを行いながら 、多数の工程において冷間圧延される原子燃料要素の製造方法。 13． 押出し後に、６００−８００度Ｃの温度で熱処理がおこなわれる、請求 の範囲第１から１２の１項あるいはそれ以上の項記載の方法。 14． 被覆管素材の外方部分は、請求の範囲第１３項による熱処理後にβ急冷 をされる請求の範囲第１３項記載の方法。 【手続補正書】特許法第１８４条の８ 【提出日】１９９４年５月２７日 【補正内容】 工程の前に、被覆管の外面がベータ焼入れされる。従って、押出し加工の後は被 覆管の外部だけがベータ焼入れされ、この部分に対して改良された耐腐食性を与 える。そのような被覆管にはまたＰＣＩ保護のために内部要素を設けることがで きる。押出し加工の後は、そのような場合における内部要素は、最終的な圧延工 程より前に、ベータ焼入れによって影響を受けることはないであろう。 ＳＥ８３０１７７０−７は、０．１％錫を含有したスポンジ状ジルコニウム合 金でできた内部層を有した複合被覆管からなる燃料棒を記載している。この燃料 棒は高温状態での水及び水蒸気の腐食影響に対する増大した抵抗性を示す。前記 被覆管は、内部要素を構成するジルコニウム合金の管を、ジルコニウム合金の粗 管の中に配置することによって製造され、２つの管の端面が一緒にして溶接され る。その後で、複合的な管が加熱しない状態で押出し加工される。押出し加工さ れた製品は、次に幾つかの工程において冷間圧延され、約６５０度Ｃの温度にお いて中間的な再結晶焼きなましされ、最終的な冷間圧延の後には約５２５度Ｃに おいて最終焼きなましが行われる。 被覆管の内側は、損傷が被覆管において発生して、その結果、水が被覆管内に 侵入した場合に、水と水蒸気の腐食影響を受けることがある。この水は、次によ り高温の燃料ペレットと接触して蒸発するであろう。この結果、被覆管の内側は 高温の水／水蒸気の腐食影響を受けることになる。ジルコニウムやジルコニウム 合金が腐食すると、水素が形成され、これはある程度まで被覆管に吸収される。 水素は、水素化ジルコニウムの形で析出する。この水素化ジルコニウムはこわれ 易く、被覆管の健全性に関しては負の影響を有している。従って、水の侵入を含 む損傷が拡大して、大量の水が被覆管の中へ侵入して、二酸化ウランと放射性核 分裂生成物とが侵出するような危険のないようにするために、腐食とその腐食に よって生じる水素吸収とは、できるだけわずかであることが重要である。被覆管 に対する損傷は幾つかの理由から生じるが、例えば、摩耗あるいは溶接欠陥のた めに生じる。 燃料棒の外側は常に水、水蒸気と接触していて、熱処理がジルコニウムに影響 し、高温の水、水蒸気における腐食に対するジルコニウム合金の抵抗性に影響す ることが知れている。従って、多数の文献が、ジルコニウム合金の耐腐食性を改

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.⁶ 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ Ｇ２１Ｃ 3/06 3/07

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １．耐ＰＣＩ性のある複合被覆管における内部要素として適当な、ジルコニウ ムあるいはジルコニウム合金でできた内部要素と、複合被覆管の支持部分を構成 するジルコニウム合金、例えば、ジルカロイ２、ジルカロイ４、あるいはジルコ ニウム２．５ニオブのようなジルコニウム合金でできた外部要素とを有した複合 被覆管からなる原子燃料要素を製造する方法であって、前記被覆管が、内部要素 の組成になったインゴットと外部要素の組成になったインゴットとをそれぞれ製 造する工程と、それらを個別に機械加工して適当な寸法のビレットにする工程と 、それらを接合する工程と、押し出し加工して管素材にする工程と、さらに、管 素材に冷間圧延と中間熱処理とを行い、最終寸法において最終熱処理を行うこと によって管素材を機械加工する工程とによって製造される、該原子燃料要素製造 方法において、前記ジルコニウムあるいはジルコニウム合金でできた前記内部要 素が、インゴットの製造から被覆管の完成までに至る、鍛造、圧延、押出し、熱 処理、及び最終熱処理からなる製造工程中において、初期のベータ相変態が生じ る時の温度以下の、アルファ相範囲における温度において熱影響を受けるのみで あることを特徴とする原子燃料要素の製造方法。 ２．請求の範囲第１項記載の方法において、前記内部要素がアルファ相範囲の 温度において、鍛造の前に予備熱処理される原子燃料要素の製造方法。 ３．請求の範囲第２項記載の方法において、前記内部要素が２つの工程におい て鍛造され、前記工程より前に予備熱処理がアルファ相範囲における温度におい て実行される原子燃料要素の製造方法。 ４．請求の範囲第１項記載の方法において、前記内部要素が、普通に原子炉級 のジルコニウムに適用される限度以下の不純物組成のみならず、０．１から１％ までの錫を有したジルコニウム、好ましくは０．１から０．５％までの錫を有し たジルコニウムと、６００ppm未満の鉄、好ましくは２００から４５０ppmまでの 鉄と、６００ppm未満の酸素をも有したジルコニウム−錫合金から製造される原 子燃料要素の製造方法。 ５．請求の範囲第１および２項記載の方法において、前記内部要素を構成する 材料のインゴットが、インゴット鍛造前に７００から８６０度Ｃまでにおいて予 熱される原子燃料要素の製造方法。 ６．請求の範囲第１、２および３項記載の方法において、前記ビレットが７１ ０度Ｃ未満の温度において、圧延、および（あるいは）押出し加工される原子燃 料要素の製造方法。 ７．請求の範囲第１、２、３および４項記載の方法において、前記ビレットが 、鍛造、圧延、および（あるいは）押出し加工と関連して行われる熱処理操作に 加えて、６００から８６０度Ｃまで、好ましくは６５０から７５０度Ｃまでの温 度において熱処理される原子燃料要素の製造方法。 ８．請求の範囲第１項記載の方法において、前記内部要素が、普通に原子炉級 のジルコニウムに適用される組成以下の不純物組成を有したジルコニウムから製 造される原子燃料要素の製造方法。 ９．請求の範囲第１および６項記載の方法において、前記内部要素を構成しよ うとする材料のインゴットが、インゴットの鍛造前に７００から８００度Ｃまで で予熱される原子燃料要素の製造方法。 10． 請求の範囲第１、６および７項記載の方法において、前記ビレットが７ １０度Ｃ未満の温度において、圧延、および（あるいは）押出し加工される原子 燃料要素の製造方法。 11． 請求の範囲第１、６、７および８項記載の方法において、前記ビレット が、鍛造、圧延、および（あるいは）押出し加工と関連して行われる熱処理操作 に加えて、６００から８００度Ｃまで、好ましくは６５０から７５０度Ｃまでの 温度において熱処理される原子燃料要素の製造方法。 12． 請求の範囲第１から１１の１項あるいはそれ以上の項記載の方法におい て、前記押出し加工が７１０度Ｃ未満の温度において行われる原子燃料要素の製 造方法。 13． 請求の範囲第１から１２の１項あるいはそれ以上の項記載の方法におい て、前記押出し加工された管素材が、５２５から７００度Ｃまでにおける中間熱 処理操作と、４００から７００度Ｃまでにおける最終熱処理操作とを行いながら 、多数の工程において冷間圧延される原子燃料要素の製造方法。 14． 請求の範囲第１から１３までのいずれか１項に記載の方法において、押 出し加工の後で、６００から８００度Ｃまでの温度において熱処理が行われ、こ の熱処理の後で、被覆管の外部部分のベータ焼き入れが行われる原子燃料要素の 製造方法。