JPS6031088A - 核燃料複合被覆管 - Google Patents

核燃料複合被覆管

Info

Publication number
JPS6031088A
JPS6031088A JP58138851A JP13885183A JPS6031088A JP S6031088 A JPS6031088 A JP S6031088A JP 58138851 A JP58138851 A JP 58138851A JP 13885183 A JP13885183 A JP 13885183A JP S6031088 A JPS6031088 A JP S6031088A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
tube
nuclear fuel
zirconium
composite
outer tube
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
Application number
JP58138851A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0560076B2 (ja
Inventor
東中川 恵美子
川島 純子
佐藤 金光
桑江 良昇
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP58138851A priority Critical patent/JPS6031088A/ja
Publication of JPS6031088A publication Critical patent/JPS6031088A/ja
Publication of JPH0560076B2 publication Critical patent/JPH0560076B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Laminated Bodies (AREA)
  • Rigid Pipes And Flexible Pipes (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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は、核燃料ペレットを装填する被覆管構造に係シ
、特に内面に純ジルコニウムのライナ一層を設けた核燃
料複合被覆管およびその製造方法の改良に関するもので
ある。
〔発明の技術的背景とその問題点〕
・従来、酸化ウランあるいは酸化プルトニウムを含有し
た核燃料ペレットを、ジルコニウム合金で被覆した核燃
料要素において、被覆管の破損事故祉主に水素が原因で
あると考えられていた。この水素は核燃料ペレットを製
造する際に除去されずに潜在していた水分が分解して生
成されるものと考えられ、従来は水蒸気rツタ−を被覆
管内に装填することにより水素の発生を軽減させる方策
が採られていた。しかし核燃料開発の研究が進むにつれ
て水素脆化による破損の他に、燃料の核分裂生成物であ
る沃素ガスあるいはセシウムガスによる被覆管の応力腐
蝕割れも、被覆管破損の大きな原因であることが分って
きたO このような応力腐蝕割れの防止策として、従来は原子炉
運転初期に出力上昇速度を落して運転し、被覆管に急激
な応力が加わらない様に運転している。しかし彦がら近
年、原子力発電の比重が高まるにつれて、原子炉の経済
的高率運転が切望され、急速立上υ、負荷変動の追従な
ど過酷な運転条件下でも、核燃料ペレットと被覆管との
機械的な相互作用を低減させ、核分裂生成物による被覆
管の応力腐蝕割れを低減させる構造が研究されている。
例えばベルイー特許第835481号明細書中には、外
管の内側に、クッション作用をなす純ジルコニウムを設
けて、核燃料ペレットとの機械的な相互作用を低減させ
る構造が示されている。
この複合被株管1の構造は第1図および第2図に示すよ
うに、ジルコニウム合金で形成された外管2の内側に純
ジルコニウムで形成されたライナ一層3が一体に接合さ
れている。この複合被覆管lの内部には、ペレット状に
形成された、例えば酸化ウランあるいは酸化プル)=ラ
ムなどの核燃料ペレット4が掬数個積層充填され、更に
この核燃料ペレット4は前記複合被覆管IO上部端栓5
に一端が油接したスプリング6によシ固定されている。
またベルイー特許第870342号明細書中には、ライ
ナ一層を、スポンジジルコニウムの如き酸素濃度の高い
金属ジルコニウム層で形成することが記載されている。
このようなライナ一層を設けた核燃料複合被覆管の製造
方法としては、例えばジルコニウム合金製の中空ビレ、
トに、ライナー要用の純ジルコニウム製スリーブを挿着
した後、この複合スリーブを熱間押出し等によp同時に
押出し成型して複合管を製造する。
次にこの複合管をピルガ−管絞シ機などの装置によシ複
数回の・マスを施す冷間加工によシ、所定の内径および
肉厚まで縮小して複合被曖管を製造する。この冷間加工
の各・9スの合間において通常はジルコニウム合金をほ
ぼ完全に再結晶させるのに十分な温度と時間により熱処
理して複合管の焼なましが行われる。
最終の管絞シ工程の後に行われる熱処理は複合被覆管の
機械的特性を決定する重要な役割を果し、特開昭55−
164396号公報・、においては[ライナ一層となる
純ジルコニウム層は実質的に完全が再結晶をも九らして
、軟質なりッシ冒ン効果を果すと同時に、外管となるジ
ルコニウム合金は完全な再結晶をもたらさないで、単に
冷間加工によシ生じた応力を除去するだけの熱処理を行
う必要がある」とし、その熱処理温度を440〜5i0
℃の低い温度で熱処理することによシ、達成されるとし
ている。
5− しかしながら、発明者Fi複合被覆管について微視的な
研究を進めているうち、ジルコニウム合金よシ純ジルコ
ニウムの方が再結晶温度が高いことを発見し、上記公報
に記載された温度ではライナ一層となる純ジルコニウム
の再結晶化がなされず、逆に外管のゾルコニウム合金の
方が再結晶化され、実際には上記公報の記載とは反対の
現象が見い出された。
〔発明の目的〕
本発明は、上記知見に基いてなされたもので、ライナ一
層となる純ジルコニウムをほぼ完全に再結晶化して、ク
ッション効果を持たせると共に、外管となるジルコニウ
ム合金の強度を同時に維持させfc核燃料被覆管および
その製造方法を提供するものである。
〔発明の概要〕
本発明は外管となるジルコニウム合金と、この内側に冶
金的に接合したライナ一層となる純ジルコニウムとも、
実質的に完全な再結晶状態となりている核燃料複合被覆
管を第1の要旨と6− するものである。
更に本発明はジルコニウム合金からなる外管の内側に、
ライナ一層となる純ジルコニウムスリーブを挿着して複
合し、この複合管を複数回のパスを順次経て、所定の内
径および肉厚まで縮小する管絞シ工程における冷間加工
の合間に、複合管の熱処理を行って、外管とライナ一層
とを冶金的に接合し、最終の管絞シ工程の後に、前記外
管となるジルコニウム合金とライナ一層となる純ジルコ
ニウムの両者に、実質的に完全な再結晶をもたらす十分
な温度で熱処理を行うことを特徴とする核燃料複合被覆
管の製造方法を第2の要旨とするものである。
本発明において外管として用いるジルコニウム合金とし
ては、例えばジルカロイ−2、ジルカロイ−4などが挙
げられる。
本発明では先ず外管となるノルコニウム合金の中空ビレ
ット内にライナ一層となる純ジルコニウムスリーブを挿
着して複合した後、この複合管を熱間押出しして一体に
接合する。
次にこの複合管を複数回の・平スを経て冷間加工によシ
管絞シを行い所定の内径および肉厚に成型する。この冷
間加工の各パスの合間に熱処理を行ない、外管となるジ
ルコニウム合金を実質的に完全が再結晶状態とすると共
に、外管とライナ一層とを冶金的に一体に接合する。こ
の場合の熱処理条件としては、例えば538〜704℃
で1〜15時間の加熱を行う。
このようにして最終の管絞シ工程を行い、仕上シ寸法と
なった複合管に最終の熱処理を行ってジルコニウム合金
からなる外管と、純ジルコニウムからなるライナ一層の
両者に、実質的に完全な再結晶をもたらし、核燃料複合
被覆管を製造する。
この場合、最終の熱処理によって、ライナ一層t−再結
晶化させるが、この熱処理条件としては586〜720
℃、好ましくは590〜620℃で1−15時間の加熱
を行う。最終の熱処理条件は、純ノルコニウムが実質的
に完全に再結晶化する範囲で定められる。再結晶の完了
点を決めるには、種々の方法があるが、例えば結晶粒径
、転位密歴、グイッカース硬さを測定し、これらが低く
飽和した状態から判定する。
第3図FiR累mKが50〜1 (D Oppmの純ジ
ルコニウムAと、酸素濃度が約500 ppmの純ジル
コニウムBについて、焼なまし温度による転位密度、ヴ
イ、カース硬さ、および粒径の変化状態を示すグラフで
ある。このグラフから明らかなように、転位密度が急激
に低くなると共に、グイッカース硬さが低く飽和して、
再結晶化が完了するのは586℃以上である。これ以上
の高い温度で熱処理すると粒径が次第に大きく成長して
いく。また熱処理温度の上限を720℃としたのは、こ
れを越える温度になると、外管を構成するジルコニウム
合金の粒径が規定の20μmを越えて強度が低下する虞
れがあるからである。
このようにして得られた本発明の複合被覆管はライナ一
層が実質的に完全に再結晶化し、微細な等軸結晶組織を
有しているので、核燃料ペ9− レットとの機械的相互作用を緩和するクッションとして
の役割を果たし、応力腐蝕割れに対する抵抗が増大する
また外管となるジルコニウム合金も、同様に再結晶化し
て、粒径の成長を抑えて微細化しているので応力腐蝕割
れに対する抵抗も大きく、強度的にも優れ核燃料の被覆
管として優れた特性を有するものである。
〔発明の実施例〕
外管となるジルコニウム合金中空ビレットと、ライナ一
層となる純ジルコニウムスリーブの表面を清浄化した後
、これを挿着して組合せる。
次に組合せ後の複合管の境界線をエレクトロビーム溶接
によシ真空中で溶接する。
次にこの複合管を熱間押出し加工した後、ビル〃−管絞
シ機で冷間加工を繰夛返し、複数回のパスを経て仕上フ
形状とした。この冷間加工の合間には580℃で2時間
の熱処理を行うて焼カましを行った。
このようにして最終の冷間加工を終えた複合10− 管を600℃で2時間、真空熱処理を行って核燃料複合
被覆管を製造した。
このようにして得られた複合被覆管のライナ一層の厚さ
は約70±20μmであplまだこのライナ一層を形成
する純ジルコニウムと外管となるジルコニウム合金の転
位密度は共に2X1095I−2であり、実質的に両者
とも再結晶は完了していた。更にライナ一層の粒径は約
10μmであり、また外管の粒径は約3μmで、微細で
あル強度的にも優れ友ものであった。
また本発明と比較する丸めに、従来、特開昭55−16
4396号公報で示されている方法によシ、最終の熱処
理を500℃で2時間加熱したところ、ライナ一層の転
位密度は7 X 1015crn−2で、再結晶化して
いないことが確認された。
〔発明の効果〕
以上説明した如く、本発明に係る核燃料複合被覆管およ
びその製造方法によれば、ライナ一層となる純ジルコニ
ウムを実質的に完全に再結晶化して、クッション効果を
持たせると共に、外管となるノルコニウム合金の強度を
同時に維持させ、被覆管の応力腐蝕割れを低減させるこ
とができるものである。
【図面の簡単な説明】
第1図は核燃料複合被覆管内に核燃料ペレットを装着し
た核燃料要素を示す縦断面図、第2図は第1図の拡大横
断面図、第3図は最終熱処理温度に対する純ジルコニウ
ムの転位密度、グイッカース硬さ、および粒径の変化を
示すグラフである。 1・・・複合被覆管、2・・・外管、3・・・ライナー
1.4・・・核燃料ペレット、5・・・上部端栓、6・
・・スプリング。

Claims (3)

    【特許請求の範囲】
  1. (1) ジルコニウム合金からなる外管の内側に、純ジ
    ルコニウムをライナ一層として設け、両者が冶金的に接
    合された核燃料複合被覆管において、前記外管となるジ
    ルコニウム合金と、ライナ一層となる純ジルコニウムと
    も実質的に完全な再結晶状態となっていることを特徴と
    する核燃料複合被覆管。
  2. (2) ジルコニウム合金からなる外管の内側に、ライ
    ナ一層となる純ジルコニウムスリーブを挿着して複合し
    、この複合管を複数回の・ヤスを順次経て、所定の内径
    および肉厚まで縮小する管絞シ工程における冷間加工の
    合間に、複合管の熱処理を行って、外管とライナ一層と
    を冶金的に接合し、最終の管絞り工程の後に、前記外管
    となるジルコニウム合金とライナ一層となる純ジルコニ
    ウムの両者に、実質的に完全な再結晶i− をもたらす十分な温度で熱処理を行うことを特徴とする
    核燃料複合被覆管の製造方法。
  3. (3)最終の管絞シ工程後に、再結晶化させる熱処理を
    586〜720℃で行うことを特徴とする特許請求O範
    囲第2項記載の核燃料複合被覆管の製造方法。
JP58138851A 1983-07-29 1983-07-29 核燃料複合被覆管 Granted JPS6031088A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58138851A JPS6031088A (ja) 1983-07-29 1983-07-29 核燃料複合被覆管

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58138851A JPS6031088A (ja) 1983-07-29 1983-07-29 核燃料複合被覆管

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6031088A true JPS6031088A (ja) 1985-02-16
JPH0560076B2 JPH0560076B2 (ja) 1993-09-01

Family

ID=15231646

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP58138851A Granted JPS6031088A (ja) 1983-07-29 1983-07-29 核燃料複合被覆管

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS6031088A (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6166184A (ja) * 1984-09-10 1986-04-04 日本核燃料開発株式会社 核燃料被覆管
JPS6361989A (ja) * 1986-09-03 1988-03-18 日立核燃料開発株式会社 核燃料用複合被覆管の製造方法

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6166184A (ja) * 1984-09-10 1986-04-04 日本核燃料開発株式会社 核燃料被覆管
JPS6361989A (ja) * 1986-09-03 1988-03-18 日立核燃料開発株式会社 核燃料用複合被覆管の製造方法

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0560076B2 (ja) 1993-09-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4372817A (en) Nuclear fuel element
US4675153A (en) Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation
JP3844256B2 (ja) 亀裂成長抵抗性に優れたジルカロイ管の製造方法
US4664881A (en) Zirconium base fuel cladding resistant to PCI crack propagation
US5383228A (en) Method for making fuel cladding having zirconium barrier layers and inner liners
US5517540A (en) Two-step process for bonding the elements of a three-layer cladding tube
US4390497A (en) Thermal-mechanical treatment of composite nuclear fuel element cladding
JPS61210166A (ja) ジルコニウムニオブ合金薄肉管の製造方法
JP2815551B2 (ja) 被覆管を製造する方法
JPS6361989A (ja) 核燃料用複合被覆管の製造方法
JPS62272188A (ja) 核燃料用複合被覆管およびその製法
US4613479A (en) Water reactor fuel cladding
JPS6234095A (ja) 核燃料被覆管
JPS6031088A (ja) 核燃料複合被覆管
US4933136A (en) Water reactor fuel cladding
JPS61207989A (ja) 水冷却型原子炉燃料被覆材
EP0195154B1 (en) Water reactor fuel cladding tubes
JPH0519670B2 (ja)
JPS639187B2 (ja)
JPS60129690A (ja) 核燃料複合被覆管およびその製造方法
JPH04148893A (ja) 機械的強度および耐応力腐食割れ性に優れたジルコニウム合金被覆管の製造法
JPH1081929A (ja) ジルコニウム合金および合金管とその製造方法
JPS6076288A (ja) ジルコニウム基合金とハフニウムとの接合方法
JPS6049270B2 (ja) 核燃料要素
Rosenbaum et al. Nuclear fuel element cladding