JPS61196188A - 核燃料被覆管 - Google Patents
核燃料被覆管Info
- Publication number
- JPS61196188A JPS61196188A JP60036421A JP3642185A JPS61196188A JP S61196188 A JPS61196188 A JP S61196188A JP 60036421 A JP60036421 A JP 60036421A JP 3642185 A JP3642185 A JP 3642185A JP S61196188 A JPS61196188 A JP S61196188A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- cladding tube
- corrosion
- cladding
- zirconium
- 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.)
- Pending
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Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- 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
Landscapes
- 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。
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〕
本発明は残燃料被覆管に係シ、特に水または重水を冷却
材または中性子減速材として原子炉で使用するジルコニ
ウムま友はジルコニウムを主成分とする合金からなる核
分裂原子炉の炉心に使用する核燃料要素を構成する核燃
料被覆管の改良に関するものである。
材または中性子減速材として原子炉で使用するジルコニ
ウムま友はジルコニウムを主成分とする合金からなる核
分裂原子炉の炉心に使用する核燃料要素を構成する核燃
料被覆管の改良に関するものである。
核燃料要素は、通常、第３図に示すように、被覆管１内
に多数の核燃料ペレット２を収納し、被覆管１の両端を
端栓３ａ、３ｂで密封して構成される。核燃料要素の上
部には核分裂によって生じる気体状核分裂生成物を溜め
るプレナム４および核燃料ペレット２を保持するスプリ
ング５が設けられている。被覆管１は、核燃料ペレット
と冷却材または減速材との接触および化学反応を防止す
るとともに、核分裂によって生じる放射性核分裂生成物
が核燃料要素から冷却材または減速材に漏れ出るのを防
止する機能が要求される。このため、被覆管１の材質は
、機械的性質に優れ、原子炉内での使用条件下で良好な
耐食性を有し、さらには中性子吸収の少ないことが必要
でろる。このような観点から、現在ではジルコニウムを
主成分とするジルカロイが被覆管材料として多数用いら
れている。
に多数の核燃料ペレット２を収納し、被覆管１の両端を
端栓３ａ、３ｂで密封して構成される。核燃料要素の上
部には核分裂によって生じる気体状核分裂生成物を溜め
るプレナム４および核燃料ペレット２を保持するスプリ
ング５が設けられている。被覆管１は、核燃料ペレット
と冷却材または減速材との接触および化学反応を防止す
るとともに、核分裂によって生じる放射性核分裂生成物
が核燃料要素から冷却材または減速材に漏れ出るのを防
止する機能が要求される。このため、被覆管１の材質は
、機械的性質に優れ、原子炉内での使用条件下で良好な
耐食性を有し、さらには中性子吸収の少ないことが必要
でろる。このような観点から、現在ではジルコニウムを
主成分とするジルカロイが被覆管材料として多数用いら
れている。
しかしながら、現在までの経験によれば、ジルカロイ被
覆管の外表面は、原子炉冷却材または減速材によって酸
化され、長期間使用した場合には、局部的に進行し九酸
化（ノジュラー腐食）を生じることがある。被覆管表面
の酸化腐食は、腐食深さに相当する肉厚減少につながシ
、熱伝導度の悪い腐食生成物による被覆管の温度上昇と
いう点からも、核燃料要素の信頼性の上で問題があった
。
覆管の外表面は、原子炉冷却材または減速材によって酸
化され、長期間使用した場合には、局部的に進行し九酸
化（ノジュラー腐食）を生じることがある。被覆管表面
の酸化腐食は、腐食深さに相当する肉厚減少につながシ
、熱伝導度の悪い腐食生成物による被覆管の温度上昇と
いう点からも、核燃料要素の信頼性の上で問題があった
。
ところで、特開昭５８−１６５０８２号公報に示しであ
るように、被覆管の外面酸化を防ぐには、例えば、第４
図に示すように、被覆管製造工程において、約１０００
Ｃ以上に加熱後に急冷してβ−焼入れすると効果がある
ことが知られている。しかしながら、β−焼入れを行う
ためには、約１ｏｏｏｃ以上の高温に加熱して急冷する
という特殊な設備が必要になシ、また、β−焼入れを行
った被覆管は延性が小さく、機械的強度の点で問題があ
る。
るように、被覆管の外面酸化を防ぐには、例えば、第４
図に示すように、被覆管製造工程において、約１０００
Ｃ以上に加熱後に急冷してβ−焼入れすると効果がある
ことが知られている。しかしながら、β−焼入れを行う
ためには、約１ｏｏｏｃ以上の高温に加熱して急冷する
という特殊な設備が必要になシ、また、β−焼入れを行
った被覆管は延性が小さく、機械的強度の点で問題があ
る。
本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目的とする
ところは、被覆管外表面と冷却材または中性子減速材と
の反応による局部腐食を防止し、核燃料の長期使用時の
信頼性を向上することができる核燃料被覆管を提供する
ことにある。
ところは、被覆管外表面と冷却材または中性子減速材と
の反応による局部腐食を防止し、核燃料の長期使用時の
信頼性を向上することができる核燃料被覆管を提供する
ことにある。
本発明の特徴は、ジルコニウムまたはジルコニウムを主
成分とする合金からなる核燃料被覆管の内径および外径
を最終寸法に仕上げ死後に少なくともその外担面に厚さ
２μｍ以下の酸化被覆を設け、さらに４５０〜８００Ｃ
の温度で焼鈍を行った構成とした点におる。
成分とする合金からなる核燃料被覆管の内径および外径
を最終寸法に仕上げ死後に少なくともその外担面に厚さ
２μｍ以下の酸化被覆を設け、さらに４５０〜８００Ｃ
の温度で焼鈍を行った構成とした点におる。
以上本発明を第１図に示した実施例および第２図を用い
て詳細に説明する。
て詳細に説明する。
一般にジルコニウムおよびジルカロイの酸化腐食は、初
期にはち密で一様な酸化被膜を形成して進行する。ある
程度酸化が進行すると、ち密な酸化膜にクランクか生じ
、母材からの剥離が生じることによって酸化か急速に進
行する。このような急速な酸化の進行が局部的に生じた
ものがノジュラー腐食と考えられている。したがって、
酸化のな酸化を防ぐことができるはずである。すなわち
、あらかじめクラックあるいは剥離が生じにくいち密な
酸化被覆を被覆管外表面に形成することによって急速な
酸化の進行を抑えることが可能と考えられる。
期にはち密で一様な酸化被膜を形成して進行する。ある
程度酸化が進行すると、ち密な酸化膜にクランクか生じ
、母材からの剥離が生じることによって酸化か急速に進
行する。このような急速な酸化の進行が局部的に生じた
ものがノジュラー腐食と考えられている。したがって、
酸化のな酸化を防ぐことができるはずである。すなわち
、あらかじめクラックあるいは剥離が生じにくいち密な
酸化被覆を被覆管外表面に形成することによって急速な
酸化の進行を抑えることが可能と考えられる。
第１図は本発明の核燃料被覆管の被覆管外表面への酸化
膜処理の一夾施例を示す工程図である。
膜処理の一夾施例を示す工程図である。
まず、ジルコニウムまたはジルコニウムを主成分とする
合金′からなる核燃料被覆管の内径および外径を最終寸
法に仕上げた後、この被覆管材を３９００の大気圧の水
蒸気中で１４時間酸化させ、約０．６μｍの酸化被覆を
形成させる。その後、この酸化された被覆管を真空雰囲
気中で約５８０Ｃで３時間焼鈍を行う。そして、それの
耐食性を評価するために、５ｚｏｒ、ｘｏｏＶ４／備１
の水蒸気中で２４時間の腐食試験を行った。この高温高
圧水蒸気中腐食試験は、原子炉内でのノジュラー腐食を
評価する試験として最も有効な手段と言われ４食 ているものである。腐食試験棲の被覆管外表面の外観は
第２図（Ｃ）に示しである。第２図は腐食試験後の被覆
管外表面の顕微鏡写真で、第２図（ａ）は被積管外表面
に何の処理も行っていない試料のもので、多数のノジュ
ラー腐食が生じていることがわかる。第２図（Ｉ））は
約０．６μｍの厚さの酸化被覆を設けた後の試料のもの
で、同様に多数のノジュラー腐食が生じている。一方、
第２図（Ｃ）は本発明に係る約０．６μｍの酸化被覆を
設けた後、焼鈍を行つ次試料のもので、ノジュラー腐食
の発生が非常に少なく、被覆管の耐食性が著しく向上し
ていることかわかる。
合金′からなる核燃料被覆管の内径および外径を最終寸
法に仕上げた後、この被覆管材を３９００の大気圧の水
蒸気中で１４時間酸化させ、約０．６μｍの酸化被覆を
形成させる。その後、この酸化された被覆管を真空雰囲
気中で約５８０Ｃで３時間焼鈍を行う。そして、それの
耐食性を評価するために、５ｚｏｒ、ｘｏｏＶ４／備１
の水蒸気中で２４時間の腐食試験を行った。この高温高
圧水蒸気中腐食試験は、原子炉内でのノジュラー腐食を
評価する試験として最も有効な手段と言われ４食 ているものである。腐食試験棲の被覆管外表面の外観は
第２図（Ｃ）に示しである。第２図は腐食試験後の被覆
管外表面の顕微鏡写真で、第２図（ａ）は被積管外表面
に何の処理も行っていない試料のもので、多数のノジュ
ラー腐食が生じていることがわかる。第２図（Ｉ））は
約０．６μｍの厚さの酸化被覆を設けた後の試料のもの
で、同様に多数のノジュラー腐食が生じている。一方、
第２図（Ｃ）は本発明に係る約０．６μｍの酸化被覆を
設けた後、焼鈍を行つ次試料のもので、ノジュラー腐食
の発生が非常に少なく、被覆管の耐食性が著しく向上し
ていることかわかる。
なお、同様な試験結果によれば、ろらがしめ設ける酸化
被覆の厚さが２μｍを越えると、酸化被膜形成時に酸化
被覆にクランクが生じるので好ましくない。また、酸化
被覆形成時の圧力が高いと、酸化被膜内の気孔率が大き
くなシ、以降の酸化腐食に対する保護性が減少するので
好ましくない。
被覆の厚さが２μｍを越えると、酸化被膜形成時に酸化
被覆にクランクが生じるので好ましくない。また、酸化
被覆形成時の圧力が高いと、酸化被膜内の気孔率が大き
くなシ、以降の酸化腐食に対する保護性が減少するので
好ましくない。
しｆｃがって、酸化被覆の形成は、１０Ｋｑ／口２以下
の圧力の雰囲気下で厚さを２μｍ以下とするのが好まし
い。また、酸化被膜形成後の焼鈍は、４５０Ｃ以上の温
度でよいが、８００Ｃを越えると、ジルカロイ母材の場
合は相変化を起こし、機械強匿上好ましくないから、４
５０〜８００Ｃの温度で実施しなければならない。雰囲
気は１０−８Ｔｏｒｒ以下の真空または実質的に不活性
雰囲気中とする。
の圧力の雰囲気下で厚さを２μｍ以下とするのが好まし
い。また、酸化被膜形成後の焼鈍は、４５０Ｃ以上の温
度でよいが、８００Ｃを越えると、ジルカロイ母材の場
合は相変化を起こし、機械強匿上好ましくないから、４
５０〜８００Ｃの温度で実施しなければならない。雰囲
気は１０−８Ｔｏｒｒ以下の真空または実質的に不活性
雰囲気中とする。
なお、本発明は被覆管表面に酸化被覆を設け、その後焼
鈍を行うことによってち密で密着性がよく、以降の醸化
腐食に対する保腫性の酸化被膜を設けることにあり、そ
の方法は上述の実施例に限られるものではなく、酸化被
膜の厚さが２μｍ以下、焼鈍温度が４５０〜８００Ｃで
あればよい。
鈍を行うことによってち密で密着性がよく、以降の醸化
腐食に対する保腫性の酸化被膜を設けることにあり、そ
の方法は上述の実施例に限られるものではなく、酸化被
膜の厚さが２μｍ以下、焼鈍温度が４５０〜８００Ｃで
あればよい。
以上説明したように、本発明によれば、被覆管外表面と
冷却材または中性子減速材との反応による局部腐食の進
行の少ない耐食性に優れた被覆管とすることができ、核
燃料の長期間使用時の信頼性を向上できるという効果か
める。
冷却材または中性子減速材との反応による局部腐食の進
行の少ない耐食性に優れた被覆管とすることができ、核
燃料の長期間使用時の信頼性を向上できるという効果か
める。
第１図は本発明の核燃料被覆管の処理手順の一笑施例を
示す工程図、第２図は腐食試験後の被覆管外表面の顕微
鏡写真、第３図は核燃料要素の縦断面図、第４図は従来
の核燃料被覆管の処理手順を示す工程図である。 図面の浄書（内各に変更なし） 第２ 目 （幻 （ｂ） （Ｃ） 声３０ 手続補正書（方式） ％式％ 発明の 名 称 核燃料被覆管 代 理 人 ν； 所（〒ｆｏｏｌ東京都千代田区丸の内−丁目５
番１号＃４ｍ書の「図面の簡単な説明」の欄１図面手続
補正書（自発）
示す工程図、第２図は腐食試験後の被覆管外表面の顕微
鏡写真、第３図は核燃料要素の縦断面図、第４図は従来
の核燃料被覆管の処理手順を示す工程図である。 図面の浄書（内各に変更なし） 第２ 目 （幻 （ｂ） （Ｃ） 声３０ 手続補正書（方式） ％式％ 発明の 名 称 核燃料被覆管 代 理 人 ν； 所（〒ｆｏｏｌ東京都千代田区丸の内−丁目５
番１号＃４ｍ書の「図面の簡単な説明」の欄１図面手続
補正書（自発）
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、ジルコニウムまたはジルコニウムを主成分とする合
金からなる核燃料被覆管において、内径および外径を最
終寸法に仕上げた後に少なくともその外表面に厚さ２μ
ｍ以下の酸化被膜を設け、さらに４５０〜８００℃の温
度で焼鈍を行つた構成としてあることを特徴とする核燃
料被覆管。 ２、前記酸化被膜は圧力１０Ｋｇ／ｃｍ＾２以下の水蒸
気中で形成してあり、前記焼鈍は１０＾−＾３Ｔｏｒｒ
以下の真空中または実質的に不活性ガス雰囲気中で行つ
てある特許請求の範囲第１項記載の核燃料被覆管。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60036421A JPS61196188A (ja) | 1985-02-27 | 1985-02-27 | 核燃料被覆管 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60036421A JPS61196188A (ja) | 1985-02-27 | 1985-02-27 | 核燃料被覆管 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61196188A true JPS61196188A (ja) | 1986-08-30 |
Family
ID=12469361
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60036421A Pending JPS61196188A (ja) | 1985-02-27 | 1985-02-27 | 核燃料被覆管 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61196188A (ja) |
-
1985
- 1985-02-27 JP JP60036421A patent/JPS61196188A/ja active Pending
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