JPH11194189A - 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 - Google Patents
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Info
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- JPH11194189A JPH11194189A JP10287800A JP28780098A JPH11194189A JP H11194189 A JPH11194189 A JP H11194189A JP 10287800 A JP10287800 A JP 10287800A JP 28780098 A JP28780098 A JP 28780098A JP H11194189 A JPH11194189 A JP H11194189A
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- 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
Abstract
(57)【要約】
【課題】 高温高圧水や高温高圧水蒸気にさらされる耐
食性およびクリ−プ特性にすぐれた原子炉燃料被覆管用
Ｚｒ合金管の製造方法を提供する。 【解決手段】 Ｎｂ：０．０５〜１．０％を含有するＺ
ｒ合金を焼鈍および冷間加工を繰り返し行った後、最終
歪取り焼鈍を行うことにより原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合
金管を製造する方法において、前記焼鈍は、温度：５５
０〜８５０℃に１〜４時間保持の条件で、かつｉ番目の
焼鈍での焼鈍パラメータをＡｉ、ｉ番目の焼鈍での焼鈍
時間をｔｉ（単位：時間）、ｉ番目の焼鈍での焼鈍温度
をＴｉ（単位：Ｋ）とすると、ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘｐ
（−４０，０００／Ｔｉ）で表される累積焼鈍パラメー
タΣＡｉは、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−１
８−１０・ＸNb≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７５・
（ＸNb−０．２）［ただし、ＸNbはＮｂ濃度（単位：ｗ
ｔ％）を示す］の条件を満たすように行う。
食性およびクリ−プ特性にすぐれた原子炉燃料被覆管用
Ｚｒ合金管の製造方法を提供する。 【解決手段】 Ｎｂ：０．０５〜１．０％を含有するＺ
ｒ合金を焼鈍および冷間加工を繰り返し行った後、最終
歪取り焼鈍を行うことにより原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合
金管を製造する方法において、前記焼鈍は、温度：５５
０〜８５０℃に１〜４時間保持の条件で、かつｉ番目の
焼鈍での焼鈍パラメータをＡｉ、ｉ番目の焼鈍での焼鈍
時間をｔｉ（単位：時間）、ｉ番目の焼鈍での焼鈍温度
をＴｉ（単位：Ｋ）とすると、ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘｐ
（−４０，０００／Ｔｉ）で表される累積焼鈍パラメー
タΣＡｉは、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−１
８−１０・ＸNb≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７５・
（ＸNb−０．２）［ただし、ＸNbはＮｂ濃度（単位：ｗ
ｔ％）を示す］の条件を満たすように行う。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】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
に関するものである。
や高温高圧水蒸気にさらされる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
に関するものである。
【０００２】
【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、この原子炉の
燃料被覆管の製造にはＺｒ合金が用いられ、このＺｒ合
金の代表的なものとして、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有するジルカロ
イ−４が使用されていることは良く知られるところであ
る。
子炉に加圧水型（ＰＷＲ）のものがあり、この原子炉の
燃料被覆管の製造にはＺｒ合金が用いられ、このＺｒ合
金の代表的なものとして、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有するジルカロ
イ−４が使用されていることは良く知られるところであ
る。
【０００３】近年、さらに耐食性の優れたＺｒ合金とし
て、Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆｅ：０．１８〜０．６
％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、Ｎｂ：０．０５〜１．
０％を含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなり、か
つ不可避不純物としての窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の
組成（以上重量％）を有するＺｒ合金、並びにＳｎ：
０．２〜１．７％、Ｆｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：
０．０７〜０．４％、Ｎｂ：０．０５〜１．０％、Ｔ
ａ：０．０１〜０．１％を含有し、残りがＺｒと不可避
不純物からなり、かつ不可避不純物としての窒素含有量
が６０ｐｐｍ以下の組成（以上重量％）を有するＺｒ合
金などのＮｂまたはＮｂとＴａを含有するＺｒ合金が提
供されている。
て、Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆｅ：０．１８〜０．６
％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、Ｎｂ：０．０５〜１．
０％を含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなり、か
つ不可避不純物としての窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の
組成（以上重量％）を有するＺｒ合金、並びにＳｎ：
０．２〜１．７％、Ｆｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：
０．０７〜０．４％、Ｎｂ：０．０５〜１．０％、Ｔ
ａ：０．０１〜０．１％を含有し、残りがＺｒと不可避
不純物からなり、かつ不可避不純物としての窒素含有量
が６０ｐｐｍ以下の組成（以上重量％）を有するＺｒ合
金などのＮｂまたはＮｂとＴａを含有するＺｒ合金が提
供されている。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】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
って、燃料被覆管の炉内滞在時間が長期化する傾向にあ
るが、上記従来のＮｂまたはＮｂとＴａを含有するＺｒ
合金からなる燃料被覆管では、耐食性およびクリープ特
性が十分でないことに原因して、これに十分対応するこ
とができないのが現状である。
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
って、燃料被覆管の炉内滞在時間が長期化する傾向にあ
るが、上記従来のＮｂまたはＮｂとＴａを含有するＺｒ
合金からなる燃料被覆管では、耐食性およびクリープ特
性が十分でないことに原因して、これに十分対応するこ
とができないのが現状である。
【０００５】
【課題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、一段とすぐれた耐食性およびク
リープ特性を示す原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管を製造
すべく研究を行なった結果、上記従来のＮｂまたはＮｂ
とＴａを含有するＺｒ合金から原子炉燃料被覆管を製造
する工程の熱処理条件、特に焼鈍条件を制御することに
より、一段と耐食性およびクリープ特性が向上するよう
になり、かかる制御した焼鈍条件を適用して製造したＺ
ｒ合金からなる原子炉燃焼被覆管は長期に亘る使用が可
能になるという知見を得たのである。
上述のような観点から、一段とすぐれた耐食性およびク
リープ特性を示す原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管を製造
すべく研究を行なった結果、上記従来のＮｂまたはＮｂ
とＴａを含有するＺｒ合金から原子炉燃料被覆管を製造
する工程の熱処理条件、特に焼鈍条件を制御することに
より、一段と耐食性およびクリープ特性が向上するよう
になり、かかる制御した焼鈍条件を適用して製造したＺ
ｒ合金からなる原子炉燃焼被覆管は長期に亘る使用が可
能になるという知見を得たのである。
【０００６】この発明は、上記知見にもとづいてなされ
たものであって、（１）Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆ
ｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、
Ｎｂ：０．０５〜１．０％を含有し、残りがＺｒと不可
避不純物からなり、かつ不可避不純物としての窒素含有
量が６０ｐｐｍ以下の組成を有するＺｒ合金からなるを
熱間鍛造し、溶体化処理し、熱間押出し、さらに焼鈍お
よび冷間加工を繰り返し行った後、最終歪取り焼鈍を行
うことによりＺｒ合金管を製造する原子炉燃料被覆管用
Ｚｒ合金管の製造方法において、前記焼鈍は、温度：５
５０〜８５０℃に１〜４時間保持の条件で、かつｉ番目
の焼鈍での焼鈍パラメータをＡｉ、ｉ番目の焼鈍での焼
鈍時間をｔｉ（単位：時間）、ｉ番目の焼鈍での焼鈍温
度をＴｉ（単位：Ｋ）、とすると、ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘ
ｐ（−４０，０００／Ｔｉ）で表される累積焼鈍パラメ
ータΣＡｉは、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−
１８−１０・ＸNb≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７５・
（ＸNb−０．２）［ただし、ＸNbはＮｂ濃度（単位：ｗ
ｔ％）を示す］、の条件を満たすように行う耐食性およ
びクリープ特性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金
管の製造方法、（２）Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆｅ：
０．１８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、Ｎ
ｂ：０．０５〜１．０％を含有し、残りがＺｒと不可避
不純物からなり、かつ不可避不純物としての窒素含有量
が６０ｐｐｍ以下の組成を有するＺｒ合金からなるを熱
間鍛造し、溶体化処理し、熱間押出し、さらに焼鈍およ
び冷間加工を繰り返し行った後、最終歪取り焼鈍を行う
ことによりＺｒ合金管を製造する原子炉燃料被覆管用Ｚ
ｒ合金管の製造方法において、前記焼鈍は、温度：５５
０〜８５０℃に１〜４時間保持の条件で、かつｉ番目の
焼鈍での焼鈍パラメータをＡｉ、ｉ番目の焼鈍での焼鈍
時間をｔｉ（単位：時間）、ｉ番目の焼鈍での焼鈍温度
をＴｉ（単位：Ｋ）、とすると、ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘｐ
（−４０，０００／Ｔｉ）で表される累積焼鈍パラメー
タΣＡｉは、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−１
８−１０・ＸNb≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７５・
（ＸNb−０．２）［ただし、ＸNbはＮｂ濃度（単位：ｗ
ｔ％）を示す、以下同じ］、の条件を満たし、さらに、
０．０５≦ＸNb≦０．５の時、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦
−１５、かつ−１８−１０・ＸNb≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１
５−１０・（ＸNb−０．２）０．５＜ＸNbの時、−２０
≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１８−２・（ＸNb−０．５）の条件
を満たすように行う耐食性およびクリープ特性のすぐれ
た原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法、（３）前
記（１）または（２）記載の耐食性およびクリープ特性
のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法に
おいて、最終冷間圧延前の焼鈍は、温度：６５０〜７７
０℃に１〜１０分保持した後、Ａｒガスで急冷する耐食
性およびクリープ特性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚ
ｒ合金管の製造方法、（４）Ｓｎ：０．２〜１．７％、
Ｆｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４
％、Ｎｂ：０．０５〜１．０％、Ｔａ：０．０１〜０．
１％を含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなり、か
つ不可避不純物としての窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の
組成（以上重量％）を有するＺｒ合金を熱間鍛造し、溶
体化処理し、熱間押出し、さらに焼鈍および冷間加工を
繰り返し行った後、最終歪取り焼鈍を行うことによりＺ
ｒ合金管を製造する原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製
造方法において、前記焼鈍は、温度：５５０〜８５０℃
に１〜４時間保持の条件で、かつｉ番目の焼鈍での焼鈍
パラメータをＡｉ、ｉ番目の焼鈍での焼鈍時間をｔｉ
（単位：時間）、ｉ番目の焼鈍での焼鈍温度をＴｉ（単
位：Ｋ）、とすると、ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘｐ（−４０，
０００／Ｔｉ）で表される累積焼鈍パラメータΣＡｉ
は、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−１８−１０
・ＸNb+Ta ≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７５・（Ｘ
Nb+Ta −０．２）［ただし、ＸNb+Ta はＮｂおよびＴａ
の合計濃度（単位：ｗｔ％）を示す］、の条件を満たす
ように行う耐食性およびクリープ特性のすぐれた原子炉
燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法、（５）Ｓｎ：０．
２〜１．７％、Ｆｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：０．
０７〜０．４％、Ｎｂ：０．０５〜１．０％、Ｔａ：
０．０１〜０．１％を含有し、残りがＺｒと不可避不純
物からなり、かつ不可避不純物としての窒素含有量が６
０ｐｐｍ以下の組成（以上重量％）を有するＺｒ合金を
熱間鍛造し、溶体化処理し、熱間押出し、さらに焼鈍お
よび冷間加工を繰り返し行った後、最終歪取り焼鈍を行
うことによりＺｒ合金管を製造する原子炉燃料被覆管用
Ｚｒ合金管の製造方法において、前記焼鈍は、温度：５
５０〜８５０℃に１〜４時間保持の条件で、かつｉ番目
の焼鈍での焼鈍パラメータをＡｉ、ｉ番目の焼鈍での焼
鈍時間をｔｉ（単位：時間）、ｉ番目の焼鈍での焼鈍温
度をＴｉ（単位：Ｋ）、とすると、ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘ
ｐ（−４０，０００／Ｔｉ）で表される累積焼鈍パラメ
ータΣＡｉは、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−
１８−１０・ＸNb+Ta ≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７
５・（ＸNb+Ta −０．２）［ただし、ＸNb+Ta はＮｂお
よびＴａの合計濃度（単位：ｗｔ％）を示す、以下同
じ］、の条件を満たし、さらに、０．０５≦ＸNb+Ta ≦
０．５の時、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−１
８−１０・ＸNb+Ta ≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−１０・
（ＸNb+Ta −０．２） ０．５＜ＸNb+Ta の時、 −２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１８−２・（ＸNb+Ta −０．
５） の条件を満たすように行う耐食性およびクリープ特性の
すぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法、
（６）前記（４）または（５）記載の耐食性およびクリ
ープ特性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製
造方法において、最終冷間圧延前の焼鈍は、温度：６５
０〜７７０℃に１〜１０分保持した後、Ａｒガスで急冷
する耐食性およびクリープ特性のすぐれた原子炉燃料被
覆管用Ｚｒ合金管の製造方法、に特徴を有するものであ
る。
たものであって、（１）Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆ
ｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、
Ｎｂ：０．０５〜１．０％を含有し、残りがＺｒと不可
避不純物からなり、かつ不可避不純物としての窒素含有
量が６０ｐｐｍ以下の組成を有するＺｒ合金からなるを
熱間鍛造し、溶体化処理し、熱間押出し、さらに焼鈍お
よび冷間加工を繰り返し行った後、最終歪取り焼鈍を行
うことによりＺｒ合金管を製造する原子炉燃料被覆管用
Ｚｒ合金管の製造方法において、前記焼鈍は、温度：５
５０〜８５０℃に１〜４時間保持の条件で、かつｉ番目
の焼鈍での焼鈍パラメータをＡｉ、ｉ番目の焼鈍での焼
鈍時間をｔｉ（単位：時間）、ｉ番目の焼鈍での焼鈍温
度をＴｉ（単位：Ｋ）、とすると、ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘ
ｐ（−４０，０００／Ｔｉ）で表される累積焼鈍パラメ
ータΣＡｉは、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−
１８−１０・ＸNb≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７５・
（ＸNb−０．２）［ただし、ＸNbはＮｂ濃度（単位：ｗ
ｔ％）を示す］、の条件を満たすように行う耐食性およ
びクリープ特性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金
管の製造方法、（２）Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆｅ：
０．１８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、Ｎ
ｂ：０．０５〜１．０％を含有し、残りがＺｒと不可避
不純物からなり、かつ不可避不純物としての窒素含有量
が６０ｐｐｍ以下の組成を有するＺｒ合金からなるを熱
間鍛造し、溶体化処理し、熱間押出し、さらに焼鈍およ
び冷間加工を繰り返し行った後、最終歪取り焼鈍を行う
ことによりＺｒ合金管を製造する原子炉燃料被覆管用Ｚ
ｒ合金管の製造方法において、前記焼鈍は、温度：５５
０〜８５０℃に１〜４時間保持の条件で、かつｉ番目の
焼鈍での焼鈍パラメータをＡｉ、ｉ番目の焼鈍での焼鈍
時間をｔｉ（単位：時間）、ｉ番目の焼鈍での焼鈍温度
をＴｉ（単位：Ｋ）、とすると、ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘｐ
（−４０，０００／Ｔｉ）で表される累積焼鈍パラメー
タΣＡｉは、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−１
８−１０・ＸNb≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７５・
（ＸNb−０．２）［ただし、ＸNbはＮｂ濃度（単位：ｗ
ｔ％）を示す、以下同じ］、の条件を満たし、さらに、
０．０５≦ＸNb≦０．５の時、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦
−１５、かつ−１８−１０・ＸNb≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１
５−１０・（ＸNb−０．２）０．５＜ＸNbの時、−２０
≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１８−２・（ＸNb−０．５）の条件
を満たすように行う耐食性およびクリープ特性のすぐれ
た原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法、（３）前
記（１）または（２）記載の耐食性およびクリープ特性
のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法に
おいて、最終冷間圧延前の焼鈍は、温度：６５０〜７７
０℃に１〜１０分保持した後、Ａｒガスで急冷する耐食
性およびクリープ特性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚ
ｒ合金管の製造方法、（４）Ｓｎ：０．２〜１．７％、
Ｆｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４
％、Ｎｂ：０．０５〜１．０％、Ｔａ：０．０１〜０．
１％を含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなり、か
つ不可避不純物としての窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の
組成（以上重量％）を有するＺｒ合金を熱間鍛造し、溶
体化処理し、熱間押出し、さらに焼鈍および冷間加工を
繰り返し行った後、最終歪取り焼鈍を行うことによりＺ
ｒ合金管を製造する原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製
造方法において、前記焼鈍は、温度：５５０〜８５０℃
に１〜４時間保持の条件で、かつｉ番目の焼鈍での焼鈍
パラメータをＡｉ、ｉ番目の焼鈍での焼鈍時間をｔｉ
（単位：時間）、ｉ番目の焼鈍での焼鈍温度をＴｉ（単
位：Ｋ）、とすると、ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘｐ（−４０，
０００／Ｔｉ）で表される累積焼鈍パラメータΣＡｉ
は、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−１８−１０
・ＸNb+Ta ≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７５・（Ｘ
Nb+Ta −０．２）［ただし、ＸNb+Ta はＮｂおよびＴａ
の合計濃度（単位：ｗｔ％）を示す］、の条件を満たす
ように行う耐食性およびクリープ特性のすぐれた原子炉
燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法、（５）Ｓｎ：０．
２〜１．７％、Ｆｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：０．
０７〜０．４％、Ｎｂ：０．０５〜１．０％、Ｔａ：
０．０１〜０．１％を含有し、残りがＺｒと不可避不純
物からなり、かつ不可避不純物としての窒素含有量が６
０ｐｐｍ以下の組成（以上重量％）を有するＺｒ合金を
熱間鍛造し、溶体化処理し、熱間押出し、さらに焼鈍お
よび冷間加工を繰り返し行った後、最終歪取り焼鈍を行
うことによりＺｒ合金管を製造する原子炉燃料被覆管用
Ｚｒ合金管の製造方法において、前記焼鈍は、温度：５
５０〜８５０℃に１〜４時間保持の条件で、かつｉ番目
の焼鈍での焼鈍パラメータをＡｉ、ｉ番目の焼鈍での焼
鈍時間をｔｉ（単位：時間）、ｉ番目の焼鈍での焼鈍温
度をＴｉ（単位：Ｋ）、とすると、ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘ
ｐ（−４０，０００／Ｔｉ）で表される累積焼鈍パラメ
ータΣＡｉは、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−
１８−１０・ＸNb+Ta ≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７
５・（ＸNb+Ta −０．２）［ただし、ＸNb+Ta はＮｂお
よびＴａの合計濃度（単位：ｗｔ％）を示す、以下同
じ］、の条件を満たし、さらに、０．０５≦ＸNb+Ta ≦
０．５の時、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−１
８−１０・ＸNb+Ta ≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−１０・
（ＸNb+Ta −０．２） ０．５＜ＸNb+Ta の時、 −２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１８−２・（ＸNb+Ta −０．
５） の条件を満たすように行う耐食性およびクリープ特性の
すぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法、
（６）前記（４）または（５）記載の耐食性およびクリ
ープ特性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製
造方法において、最終冷間圧延前の焼鈍は、温度：６５
０〜７７０℃に１〜１０分保持した後、Ａｒガスで急冷
する耐食性およびクリープ特性のすぐれた原子炉燃料被
覆管用Ｚｒ合金管の製造方法、に特徴を有するものであ
る。
【０００７】一般に、原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の
製造方法は、溶解→分塊鍛造→溶体化処理→熱間押出し
→焼鈍→冷間圧延→…（焼鈍→冷間圧延の繰り返し）…
→焼鈍（＝最終冷間圧延前の焼鈍）→最終冷間圧延→最
終歪取り焼鈍→製品、の工程で行われる。前記分塊鍛造
は、鋳造組織を分解するために行う熱間鍛造であり、通
常、８００〜１，１００℃の範囲内の所定の温度で熱間
鍛造される。前記溶体化処理は、分塊鍛造したＺｒ合金
を、通常、１，０００〜１，１００℃の範囲内の所定の
温度に保持した後、水冷して合金元素のミクロな偏析を
なくすために行われる。前記熱間押出しは、通常、６０
０〜８００℃の範囲内の所定の温度に加熱した状態で継
目無し管（シームレス管）を得るために行われる。前記
焼鈍は、熱間押出し後および冷間圧延の前後に焼きなま
し処理として行われ、通常は真空炉中で行われる。前記
冷間圧延は、Ｚｒ合金の場合、通常、ピルガー圧延機が
使用される。前記最終歪取り焼鈍は、製品となる直前に
Ｚｒ合金管の歪取りのために行われるものであり、通
常、温度：４５０〜５００℃の範囲内の所定の温度で１
〜４時間保持することにより行われる。
製造方法は、溶解→分塊鍛造→溶体化処理→熱間押出し
→焼鈍→冷間圧延→…（焼鈍→冷間圧延の繰り返し）…
→焼鈍（＝最終冷間圧延前の焼鈍）→最終冷間圧延→最
終歪取り焼鈍→製品、の工程で行われる。前記分塊鍛造
は、鋳造組織を分解するために行う熱間鍛造であり、通
常、８００〜１，１００℃の範囲内の所定の温度で熱間
鍛造される。前記溶体化処理は、分塊鍛造したＺｒ合金
を、通常、１，０００〜１，１００℃の範囲内の所定の
温度に保持した後、水冷して合金元素のミクロな偏析を
なくすために行われる。前記熱間押出しは、通常、６０
０〜８００℃の範囲内の所定の温度に加熱した状態で継
目無し管（シームレス管）を得るために行われる。前記
焼鈍は、熱間押出し後および冷間圧延の前後に焼きなま
し処理として行われ、通常は真空炉中で行われる。前記
冷間圧延は、Ｚｒ合金の場合、通常、ピルガー圧延機が
使用される。前記最終歪取り焼鈍は、製品となる直前に
Ｚｒ合金管の歪取りのために行われるものであり、通
常、温度：４５０〜５００℃の範囲内の所定の温度で１
〜４時間保持することにより行われる。
【０００８】この発明の原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管
の製造方法の特徴とするところは、Ｓｎ：０．２〜１．
７％、Ｆｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜
０．４％、Ｎｂ：０．０５〜１．０％を含有し、残りが
Ｚｒと不可避不純物からなり、かつ不可避不純物として
の窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の組成を有するＺｒ合金
の場合は、熱間押出し後および冷間圧延の前後に行われ
る焼鈍を、前記（１）または（２）に示される条件を満
たすように行い、さらに、Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆ
ｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、
Ｎｂ：０．０５〜１．０％、Ｔａ：０．０１〜０．１％
を含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなり、かつ不
可避不純物としての窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の組成
（以上重量％）を有するＺｒ合金の場合は、熱間押出し
後および冷間圧延の前後に行われる焼鈍を、前記（４）
または（５）に示される条件を満たすように行うもので
ある。
の製造方法の特徴とするところは、Ｓｎ：０．２〜１．
７％、Ｆｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜
０．４％、Ｎｂ：０．０５〜１．０％を含有し、残りが
Ｚｒと不可避不純物からなり、かつ不可避不純物として
の窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の組成を有するＺｒ合金
の場合は、熱間押出し後および冷間圧延の前後に行われ
る焼鈍を、前記（１）または（２）に示される条件を満
たすように行い、さらに、Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆ
ｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、
Ｎｂ：０．０５〜１．０％、Ｔａ：０．０１〜０．１％
を含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなり、かつ不
可避不純物としての窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の組成
（以上重量％）を有するＺｒ合金の場合は、熱間押出し
後および冷間圧延の前後に行われる焼鈍を、前記（４）
または（５）に示される条件を満たすように行うもので
ある。
【０００９】累積焼鈍パラメータΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘｐ
（−４０，０００／Ｔｉ）を−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−
１５に限定した理由は、各段階の焼鈍で完全焼きなまし
される必要があるが、そのためには−２０≦ｌｏｇΣＡ
ｉとする必要があり、一方、各段階の焼鈍はα−ジルコ
ニウム相領域でされる必要があるところからｌｏｇΣＡ
ｉ≦−１５とする必要があるという理由によるものであ
る。また、この累積焼鈍パラメータΣＡｉは、Ｎｂ濃度
（ＸNb）およびＮｂ＋Ｔａ濃度（ＸNb+Ta ）に大きく影
響され、前記Ｚｒ合金がＮｂを含有するＺｒ合金である
場合は、−１８−１０・ＸNb≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−
３．７５・（ＸNb−０．２）［ただし、ＸNbはＮｂ濃度
（単位：ｗｔ％）を示す］の条件を満足する必要があ
り、さらに前記Ｚｒ合金がＮｂおよびＴａを含有するＺ
ｒ合金である場合は、−１８−１０・ＸNb+Ta ≦ｌｏｇ
ΣＡｉ≦−１５−３．７５・（ＸNb+Ta−０．２）［た
だし、ＸNb+Ta はＮｂおよびＴａの合計濃度（単位：ｗ
ｔ％）を示す］の条件を満たす必要がある。
（−４０，０００／Ｔｉ）を−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−
１５に限定した理由は、各段階の焼鈍で完全焼きなまし
される必要があるが、そのためには−２０≦ｌｏｇΣＡ
ｉとする必要があり、一方、各段階の焼鈍はα−ジルコ
ニウム相領域でされる必要があるところからｌｏｇΣＡ
ｉ≦−１５とする必要があるという理由によるものであ
る。また、この累積焼鈍パラメータΣＡｉは、Ｎｂ濃度
（ＸNb）およびＮｂ＋Ｔａ濃度（ＸNb+Ta ）に大きく影
響され、前記Ｚｒ合金がＮｂを含有するＺｒ合金である
場合は、−１８−１０・ＸNb≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−
３．７５・（ＸNb−０．２）［ただし、ＸNbはＮｂ濃度
（単位：ｗｔ％）を示す］の条件を満足する必要があ
り、さらに前記Ｚｒ合金がＮｂおよびＴａを含有するＺ
ｒ合金である場合は、−１８−１０・ＸNb+Ta ≦ｌｏｇ
ΣＡｉ≦−１５−３．７５・（ＸNb+Ta−０．２）［た
だし、ＸNb+Ta はＮｂおよびＴａの合計濃度（単位：ｗ
ｔ％）を示す］の条件を満たす必要がある。
【００１０】さらに、この累積焼鈍パラメータΣＡｉ
は、Ｎｂ濃度（ＸNb）に大きく影響されるところから
０．０５≦ＸNb≦０．５の時と０．５＜ＸNbの時を分
け、０．０５≦ＸNb≦０．５の時、−２０≦ｌｏｇΣＡ
ｉ≦−１５、かつ−１８−１０・ＸNb≦ｌｏｇΣＡｉ≦
−１５−１０・（ＸNb−０．２）の条件を満たすように
焼鈍し、０．５＜ＸNbの時、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−
１８−２・（ＸNb−０．５）の条件を満たすように焼鈍
することが一層好ましい。
は、Ｎｂ濃度（ＸNb）に大きく影響されるところから
０．０５≦ＸNb≦０．５の時と０．５＜ＸNbの時を分
け、０．０５≦ＸNb≦０．５の時、−２０≦ｌｏｇΣＡ
ｉ≦−１５、かつ−１８−１０・ＸNb≦ｌｏｇΣＡｉ≦
−１５−１０・（ＸNb−０．２）の条件を満たすように
焼鈍し、０．５＜ＸNbの時、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−
１８−２・（ＸNb−０．５）の条件を満たすように焼鈍
することが一層好ましい。
【００１１】さらに、この累積焼鈍パラメータΣＡｉ
は、Ｎｂ＋Ｔａ濃度（ＸNb+Ta ）に大きく影響されると
ころから、Ｎｂ＋Ｔａ濃度（ＸNb+Ta ）の範囲を０．０
５≦Ｘ Nb+Ta ≦０．５の時と０．５＜ＸNb+Ta の時に分
け、０．０５≦ＸNb+Ta ≦０．５の時、−２０≦ｌｏｇ
ΣＡｉ≦−１５、かつ−１８−１０・ＸNb+Ta ≦ｌｏｇ
ΣＡｉ≦−１５−１０・（ＸNb+Ta −０．２）、０．５
＜ＸNb+Ta の時、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１８−２・
（ＸNb+Ta −０．５）の条件を満たすように焼鈍するこ
とが一層好ましい。
は、Ｎｂ＋Ｔａ濃度（ＸNb+Ta ）に大きく影響されると
ころから、Ｎｂ＋Ｔａ濃度（ＸNb+Ta ）の範囲を０．０
５≦Ｘ Nb+Ta ≦０．５の時と０．５＜ＸNb+Ta の時に分
け、０．０５≦ＸNb+Ta ≦０．５の時、−２０≦ｌｏｇ
ΣＡｉ≦−１５、かつ−１８−１０・ＸNb+Ta ≦ｌｏｇ
ΣＡｉ≦−１５−１０・（ＸNb+Ta −０．２）、０．５
＜ＸNb+Ta の時、−２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１８−２・
（ＸNb+Ta −０．５）の条件を満たすように焼鈍するこ
とが一層好ましい。
【００１２】この発明の原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管
の製造方法の焼鈍条件を一層理解し易くするために、Ｓ
ｎ：０．２〜１．７％、Ｆｅ：０．１８〜０．６％、Ｃ
ｒ：０．０７〜０．４％、Ｎｂ：０．０５〜１．０％を
含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなり、かつ不可
避不純物としての窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の組成を
有するＺｒ合金を用いて原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管
を製造する場合の焼鈍条件を図１に基づいて説明する。
図１は縦軸にｌｏｇΣＡｉを取り、横軸にＸNb（Ｎｂ濃
度）を取ってある。
の製造方法の焼鈍条件を一層理解し易くするために、Ｓ
ｎ：０．２〜１．７％、Ｆｅ：０．１８〜０．６％、Ｃ
ｒ：０．０７〜０．４％、Ｎｂ：０．０５〜１．０％を
含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなり、かつ不可
避不純物としての窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の組成を
有するＺｒ合金を用いて原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管
を製造する場合の焼鈍条件を図１に基づいて説明する。
図１は縦軸にｌｏｇΣＡｉを取り、横軸にＸNb（Ｎｂ濃
度）を取ってある。
【００１３】そして、図１において点Ａ、Ｂ、Ｃ、Ｄ、
Ｅ、Ｆ、Ｇ、ＨおよびＩの座標を、Ａ（ｌｏｇΣＡｉ＝
−１５，ＸNb＝０．０５），Ｂ（ｌｏｇΣＡｉ＝−１
５，ＸNb＝０．２），Ｃ（ｌｏｇΣＡｉ＝−１８，ＸNb
＝１．０），Ｄ（ｌｏｇΣＡｉ＝−２０，ＸNb＝１．
０），Ｅ（ｌｏｇΣＡｉ＝−２０，ＸNb＝０．２），Ｆ
（ｌｏｇΣＡｉ＝−１８．５，ＸNb＝０．０５），Ｇ
（ｌｏｇΣＡｉ＝−１８，ＸNb＝０．５），Ｈ（ｌｏｇ
ΣＡｉ＝−１９，ＸNb＝１．０），Ｉ（ｌｏｇΣＡｉ＝
−２０，ＸNb＝０．５）とすると、前記（１）のこの発
明の原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法における
焼鈍条件は、図１においてＡ、Ｂ、Ｃ、Ｄ、ＥおよびＦ
の点を結んだ線ＡＢ、線ＢＣ、線ＣＤ、線ＤＥ、線ＥＦ
および線ＦＡで囲まれた範囲内にある条件である。
Ｅ、Ｆ、Ｇ、ＨおよびＩの座標を、Ａ（ｌｏｇΣＡｉ＝
−１５，ＸNb＝０．０５），Ｂ（ｌｏｇΣＡｉ＝−１
５，ＸNb＝０．２），Ｃ（ｌｏｇΣＡｉ＝−１８，ＸNb
＝１．０），Ｄ（ｌｏｇΣＡｉ＝−２０，ＸNb＝１．
０），Ｅ（ｌｏｇΣＡｉ＝−２０，ＸNb＝０．２），Ｆ
（ｌｏｇΣＡｉ＝−１８．５，ＸNb＝０．０５），Ｇ
（ｌｏｇΣＡｉ＝−１８，ＸNb＝０．５），Ｈ（ｌｏｇ
ΣＡｉ＝−１９，ＸNb＝１．０），Ｉ（ｌｏｇΣＡｉ＝
−２０，ＸNb＝０．５）とすると、前記（１）のこの発
明の原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法における
焼鈍条件は、図１においてＡ、Ｂ、Ｃ、Ｄ、ＥおよびＦ
の点を結んだ線ＡＢ、線ＢＣ、線ＣＤ、線ＤＥ、線ＥＦ
および線ＦＡで囲まれた範囲内にある条件である。
【００１４】さらに前記（２）のこの発明の原子炉燃料
被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法における焼鈍条件は、
０．０５≦ＸNb≦０．５の時、図１においてＡ、Ｂ、
Ｇ、Ｉ、ＥおよびＦの点を結んだ線ＡＢ、線ＢＧ、線Ｇ
Ｉ、線ＩＥ、線ＥＦおよび線ＦＡで囲まれた範囲内にあ
る条件であり、０．５＜ＸNbの時、図１においてＧ、
Ｈ、ＤおよびＩの点を結んだ線ＧＨ、線ＨＤ、線ＤＩお
よび線ＩＧで囲まれた範囲内にある条件である。
被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法における焼鈍条件は、
０．０５≦ＸNb≦０．５の時、図１においてＡ、Ｂ、
Ｇ、Ｉ、ＥおよびＦの点を結んだ線ＡＢ、線ＢＧ、線Ｇ
Ｉ、線ＩＥ、線ＥＦおよび線ＦＡで囲まれた範囲内にあ
る条件であり、０．５＜ＸNbの時、図１においてＧ、
Ｈ、ＤおよびＩの点を結んだ線ＧＨ、線ＨＤ、線ＤＩお
よび線ＩＧで囲まれた範囲内にある条件である。
【００１５】Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆｅ：０．１８
〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、Ｎｂ：０．０
５〜１．０％、Ｔａ：０．０１〜０．１％を含有し、残
りがＺｒと不可避不純物からなり、かつ不可避不純物と
しての窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の組成（以上重量
％）を有するＺｒ合金を用いて原子炉燃料被覆管用Ｚｒ
合金管を製造する場合の焼鈍条件を図２に基づいて説明
する。図２は縦軸にｌｏｇΣＡｉを取り、横軸にＸ
Nb+Ta （ＮｂとＴａの合計濃度）を取ってある。
〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、Ｎｂ：０．０
５〜１．０％、Ｔａ：０．０１〜０．１％を含有し、残
りがＺｒと不可避不純物からなり、かつ不可避不純物と
しての窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の組成（以上重量
％）を有するＺｒ合金を用いて原子炉燃料被覆管用Ｚｒ
合金管を製造する場合の焼鈍条件を図２に基づいて説明
する。図２は縦軸にｌｏｇΣＡｉを取り、横軸にＸ
Nb+Ta （ＮｂとＴａの合計濃度）を取ってある。
【００１６】そして、図２において点Ｊ、Ｋ、Ｌ、Ｍ、
Ｎ、Ｏ、Ｐ、ＱおよびＲの座標を、Ｊ（ｌｏｇΣＡｉ＝
−１５，ＸNb+Ta ＝０．０５），Ｋ（ｌｏｇΣＡｉ＝−
１５，ＸNb+Ta ＝０．２），Ｌ（ｌｏｇΣＡｉ＝−１
８，ＸNb+Ta ＝１．０），Ｍ（ｌｏｇΣＡｉ＝−２０，
ＸNb+Ta ＝１．０），Ｎ（ｌｏｇΣＡｉ＝−２０，Ｘ
Nb+Ta ＝０．２），Ｏ（ｌｏｇΣＡｉ＝−１８．５，Ｘ
Nb+Ta ＝０．０５），Ｐ（ｌｏｇΣＡｉ＝−１８，Ｘ
Nb+Ta ＝０．５），Ｑ（ｌｏｇΣＡｉ＝−１９，Ｘ
Nb+Ta ＝１．０），Ｒ（ｌｏｇΣＡｉ＝−２０，Ｘ
Nb+Ta ＝０．５）とすると、前記（４）のこの発明の原
子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法における焼鈍条
件は、図２においてＪ、Ｋ、Ｌ、Ｍ、ＮおよびＯの点を
結んだ線ＪＫ、線ＫＬ、線ＬＭ、線ＭＮ、線ＮＯおよび
線ＯＪで囲まれた範囲内にある条件である。
Ｎ、Ｏ、Ｐ、ＱおよびＲの座標を、Ｊ（ｌｏｇΣＡｉ＝
−１５，ＸNb+Ta ＝０．０５），Ｋ（ｌｏｇΣＡｉ＝−
１５，ＸNb+Ta ＝０．２），Ｌ（ｌｏｇΣＡｉ＝−１
８，ＸNb+Ta ＝１．０），Ｍ（ｌｏｇΣＡｉ＝−２０，
ＸNb+Ta ＝１．０），Ｎ（ｌｏｇΣＡｉ＝−２０，Ｘ
Nb+Ta ＝０．２），Ｏ（ｌｏｇΣＡｉ＝−１８．５，Ｘ
Nb+Ta ＝０．０５），Ｐ（ｌｏｇΣＡｉ＝−１８，Ｘ
Nb+Ta ＝０．５），Ｑ（ｌｏｇΣＡｉ＝−１９，Ｘ
Nb+Ta ＝１．０），Ｒ（ｌｏｇΣＡｉ＝−２０，Ｘ
Nb+Ta ＝０．５）とすると、前記（４）のこの発明の原
子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法における焼鈍条
件は、図２においてＪ、Ｋ、Ｌ、Ｍ、ＮおよびＯの点を
結んだ線ＪＫ、線ＫＬ、線ＬＭ、線ＭＮ、線ＮＯおよび
線ＯＪで囲まれた範囲内にある条件である。
【００１７】さらに前記（５）のこの発明の原子炉燃料
被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法における焼鈍条件は、
０．０５≦ＸNb+Ta ≦０．５の時、図２においてＪ、
Ｋ、Ｐ、Ｒ、ＮおよびＯの点を結んだ線ＪＫ、線ＫＰ、
線ＰＲ、線ＲＮ、線ＮＯおよび線ＯＪで囲まれた範囲内
にある条件であり、０．５＜ＸNb+Ta の時、図２におい
てＰ、Ｑ、ＭおよびＲの点を結んだ線ＰＱ、線ＱＭ、線
ＭＲおよび線ＲＰで囲まれた範囲内にある条件である。
被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法における焼鈍条件は、
０．０５≦ＸNb+Ta ≦０．５の時、図２においてＪ、
Ｋ、Ｐ、Ｒ、ＮおよびＯの点を結んだ線ＪＫ、線ＫＰ、
線ＰＲ、線ＲＮ、線ＮＯおよび線ＯＪで囲まれた範囲内
にある条件であり、０．５＜ＸNb+Ta の時、図２におい
てＰ、Ｑ、ＭおよびＲの点を結んだ線ＰＱ、線ＱＭ、線
ＭＲおよび線ＲＰで囲まれた範囲内にある条件である。
【００１８】この発明の原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管
の製造方法のさらに一層優れた方法は、図１または図２
に示される焼鈍条件を満たしつつ、さらに最終冷間圧延
前の焼鈍（即ち、最終歪取り焼鈍の一段階前の焼鈍）を
焼鈍温度を６５０〜７７０℃とし、焼鈍時間を極めて短
時間である１〜１０分保持した後、Ａｒガスで急冷する
条件の焼鈍を行うことである。この温度：６５０〜７７
０℃に１〜１０分保持した後Ａｒガスで急冷する条件の
焼鈍は、短時間加熱保持を行うために材料の装荷量を少
なくし、かつ予め高温に保っておいた容器内に導入して
急速加熱し、冷却は高純度のＡｒガスを熱処理容器内に
導入することにより行うことができる。
の製造方法のさらに一層優れた方法は、図１または図２
に示される焼鈍条件を満たしつつ、さらに最終冷間圧延
前の焼鈍（即ち、最終歪取り焼鈍の一段階前の焼鈍）を
焼鈍温度を６５０〜７７０℃とし、焼鈍時間を極めて短
時間である１〜１０分保持した後、Ａｒガスで急冷する
条件の焼鈍を行うことである。この温度：６５０〜７７
０℃に１〜１０分保持した後Ａｒガスで急冷する条件の
焼鈍は、短時間加熱保持を行うために材料の装荷量を少
なくし、かつ予め高温に保っておいた容器内に導入して
急速加熱し、冷却は高純度のＡｒガスを熱処理容器内に
導入することにより行うことができる。
【００１９】つぎに、この発明の原子炉燃料被覆管用Ｚ
ｒ合金管の製造方法で使用するＺｒ合金の成分組成範囲
を上記の通りに限定した理由を説明する。 (a) Ｓｎ Ｓｎ成分には、合金の強度を向上させる作用があるが、
その含有量が０．２％未満では所定の強度を確保するこ
とができず、一方その含有量が１．７％を越えると、耐
食性の著しい低下をきたすようになることから、その含
有量を０．２〜１．７％と定めた。 (b) ＦｅおよびＣｒ これらの成分には、共存した状態で合金の耐食性および
クリープ特性と強度を向上させる作用があるが、その含
有量がそれぞれＦｅ：０．１８未満およびＣｒ：０．０
７％未満では前記作用に所望の効果が得られず、一方そ
の含有量がＦｅ：０．６％およびＣｒ：０．４％を越え
ると、耐食性が著しく低下するようになることから、そ
の含有量をそれぞれＦｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：
０．０７〜０．４％と定めた。 (c) ＮｂおよびＴａ これらの成分には、合金の耐食性およびクリープ特性を
一段と向上させる作用があるので含有されるが、その含
有量がそれぞれＮｂ：０．０５％未満およびＴａ：０．
０１％未満では所望の耐食性およびクリープ特性向上効
果が得られず、一方その含有量がそれぞれＮｂ：１．０
％およびＴａ：０．１％を越えても耐食性劣化の原因と
なることから、その含有量をＮｂ：０．０５〜１．０
％、Ｔａ：０．０１〜０．１％と定めた。 (d) 不可避不純物としてのＮ Ｎ成分は合金の耐食性にとって有害な成分であって、そ
の含有量が６０ｐｐｍを越えると耐食性が急激に劣化す
るようになることから、その上限値を６０ｐｐｍと定め
た。
ｒ合金管の製造方法で使用するＺｒ合金の成分組成範囲
を上記の通りに限定した理由を説明する。 (a) Ｓｎ Ｓｎ成分には、合金の強度を向上させる作用があるが、
その含有量が０．２％未満では所定の強度を確保するこ
とができず、一方その含有量が１．７％を越えると、耐
食性の著しい低下をきたすようになることから、その含
有量を０．２〜１．７％と定めた。 (b) ＦｅおよびＣｒ これらの成分には、共存した状態で合金の耐食性および
クリープ特性と強度を向上させる作用があるが、その含
有量がそれぞれＦｅ：０．１８未満およびＣｒ：０．０
７％未満では前記作用に所望の効果が得られず、一方そ
の含有量がＦｅ：０．６％およびＣｒ：０．４％を越え
ると、耐食性が著しく低下するようになることから、そ
の含有量をそれぞれＦｅ：０．１８〜０．６％、Ｃｒ：
０．０７〜０．４％と定めた。 (c) ＮｂおよびＴａ これらの成分には、合金の耐食性およびクリープ特性を
一段と向上させる作用があるので含有されるが、その含
有量がそれぞれＮｂ：０．０５％未満およびＴａ：０．
０１％未満では所望の耐食性およびクリープ特性向上効
果が得られず、一方その含有量がそれぞれＮｂ：１．０
％およびＴａ：０．１％を越えても耐食性劣化の原因と
なることから、その含有量をＮｂ：０．０５〜１．０
％、Ｔａ：０．０１〜０．１％と定めた。 (d) 不可避不純物としてのＮ Ｎ成分は合金の耐食性にとって有害な成分であって、そ
の含有量が６０ｐｐｍを越えると耐食性が急激に劣化す
るようになることから、その上限値を６０ｐｐｍと定め
た。
【００２０】
【発明の実施の形態】つぎに、この発明の原子炉燃料被
覆管用Ｚｒ合金管の製造方法を実施例により具体的に説
明する。溶解原料として、99.8％以上の各種の純度を有
するＺｒスポンジ、いずれも99.9％以上の純度を有する
塊状あるいは粒状のＳｎ、Ｆｅ、Ｃｒ、Ｎｂ、およびＴ
ａの各原料を用意し、これら原料を所定の配合組成に配
合して電極を作製した後、真空消耗電極式アーク炉にて
溶解して表１〜表６に示される成分組成のＺｒ合金塊１
〜６４を作製した。
覆管用Ｚｒ合金管の製造方法を実施例により具体的に説
明する。溶解原料として、99.8％以上の各種の純度を有
するＺｒスポンジ、いずれも99.9％以上の純度を有する
塊状あるいは粒状のＳｎ、Ｆｅ、Ｃｒ、Ｎｂ、およびＴ
ａの各原料を用意し、これら原料を所定の配合組成に配
合して電極を作製した後、真空消耗電極式アーク炉にて
溶解して表１〜表６に示される成分組成のＺｒ合金塊１
〜６４を作製した。
【００２１】
【表１】
【００２２】
【表２】
【００２３】
【表３】
【００２４】
【表４】
【００２５】
【表５】
【００２６】
【表６】
【００２７】実施例１ 表１〜６に示される成分組成のＺｒ合金塊１〜６４を温
度：１０１０℃で分塊鍛造し、１０１０℃に加熱したの
ち水焼入れを行なう溶体化処理を行い、さらに機械加工
により酸化スケールを除去した後、温度：６００℃で熱
間押出しを行ない、ついで機械加工により酸化スケール
を除去した後、表７〜１２に示されるｌｏｇΣＡｉの値
となる条件の焼鈍および冷間圧延を３回繰り返し行い、
引き続いて４５０℃、２時間保持の条件の最終歪取り焼
鈍を行なって厚さ：０．５ｍｍのＺｒ合金被覆管を製造
することにより本発明原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の
製造方法（以下、本発明法という）１〜６４を実施し
た。この結果得られたＺｒ合金管について以下の試験を
行った。
度：１０１０℃で分塊鍛造し、１０１０℃に加熱したの
ち水焼入れを行なう溶体化処理を行い、さらに機械加工
により酸化スケールを除去した後、温度：６００℃で熱
間押出しを行ない、ついで機械加工により酸化スケール
を除去した後、表７〜１２に示されるｌｏｇΣＡｉの値
となる条件の焼鈍および冷間圧延を３回繰り返し行い、
引き続いて４５０℃、２時間保持の条件の最終歪取り焼
鈍を行なって厚さ：０．５ｍｍのＺｒ合金被覆管を製造
することにより本発明原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の
製造方法（以下、本発明法という）１〜６４を実施し
た。この結果得られたＺｒ合金管について以下の試験を
行った。
【００２８】耐食試験 得られた各種のＺｒ合金被覆管から、長さ：５０ｍｍの
寸法を有する試験片を切り出し、アセトンで洗浄した
後、通常の静置式オートクレーブ装置を用い、飽和蒸気
圧：１９０気圧、温度：３６０℃の純水中に９００日間
浸漬し、試験片の単位表面積当たりの重量増加［（試験
後重量−試験前重量）／試験片表面積］（単位：ｍｇ／
ｄｍ2 ）を求め、その測定結果を表７〜１２に示した。
寸法を有する試験片を切り出し、アセトンで洗浄した
後、通常の静置式オートクレーブ装置を用い、飽和蒸気
圧：１９０気圧、温度：３６０℃の純水中に９００日間
浸漬し、試験片の単位表面積当たりの重量増加［（試験
後重量−試験前重量）／試験片表面積］（単位：ｍｇ／
ｄｍ2 ）を求め、その測定結果を表７〜１２に示した。
【００２９】クリープ試験 得られた各種のＺｒ合金被覆管を管内側から加圧した状
態で、温度：４００℃、応力：１２ｋｇ／ｍｍ2 に１５
日間保持した後、外径をレーザー外径測定装置で測定
し、外径変化量を求め、この値からクリープ歪（％）
［（試験後外径−試験前外径）／試験前外径×１００］
を算出し、その測定結果を表７〜１２に示した。
態で、温度：４００℃、応力：１２ｋｇ／ｍｍ2 に１５
日間保持した後、外径をレーザー外径測定装置で測定
し、外径変化量を求め、この値からクリープ歪（％）
［（試験後外径−試験前外径）／試験前外径×１００］
を算出し、その測定結果を表７〜１２に示した。
【００３０】
【表７】
【００３１】
【表８】
【００３２】
【表９】
【００３３】
【表１０】
【００３４】
【表１１】
【００３５】
【表１２】
【００３６】実施例２ 表１〜６に示される成分組成のＺｒ合金塊１〜６４を１
０１０℃で分塊鍛造し、さらに１０１０℃に加熱後、水
焼入れを行う溶体化処理を行い、さらに機械加工により
酸化スケールを除去した後、温度：６００℃で熱間押出
しを行ない、ついで機械加工により酸化スケールを除去
した後、表１３〜２１に示されるｌｏｇΣＡｉの値とな
る条件の焼鈍および冷間圧延を２回繰り返し行い、さら
に表１３〜２１に示される条件の加熱保持後Ａｒガス冷
却の最終冷間圧延前焼鈍を行ったのち最終冷間圧延を行
い、ついで実施例１と同じ条件の最終歪取り焼鈍を行な
って厚さ：０．５ｍｍのＺｒ合金被覆管を製造すること
により本発明法６５〜１２８を実施した。この結果得ら
れたＺｒ合金管について実施例１と同じ条件の耐食試験
およびクリープ試験を行い、その測定結果を表１３〜２
１に示した。
０１０℃で分塊鍛造し、さらに１０１０℃に加熱後、水
焼入れを行う溶体化処理を行い、さらに機械加工により
酸化スケールを除去した後、温度：６００℃で熱間押出
しを行ない、ついで機械加工により酸化スケールを除去
した後、表１３〜２１に示されるｌｏｇΣＡｉの値とな
る条件の焼鈍および冷間圧延を２回繰り返し行い、さら
に表１３〜２１に示される条件の加熱保持後Ａｒガス冷
却の最終冷間圧延前焼鈍を行ったのち最終冷間圧延を行
い、ついで実施例１と同じ条件の最終歪取り焼鈍を行な
って厚さ：０．５ｍｍのＺｒ合金被覆管を製造すること
により本発明法６５〜１２８を実施した。この結果得ら
れたＺｒ合金管について実施例１と同じ条件の耐食試験
およびクリープ試験を行い、その測定結果を表１３〜２
１に示した。
【００３７】
【表１３】
【００３８】
【表１４】
【００３９】
【表１５】
【００４０】
【表１６】
【００４１】
【表１７】
【００４２】
【表１８】
【００４３】
【表１９】
【００４４】
【表２０】
【００４５】
【表２１】
【００４６】
【発明の効果】表１〜表２１に示される結果から、本発
明法により得られたＺｒ合金管は優れた耐食性およびク
リープ特性を示すことが明らかである。上述のように、
この発明の原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法に
より得られたＺｒ合金管は、いずれもすぐれた耐食性お
よびクリープ特性を示すので、これを実用に供した場合
には著しく長期に亘っ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。
明法により得られたＺｒ合金管は優れた耐食性およびク
リープ特性を示すことが明らかである。上述のように、
この発明の原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法に
より得られたＺｒ合金管は、いずれもすぐれた耐食性お
よびクリープ特性を示すので、これを実用に供した場合
には著しく長期に亘っ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。
【図１】この発明の原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製
造方法における焼鈍条件の範囲を示すグラフである。
造方法における焼鈍条件の範囲を示すグラフである。
【図２】この発明の原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製
造方法における焼鈍条件の範囲を示すグラフである。
造方法における焼鈍条件の範囲を示すグラフである。
フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 ＦＩ Ｃ２２Ｆ 1/00 ６４０ Ｃ２２Ｆ 1/00 ６４１Ｃ ６４１ ６５０Ａ ６５０ ６８３ ６８３ ６８４Ｃ ６８４ ６８５Ｚ ６８５ ６８６Ｚ ６８６ ６９１Ｂ ６９１ ６９１Ｃ Ｇ２１Ｃ 3/06 Ｎ
Claims (7)
- 【請求項１】 Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆｅ：０．１
８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、Ｎｂ：０．
０５〜１．０％を含有し、残りがＺｒと不可避不純物か
らなり、かつ不可避不純物としての窒素含有量が６０ｐ
ｐｍ以下の組成（以上重量％）を有するＺｒ合金を熱間
鍛造し、溶体化処理し、熱間押出し、さらに焼鈍および
冷間加工を繰り返し行った後、最終歪取り焼鈍を行うこ
とによりＺｒ合金管を製造する原子炉燃料被覆管用Ｚｒ
合金管の製造方法において、 前記焼鈍は、温度：５５０〜８５０℃に１〜４時間保持
の条件で、かつｉ番目の焼鈍での焼鈍パラメータをＡ
ｉ、 ｉ番目の焼鈍での焼鈍時間をｔｉ（単位：時間）、 ｉ番目の焼鈍での焼鈍温度をＴｉ（単位：Ｋ）、とする
と、 ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘｐ（−４０，０００／Ｔｉ）で表さ
れる累積焼鈍パラメータΣＡｉは、 −２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ −１８−１０・ＸNb≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７５
・（ＸNb−０．２）［ただし、ＸNbはＮｂ濃度（単位：
ｗｔ％）を示す］、の条件を満たすように行うことを特
徴とする耐食性およびクリープ特性のすぐれた原子炉燃
料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法。 - 【請求項２】 Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆｅ：０．１
８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、Ｎｂ：０．
０５〜１．０％を含有し、残りがＺｒと不可避不純物か
らなり、かつ不可避不純物としての窒素含有量が６０ｐ
ｐｍ以下の組成（以上重量％）を有するＺｒ合金を熱間
鍛造し、溶体化処理し、熱間押出し、さらに焼鈍および
冷間加工を繰り返し行った後、最終歪取り焼鈍を行うこ
とによりＺｒ合金管を製造する原子炉燃料被覆管用Ｚｒ
合金管の製造方法において、 前記焼鈍は、温度：５５０〜８５０℃に１〜４時間保持
の条件で、かつｉ番目の焼鈍での焼鈍パラメータをＡ
ｉ、 ｉ番目の焼鈍での焼鈍時間をｔｉ（単位：時間）、 ｉ番目の焼鈍での焼鈍温度をＴｉ（単位：Ｋ）、とする
と、 ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘｐ（−４０，０００／Ｔｉ）で表さ
れる累積焼鈍パラメータΣＡｉは、 −２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−１８−１０・Ｘ
Nb≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７５・（ＸNb−０．
２）［ただし、ＸNbはＮｂ濃度（単位：ｗｔ％）を示
す、以下同じ］、の条件を満たし、さらに、 ０．０５≦ＸNb≦０．５の時、 −２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−１８−１０・Ｘ
Nb≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−１０・（ＸNb−０．２）
０．５＜ＸNbの時、 −２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１８−２・（ＸNb−０．５）
の条件を満たすように行うことを特徴とする耐食性およ
びクリープ特性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金
管の製造方法。 - 【請求項３】 前記焼鈍の内で最終冷間圧延前の焼鈍
は、温度：６５０〜７７０℃に１〜１０分保持した後、
Ａｒガスで急冷することを特徴とする請求項１または２
記載の耐食性およびクリープ特性のすぐれた原子炉燃料
被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法。 - 【請求項４】 Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆｅ：０．１
８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、Ｎｂ：０．
０５〜１．０％、Ｔａ：０．０１〜０．１％を含有し、
残りがＺｒと不可避不純物からなり、かつ不可避不純物
としての窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の組成（以上重量
％）を有するＺｒ合金を熱間鍛造し、溶体化処理し、熱
間押出し、さらに焼鈍および冷間加工を繰り返し行った
後、最終歪取り焼鈍を行うことによりＺｒ合金管を製造
する原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法におい
て、 前記焼鈍は、温度：５５０〜８５０℃に１〜４時間保持
の条件で、かつｉ番目の焼鈍での焼鈍パラメータをＡ
ｉ、 ｉ番目の焼鈍での焼鈍時間をｔｉ（単位：時間）、 ｉ番目の焼鈍での焼鈍温度をＴｉ（単位：Ｋ）、とする
と、 ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘｐ（−４０，０００／Ｔｉ）で表さ
れる累積焼鈍パラメータΣＡｉは、 −２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−１８−１０・Ｘ
Nb+Ta ≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７５・（ＸNb+Ta
−０．２）［ただし、ＸNb+Ta はＮｂおよびＴａの合計
濃度（単位：ｗｔ％）を示す］、の条件を満たすように
行うことを特徴とする耐食性およびクリープ特性のすぐ
れた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法。 - 【請求項５】 Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆｅ：０．１
８〜０．６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、Ｎｂ：０．
０５〜１．０％、Ｔａ：０．０１〜０．１％を含有し、
残りがＺｒと不可避不純物からなり、かつ不可避不純物
としての窒素含有量が６０ｐｐｍ以下の組成（以上重量
％）を有するＺｒ合金を熱間鍛造し、溶体化処理し、熱
間押出し、さらに焼鈍および冷間加工を繰り返し行った
後、最終歪取り焼鈍を行うことによりＺｒ合金管を製造
する原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法におい
て、 前記焼鈍は、温度：５５０〜８５０℃に１〜４時間保持
の条件で、かつｉ番目の焼鈍での焼鈍パラメータをＡ
ｉ、 ｉ番目の焼鈍での焼鈍時間をｔｉ（単位：時間）、 ｉ番目の焼鈍での焼鈍温度をＴｉ（単位：Ｋ）、とする
と、 ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘｐ（−４０，０００／Ｔｉ）で表さ
れる累積焼鈍パラメータΣＡｉは、 −２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ−１８−１０・Ｘ
Nb+Ta ≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−３．７５・（ＸNb+Ta
−０．２）［ただし、ＸNb+Ta はＮｂおよびＴａの合計
濃度（単位：ｗｔ％）を示す、以下同じ］、の条件を満
たし、さらに、 ０．０５≦ＸNb+Ta ≦０．５の時、 −２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５、かつ −１８−１０・ＸNb+Ta ≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１５−１０
・（ＸNb+Ta −０．２）０．５＜ＸNb+Ta の時、 −２０≦ｌｏｇΣＡｉ≦−１８−２・（ＸNb+Ta −０．
５）の条件を満たすように行うことを特徴とする耐食性
およびクリープ特性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ
合金管の製造方法。 - 【請求項６】 前記焼鈍の内で最終冷間圧延前の焼鈍
は、温度：６５０〜７７０℃に１〜１０分保持した後、
Ａｒガスで急冷することを特徴とする請求項４または５
記載の耐食性およびクリープ特性のすぐれた原子炉燃料
被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法。 - 【請求項７】 請求項１、２、３、４、５または６記載
の方法で製造したことを特徴とする耐食性およびクリー
プ特性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10287800A JPH11194189A (ja) | 1997-10-13 | 1998-10-09 | 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 |
| FR9812784A FR2769637B1 (fr) | 1997-10-13 | 1998-10-13 | Procede pour fabriquer un alliage de zirconium pour gainage combustible de reacteur nucleaire ayant une excellente resistance a la corrosion et des proprietes de fluage |
| US09/397,094 US6125161A (en) | 1997-10-13 | 1999-09-16 | Method for making Zr alloy nuclear reactor fuel cladding having excellent corrosion resistance and creep properties |
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9-278935 | 1997-10-13 | ||
| JP27893597 | 1997-10-13 | ||
| JP10287800A JPH11194189A (ja) | 1997-10-13 | 1998-10-09 | 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 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH11194189A true JPH11194189A (ja) | 1999-07-21 |
Family
ID=26553104
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP10287800A Withdrawn JPH11194189A (ja) | 1997-10-13 | 1998-10-09 | 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 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US6125161A (ja) |
| JP (1) | JPH11194189A (ja) |
| FR (1) | FR2769637B1 (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006028553A (ja) * | 2004-07-13 | 2006-02-02 | Toshiba Corp | ジルコニウム合金およびそれを利用したチャンネルボックス |
| JP2009092620A (ja) * | 2007-10-12 | 2009-04-30 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | ジルコニウム基合金並びにこれを用いた水冷却型原子炉用燃料集合体およびチャンネルボックス |
| JP2014518330A (ja) * | 2011-06-16 | 2014-07-28 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 最終熱処理により優れた耐食性及びクリープ耐性を有するジルコニウム合金 |
Families Citing this family (24)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20040118491A1 (en) * | 1998-03-31 | 2004-06-24 | Jean-Paul Mardon | Alloy and tube for nuclear fuel assembly and method for making same |
| SE513185C2 (sv) † | 1998-12-11 | 2000-07-24 | Asea Atom Ab | Zirkoniumbaserad legering och komponent i en kärnenergianläggning |
| JP4718656B2 (ja) * | 1999-07-30 | 2011-07-06 | 三菱重工業株式会社 | 原子燃料集合体用Ｚｒ合金 |
| FR2799209B1 (fr) * | 1999-09-30 | 2001-11-30 | Framatome Sa | Alliage a base de zirconium et procede de fabrication de composant pour assemblage de combustible nucleaire en un tel alliage |
| US7627075B2 (en) | 1999-09-30 | 2009-12-01 | Framatome Anp | Zirconium-based alloy and method for making a component for nuclear fuel assembly with same |
| FR2799210B1 (fr) * | 1999-09-30 | 2001-11-30 | Framatome Sa | Alliage a base de zirconium et procede de fabrication de composant pour assemblage de combustible nucleaire en un tel alliage |
| DE10026241B4 (de) * | 2000-05-26 | 2007-06-28 | Eckard Steinberg | Herstellung eines Hüllrohrs eines Druckwasser-Reaktor-Brennstabs, Hüllrohr und entsprechendes Brennelement |
| KR100382997B1 (ko) † | 2001-01-19 | 2003-05-09 | 한국전력공사 | 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법 |
| JP3983493B2 (ja) * | 2001-04-06 | 2007-09-26 | 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン | ジルコニウム基合金の製造法 |
| KR100441562B1 (ko) * | 2001-05-07 | 2004-07-23 | 한국수력원자력 주식회사 | 우수한 내식성과 기계적 특성을 갖는 지르코늄 합금핵연료 피복관 및 그 제조 방법 |
| KR100461017B1 (ko) * | 2001-11-02 | 2004-12-09 | 한국수력원자력 주식회사 | 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 제조방법 |
| US7194980B2 (en) * | 2003-07-09 | 2007-03-27 | John Stuart Greeson | Automated carrier-based pest control system |
| US10221475B2 (en) | 2004-03-23 | 2019-03-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance |
| US9284629B2 (en) | 2004-03-23 | 2016-03-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments |
| US9139895B2 (en) * | 2004-09-08 | 2015-09-22 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Zirconium alloy fuel cladding for operation in aggressive water chemistry |
| US8043448B2 (en) * | 2004-09-08 | 2011-10-25 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Non-heat treated zirconium alloy fuel cladding and a method of manufacturing the same |
| US20070064861A1 (en) * | 2005-08-22 | 2007-03-22 | Battelle Energy Alliance, Llc | High-density, solid solution nuclear fuel and fuel block utilizing same |
| 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. |
| KR20130098621A (ko) | 2012-02-28 | 2013-09-05 | 한국원자력연구원 | 가혹한 원자로 가동조건에서 내산화성이 우수한 핵연료피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법 |
| KR101378066B1 (ko) | 2012-02-28 | 2014-03-28 | 한국수력원자력 주식회사 | 합금원소의 첨가량을 낮추어 부식저항성을 향상시킨 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법 |
| KR20130098618A (ko) | 2012-02-28 | 2013-09-05 | 한국원자력연구원 | 사고조건 하의 원자로 내에서 우수한 내산화성을 나타내는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료 피복관 및 이의 제조방법 |
| KR101604105B1 (ko) * | 2015-04-14 | 2016-03-16 | 한전원자력연료 주식회사 | 우수한 내식성 및 크리프 저항성을 갖는 지르코늄 합금과 그 제조방법 |
| AR110991A1 (es) | 2018-02-21 | 2019-05-22 | Comision Nac De Energia Atomica Cnea | Aleaciones de circonio con resistencia a la corrosión y temperatura de servicio mejoradas para usar en el revestimiento del combustible y las partes estructurales del núcleo de un reactor nuclear |
| CN112708790B (zh) * | 2020-12-23 | 2022-02-11 | 西部新锆核材料科技有限公司 | 一种锆或锆合金挤压轧制薄壁型材的制备方法 |
Family Cites Families (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4649023A (en) * | 1985-01-22 | 1987-03-10 | Westinghouse Electric Corp. | Process for fabricating a zirconium-niobium alloy and articles resulting therefrom |
| JPH076019B2 (ja) * | 1986-07-29 | 1995-01-25 | 三菱マテリアル株式会社 | 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金 |
| US4963323A (en) * | 1986-07-29 | 1990-10-16 | Mitsubishi Kinzoku Kabushiki Kaisha | Highly corrosion-resistant zirconium alloy for use as nuclear reactor fuel cladding material |
| US5196163A (en) * | 1986-07-29 | 1993-03-23 | Mitsubishi Materials Corporation | Highly corrosion-resistant zirconium alloy for use as nuclear reactor fuel cladding material |
| 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 |
| US4963303A (en) * | 1989-02-16 | 1990-10-16 | Exxon Research & Engineering Company | Ultrafiltration polyimide membrane and its use for recovery of dewaxing aid |
| US5125985A (en) * | 1989-08-28 | 1992-06-30 | Westinghouse Electric Corp. | Processing zirconium alloy used in light water reactors for specified creep rate |
| US5194101A (en) * | 1990-03-16 | 1993-03-16 | Westinghouse Electric Corp. | Zircaloy-4 processing for uniform and nodular corrosion resistance |
| CH681478A5 (ja) * | 1990-11-12 | 1993-03-31 | Ver Drahtwerke Ag | |
| WO1994023081A1 (en) * | 1993-03-04 | 1994-10-13 | Vnii Neorga | Zirconium-based material, article made of the said material for use in the active zones of atomic reactors, and a process for obtaining such articles |
| JP3400815B2 (ja) * | 1993-03-26 | 2003-04-28 | 原子燃料工業株式会社 | ジルカロイ−２製ｂｗｒ原子炉燃料用材料の製造方法 |
| US5437747A (en) * | 1993-04-23 | 1995-08-01 | General Electric Company | Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation |
| US5618356A (en) * | 1993-04-23 | 1997-04-08 | General Electric Company | Method of fabricating zircaloy tubing having high resistance to crack propagation |
| SE503349C2 (sv) * | 1994-09-09 | 1996-05-28 | Asea Atom Ab | Kärnbränsleelement innefattande en kapsling med ett yttre skikt av Zr-Sn-Fe-legering |
| JP3564887B2 (ja) * | 1996-08-09 | 2004-09-15 | 三菱マテリアル株式会社 | 軽水炉用燃料棒およびその製造方法 |
-
1998
- 1998-10-09 JP JP10287800A patent/JPH11194189A/ja not_active Withdrawn
- 1998-10-13 FR FR9812784A patent/FR2769637B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
1999
- 1999-09-16 US US09/397,094 patent/US6125161A/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006028553A (ja) * | 2004-07-13 | 2006-02-02 | Toshiba Corp | ジルコニウム合金およびそれを利用したチャンネルボックス |
| JP2009092620A (ja) * | 2007-10-12 | 2009-04-30 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | ジルコニウム基合金並びにこれを用いた水冷却型原子炉用燃料集合体およびチャンネルボックス |
| JP2014518330A (ja) * | 2011-06-16 | 2014-07-28 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 最終熱処理により優れた耐食性及びクリープ耐性を有するジルコニウム合金 |
Also Published As
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