JPS61196190A - 核燃料要素被覆管の製造方法 - Google Patents

核燃料要素被覆管の製造方法

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JPS61196190A
JPS61196190A JP60036420A JP3642085A JPS61196190A JP S61196190 A JPS61196190 A JP S61196190A JP 60036420 A JP60036420 A JP 60036420A JP 3642085 A JP3642085 A JP 3642085A JP S61196190 A JPS61196190 A JP S61196190A
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JP
Japan
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cladding tube
zirconium
nuclear fuel
fuel element
liner
Prior art date
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Pending
Application number
JP60036420A
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English (en)
Inventor
久保 利雄
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
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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

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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、ジルコニウム合金被覆管に内張シされたジル
コニウムライチ層の応力腐食割れ(SCC)防止構造を
改良した核燃料要素被覆管の製造方法に関するものであ
る。
〔発明の背景〕
一般に、核燃料要素は、通常、第2図に示すように被覆
管l内に、複数個のウラン酸化物、ナトリウム酸化物、
プルトニウム酸化物またはこれらの複合物を焼結形成し
たぺVット2を積層収納するとともに、被覆管lの両端
開口を端栓3a。
3bで密封された構造となっている。尚、ペレット2の
最上端部には、ガス溜め用のプレナム4と、燃料ペレツ
)2を安定状態に支持するためのスプリング5が設けら
れている。上記のように構成された核燃料要素において
、被覆管lには燃料ペレット2から放出された放射性核
分裂生成物が冷却材中に混入するのを阻止する機能が要
求されている。ジルコニウム合金は中性子吸収断面積が
小さく、400C以下で純水あるいは水蒸気との反応が
少なく、かつ、適切な強度及び延性を持つなど通常の条
件では被覆材としてすぐれた特性を持っている。しかし
ながら、現在までの原子炉運転経験から、高燃焼時にお
いて被覆管lは腐食性核分裂生成物との化学反応及びペ
レット2の熱膨張によって被覆管lに応力腐食割れが発
生することがわかっている。
上記のような被覆管1の応力腐食割れを防ぐために図示
のように、被覆管1の内表面に厚さが200μm以下の
ジルコニウムライナ6が内張シで知られている。ジルコ
ニウムライナ6は被覆管lと腐食性核分裂生成物との接
触を防ぐとともに、被覆管lに発生する局所応力を緩和
することにより応力腐食割れを防止することが期待され
ている。
従って、ジルコニウムライナ6に要求される特性として
、腐食性核分裂生成物による応力腐食割れを起こしにく
いこと、また、軟らく延性に富むことが挙げられる。
ところで、ジルコニウムは、ジルコニウム合金と比べて
応力腐食割れが生じに<<、延性に富み、かつ、中性子
吸収断面積が小さいなどライナ材としてすぐれた性能を
有している。しかし、不純物量の増加に伴なって応力腐
食割れが生じ易くなるなどライナ材としての性能が低下
することもわってきた。このようにジルコニウムライナ
6の純度は重要な因子であり、このため、ライナ材とし
てクリスタルバージルコニウムのように高純度ではある
が高価なジルコニウムを使用する必要があった、 〔発明の目的〕 本発明は上記の状況に鑑みなされたものでめシ、応力腐
食割れが生じに<<、かつ、クリスタルバージルコニウ
ムよフ経済的で機械的性能にすぐれたジルコニウムライ
ナ層が得られる核燃料被覆管の製造方法を提供すること
を目的としたものでちる。
〔発明の概要〕
本発明の核燃料要素被覆管の製造方法は、軽水へ0 冷却製原子炉用の内部に核燃料ダレットが充填されるジ
ルコニウム合金被覆管の内表面に厚さがほぼ200μm
以下のジルコニウムライナが被覆され、上記被覆管の外
表面をほぼ850〜950Cの温度範囲で溶体化処理す
る被覆管の製造の場合に、上記ジルコニウムライナ層を
、はぼ750〜850Cの温度範囲に保持した状態で溶
体化処理する方法である。即ち、本発明は、ジルコニウ
ムライナ被覆管の製造工程の途中で、被覆管外表面温度
をほぼ850〜950Cに、また、被覆管内表面のジル
コニウムライナ層の温度を、はぼ750〜850tll
’に保った状態で被覆管に溶体化処理を施こすことによ
り、被筒管外表面の耐炉水腐食性能を向上させると共に
ジルコニウムライナの耐応力腐食割れ性能を向上させる
方法である。
〔発明の実施例〕
以下本発明の核燃料要素被覆管の製造方法の実施例を説
明する。上記した如く純ジルコニウムはジルカロイ−2
等のジルコニウム合金と比べればすぐれた耐SCC性能
を有しているが、不純物の増加に伴いその性能が低下す
ることも知られている。また、本発明者が行なった一連
の実験の結果から、ジルコニウムに含まれる不純物のう
ち、主として鉄含有量の増加に伴って耐SCC性能が低
下すること、そして、この原因は鉄がジルコニウム相か
ら析出してジルコニウムと金属間化合物を形成し、この
析出物がき装発生起点となるためであることもあきらか
となった。従って、上記析出物ヲジルコニウム相へ再固
溶させることにエリジルコニウムの耐SCC性能を向上
させ得ることが期待できる。本発明者の実験からジルコ
ニウムをα−相の高温領域、即ち、750Cから850
Cで溶体化処理を施こすことによシ上記析出物が再固溶
し、七の結果耐SCC性能が向上することがわかった。
尚、850Cよシ高温ではマルテンサイトと呼ばれる針
状組織が形成され耐SCC性能が低下した。
一方、被覆管lの外表面の耐炉水腐食性能を向上させる
ために、被覆管lをジルコニウムのα+β領域、あるい
はβ領域で溶体化処理する方法が既に開発されている。
この方法では、β領域で溶体化処理すると、上記のマル
テンサイト組織が形成され被覆管の延性、圧延性が低下
すると云う難点がめった。
本発明では、被覆管lの外表面温度をα+β領域、見ち
、850C〜950Cに保持し、被覆管l内表面温度’
1750t:’〜850Cに保持した状で数秒間保持し
た後室温まで急冷する特殊な熱処理を施こすものである
。これにより被覆管l外面の耐食性向上を図るとともに
、ジルコニウムライチロ中の上記析出物を再固溶させて
ジルコニウムライナの耐応力腐食割れ性能を向上させる
第1図において、ジルコニウムライナ被覆管lは、アル
ゴンもしくはヘリウム等の不活性ガス雰囲気中で外周側
を誘導加熱コイル7中で急速加熱を施こされ、被覆管l
の外表面温度が850C〜950Cに保たれるように加
熱条件を制御して行なう。そして、加熱中、ジルコニウ
ムライナ6の管内には適切な流量の低温度不活性ガスを
流し、ガス流量を制御することでジルコニウムライナ6
層の温度を750C〜850Cに保持する。この方法で
数秒間保持した後、水冷もしくはガスを吹き付ける等適
宜の方法で室温まで急冷する。
このように本実施例の核燃料要素被覆管の製造方法にお
いては、ジルコニウムライナ層を、はぼ750〜850
C’の温度範囲に保持した状態で溶体化処理し、被覆管
外表面をほぼ850〜950Cの温度で溶体化処理する
ことにより、耐炉水腐食性能にすぐれ、耐応力腐食割れ
が生じにくく、かつ、クリスタルパージルコニウムを使
用する必要がなく経済的で、機械的にすぐれたジルコニ
ウムライナ層が得られる。
〔発明の効果〕
以上記述した如く本発明の核燃料要素被覆管の製造方法
によれば、応力腐食割れが生じにくく、かつ、クリスタ
ルパージルコニウムより経済的で機械的性能にすぐれた
ジルコニウム層が得られ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被覆管の製造方法実施時の
説明図、第2図は通常の燃料被覆管の断面図である。 犀1 固 jJX囚

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1、軽水冷却型原子炉用の内部に核燃料ペレットが充填
    されるジルコニウム合金被覆管の内表面に厚さがほぼ2
    00μm以下のジルコニウムライナが被覆され、上記被
    覆管の外表面をほぼ850〜950℃の温度範囲で溶体
    化処理する被覆管の製造方法において、上記ジルコニウ
    ムライナ層を、ほぼ750〜850℃の温度範囲に保持
    した状態で溶体化処理することを特徴とする核燃料要素
    被覆管の製造方法。
JP60036420A 1985-02-27 1985-02-27 核燃料要素被覆管の製造方法 Pending JPS61196190A (ja)

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Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6026650A (ja) * 1983-07-22 1985-02-09 Hitachi Ltd 原子炉燃料用被覆管
JPS6036984A (ja) * 1983-08-09 1985-02-26 株式会社日立製作所 原子炉燃料被覆管及びその製造方法
JPS6082884A (ja) * 1983-10-14 1985-05-11 日本核燃料開発株式会社 核燃料要素

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6026650A (ja) * 1983-07-22 1985-02-09 Hitachi Ltd 原子炉燃料用被覆管
JPS6036984A (ja) * 1983-08-09 1985-02-26 株式会社日立製作所 原子炉燃料被覆管及びその製造方法
JPS6082884A (ja) * 1983-10-14 1985-05-11 日本核燃料開発株式会社 核燃料要素

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