JPS60257391A - 耐食性の優れた原子炉用制御棒および製造法 - Google Patents
耐食性の優れた原子炉用制御棒および製造法Info
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- JPS60257391A JPS60257391A JP59114302A JP11430284A JPS60257391A JP S60257391 A JPS60257391 A JP S60257391A JP 59114302 A JP59114302 A JP 59114302A JP 11430284 A JP11430284 A JP 11430284A JP S60257391 A JPS60257391 A JP S60257391A
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- Japan
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- corrosion resistance
- hafnium
- control rod
- nuclear reactor
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- 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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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、新規な原子力用制御棒および製造法に係り、
特に高温中に対する耐食性に優れたハフニウムあるいは
ハフニウム合金から成る原子力用制御棒および製造法に
関するものである。
特に高温中に対する耐食性に優れたハフニウムあるいは
ハフニウム合金から成る原子力用制御棒および製造法に
関するものである。
ハフニウムあるいはハフニウム合金は、平均の熱中性子
吸収断面積は必ずしも大きくないが、中性子の共鳴エネ
ルギー領域に多数のピークを有するため、原子炉の制御
材として有効な核特性を有している。
吸収断面積は必ずしも大きくないが、中性子の共鳴エネ
ルギー領域に多数のピークを有するため、原子炉の制御
材として有効な核特性を有している。
現在、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）用の制御棒は、第１図
に示すように、中性子吸収材としてボロン・カーバイド
（Ｂ４Ｃ）の粉末を細いステンレス鋼管１に充填した中
性子吸収棒２を十字型のステンレス鋼製制御棒シース３
の内側に配列したものを使用している。
に示すように、中性子吸収材としてボロン・カーバイド
（Ｂ４Ｃ）の粉末を細いステンレス鋼管１に充填した中
性子吸収棒２を十字型のステンレス鋼製制御棒シース３
の内側に配列したものを使用している。
この制御棒は、第２図に示すように十字型をな−し、４
組の燃料アセンブリ４ａ〜４ｄに１本の割で配置されて
原子炉炉心のユニットを構成している。すなわち、１本
の制御棒によって４組の燃料アセンブリの出力を制御し
ている。なお、５は燃料棒である。
組の燃料アセンブリ４ａ〜４ｄに１本の割で配置されて
原子炉炉心のユニットを構成している。すなわち、１本
の制御棒によって４組の燃料アセンブリの出力を制御し
ている。なお、５は燃料棒である。
今後、原子力炉プラントでは、熱中性子の利用率を向上
させる観点から運転サイクルの長期間が予定されている
。また、寿命に達した制御棒を取シ替えて運転する現状
のプラントにおいては、定期点検の工程に影響を及ぼす
一方、使用済みの制御棒が放射性廃棄物となるだめ、制
御棒の使用寿命を長くすることが強く望まれている。
させる観点から運転サイクルの長期間が予定されている
。また、寿命に達した制御棒を取シ替えて運転する現状
のプラントにおいては、定期点検の工程に影響を及ぼす
一方、使用済みの制御棒が放射性廃棄物となるだめ、制
御棒の使用寿命を長くすることが強く望まれている。
このような状況から、現用の沸騰水型原子炉用制御棒に
ハフニウムあるいはハフニウム合金を適用していくこと
が考えられている。すなわち、第１図に示した中性子吸
収棒２をハフニウムあるいはハフニウム合金で置き換え
た構造が予定されている。このような構造の制゛御棒に
おいては、中性子吸収棒が直接炉水と接触するだめ、特
に高温水中での耐食性が要求される。
ハフニウムあるいはハフニウム合金を適用していくこと
が考えられている。すなわち、第１図に示した中性子吸
収棒２をハフニウムあるいはハフニウム合金で置き換え
た構造が予定されている。このような構造の制゛御棒に
おいては、中性子吸収棒が直接炉水と接触するだめ、特
に高温水中での耐食性が要求される。
一般ニ、ハフニウムらるいはノ・フニウム合金は、高温
水中での耐食性が優れていると言われておシ、加圧水型
原子炉（ＰＷＲ）で使用された実績をもっている。しか
しながら、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、ハフニウム
あるいはハフニウム合金が高温水中の長期間の使用に耐
え得るか問題となる。現状の市販されている完全焼なま
しのハフニウムでは、重量比で４％以下のに７および不
可避的な不純物が含まれており、高温高圧水蒸気中に対
する耐食性に問題点を有していた。
水中での耐食性が優れていると言われておシ、加圧水型
原子炉（ＰＷＲ）で使用された実績をもっている。しか
しながら、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、ハフニウム
あるいはハフニウム合金が高温水中の長期間の使用に耐
え得るか問題となる。現状の市販されている完全焼なま
しのハフニウムでは、重量比で４％以下のに７および不
可避的な不純物が含まれており、高温高圧水蒸気中に対
する耐食性に問題点を有していた。
本発明の目的は、高温水に対する耐食性を著しく改善し
たＨｔまたはＨｆ合金からなる長寿命の原子力用制御棒
を提供することにある。
たＨｔまたはＨｆ合金からなる長寿命の原子力用制御棒
を提供することにある。
本発明は適度の冷間塑性加工を施すことによシ、高温水
中での耐食性が著しく良好である新規なＨｔまたはＨｆ
合金より構成することによって原子炉用制御棒の寿命を
大幅に向上させたものである。
中での耐食性が著しく良好である新規なＨｔまたはＨｆ
合金より構成することによって原子炉用制御棒の寿命を
大幅に向上させたものである。
今回、発明者らはＨｆ合金の耐食性に及ぼす冷間塑性加
工および焼なまし処理の影響を検討した結果、Ｈｔまた
はＨｆ合金に所定の範囲の冷間加工を加えることによっ
て、高温水中に対する耐食性を改善することを見出して
発見に至った。
工および焼なまし処理の影響を検討した結果、Ｈｔまた
はＨｆ合金に所定の範囲の冷間加工を加えることによっ
て、高温水中に対する耐食性を改善することを見出して
発見に至った。
従来、原子炉用制御棒に用いようとするＨｔまたはＩ−
１を合金はすべて完全焼なましの再結晶組織を有する材
料であるため、原子炉用制御棒として用いるには高温水
中に対する耐食性の問題が懸念されている。そこで１．
ＨｔまたはＦＩ１合金に所定の冷間加工を施して原子炉
用制御棒を作成すれば、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）中に
十分耐え得ることが期待される。
１を合金はすべて完全焼なましの再結晶組織を有する材
料であるため、原子炉用制御棒として用いるには高温水
中に対する耐食性の問題が懸念されている。そこで１．
ＨｔまたはＦＩ１合金に所定の冷間加工を施して原子炉
用制御棒を作成すれば、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）中に
十分耐え得ることが期待される。
次に、ＨｆまたはＨｆ合金に冷間加工を施して耐食性を
改善させる原理について述べる。
改善させる原理について述べる。
ＨｔまたはＨｆ合金は、稠密六方晶という異方性の強い
結晶構造を有している。そこで、稠密六方晶の稠密面を
冷間加工により表面に平行に整えれば、Ｈｔ等の耐食性
を向上することが考えられる。すなわち、高温水中でＩ
（を合金の表面に酸化皮膜が形成され、この酸化皮膜の
挙動は酸素原子および反応によって生じる水素原子の結
晶内における動作に深く関係している。
結晶構造を有している。そこで、稠密六方晶の稠密面を
冷間加工により表面に平行に整えれば、Ｈｔ等の耐食性
を向上することが考えられる。すなわち、高温水中でＩ
（を合金の表面に酸化皮膜が形成され、この酸化皮膜の
挙動は酸素原子および反応によって生じる水素原子の結
晶内における動作に深く関係している。
このような酸素原子および水素原子の移動は、Ｈｆ合金
母材の結晶構造の方向に深く関連していると考えられる
。一般に、稠密六方晶構造においては、冷間加工によシ
稠密面である底面が加工面に平行になる傾向を有してい
る。
母材の結晶構造の方向に深く関連していると考えられる
。一般に、稠密六方晶構造においては、冷間加工によシ
稠密面である底面が加工面に平行になる傾向を有してい
る。
この発明は、冷間加工による加工組織をＨｆ合金の母材
に保有させることにより、高温水に対する耐食性を向上
させて、原子炉用制御棒に適用するものである。ここで
冷間塑性加工としてはＨｆ素材に加工組織を賦与すれば
よく、たとえば冷間圧延、冷間引抜き、冷間押出しおよ
び冷間スウエージング等がある。また、冷間とは室温か
ら再結晶温度未満の温度範囲を意味している。
に保有させることにより、高温水に対する耐食性を向上
させて、原子炉用制御棒に適用するものである。ここで
冷間塑性加工としてはＨｆ素材に加工組織を賦与すれば
よく、たとえば冷間圧延、冷間引抜き、冷間押出しおよ
び冷間スウエージング等がある。また、冷間とは室温か
ら再結晶温度未満の温度範囲を意味している。
さらに、冷間塑性加工後に加工組織が消失しない温度範
囲で焼なまし処理を行うことは上記の効果を減少させな
い。すなわち、再結晶温度未満の温度で焼なまし処理は
加工歪の除去等のために実施してもよい。
囲で焼なまし処理を行うことは上記の効果を減少させな
い。すなわち、再結晶温度未満の温度で焼なまし処理は
加工歪の除去等のために実施してもよい。
このような本発明に係るＨｔまたはＩ（ｒ合金からなる
原子力用制御棒は、加工組織を有し、かつ硬さがＨｖで
１８０以上であシ、好ましくは２００以上であることを
特徴としている。
原子力用制御棒は、加工組織を有し、かつ硬さがＨｖで
１８０以上であシ、好ましくは２００以上であることを
特徴としている。
以下、本発明の実施例を示す。
供試材は、重量比で３．３％Ｚｒおよび不可避的な不純
物を含有する市販の原子力用Ｈｔ板である。
物を含有する市販の原子力用Ｈｔ板である。
まず、上記の原子力用Ｈｔ板を１０５０１；に加熱した
後に、室温において２０〜６０％の冷間圧延を行った。
後に、室温において２０〜６０％の冷間圧延を行った。
次に、上記冷間圧延材について、ａｓ−ｒＯｌｌ ｔｙ
））まｆ Ｈ″を板を４００〜１０００１：で焼なまし
を行った後に、各々の供試材について腐食試験、硬さ試
験およびミクロ組織の観察を行った。
））まｆ Ｈ″を板を４００〜１０００１：で焼なまし
を行った後に、各々の供試材について腐食試験、硬さ試
験およびミクロ組織の観察を行った。
第３図は冷間加工度と硬さの関係を示す。冷間加工度が
増加するにつれて硬さが高くなることがわかる。６０％
を越えると冷間加工時に素材端部に微少な割れが発生し
始める。このため、一度に６０％を越える冷間加工を行
うことは好ましくない。
増加するにつれて硬さが高くなることがわかる。６０％
を越えると冷間加工時に素材端部に微少な割れが発生し
始める。このため、一度に６０％を越える冷間加工を行
うことは好ましくない。
このときの素材のミクロ組織を第４図に示す。
第４図において図（ａ）は１０５０Ｃに加熱した材料で
、典型的な再結晶組織を示している。これに対して、図
（ｂ）は４０％冷間加工材のミクロ組織であり、冷間加
工によって変形上た結晶粒を呈する加工組織がみられる
。すなわち、圧延方向に沿って結晶粒が変形している。
、典型的な再結晶組織を示している。これに対して、図
（ｂ）は４０％冷間加工材のミクロ組織であり、冷間加
工によって変形上た結晶粒を呈する加工組織がみられる
。すなわち、圧延方向に沿って結晶粒が変形している。
第４図では例として冷間加工度が４０％の試験材につい
て示しだが、２０％、６０％についても類似の加工組織
を呈しておシ、その程度は冷間々ロ、美度が大きい程強
い。
て示しだが、２０％、６０％についても類似の加工組織
を呈しておシ、その程度は冷間々ロ、美度が大きい程強
い。
第５図は冷間加工度と腐食増量との関係を示しており、
腐食試験は５００Ｃ，１０５０Ｋｇ／ｃｆＡの高温高圧
水蒸気中で２４ｈｒ保持した原子炉炉内の腐食環境を模
擬した加速試験である。
腐食試験は５００Ｃ，１０５０Ｋｇ／ｃｆＡの高温高圧
水蒸気中で２４ｈｒ保持した原子炉炉内の腐食環境を模
擬した加速試験である。
この加速試験で高温水または高温水蒸気中に保持された
Ｈｔ板の表面には黒色または灰白色の酸化皮膜が形成さ
れる。こρ酸化皮膜のために腐食試験後の試験片の重量
は増加する。
Ｈｔ板の表面には黒色または灰白色の酸化皮膜が形成さ
れる。こρ酸化皮膜のために腐食試験後の試験片の重量
は増加する。
第５図に示すように、この腐食増量は冷間加工度が増す
と減少している。すなわち、冷間加工度が２０％の腐食
増量は加工前のそれの概ね１／２に減少している。この
理由は充分明らかではないが、第４図に示したような加
工組織に帰因していると考えられる。
と減少している。すなわち、冷間加工度が２０％の腐食
増量は加工前のそれの概ね１／２に減少している。この
理由は充分明らかではないが、第４図に示したような加
工組織に帰因していると考えられる。
以上の実施例から明らかなように、市販されている完全
焼なましを施した原子力用Ｈｆ合金は、冷間塑性加工を
施して耐食性を改善すれば、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）
の原子力用制御棒に用いる素材として十分に適用できる
ことが判明した。
焼なましを施した原子力用Ｈｆ合金は、冷間塑性加工を
施して耐食性を改善すれば、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）
の原子力用制御棒に用いる素材として十分に適用できる
ことが判明した。
このことは、Ｈｆ合金を制御棒部材として適用する傾向
にある原子力業界にとっては、新しい試みであるととも
に、再結晶の使用実績しかない現状において新規な原子
力用制御棒を提供する意義が大きい。
にある原子力業界にとっては、新しい試みであるととも
に、再結晶の使用実績しかない現状において新規な原子
力用制御棒を提供する意義が大きい。
なお、この実施例では、板状の形状に限定して説明した
が、本発明は形状に限定されず、棒状あるいは管状でも
適宜に選ぶことができる。実用的には、沸騰水型原子炉
（ＢＷＲ）における中性子吸収棒あるいは制御棒シース
等に適用される。
が、本発明は形状に限定されず、棒状あるいは管状でも
適宜に選ぶことができる。実用的には、沸騰水型原子炉
（ＢＷＲ）における中性子吸収棒あるいは制御棒シース
等に適用される。
本発明によれば、高温水中での耐食性を著しく改善した
Ｈｆ合金を用いて原子炉用制御棒を製造できるので、原
子炉内での使用期間を非常に長くすることができる効果
がある。またさらに、取替の制御棒の数が少くなる。す
なわち、使用済みの制御棒の数が少くなるので、それに
よる放射性廃棄物の量も著しく減少するという効果があ
る。
Ｈｆ合金を用いて原子炉用制御棒を製造できるので、原
子炉内での使用期間を非常に長くすることができる効果
がある。またさらに、取替の制御棒の数が少くなる。す
なわち、使用済みの制御棒の数が少くなるので、それに
よる放射性廃棄物の量も著しく減少するという効果があ
る。
第１図はＢＷＲ用原子炉制御棒の説明斜視図、第２図は
ＢＷＲ用燃料集合体と制御棒の説明図、第３図はＨｆ合
金の冷間加工度と硬さとの関係を示す線図、第４図は加
熱材と冷間加工材のミクロ組織を示す顕微鏡写真図、第
５図は冷間加工度と腐食増量の関係図である。 ２・・・中性子吸収棒、３・・・制御シース、４・・・
制御棒ブレード。 代理人 弁理士 鵜沼辰之 槽２図
ＢＷＲ用燃料集合体と制御棒の説明図、第３図はＨｆ合
金の冷間加工度と硬さとの関係を示す線図、第４図は加
熱材と冷間加工材のミクロ組織を示す顕微鏡写真図、第
５図は冷間加工度と腐食増量の関係図である。 ２・・・中性子吸収棒、３・・・制御シース、４・・・
制御棒ブレード。 代理人 弁理士 鵜沼辰之 槽２図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、ハフニウムあるいはハフニウム合金から成る原子炉
用制御棒において、前記ハフニウムあるいはハフニウム
合金は冷間塑性加工による加工組織を有し、かクビツカ
ース硬度（Ｈｖ）で１８０以上であることを特徴とする
耐食性の優れた原子炉用制御棒。 ２、特許請求の範囲第１項において、前記冷間塑性加工
の加工率が２０％以上であることを特徴とする耐食性の
優れた原子炉用制御棒。 ３、ハフニウムあるいはハフニウム合金から成る原子炉
用制御棒において、前記ハフニウムあるいはハフニウム
合金は冷間塑性加工による加工組織を有し、かつビッカ
ース硬度Ｎ４ｖ）で１８０以上であって、更に再結晶温
度以下で焼なまし処理を行うことを特徴とする耐食性の
優れた原子力用制御棒の製造法。 ４、特許請求の範囲第３項において、前記冷間塑性加工
の加工率が２０％以上であることを特徴とする耐食性の
優れた原子力用制御棒の製造法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59114302A JPS60257391A (ja) | 1984-06-04 | 1984-06-04 | 耐食性の優れた原子炉用制御棒および製造法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59114302A JPS60257391A (ja) | 1984-06-04 | 1984-06-04 | 耐食性の優れた原子炉用制御棒および製造法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60257391A true JPS60257391A (ja) | 1985-12-19 |
| JPH0458590B2 JPH0458590B2 (ja) | 1992-09-17 |
Family
ID=14634464
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59114302A Granted JPS60257391A (ja) | 1984-06-04 | 1984-06-04 | 耐食性の優れた原子炉用制御棒および製造法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60257391A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010216881A (ja) * | 2009-03-13 | 2010-09-30 | Toshiba Corp | 原子炉制御棒用複合材およびその製造方法 |
| RU2742176C1 (ru) * | 2020-05-12 | 2021-02-02 | Акционерное общество "Чепецкий механический завод" | Способ изготовления прутков и проволоки из гафния |
-
1984
- 1984-06-04 JP JP59114302A patent/JPS60257391A/ja active Granted
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010216881A (ja) * | 2009-03-13 | 2010-09-30 | Toshiba Corp | 原子炉制御棒用複合材およびその製造方法 |
| RU2742176C1 (ru) * | 2020-05-12 | 2021-02-02 | Акционерное общество "Чепецкий механический завод" | Способ изготовления прутков и проволоки из гафния |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0458590B2 (ja) | 1992-09-17 |
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