JPS61207989A - 水冷却型原子炉燃料被覆材 - Google Patents
水冷却型原子炉燃料被覆材Info
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- JPS61207989A JPS61207989A JP61048759A JP4875986A JPS61207989A JP S61207989 A JPS61207989 A JP S61207989A JP 61048759 A JP61048759 A JP 61048759A JP 4875986 A JP4875986 A JP 4875986A JP S61207989 A JPS61207989 A JP S61207989A
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- G21C—NUCLEAR REACTORS
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- G21C3/16—Details of the construction within the casing
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
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- G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
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- B32B—LAYERED PRODUCTS, i.e. PRODUCTS BUILT-UP OF STRATA OF FLAT OR NON-FLAT, e.g. CELLULAR OR HONEYCOMB, FORM
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- B32B15/01—Layered products comprising a layer of metal all layers being exclusively metallic
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- Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
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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】
l の 1
本発明は加圧木型原子炉及び沸騰水型原子炉に使用する
ためのジルフニウム基合金燃料被覆材の分野に関する。
ためのジルフニウム基合金燃料被覆材の分野に関する。
特に、本発明は水冷却型原子炉の燃料要素におけるベレ
ット被覆材間の相互作用(PCI)の悪影響を最小限に
する特性をもつ燃料被覆材に関する。
ット被覆材間の相互作用(PCI)の悪影響を最小限に
する特性をもつ燃料被覆材に関する。
高ジルコニウム質合金より実質上なる被覆管が水冷却型
原子炉においては使用されている0通常、使用する合金
の例はジルカロイ−2及びジルカロイ−4である。これ
らの合金は合金の核特性、機械的特性及び高温耐水性に
基づいて選択される。
原子炉においては使用されている0通常、使用する合金
の例はジルカロイ−2及びジルカロイ−4である。これ
らの合金は合金の核特性、機械的特性及び高温耐水性に
基づいて選択される。
ジルカロイ−2及びジルカロイ−4の開発及びジルカロ
イ−1及びジルカロイ−3を放棄した歴史はスタンレー
・カス(Stanley Kass)のザ・デイベロブ
メント・オブ・ザ・ジルカロイズ(TheDevelo
pment of the Zircaloys)[A
S T M−スペシャル・テクニカル・パブリゲーシ
ョン(^STMSpecial Technical
Pub!1cation)No、368(1964年)
第3〜27頁]に要約されている。
イ−1及びジルカロイ−3を放棄した歴史はスタンレー
・カス(Stanley Kass)のザ・デイベロブ
メント・オブ・ザ・ジルカロイズ(TheDevelo
pment of the Zircaloys)[A
S T M−スペシャル・テクニカル・パブリゲーシ
ョン(^STMSpecial Technical
Pub!1cation)No、368(1964年)
第3〜27頁]に要約されている。
上述の文献を参照することによって本明細書に組み入れ
ることとする。−まな、ジルカロイの開発に関する興味
ある記載は米国特許第2,772,984号、同第3.
097.094号及び同第3,148,055号明細書
にもある。これらの特許明細書を参照することによつて
本明細書に組み入れるものとする。
ることとする。−まな、ジルカロイの開発に関する興味
ある記載は米国特許第2,772,984号、同第3.
097.094号及び同第3,148,055号明細書
にもある。これらの特許明細書を参照することによつて
本明細書に組み入れるものとする。
ジルカロイ−2及びジルカロイ−4c二ついての大部分
の工業上の化学的規格は例えばASTMB350−80
に記載された必要条件(それぞれ合金UNS No、
R60802及びR60804について)に実質上適合
している。これらの必要条件に加えて、これらの合金の
酸素含量は900〜1600ppmであることを必要と
するが、通常燃料被覆材用途に関しては約1200±2
00ppmである。ASTM B55O−80を参照
することによって本明細書に組み入れるものとする。
の工業上の化学的規格は例えばASTMB350−80
に記載された必要条件(それぞれ合金UNS No、
R60802及びR60804について)に実質上適合
している。これらの必要条件に加えて、これらの合金の
酸素含量は900〜1600ppmであることを必要と
するが、通常燃料被覆材用途に関しては約1200±2
00ppmである。ASTM B55O−80を参照
することによって本明細書に組み入れるものとする。
インゴットを中間寸法ビレットすなわち素材へ熱間加工
し;得られたビレットをβ溶体化処理し;中空ビレット
へ機械加工し;中空ビレットを中空円筒状押出成形物へ
高温α押出成形し;次に得られた押出成形物を個々の冷
間ピルガー圧下加工工程前にα再結晶比類なまし工程を
備える多数の冷間ピルガ−圧下工程を介して実質上最終
寸法の被覆管へ厚さ圧下加工を行なうことを含む製造方
法によりジルカロイ被覆管を製造することが通常行なわ
れている。次に冷間加工した実質上最終寸法の被覆管を
最終焼なましする。この最終焼なましは応力除去焼なま
し、部分再結晶化焼なましまたは完全再結晶化類なまし
であることができる。
し;得られたビレットをβ溶体化処理し;中空ビレット
へ機械加工し;中空ビレットを中空円筒状押出成形物へ
高温α押出成形し;次に得られた押出成形物を個々の冷
間ピルガー圧下加工工程前にα再結晶比類なまし工程を
備える多数の冷間ピルガ−圧下工程を介して実質上最終
寸法の被覆管へ厚さ圧下加工を行なうことを含む製造方
法によりジルカロイ被覆管を製造することが通常行なわ
れている。次に冷間加工した実質上最終寸法の被覆管を
最終焼なましする。この最終焼なましは応力除去焼なま
し、部分再結晶化焼なましまたは完全再結晶化類なまし
であることができる。
使用する最終焼なましのタイプは燃料被覆材の機械特性
についての設計者の規格に基づいて選択される。
についての設計者の規格に基づいて選択される。
上述の被覆材を利用する燃料棒を使用する際に生ずる1
つの問題は破砕された熱膨張する酸化物燃料ペレットと
接触することによって付加的応力を受けた被覆材の内表
面から発する亀裂が観察されることにある。時として、
これらの亀裂°は被覆材の壁厚全体に広がり、燃料棒の
保全性を破壊し、それによって燃料棒及び放射性核分裂
生成物へ冷却材が入り込み、炉心を通って循環する1次
冷却材を汚染する。この亀裂現象はジルコニウム合金類
の初期亀裂及び亀裂の成長反応を誘引する環境を生ずる
照射硬化、機械的応力及び核分裂生成物の相互作用によ
り通常生ずるものと思われる。
つの問題は破砕された熱膨張する酸化物燃料ペレットと
接触することによって付加的応力を受けた被覆材の内表
面から発する亀裂が観察されることにある。時として、
これらの亀裂°は被覆材の壁厚全体に広がり、燃料棒の
保全性を破壊し、それによって燃料棒及び放射性核分裂
生成物へ冷却材が入り込み、炉心を通って循環する1次
冷却材を汚染する。この亀裂現象はジルコニウム合金類
の初期亀裂及び亀裂の成長反応を誘引する環境を生ずる
照射硬化、機械的応力及び核分裂生成物の相互作用によ
り通常生ずるものと思われる。
ジルコニウム燃料被覆管の内表面へ結合するジルコニウ
ム相を有する被覆管が水冷却型原子炉操作中に燃料ベレ
ットと被覆材の間の相互作用で始まる亀裂の成長反応に
耐性があるものとして提案された。これらの提案の例は
米国特許第4.045,288号、同第4,372,8
17号、同第4,200,492号及び同第4,390
,497号明細書、及び英国特許出願第4,104,7
11号明細書である。
ム相を有する被覆管が水冷却型原子炉操作中に燃料ベレ
ットと被覆材の間の相互作用で始まる亀裂の成長反応に
耐性があるものとして提案された。これらの提案の例は
米国特許第4.045,288号、同第4,372,8
17号、同第4,200,492号及び同第4,390
,497号明細書、及び英国特許出願第4,104,7
11号明細書である。
上述の特許明細書のジルコニウム内張りはその耐水性を
考慮せずにPCI亀裂成長反応に抵抗力があるために選
択された。被覆管が原子炉中で破れて被覆管の内側に冷
却材が侵入した場合、上述の内張り材の耐水性は被覆材
の大部分を構成する高ジルコニウム合金の耐水性よりか
なり劣るものと予想される。これらの条件下で、上述の
内張り材は完全に酸化し、それによって比較的急速に使
用できなくなり、また被覆材のジルコニウム合金区分に
水素化物の形成が増加し、それによってジルコニウム合
金の構造的保全性を危うくするものと予想される。被覆
材のこの分解は冷却材へのウラン及び放射性化学種の非
常に多量の放出を伴う非常に悪い欠陥を導くであろう。
考慮せずにPCI亀裂成長反応に抵抗力があるために選
択された。被覆管が原子炉中で破れて被覆管の内側に冷
却材が侵入した場合、上述の内張り材の耐水性は被覆材
の大部分を構成する高ジルコニウム合金の耐水性よりか
なり劣るものと予想される。これらの条件下で、上述の
内張り材は完全に酸化し、それによって比較的急速に使
用できなくなり、また被覆材のジルコニウム合金区分に
水素化物の形成が増加し、それによってジルコニウム合
金の構造的保全性を危うくするものと予想される。被覆
材のこの分解は冷却材へのウラン及び放射性化学種の非
常に多量の放出を伴う非常に悪い欠陥を導くであろう。
業界は高耐水性をもつ慣用のジルコニウム合金の眉間に
上述の特許のジルコニウム層を埋め込むか、または内部
に露出したジルコニウム層の代わりに低ジルコニウム合
金を取り替えることによって耐水性の問題を処理するこ
とを探求している。
上述の特許のジルコニウム層を埋め込むか、または内部
に露出したジルコニウム層の代わりに低ジルコニウム合
金を取り替えることによって耐水性の問題を処理するこ
とを探求している。
これらの企画の例は英国特許出願2,119,559号
明細書に記載されている。上述の試みにも拘わらず、水
冷却型原子炉被覆材の内面及び外面に慣用のジルコニウ
ム合金の優れた耐水性をもち、且つ慣用のジルカロイ−
2燃料被覆材及びジルカロイ−4燃料被覆材と比較して
耐PCI亀裂成長性を向上した水冷却型原子炉燃料被覆
材が継続して要求されている。
明細書に記載されている。上述の試みにも拘わらず、水
冷却型原子炉被覆材の内面及び外面に慣用のジルコニウ
ム合金の優れた耐水性をもち、且つ慣用のジルカロイ−
2燃料被覆材及びジルカロイ−4燃料被覆材と比較して
耐PCI亀裂成長性を向上した水冷却型原子炉燃料被覆
材が継続して要求されている。
日の
本発明によれば、燃料被覆管の内面及び外面が慣用のジ
ルカロイ−2燃料被覆管及びジルカロイ−4燃料被覆管
と比較して優れた耐水性をもち且つ耐PCI亀裂成長反
応性が向上した燃料被覆管が提供される。本発明による
燃料被覆管は高強度及び優れた耐水性をもつジルコニウ
ム合金の円筒状外層をもつ。この合金はジルカロイ−2
またはジルカロイ−4であることが好適である。該外層
にスズ約0.4〜約0.6重量%;鉄0.5〜1.4重
量%;及び酸素的100 pp+m〜約700p凹を含
有し、残余が実質上ジルコニウムである第2ジルコニウ
ム合金の円筒状内層が冶金的に結合される。
ルカロイ−2燃料被覆管及びジルカロイ−4燃料被覆管
と比較して優れた耐水性をもち且つ耐PCI亀裂成長反
応性が向上した燃料被覆管が提供される。本発明による
燃料被覆管は高強度及び優れた耐水性をもつジルコニウ
ム合金の円筒状外層をもつ。この合金はジルカロイ−2
またはジルカロイ−4であることが好適である。該外層
にスズ約0.4〜約0.6重量%;鉄0.5〜1.4重
量%;及び酸素的100 pp+m〜約700p凹を含
有し、残余が実質上ジルコニウムである第2ジルコニウ
ム合金の円筒状内層が冶金的に結合される。
スズ含量は0.4〜0.5重量%に保持することが好適
であり、鉄含量は0.5〜1.0重量%に保持すること
が好適である。
であり、鉄含量は0.5〜1.0重量%に保持すること
が好適である。
本発明のこの面及び他の面は図並びに本発明の以下の詳
細な記載により明確となるであろう。
細な記載により明確となるであろう。
の− を丑
図に示すように、本発明によれば、複合燃料被覆管(1
)はそれぞれ異なるジルコニウム基合金からなる2つの
同芯状の層を備える。外層(10)は水性環境で優れた
耐食性をもつことが知られている高強度ジルコニウム基
合金よりなる。第1合金はジルカロイ−2またはジルカ
ロイ−4からなるものが好適である。利用するジルカロ
イ−2またはジルカロイ−4はASTM B55O−
80の表のUNS60802(ジルカロイ−2について
)またはUNS60804(ジルカロイ−4について)
に記載された化学的必要条件に適会するものが好ましい
。更に、これらの合金の酸素含量は900〜1600p
pmでなければならない。
)はそれぞれ異なるジルコニウム基合金からなる2つの
同芯状の層を備える。外層(10)は水性環境で優れた
耐食性をもつことが知られている高強度ジルコニウム基
合金よりなる。第1合金はジルカロイ−2またはジルカ
ロイ−4からなるものが好適である。利用するジルカロ
イ−2またはジルカロイ−4はASTM B55O−
80の表のUNS60802(ジルカロイ−2について
)またはUNS60804(ジルカロイ−4について)
に記載された化学的必要条件に適会するものが好ましい
。更に、これらの合金の酸素含量は900〜1600p
pmでなければならない。
外層(10)の内側に冶金的に結合して設置された第2
円筒状層(内層)(20)は以下の第1表に示す組成を
もつ。
円筒状層(内層)(20)は以下の第1表に示す組成を
もつ。
Sn 0.4〜0.6重量% 0.4〜0.5重量%
Fe 0.5〜1.4重量% 0.5〜1.0重量%
0 100〜700ppm 100−70
0ppmZ「 実質上残部 実質上残部この
内層(20)はパイル中の亀裂に関するPCIの成長反
応に対する抵抗力を改善した燃料被覆管を提供する。上
述の量の鉄及びスズが本発明の合金へ増大した耐水性を
与える作用する。更に、使用する多量の鉄は通常当業者
により考えられているような内張り材の耐PCI性に顕
著な悪影響をもつものではなく、また事実耐PCI性を
改善することができる。耐水性及び耐PCI成長反応阻
止の最適な組み合わせを得るために、スズは0.4〜0
.5重量%に、鉄は0.5〜1.0重量%に維持するこ
とが好適である。
Fe 0.5〜1.4重量% 0.5〜1.0重量%
0 100〜700ppm 100−70
0ppmZ「 実質上残部 実質上残部この
内層(20)はパイル中の亀裂に関するPCIの成長反
応に対する抵抗力を改善した燃料被覆管を提供する。上
述の量の鉄及びスズが本発明の合金へ増大した耐水性を
与える作用する。更に、使用する多量の鉄は通常当業者
により考えられているような内張り材の耐PCI性に顕
著な悪影響をもつものではなく、また事実耐PCI性を
改善することができる。耐水性及び耐PCI成長反応阻
止の最適な組み合わせを得るために、スズは0.4〜0
.5重量%に、鉄は0.5〜1.0重量%に維持するこ
とが好適である。
酸素が増加すると、内層合金の硬度が増加し、原子炉中
で前記層がPCI亀裂成長反応に抵抗する能力に悪影響
を及ぼすものと思われる。それ故、酸素は約1oopp
輸〜約700 ppmに維持される。
で前記層がPCI亀裂成長反応に抵抗する能力に悪影響
を及ぼすものと思われる。それ故、酸素は約1oopp
輸〜約700 ppmに維持される。
酸素は100〜500 ppmが好適である。酸素の下
限は酸素含量を更に減少することにより得られるPCI
性能の改善程度が偏かであるから酸素含量を更に減少す
る際に要するコストの顕著な増加に見合わないとの根拠
に基づいて選択される。
限は酸素含量を更に減少することにより得られるPCI
性能の改善程度が偏かであるから酸素含量を更に減少す
る際に要するコストの顕著な増加に見合わないとの根拠
に基づいて選択される。
内層中の不純物の合計量は2000 pp+m以下、好
適には1500ppm以下に維持されるが、個々の不純
物含量は適応可能なASTM B−350−80の表の
USN60001に記載された最大限度内をであること
を記憶されたい、ASTMB 353−77 aを参照
することによってそれを全て本明細書に組み入れること
とする。内層合金を製造するために使用するジルコニウ
ム原料物質を電子ビーム溶融を行なって全不純物含量を
低減することができる。
適には1500ppm以下に維持されるが、個々の不純
物含量は適応可能なASTM B−350−80の表の
USN60001に記載された最大限度内をであること
を記憶されたい、ASTMB 353−77 aを参照
することによってそれを全て本明細書に組み入れること
とする。内層合金を製造するために使用するジルコニウ
ム原料物質を電子ビーム溶融を行なって全不純物含量を
低減することができる。
内層(20)の厚さは外層(10)の厚さより薄く、好
適には約0.05+m5(0,002インチ)〜約0.
151I1m(0,006インチ)、最適には約0.0
8mm<0.003インチ)〜約0.10m++a(0
,004インチ)である。外層(20)は被覆材の大部
分を形成し、被覆材に所定の機械的特性を付与する。す
なわち、この外層の必要な厚さは核燃料棒要素を設計す
る業者により使用される慣用操作により決定される。内
層と外層の間の完全な冶金的接合は熱間加工工程、焼な
まし工程及び冷間加工工程番こより得ることが好適であ
る。
適には約0.05+m5(0,002インチ)〜約0.
151I1m(0,006インチ)、最適には約0.0
8mm<0.003インチ)〜約0.10m++a(0
,004インチ)である。外層(20)は被覆材の大部
分を形成し、被覆材に所定の機械的特性を付与する。す
なわち、この外層の必要な厚さは核燃料棒要素を設計す
る業者により使用される慣用操作により決定される。内
層と外層の間の完全な冶金的接合は熱間加工工程、焼な
まし工程及び冷間加工工程番こより得ることが好適であ
る。
本発明を下記実施例により更に明確にするが、これらの
実施例は単に示例のためのものであることを理解された
い。
実施例は単に示例のためのものであることを理解された
い。
所定の合金添加剤と市販のジルコニウムを溶極真空アー
ク溶融により第2表に示す公称組成をもつ合金を溶融す
る。アーク溶融は少なくとも2回行なうことが好適であ
る。
ク溶融により第2表に示す公称組成をもつ合金を溶融す
る。アーク溶融は少なくとも2回行なうことが好適であ
る。
この用途において記載した被覆材の化学的必要条件は合
金元素及び不純物について製造の鋳造工程で、次に侵入
元素、酸素、水素及び窒素について、同時押出工程近く
のような製造の中間工程で化学分析を行なうことによっ
て満足することができることを理解されない、最終寸法
の被覆材の化学分析は必要ない。
金元素及び不純物について製造の鋳造工程で、次に侵入
元素、酸素、水素及び窒素について、同時押出工程近く
のような製造の中間工程で化学分析を行なうことによっ
て満足することができることを理解されない、最終寸法
の被覆材の化学分析は必要ない。
第一ニし一五−
Sn O,45重量%
Fe O,5重1%
0 100G100GI
I) 残余(付随不純物を伴う)得られたイン
ゴットをβ溶体化処理を含む慣用のジルカロイ1次製造
技法により内層用管状原料部材へ製造することが好適で
ある。外層用管状ジルカロイ原料部材は等級R6080
2またはR60804についてのASTM B55O−
80の必要条件を満たし、且つ約900 ppm〜約1
600ppmの酸素含量をもつインゴットから好都合に
製造される。内層及び外層用の上述の管状原料部材は冷
間加工した微細構造、熱間加工した微細構造、α焼なま
しした微細構造またはβ急冷した微細構造をもつことが
できる。
ゴットをβ溶体化処理を含む慣用のジルカロイ1次製造
技法により内層用管状原料部材へ製造することが好適で
ある。外層用管状ジルカロイ原料部材は等級R6080
2またはR60804についてのASTM B55O−
80の必要条件を満たし、且つ約900 ppm〜約1
600ppmの酸素含量をもつインゴットから好都合に
製造される。内層及び外層用の上述の管状原料部材は冷
間加工した微細構造、熱間加工した微細構造、α焼なま
しした微細構造またはβ急冷した微細構造をもつことが
できる。
次に、外層原料部材の内面並びに内層原料部材の外面を
、これら部材を嵌合した時にクリアランスが最小となる
ように機械加工する0機械加工後、上述の部材を洗浄し
て接合する表面から全表面汚染物を可能な限り完全に除
去する9次に、上述の両部材を嵌合し、嵌合した部材の
端部を溶接した後、隣接する部材の接触面に形成される
環状部分が真空に維持されるように環状部分を真空電子
ビー、ム溶接封止する。
、これら部材を嵌合した時にクリアランスが最小となる
ように機械加工する0機械加工後、上述の部材を洗浄し
て接合する表面から全表面汚染物を可能な限り完全に除
去する9次に、上述の両部材を嵌合し、嵌合した部材の
端部を溶接した後、隣接する部材の接触面に形成される
環状部分が真空に維持されるように環状部分を真空電子
ビー、ム溶接封止する。
この段階で、未接合管状シェル組体はジルカロイより実
質上なる被覆管を製造するために使用する既知の押出加
工、冷間ピルガ−製管法及び焼なまし加工により処理で
きる段階となる。慣用のジルカロイ潤滑剤、清浄化技法
、矯正加工技法及び表面仕上技法並びに1982年1月
29日に出願した関連出願である米国特許出願第343
,788号及び同第343,787号明細書及び米国特
許第4.450.016号明細書に記載された慣用の方
法及び新規な方法のいずれかを使用することができる(
上述の明細書を参照することによって本明細書に組み入
れることとする)、不可避的未接合線状汚染区域を除い
て、上述の製造方法は全て完全且つ連続的な冶金的接合
を生ずる。
質上なる被覆管を製造するために使用する既知の押出加
工、冷間ピルガ−製管法及び焼なまし加工により処理で
きる段階となる。慣用のジルカロイ潤滑剤、清浄化技法
、矯正加工技法及び表面仕上技法並びに1982年1月
29日に出願した関連出願である米国特許出願第343
,788号及び同第343,787号明細書及び米国特
許第4.450.016号明細書に記載された慣用の方
法及び新規な方法のいずれかを使用することができる(
上述の明細書を参照することによって本明細書に組み入
れることとする)、不可避的未接合線状汚染区域を除い
て、上述の製造方法は全て完全且つ連続的な冶金的接合
を生ずる。
本発明を実施するためには必ずしも必要ではないが、レ
ーザー加熱または誘導加熱によりβ処理を行なうことが
好適である。β処理を使用する場合、該処理は最終加工
工程前の工程と最終冷間ピルガ−製管加工工程の間の表
面処理として、または最終冷間ピルガ−製管加工工程の
前の加工工程の直前の好適には壁厚全体のβ処理として
行なうことが好ましい、β処、理後、全中間加工工程並
びに最終焼なまし工程は約600℃以下、好適には約5
50℃またはそれ以下の温度で行なうべきである。上述
の低温焼なまし工程はβ表面処理により付与された増大
した耐食性を維持するために使用される。
ーザー加熱または誘導加熱によりβ処理を行なうことが
好適である。β処理を使用する場合、該処理は最終加工
工程前の工程と最終冷間ピルガ−製管加工工程の間の表
面処理として、または最終冷間ピルガ−製管加工工程の
前の加工工程の直前の好適には壁厚全体のβ処理として
行なうことが好ましい、β処、理後、全中間加工工程並
びに最終焼なまし工程は約600℃以下、好適には約5
50℃またはそれ以下の温度で行なうべきである。上述
の低温焼なまし工程はβ表面処理により付与された増大
した耐食性を維持するために使用される。
外層及び内層の耐水性は灰色または実質上黒色の粘着性
耐食フィルム及び500℃、105 ky/am”(1
500psi)のスチームテストで24時間後、約20
0 vag/ dm”、最適には約100 B/ da
”以下の重量増加により特徴付けられることが最適であ
る。
耐食フィルム及び500℃、105 ky/am”(1
500psi)のスチームテストで24時間後、約20
0 vag/ dm”、最適には約100 B/ da
”以下の重量増加により特徴付けられることが最適であ
る。
β処理を使用する場合も、使用しない場合も、最終冷間
ピルガ−製管加工工程後の最終焼なましはジルコニウム
合金内層を応力除去するか°(すなわち、顕著な再結晶
化がない)、部分的に再結晶化するか、または完全に再
結晶化する処理である。
ピルガ−製管加工工程後の最終焼なましはジルコニウム
合金内層を応力除去するか°(すなわち、顕著な再結晶
化がない)、部分的に再結晶化するか、または完全に再
結晶化する処理である。
完全再結晶化最終焼なましを行なう場合、得られた平均
粒度は内層壁厚の約1/4以下、最適には約1/10〜
1/30の大きさである。ジルカロイ外層には少なくと
も応力除去焼なましを行なう。
粒度は内層壁厚の約1/4以下、最適には約1/10〜
1/30の大きさである。ジルカロイ外層には少なくと
も応力除去焼なましを行なう。
最終焼なまし工程後、慣用のジルカロイ管清浄化工程、
矯正加工工程及び仕上工程を行なう。
矯正加工工程及び仕上工程を行なう。
内張すした被覆材を次に核分裂性燃料物質に装填する。
使用する燃料物質は円筒状ペレットの形態が好適であり
、面取り縁及び/または凹んだ縁そりをもつことができ
る。上述のペレットはUO□よりなり、約95%の密度
であることが好適である。これらのペレット中のウラン
は濃縮ウランまたは天然産ウランであることができ、ま
た、硼素含有化合物としてガドリニウム酸化物のような
可燃性吸収剤を含有することができる。得られた燃料要
素は既知の加圧水型原子炉用または沸騰水型原子炉用の
いずれかであり、密封燃料棒中に加圧ヘリウムを含有す
ることが好適である。
、面取り縁及び/または凹んだ縁そりをもつことができ
る。上述のペレットはUO□よりなり、約95%の密度
であることが好適である。これらのペレット中のウラン
は濃縮ウランまたは天然産ウランであることができ、ま
た、硼素含有化合物としてガドリニウム酸化物のような
可燃性吸収剤を含有することができる。得られた燃料要
素は既知の加圧水型原子炉用または沸騰水型原子炉用の
いずれかであり、密封燃料棒中に加圧ヘリウムを含有す
ることが好適である。
本発明の他の実施態様は本明細書の考察または本明細書
に開示した本発明の実施例から当業者にとって明らかで
あろう0本明細書及び実施例は説明のためのみに考慮さ
れたものであり、本発明の′真の範囲及び精神は特許請
求の範囲に記載するものであることを理解されたい。
に開示した本発明の実施例から当業者にとって明らかで
あろう0本明細書及び実施例は説明のためのみに考慮さ
れたものであり、本発明の′真の範囲及び精神は特許請
求の範囲に記載するものであることを理解されたい。
図は本発明による細長い燃料被覆管の横軸方向の断面を
示す図である0図中: 1・・・複合燃料被覆管、10
・・・外層、20・・・第2円筒状層(内層)。
示す図である0図中: 1・・・複合燃料被覆管、10
・・・外層、20・・・第2円筒状層(内層)。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 ジルカロイ−2及びジルカロイ−4からなる群より選択
された高強度及び優れた耐水性をもつ第1ジルコニウム
合金の円筒状外層、 スズ0.4〜0.6重量%、鉄0.5〜1.4重量%、
酸素100〜700ppm及び残余が実質上ジルコニウ
ムよりなる第2ジルコニウム合金の円筒状内層よりなり
、 前記円筒状内層が前記円筒状外層に冶金的に接合されて
いることを特徴とする水冷却型原子炉燃料被覆材。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US70985185A | 1985-03-08 | 1985-03-08 | |
US709851 | 1985-03-08 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS61207989A true JPS61207989A (ja) | 1986-09-16 |
JPH0457237B2 JPH0457237B2 (ja) | 1992-09-10 |
Family
ID=24851536
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP61048759A Granted JPS61207989A (ja) | 1985-03-08 | 1986-03-07 | 水冷却型原子炉燃料被覆材 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
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JP (1) | JPS61207989A (ja) |
KR (1) | KR940003704B1 (ja) |
CN (1) | CN86101123A (ja) |
DE (1) | DE3667567D1 (ja) |
ES (1) | ES8801591A1 (ja) |
Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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US5223206A (en) * | 1992-06-08 | 1993-06-29 | General Electric Company | Method for producing heat treated composite nuclear fuel containers |
SE506174C2 (sv) * | 1992-12-18 | 1997-11-17 | Asea Atom Ab | Metod att framställa kärnbränsleelement |
US5835550A (en) * | 1997-08-28 | 1998-11-10 | Siemens Power Corporation | Method of manufacturing zirconium tin iron alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup |
SE525455C2 (sv) | 2002-06-07 | 2005-02-22 | Westinghouse Atom Ab | Förfarande, användning och anordning beträffande kapslingsrör för kärnbränsle samt bränslepatron för en nukleär kokarvattenreaktor |
SE530673C2 (sv) | 2006-08-24 | 2008-08-05 | Westinghouse Electric Sweden | Vattenreaktorbränslekapslingsrör |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5915217A (ja) * | 1982-07-17 | 1984-01-26 | Canon Inc | 光走査装置 |
JPS5929220A (ja) * | 1982-08-11 | 1984-02-16 | Nec Corp | 平面走査機構 |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3620691A (en) * | 1964-04-11 | 1971-11-16 | Siemens Ag | Zirconium structure |
GB1118850A (en) * | 1966-07-18 | 1968-07-03 | Ca Atomic Energy Ltd | Nuclear reactor fuel element and method of manufacturing same |
ES8605119A1 (es) * | 1982-03-31 | 1986-02-16 | Gen Electric | Un elemento combustible nuclear. |
IT1153911B (it) * | 1982-05-03 | 1987-01-21 | Gen Electric | Barriera di lega di zirconio avente migliorata resistenza alla corrosione |
SE436078B (sv) * | 1983-03-30 | 1984-11-05 | Asea Atom Ab | Brenslestav for kernreaktor brenslestav for kernreaktor |
-
1986
- 1986-02-25 CN CN198686101123A patent/CN86101123A/zh active Pending
- 1986-03-04 KR KR1019860001487A patent/KR940003704B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1986-03-04 DE DE8686301529T patent/DE3667567D1/de not_active Revoked
- 1986-03-04 EP EP86301529A patent/EP0194797B1/en not_active Expired
- 1986-03-06 ES ES552744A patent/ES8801591A1/es not_active Expired
- 1986-03-07 JP JP61048759A patent/JPS61207989A/ja active Granted
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5915217A (ja) * | 1982-07-17 | 1984-01-26 | Canon Inc | 光走査装置 |
JPS5929220A (ja) * | 1982-08-11 | 1984-02-16 | Nec Corp | 平面走査機構 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN86101123A (zh) | 1987-01-21 |
EP0194797B1 (en) | 1989-12-13 |
KR860007670A (ko) | 1986-10-15 |
JPH0457237B2 (ja) | 1992-09-10 |
KR940003704B1 (ko) | 1994-04-27 |
EP0194797A1 (en) | 1986-09-17 |
DE3667567D1 (de) | 1990-01-18 |
ES552744A0 (es) | 1988-02-16 |
ES8801591A1 (es) | 1988-02-16 |
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