JPS6036653A - 核燃料要素の被覆管 - Google Patents

核燃料要素の被覆管

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Publication number
JPS6036653A
JPS6036653A JP58143825A JP14382583A JPS6036653A JP S6036653 A JPS6036653 A JP S6036653A JP 58143825 A JP58143825 A JP 58143825A JP 14382583 A JP14382583 A JP 14382583A JP S6036653 A JPS6036653 A JP S6036653A
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JP
Japan
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grain size
cladding tube
nuclear fuel
cladding
fuel element
Prior art date
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Pending
Application number
JP58143825A
Other languages
English (en)
Inventor
Seiji Nishimura
誠二 西村
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.)
Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
Original Assignee
Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
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Publication date
Application filed by Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd filed Critical Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
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    • 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

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  • Heat Treatment Of Nonferrous Metals Or Alloys (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】 〔発明の利用分野〕 本発明は、核燃料要素の被覆管の改良に関するものであ
る。
〔発明の背景〕
現在、設計、製造及び運転がなされている原子炉におい
ては、通常、核燃料物質を、耐食性、非反応性、かつ、
熱伝導性のすぐれた被覆管内に封入している。この燃料
要素を冷却材流れチャンネル内に一定間隔に格子状に集
合し組み立てて燃料集合体を形成し、これら燃料集合体
を適当数組み合せて核分裂反応の可能な核分裂連鎖反応
型集合体または炉心を形成し、この炉心を冷却材の流通
する原子炉容器内に入れている。
被覆管は幾つかの目的で使用され、その第1の目的は、
核燃料と冷却材まだは減速材との接触及び化学反応を防
止することにある。第2の目的は、一部が気体である放
射性核分裂生成物が、燃料から冷却材まだは減速材、あ
るいは冷却材及び減速材の双方が存在する場合はこれら
双方の中にもれ出るのを防止することにある。
普通の被覆管材料は、ステンレス鋼、ジルコニウム及び
その合金等である。これらの被覆管の破損、即ち、漏れ
、密封性の喪失が生じると、冷却材または減速材及びそ
の関連する系が、放射性長寿命生成物でプラントの運転
を妨げる程に汚染されるおそれがある。ジルコニウム及
びその合金は、平常条件下では優秀な被覆管材料である
。その理由は、ジルコニウム及びその合金が小さい中性
子吸収断面を有し、更に、約400U以下の温度では、
原子炉冷却材及び減速材として普通に使用される水蒸気
の存在化で強く、延性を有し、極めて安定で、かつ、非
反応性であるからである。しかし、被覆管は使用中にク
リープ変形を生じる。特に中性子照射下で長期間使用し
た場合はクリープ変形は著しく、被覆管の製造時の形状
を保つことができず、初期の燃料の性能を損うことが多
条ある。現在のBWR,型原子炉燃料被覆管ではこのク
リープ変形はそれ程問題ではないが、将来、燃料の高燃
焼化に対しては解決を必要とする重要な問題である。
〔発明の目的〕
本発明は上記の状況に鑑みなされたものであり、強度及
び耐食性を低下させることなくクリープひずみを低減で
きる核燃料要素の被覆管を提供することを目的としたも
のである。
〔発明の概要〕 本発明の核燃料要素の被覆管は、ジルコニウムもしくは
ジルコニウム合金の金属被覆管内部に核燃料物質が装填
されてなり、上記金属被覆管が熱処理により結晶粒径が
大径化されているものである。
核燃料要素の被覆管は300〜350cの温度範囲で使
用され、負荷応力は降伏応力の1/2程度以下である。
このような比較的低温で、かつ、低応力下でのクリープ
速度二は自己拡散律速過程に従い、次式で表わすことが
実験の結果明らかとなった。
ここで、A:定数、D;結晶粒径、T;絶対温度、σ;
負荷応力。
(1)式によると、クリープ速度:は結晶粒径りの2乗
に反比例することになる。即ち、結晶粒径りが大きい程
クリープ速度は小さくなる。中性子照射下では自己拡散
が促進されクリープ速度−が加速されるが、このような
場合でも、(1)式の定数Aが変化するのみで、クリー
プ速度二の結晶粒径依存性に変りはなく、結晶粒径りが
大きい程クリープ速度iは小さくなる。、 一方、一般に金属材料の降伏応力σアと結晶粒径りの間
には次の(2)式が成り立つ。
σアーσ+]−に/V’山−・・・・・・・・・(2)
ここで、σI 7定数、k i定数、ジルカロイ−2で
は300Cで、(’I =56MPa 、に=217M
Pav’7z血である。
現行使用核燃料要素の被覆管ジルカロイ−2の結晶粒径
りは、2〜4μm程度である。現行使用被覆管の結晶粒
径を4μmとしたときのクリープ速度を:(4μm)、
降伏応力をσy(4μm)と表わし、これよpも結晶粒
径を大きくした場合のそれぞれの値の割合、即ち、結晶
粒径4μmに対する各結晶粒径における二と0丁の割合
を第1表に示す。
第1表 第1表から明らかなように、結晶粒径が大きくなるとク
リープ速度は急激に減少するのに対し、降伏応力は若干
減少するのみである。即ち、結晶粒径を大きくすること
によシ被覆管の強度をほとんど変えないでクリープ速度
を着しく減少させることができる。結晶粒径の大きさは
、強度を損わないで、かつ、クリープ速度を減少させる
範囲として、5〜7μm程度が妥尚である。
ジルカロイ−2被覆管の結晶粒径は、焼鈍温度を、現行
の580Cよ)も高温で行なうことにより容易に大きく
することができる。また、ジルヵロイ−2被覆管の耐食
性は化学組成によって支配され、結晶粒径の大小には依
存しない。従って、結晶粒径を変化させても耐食性は変
らない。
〔発明の実施例〕
以下本発明の核燃料要素の被覆管の実施例を、第1図、
第2図により説明する。第1図はジルカロイ−2の被覆
管で直径dは12.5咽、肉厚tは0.86ttsであ
る。第2図はジルカロイ−2被覆管の結晶粒径りを横軸
にとり縦軸にクリープひずみ優をとり、結晶粒径りを種
々に変えた場合の300Cにおけるクリープひずみの説
明図である。クリープ試験は、第1図の長さ40(1m
の被覆管1に管軸方向の引張応力十手含括十キ→を負荷
し、mad巧っだ。結晶粒径1)1)S’ 4.9 p
m 。
5.8μm、74μm、9.Qμmの被覆管は温度を、
それぞれ6250.700tT、790C,860Cと
して、1時間加熱焼鈍することによって得たものである
。そして、A、B、C,Dの各点は、これらの被覆管1
を、それぞれ引張応力90MP&、温度300Cで10
間クリープ試験を行った場合のクリープひずみ係である
。そして、E点は従来の現行の仕様被覆管の上記と同様
なりリープ試験を結晶粒径が4.9μm〜90μmの入
点ないしD点を結んだひずみの曲線である。第2図から
明らかなように、結晶粒径りが大きくなるに従いりIJ
−プひすみは減少しており、特に、結晶粒径が4.9μ
m以」二でその効果は大きくなっている。
第3図は横軸に第2図の横軸と全く同一の被覆管の結晶
粒径をとり、縦軸に降伏−W→応力をとって示した結晶
粒径及び孕すミ応力の関係説明図であり、試験温度は3
00t::である。A’ 、B’ 。
c / 、 n 7点及びE′点はそれぞれ結晶粒径3
.9μm、4.9μm、5.8μm、7.2μm、9.
0μmの被覆管1の降伏応力である。第3図から明らか
なように、結晶粒径が増大すると降伏応力は結晶粒径が
比較的小さい範囲ではあまり減少しないが、結晶粒径が
9,0μm近くになると降伏応力は急激に減少する。第
2図及び第3図から、結晶粒径は5〜7μm1まだ、熱
処理条件は630〜750C程度が最適と云える。
このように本実施例の核燃料要素の被覆管は焼鈍によっ
て結晶粒径を現行使用被覆管の場合よシも大きくするこ
とにより従来と同等の強度及び耐食性を有しクリープひ
ずみを著しく小さくできる。
上記実施例はジルカロイ−2の場合について述べたが、
ジルコニウムでも全く同じである。
〔発明の効果〕
以上記述した如く本発明の核燃料要素の被覆管は、強度
及び耐食性を低下させることなくクリープひずみを低減
できる効果を有するものである。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の核燃料要素の被覆管の実施例の断面図
、第2図は逐次焼鈍温度を高め粒径が大きくされた各結
晶粒径を有する第1図のそれぞれの被覆管のクリープひ
ずみ説明図、第3図は第2図の各結晶粒径を有する各被
覆管の降伏応力説明図でおる。 1・・・被覆管。 代理へ 弁理士 高橋明夫 ¥ 1口 3.94.95.8 7.2 9・O (pケ)v6晶舷径

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、ジルコニウムもしくはジルコニウム合金の金属被覆
    管内部に核燃料物質が装填された被覆管において、上記
    金属被覆管が熱処理により結晶粒径が大径化されている
    ことを特徴とする核燃料要素の被覆管。 2、上記金属被覆管の結晶粒径が、5μmないし7μm
    に形成されている特許請求の範囲第1項記載の核燃料要
    素の被覆管。
JP58143825A 1983-08-08 1983-08-08 核燃料要素の被覆管 Pending JPS6036653A (ja)

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JP58143825A JPS6036653A (ja) 1983-08-08 1983-08-08 核燃料要素の被覆管

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JP58143825A JPS6036653A (ja) 1983-08-08 1983-08-08 核燃料要素の被覆管

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS6036653A true JPS6036653A (ja) 1985-02-25

Family

ID=15347825

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP58143825A Pending JPS6036653A (ja) 1983-08-08 1983-08-08 核燃料要素の被覆管

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JP (1) JPS6036653A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102018202974A1 (de) 2017-03-15 2018-09-20 Yazaki Corporation Verbinder

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* Cited by examiner, † Cited by third party
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DE102018202974A1 (de) 2017-03-15 2018-09-20 Yazaki Corporation Verbinder

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