JPS5920855A - ジルコニウム基合金のノジュラ−コロ−ジョン感受性評価方法 - Google Patents
ジルコニウム基合金のノジュラ−コロ−ジョン感受性評価方法Info
- Publication number
- JPS5920855A JPS5920855A JP57130610A JP13061082A JPS5920855A JP S5920855 A JPS5920855 A JP S5920855A JP 57130610 A JP57130610 A JP 57130610A JP 13061082 A JP13061082 A JP 13061082A JP S5920855 A JPS5920855 A JP S5920855A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- corrosion
- zirconium
- sample
- based alloy
- reactor
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
- G01N17/00—Investigating resistance of materials to the weather, to corrosion, or to light
Landscapes
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Biodiversity & Conservation Biology (AREA)
- Ecology (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Environmental Sciences (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Analytical Chemistry (AREA)
- Biochemistry (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Immunology (AREA)
- Pathology (AREA)
- Testing Resistance To Weather, Investigating Materials By Mechanical Methods (AREA)
- Investigating And Analyzing Materials By Characteristic Methods (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は原子炉内で使用されるジルコニウム基合金を予
め炉外で加速腐蝕試験して原子炉装荷の可否を判定する
ノジーラーコロージョン感受性評価方法に関するもので
ある。
め炉外で加速腐蝕試験して原子炉装荷の可否を判定する
ノジーラーコロージョン感受性評価方法に関するもので
ある。
一般に軽水炉に使用される燃料は通常数十本の燃料棒を
並行に束状に組立てた集合体の状態で原子炉に装荷され
る。燃料棒は各々上部タイプレートおよび下部タイグレ
ートに挿入され、更にス4−サあるいはスプリング等で
相互の間隔が保持され、上部より眺めて網目状に規則正
しく配列されている。これら燃料集合体は、ケーシング
となるチャネルボックス内に収納されている。上記燃料
被覆管、スペーサー、あるいはチャネルボックス等の原
子炉構造相は、中性子経済や、高温水に対して極めて耐
食性が良好なことからジルコニウム基合金で形成されて
いる。
並行に束状に組立てた集合体の状態で原子炉に装荷され
る。燃料棒は各々上部タイプレートおよび下部タイグレ
ートに挿入され、更にス4−サあるいはスプリング等で
相互の間隔が保持され、上部より眺めて網目状に規則正
しく配列されている。これら燃料集合体は、ケーシング
となるチャネルボックス内に収納されている。上記燃料
被覆管、スペーサー、あるいはチャネルボックス等の原
子炉構造相は、中性子経済や、高温水に対して極めて耐
食性が良好なことからジルコニウム基合金で形成されて
いる。
ところが原子炉運転中に、これらジルコニウム基合金は
苛酷な環境下において使用され、中性子の照射を受ける
ため、ノジーラーコロージョンという斑点状の灰白色腐
蝕生成物が現われる。腐蝕が進行すると健全部の厚さが
減少して機械的特性の劣化原因となると共に、熱伝導率
の低下によシ効率が低くなる虞れがある。
苛酷な環境下において使用され、中性子の照射を受ける
ため、ノジーラーコロージョンという斑点状の灰白色腐
蝕生成物が現われる。腐蝕が進行すると健全部の厚さが
減少して機械的特性の劣化原因となると共に、熱伝導率
の低下によシ効率が低くなる虞れがある。
このため、従来は原子炉を一定期間運転したジルコニウ
ム基合金構造物を、目視による外観横置を足期的に行な
ってノジーラーコローゾヨンの発生状態を調べて腐蝕の
程度を評価している。しかしながら、このような炉内で
の目視検査は定性的なものであり、脳蝕量の把握が不正
確なものとなる。まだ一定期間、炉内で使用したジルコ
ニウム基合金構造材から、適当な試験片を採取し、この
試験片の重量増からも腐蝕の程度を判定することも可能
である。しかし、この方法は試験片の採取工程が煩雑で
、また放射能からの保護設備を必要とする上、不必費々
内表面の腐蝕による重量増も加味され不正確であるなど
の理由から実用的な方法ではない。
ム基合金構造物を、目視による外観横置を足期的に行な
ってノジーラーコローゾヨンの発生状態を調べて腐蝕の
程度を評価している。しかしながら、このような炉内で
の目視検査は定性的なものであり、脳蝕量の把握が不正
確なものとなる。まだ一定期間、炉内で使用したジルコ
ニウム基合金構造材から、適当な試験片を採取し、この
試験片の重量増からも腐蝕の程度を判定することも可能
である。しかし、この方法は試験片の採取工程が煩雑で
、また放射能からの保護設備を必要とする上、不必費々
内表面の腐蝕による重量増も加味され不正確であるなど
の理由から実用的な方法ではない。
とのため、原子炉装荷前の状態で腐蝕の進行程度、およ
び寿命を予想して、原子炉装荷の可否を判定することが
要望されていた。
び寿命を予想して、原子炉装荷の可否を判定することが
要望されていた。
本発明は、かかる従来の要望に鑑みなされたものでジル
コニウム基合金構造材の、原子炉内での使用中における
ノノユラーコロージンノ発生状態を予測して、材料のう
ちに原子炉装荷の可否を容易に且つ短時間に判定するこ
とができるジルコニウム基合金のノソーラーコローノヨ
ン感受性評価方法を提供するものである。
コニウム基合金構造材の、原子炉内での使用中における
ノノユラーコロージンノ発生状態を予測して、材料のう
ちに原子炉装荷の可否を容易に且つ短時間に判定するこ
とができるジルコニウム基合金のノソーラーコローノヨ
ン感受性評価方法を提供するものである。
本発明は原子炉に装荷すべきジルコニウム基合金試料を
水蒸気中で加速腐蝕試験して試料外表面に発生したノジ
ーラーコロージョンの面積比を測定して製品の良否を判
定することを特徴とするものである。
水蒸気中で加速腐蝕試験して試料外表面に発生したノジ
ーラーコロージョンの面積比を測定して製品の良否を判
定することを特徴とするものである。
以下本発明の詳細な説明する。
本発明において燃料被覆管、スペーサ、あるいはチャネ
ルボックス等の原子炉構造材として用いるジルコニウム
基合金としては、例えばジルカロイ−2、ゾルカロイ−
4、Zr −2,54Nb。
ルボックス等の原子炉構造材として用いるジルコニウム
基合金としては、例えばジルカロイ−2、ゾルカロイ−
4、Zr −2,54Nb。
Zr −1%Nb等が挙られる。
本発明における加速腐蝕試験方法としては、原子炉内に
装荷すべき構造材から採取した試験片を、水蒸気オート
クレイプ中に放置して、例えば温度475〜525℃、
圧力90〜120馳/α2の水蒸気中に5時間以上放置
して行々う。
装荷すべき構造材から採取した試験片を、水蒸気オート
クレイプ中に放置して、例えば温度475〜525℃、
圧力90〜120馳/α2の水蒸気中に5時間以上放置
して行々う。
このようにして加速腐蝕試験を行なった試料について、
その外表面に発生した斑点状灰白色腐蝕生成物であるノ
ジーラーコロージョンの、健全な表面に占める面積比を
測定する。
その外表面に発生した斑点状灰白色腐蝕生成物であるノ
ジーラーコロージョンの、健全な表面に占める面積比を
測定する。
この測定方法としては、例えばイメージセンサにより画
像処理して健全な黒色部分に占めるノジーラーコロージ
ョンの発生した白色部分の面積比を測定し、これを基準
値と比較して、試料の腐蝕進行度、即ち健全性を判断し
て、原子炉装荷の可否を判定する。
像処理して健全な黒色部分に占めるノジーラーコロージ
ョンの発生した白色部分の面積比を測定し、これを基準
値と比較して、試料の腐蝕進行度、即ち健全性を判断し
て、原子炉装荷の可否を判定する。
この場合、イメージセンサを一列に配置したラインセン
サを用い、これと試料の長手方向とを対峠させて、試料
を平行移動または回転移動する支持台に設置して、試料
外表面の全域を測定するようにすると良い。また、この
試料を平行移動または回転移動させる支持台に、同期し
てラインセンサと写真装置を接続して、全面写真あるい
は全面展開写真を撮り、このフィルム上に測定したツノ
ニラ−コロ−ジョンの面積比を印字するようにすれば測
定結果の判定資料として保存利用することができる。
サを用い、これと試料の長手方向とを対峠させて、試料
を平行移動または回転移動する支持台に設置して、試料
外表面の全域を測定するようにすると良い。また、この
試料を平行移動または回転移動させる支持台に、同期し
てラインセンサと写真装置を接続して、全面写真あるい
は全面展開写真を撮り、このフィルム上に測定したツノ
ニラ−コロ−ジョンの面積比を印字するようにすれば測
定結果の判定資料として保存利用することができる。
判定方法は、試料外表面に発生しだノソーラーコロージ
ロンの面積比を測定するので、使用状態でノジェラーコ
ローノヨンの発生しない内表面に加速腐蝕試験で発生し
たノジェラーコロージッンを測定せず、重量増によシ判
定する方法に比べて特性に影響のある外表面の腐蝕進行
状態を正確に判定することができる。例えば燃料被覆管
は、内部に酸化ウランや酸化プルトニウム等の燃料を装
入してヘリウムガス中にて密封充填して使用するもので
あシ、原子炉炉水中で沸騰水に曝されるのは被覆管の外
表面だけであり、ノノーラーコロー・ソヨンが発生して
特性に影響を与えるこの外表面の腐蝕感受性だけを評価
すれば良い。
ロンの面積比を測定するので、使用状態でノジェラーコ
ローノヨンの発生しない内表面に加速腐蝕試験で発生し
たノジェラーコロージッンを測定せず、重量増によシ判
定する方法に比べて特性に影響のある外表面の腐蝕進行
状態を正確に判定することができる。例えば燃料被覆管
は、内部に酸化ウランや酸化プルトニウム等の燃料を装
入してヘリウムガス中にて密封充填して使用するもので
あシ、原子炉炉水中で沸騰水に曝されるのは被覆管の外
表面だけであり、ノノーラーコロー・ソヨンが発生して
特性に影響を与えるこの外表面の腐蝕感受性だけを評価
すれば良い。
次に本発明の実施例について説明する。
5種類のロットから採取したジルカロイ−2よりなる燃
料被覆管から長さ50咽の燃料被覆管片を切p出し、こ
れら5種類の試料A、B。
料被覆管から長さ50咽の燃料被覆管片を切p出し、こ
れら5種類の試料A、B。
C、D 、Eを夫々温度500℃、圧力107kg1t
開 に設定した水蒸気オートクレーブ内に24時間放置
して加速腐蝕試験を行なった。
開 に設定した水蒸気オートクレーブ内に24時間放置
して加速腐蝕試験を行なった。
この試験を行なった各試料を長軸のまわりを32秒で1
回転する支持台に取利け、イメージセンサを1列に配置
したラインセンサを、前記試料の長軸方向と対峠させて
配置し、試料を回転させながら試料の外表面に発生した
ノジュラーコロージョンの面積比を画像処理により測定
した。この測定結果は次表に示す通pである。
回転する支持台に取利け、イメージセンサを1列に配置
したラインセンサを、前記試料の長軸方向と対峠させて
配置し、試料を回転させながら試料の外表面に発生した
ノジュラーコロージョンの面積比を画像処理により測定
した。この測定結果は次表に示す通pである。
なお参考のために試料の重量増も測定し、そのまた回転
台に同期させてラインセンサとインスタントカメラを接
続して試料外表面の展開写真を撮シ、フィルム上に白色
の占有率、即ちノジュラーコロージョンの面積比を印字
した。
台に同期させてラインセンサとインスタントカメラを接
続して試料外表面の展開写真を撮シ、フィルム上に白色
の占有率、即ちノジュラーコロージョンの面積比を印字
した。
上表ノ結果から、試料Aはノジェラーコロージ日ンの発
生が殆んどなく良品と判定された。
生が殆んどなく良品と判定された。
まだ試料Bは腐蝕による重量増が大きいが、ノジーラー
コロージョンの発生は大部分、特性に影響のない内表面
であシ、外表面は殆んど発生が認められず良品と判定さ
れた。また試料CおよびEは、内外両表面ともノジーラ
ーコロージ言ンが発生し、外表面の面積比が基準値以上
であるので不良品と判定された。更に試料D、は腐蝕に
よる重量増は少ないが、ツノニラ−コロ−ジョンの発生
は外表面に集中し、不良品と判定された。
コロージョンの発生は大部分、特性に影響のない内表面
であシ、外表面は殆んど発生が認められず良品と判定さ
れた。また試料CおよびEは、内外両表面ともノジーラ
ーコロージ言ンが発生し、外表面の面積比が基準値以上
であるので不良品と判定された。更に試料D、は腐蝕に
よる重量増は少ないが、ツノニラ−コロ−ジョンの発生
は外表面に集中し、不良品と判定された。
以上説明した如く、本発明に係わるノルコニウム基合金
のノジ二う−コロージョン感受性評価方法によれば、原
子炉に装荷すべきジルコニウム基合金試料を加速腐蝕試
験して発生した外表面におけるノジュラーコロージョン
の面積比から原子炉内での使用中におけるノジュラーコ
ロージ冒ンの発生状態を予測して、材料のうちに原子炉
装荷の可否を容易に且つ短時間に判定でき、従来の目視
による方法に比べて、客観的に正確に受入検査や寿命予
想を行なうことができるものである。
のノジ二う−コロージョン感受性評価方法によれば、原
子炉に装荷すべきジルコニウム基合金試料を加速腐蝕試
験して発生した外表面におけるノジュラーコロージョン
の面積比から原子炉内での使用中におけるノジュラーコ
ロージ冒ンの発生状態を予測して、材料のうちに原子炉
装荷の可否を容易に且つ短時間に判定でき、従来の目視
による方法に比べて、客観的に正確に受入検査や寿命予
想を行なうことができるものである。
出願人代理人 弁理士 鈴 江 武 彦37
Claims (3)
- (1)原子炉に装荷すべきジルコニウム基合金試料を水
蒸気中で加速腐蝕試験して、試料外表面に発生したノジ
エラーコロージョンの面積九を測定して製品の良否を判
定することを管機とするジルコニウム基合金の1ジユラ
一コロージツン感受性評価方法。 - (2) ノジュラーコロージタンの面積比の測定を、
イメ、ジセンサを用いた画像処理により行なうことを特
徴とする特許請求の範囲第1項記載のジルコニウム基合
金のノジュラーコロージョン感受性評価方法。 - (3) 画像処理に際して、試料を平行移動または回
転させて行なうことを特徴とする特許請求の範囲第2項
記載のジルコニウム基合金のノソーラーコロージ目ン感
受性評価方法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP57130610A JPS5920855A (ja) | 1982-07-27 | 1982-07-27 | ジルコニウム基合金のノジュラ−コロ−ジョン感受性評価方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP57130610A JPS5920855A (ja) | 1982-07-27 | 1982-07-27 | ジルコニウム基合金のノジュラ−コロ−ジョン感受性評価方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS5920855A true JPS5920855A (ja) | 1984-02-02 |
JPH0113537B2 JPH0113537B2 (ja) | 1989-03-07 |
Family
ID=15038329
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP57130610A Granted JPS5920855A (ja) | 1982-07-27 | 1982-07-27 | ジルコニウム基合金のノジュラ−コロ−ジョン感受性評価方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5920855A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS601333A (ja) * | 1983-06-17 | 1985-01-07 | Mitsubishi Motors Corp | サ−ビスブレ−キ用圧縮空気供給装置 |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5895247A (ja) * | 1981-10-30 | 1983-06-06 | ゼネラル・エレクトリツク・カンパニイ | ジルコニウム合金の耐食性を判定する方法 |
-
1982
- 1982-07-27 JP JP57130610A patent/JPS5920855A/ja active Granted
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5895247A (ja) * | 1981-10-30 | 1983-06-06 | ゼネラル・エレクトリツク・カンパニイ | ジルコニウム合金の耐食性を判定する方法 |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS601333A (ja) * | 1983-06-17 | 1985-01-07 | Mitsubishi Motors Corp | サ−ビスブレ−キ用圧縮空気供給装置 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH0113537B2 (ja) | 1989-03-07 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JPS5920855A (ja) | ジルコニウム基合金のノジュラ−コロ−ジョン感受性評価方法 | |
Gilbert et al. | Tritium permeation and related studies on barrier treated 316 stainless steel | |
Markelov et al. | Irradiation test under advanced PWR conditions in the Halden reactor and post-irradiation examination of fuel rod claddings from different zirconium alloys | |
Coleman et al. | Evaluation of Zircaloy-2 pressure tubes from NPD | |
JPS60166865A (ja) | ハフニウムおよびハフニウム基合金のノジユラ−コロ−ジヨン感受性評価方法 | |
Eldred | The post-irradiation inspection of fuel elements in the UK | |
Mishra et al. | Post Irradiation Examination of Fuel | |
Dolbey | CIGAR: An Automated Inspection System for CANDU Reactor Fuel Channels | |
Elder et al. | New post-irradiation examination techniques at Chalk River Laboratories: Gamma tomography and grain-boundary-inventory measurements on irradiated fuel | |
JPS5920854A (ja) | 原子炉内ジルコニウム基合金構造材の健全度測定方法 | |
Kawashima et al. | Zircaloy nodular corrosion analysis by an image processing technique | |
Nealley et al. | Post-irradiation data analysis for NRC/PNL Halden assembly IFA-431 | |
Francis et al. | Progress Report on Fuel Element Development and Associated Projects | |
Tverberg et al. | Technical Capabilities for Fuel and Material Irradiation Testing at the Halden Reactor | |
Billone et al. | Effects of Radial Hydrides on PWR Cladding Ductility following Drying and Storage | |
Homan et al. | Gas-Cooled Reactor Programs. High-Temperature Gas-Cooled Reactor Base-Technology Program. Annual progress report for period ending December 31, 1977 | |
JPS60173405A (ja) | 原子炉内ハフニウムおよびハフニウム基合金制御棒の健全度測定方法 | |
Singh et al. | Non-destructive Evaluation of Irradiated Nuclear Fuels and Structural Components from Indian Reactors | |
Schrire et al. | Testing cladding integrity at high burnup | |
Schankula et al. | AECL hot-cell facilities and post-irradiation examination services | |
Dudey et al. | Nondestructive analysis of irradiated fuels.[BWR; PWR; LMFBR] | |
Polan et al. | Susceptibility of unirradiated recrystallized Zircaloy-4 tubing to stress corrosion cracking (LWBR Development Program) | |
Cunningham et al. | Nondestructive evaluation techniques for bolting in nuclear power plants. Final report | |
Scott | Documentation of the stress intensity factor calibration used for the fracture toughness evaluation of N Reactor pressure tube 1350 | |
Baily et al. | BWR fuel performance |