JPS61233391A - 原子炉用燃料被覆管およびその製造方法 - Google Patents
原子炉用燃料被覆管およびその製造方法Info
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- JPS61233391A JPS61233391A JP60074904A JP7490485A JPS61233391A JP S61233391 A JPS61233391 A JP S61233391A JP 60074904 A JP60074904 A JP 60074904A JP 7490485 A JP7490485 A JP 7490485A JP S61233391 A JPS61233391 A JP S61233391A
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- tube
- nuclear reactor
- cladding tube
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (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〕
本発明は原子炉の炉心において吏用される燃料被覆管お
よびその製造方法に関するものであシ、さらに詳しくは
、ジルコニウム基合金からなる燃料被覆管内面に冶金学
的に接合された金属ライナの組成および金属組織の改良
およびその改良を得るための方法に関する。
よびその製造方法に関するものであシ、さらに詳しくは
、ジルコニウム基合金からなる燃料被覆管内面に冶金学
的に接合された金属ライナの組成および金属組織の改良
およびその改良を得るための方法に関する。
現用の原子炉において、核燃料は、耐食性、熱伝導性、
核燃料との非反応性を有する被覆管の中に収容される。
核燃料との非反応性を有する被覆管の中に収容される。
かかる燃料要素は、チャンネルボックス内に一定の間隔
で格子状に配列され、燃料要素間の隙間に冷却材が流さ
れる。かかる燃料集合体を組合わせることによって持続
核分裂反応の可能な核分裂連鎖反応系すなわち炉心が形
成されている。
で格子状に配列され、燃料要素間の隙間に冷却材が流さ
れる。かかる燃料集合体を組合わせることによって持続
核分裂反応の可能な核分裂連鎖反応系すなわち炉心が形
成されている。
上記被覆管の主な役割は、核燃料と冷却材との接触およ
び化学反応を防止すること、および、核分裂生成物が冷
却材中に放出されることを防止することである。
び化学反応を防止すること、および、核分裂生成物が冷
却材中に放出されることを防止することである。
従来の被覆管は、ジルカロイ−２，ジルカロイ−４，ジ
ルコニウム−ニオビウム合金を素材としているが、特定
な原子炉の運転条件下では、核燃料と被覆管とが機械的
に接触することおよび核分裂生成物と化学的に反応する
ことに由来する管の破損が生じるという問題が明らかに
なった。
ルコニウム−ニオビウム合金を素材としているが、特定
な原子炉の運転条件下では、核燃料と被覆管とが機械的
に接触することおよび核分裂生成物と化学的に反応する
ことに由来する管の破損が生じるという問題が明らかに
なった。
かかる核燃料と被！ｊｉ−ｆとの相互作用に起因する被
覆管破損全防止す名刀法として従来大きく分けて、３種
の方法が提案されている。第１の方法は、核分裂生成物
と反応して化合物を形成しやすい金属を被覆管内面にコ
ーティングし内面からの核分裂生成物による腐食を防止
するという考え方に基づくものである。例えば、特開昭
５４−４５４９５号に開示されているように、被覆管内
面にＣｕバリヤ層を設け、核分裂生成物のうちとくに工
！ガスをトラップし、ｌ１ガスによる応力腐食割れを防
止する方法である。
覆管破損全防止す名刀法として従来大きく分けて、３種
の方法が提案されている。第１の方法は、核分裂生成物
と反応して化合物を形成しやすい金属を被覆管内面にコ
ーティングし内面からの核分裂生成物による腐食を防止
するという考え方に基づくものである。例えば、特開昭
５４−４５４９５号に開示されているように、被覆管内
面にＣｕバリヤ層を設け、核分裂生成物のうちとくに工
！ガスをトラップし、ｌ１ガスによる応力腐食割れを防
止する方法である。
第２の方法は、核燃料と被覆管とが接触することにより
発生する応力を緩和させ、応力腐食のクラック進展力全
低下させる、をいう考え方に基づくものである。例えば
、特開昭５１−６９７９５号に開示されているように、
被覆管内面に純Ｚｒライナ層を設ける方法である。
発生する応力を緩和させ、応力腐食のクラック進展力全
低下させる、をいう考え方に基づくものである。例えば
、特開昭５１−６９７９５号に開示されているように、
被覆管内面に純Ｚｒライナ層を設ける方法である。
第３の方法は、核分裂生成物のうち水素ガスおよび水蒸
気との反応性の低い合金をライナ層として管内面に設け
るものである。例えば、特開昭５８−１９９８３６ 号
および特開昭５８−１９５１８５号に開示されているよ
うに、７．ｒ−Ｆｅ−Ｃｒ合金、７．ｒ−、ｌ’ｅ合金
、Ｚｒ−Ｃｒ合金およびｚｒ−Ｎｂ合金のライナ層が提
案されている。
気との反応性の低い合金をライナ層として管内面に設け
るものである。例えば、特開昭５８−１９９８３６ 号
および特開昭５８−１９５１８５号に開示されているよ
うに、７．ｒ−Ｆｅ−Ｃｒ合金、７．ｒ−、ｌ’ｅ合金
、Ｚｒ−Ｃｒ合金およびｚｒ−Ｎｂ合金のライナ層が提
案されている。
しかしながら前記の３方法を採用しても、それぞれ以下
に述べるような問題を残していた。すなわち、第１の方
法においては、Ｃｕはメッキによシ被覆されるが均一な
欠陥のない膜を管内面に形成することは困難であシ、長
期間の使用に対する信頼性が乏しい。
に述べるような問題を残していた。すなわち、第１の方
法においては、Ｃｕはメッキによシ被覆されるが均一な
欠陥のない膜を管内面に形成することは困難であシ、長
期間の使用に対する信頼性が乏しい。
第２の方法においては、応力緩和の効果のみに着目して
おシ、腐食性核分裂生成物のと反応を防止する効果がな
いので、長時間の便用に対する信頼性が充分でない。
おシ、腐食性核分裂生成物のと反応を防止する効果がな
いので、長時間の便用に対する信頼性が充分でない。
第３の方法では、合金元素の添加で水素および水蒸気と
の反応性を低くさせてはいるが、一方で純Ｚｒライナの
有する応力緩和効果が低下している。
の反応性を低くさせてはいるが、一方で純Ｚｒライナの
有する応力緩和効果が低下している。
以上述べたように従来の技術では長時間の使用に対する
信頼性に問題があシ、これらの問題を解決する燃料被覆
管を開発することは現在でも重要な課題となっている。
信頼性に問題があシ、これらの問題を解決する燃料被覆
管を開発することは現在でも重要な課題となっている。
本発明は、前述めとおシ、従来の原子炉用燃料被覆管で
問題となっていた核燃料との相互作用による破損、特に
応力腐食割れの問題を解決し、長期間の使用にも耐えう
る原子炉用燃料被覆管と、その製造方法を提供すること
を目的とする。
問題となっていた核燃料との相互作用による破損、特に
応力腐食割れの問題を解決し、長期間の使用にも耐えう
る原子炉用燃料被覆管と、その製造方法を提供すること
を目的とする。
本発明は、ジルコニウム基合金製管の内面に接合された
ジルコニウム基合金製ライナ層を設けた原子炉用燃料被
覆管において、該ライナ層のα相結晶粒界を過飽和固溶
体相とし、結晶粒界に金属間化合物が存在させないか、
またはその量を減少させることによシ前述の目的が達成
されることを知見してなされたものである。また、その
製造方法として、ジルコニウム蒸合金製管の内面にジル
コニウム基合金のライナ層を冶金学的に接合するととも
に、該ライナ層を〔ａ＋β〕相温度範囲に加熱しα相結
晶粒界の少なくとも１部にβ相を生成させた後急冷する
熱処理を施すことにより、ライナ層の結晶粒界を過飽和
固溶体相とし、結晶粒界に金属間化合物が存在ないか、
またはその量が減少した原子炉用燃料被覆管が得られる
ことを開発したものである。
ジルコニウム基合金製ライナ層を設けた原子炉用燃料被
覆管において、該ライナ層のα相結晶粒界を過飽和固溶
体相とし、結晶粒界に金属間化合物が存在させないか、
またはその量を減少させることによシ前述の目的が達成
されることを知見してなされたものである。また、その
製造方法として、ジルコニウム蒸合金製管の内面にジル
コニウム基合金のライナ層を冶金学的に接合するととも
に、該ライナ層を〔ａ＋β〕相温度範囲に加熱しα相結
晶粒界の少なくとも１部にβ相を生成させた後急冷する
熱処理を施すことにより、ライナ層の結晶粒界を過飽和
固溶体相とし、結晶粒界に金属間化合物が存在ないか、
またはその量が減少した原子炉用燃料被覆管が得られる
ことを開発したものである。
次に、本発明の基本的原理およびその作用効果について
、図面に基づいて説明する。
、図面に基づいて説明する。
第１図は燃料被覆管の断面を示し１ジルコニウム基合金
基体１およびジルコニウム基合金ライチ層２とからなっ
ている。管の基体１は、ジルカロイ−２，’）シカロイ
−４，ジルコニウムーニオブなどの公知のジルコニウム
合金で構成することができる。また、ライナ層２の素材
としては、水蒸気に対する耐食性を向上させる効果を有
するＣｒおよび／またはｐｅｅｏ、５重量％以下含有さ
せたジルコニウム合金、全率固溶型合金元素であシ金属
間化合物を形成しないＴｉを冷間加工性を考慮して１０
重量％以下含有させたジルコニウム、ジルコニウム合金
あるいはα相中に５９０Ｃ〜６１５Ｃの温度範囲で０．
５〜６．４重量％の固溶度を有するＮｂを冷間加工性を
考慮してｏ、 ｓ ｉ量％以下含有させたジルコニウム
合金を用いることができる。 ′第２図は、ライナ層
中のクラック伝播過程を示す模式図である。被覆管内面
と核燃料とが接触することによシ被覆管周方向引張応力
が発生する。
基体１およびジルコニウム基合金ライチ層２とからなっ
ている。管の基体１は、ジルカロイ−２，’）シカロイ
−４，ジルコニウムーニオブなどの公知のジルコニウム
合金で構成することができる。また、ライナ層２の素材
としては、水蒸気に対する耐食性を向上させる効果を有
するＣｒおよび／またはｐｅｅｏ、５重量％以下含有さ
せたジルコニウム合金、全率固溶型合金元素であシ金属
間化合物を形成しないＴｉを冷間加工性を考慮して１０
重量％以下含有させたジルコニウム、ジルコニウム合金
あるいはα相中に５９０Ｃ〜６１５Ｃの温度範囲で０．
５〜６．４重量％の固溶度を有するＮｂを冷間加工性を
考慮してｏ、 ｓ ｉ量％以下含有させたジルコニウム
合金を用いることができる。 ′第２図は、ライナ層
中のクラック伝播過程を示す模式図である。被覆管内面
と核燃料とが接触することによシ被覆管周方向引張応力
が発生する。
結晶粒界の１部は、核分裂生成物との反応および引張応
力との相互作用によシ粒界にクラックが発生する。クラ
ックは、隣シ合った六方晶α相ｚｒ結晶粒のＣ軸（（０
００１１方向）の角度の差が大である位置に発生しやす
い。このような結晶粒界は大傾角粒界と呼ばれ延性が低
いためミクロクラックが発生しやすい。
力との相互作用によシ粒界にクラックが発生する。クラ
ックは、隣シ合った六方晶α相ｚｒ結晶粒のＣ軸（（０
００１１方向）の角度の差が大である位置に発生しやす
い。このような結晶粒界は大傾角粒界と呼ばれ延性が低
いためミクロクラックが発生しやすい。
複数個所に発生した粒界クラックは、相互に合体し、徐
々に進展するがこの状態では脆性破壊には至らない。し
かしながら粒界クラックの進展経路において、粒界に粒
大イビした、数千オングストローム程度の粒径の金属間
化合物相が存在すると、その位置でクラックの進展は一
次的にストップし、クラック先端での歪エネルギが蓄積
され、粒内脆性破壊に至る。かかる脆性クラックは、ラ
イナ層を一挙に貫通し燃料被覆管基材に致着し、最終的
に燃料被覆管破損に至る。したがって、クラック伝播過
程において、粒界に存在する金属間化合物相析出物の数
をできるだけ少なくし結晶粒内の延性を高くすることが
、結晶粒内を貫通する脆性クラックの発生を防止するた
めには重要である。
々に進展するがこの状態では脆性破壊には至らない。し
かしながら粒界クラックの進展経路において、粒界に粒
大イビした、数千オングストローム程度の粒径の金属間
化合物相が存在すると、その位置でクラックの進展は一
次的にストップし、クラック先端での歪エネルギが蓄積
され、粒内脆性破壊に至る。かかる脆性クラックは、ラ
イナ層を一挙に貫通し燃料被覆管基材に致着し、最終的
に燃料被覆管破損に至る。したがって、クラック伝播過
程において、粒界に存在する金属間化合物相析出物の数
をできるだけ少なくし結晶粒内の延性を高くすることが
、結晶粒内を貫通する脆性クラックの発生を防止するた
めには重要である。
管内面に上述した熱処理を施し、結晶粒界に高濃度過飽
和固溶体を形成させることにより析出物の数を低減させ
ることができ、かつ高温度域でα相とβ相の２相共存状
態となるのでα相内の合金元素および析出物は固溶度の
高いβ相中に固溶しα相７．ｒの純度が高くなる効果が
ある。合金元素が拡散しβ相中に固溶するのに必要かつ
十分な時間所定の温度に保持する必要がある。その時間
は好ましくは５分以上である。
和固溶体を形成させることにより析出物の数を低減させ
ることができ、かつ高温度域でα相とβ相の２相共存状
態となるのでα相内の合金元素および析出物は固溶度の
高いβ相中に固溶しα相７．ｒの純度が高くなる効果が
ある。合金元素が拡散しβ相中に固溶するのに必要かつ
十分な時間所定の温度に保持する必要がある。その時間
は好ましくは５分以上である。
〈実施例１〉
ジルカロイ−２材素管に、ライナ用Ｚｒ−０，５ｗｔ％
Ｔｉ合金ビレット挿入し、７５０１：’で熱間押出しを
施した後、７５０Ｃで６時間加熱した。
Ｔｉ合金ビレット挿入し、７５０１：’で熱間押出しを
施した後、７５０Ｃで６時間加熱した。
かがる操作によシジルカロイー２材とライナ材とは拡散
接合させる。
接合させる。
次いで、ビルＩ：′ミルによる冷間圧延と６００Ｃ焼な
まし処理を繰返し燃料被覆管を製造した。最終の焼なま
し温度は５７７Ｃとし急冷した。燃料被覆管内面のライ
ナ層の肉厚は５０μｍ前後であシライナ層および被覆管
基材（ジルカロイ−２）の合計の厚さは０．８６■であ
った。
まし処理を繰返し燃料被覆管を製造した。最終の焼なま
し温度は５７７Ｃとし急冷した。燃料被覆管内面のライ
ナ層の肉厚は５０μｍ前後であシライナ層および被覆管
基材（ジルカロイ−２）の合計の厚さは０．８６■であ
った。
同様な方法で、ライナ用材料として７．ｒ−０，４ｗｔ
％Ｎｂ合金を用い、燃料被覆管を製造した。
％Ｎｂ合金を用い、燃料被覆管を製造した。
かかる被覆管内にアルミナスリーブを挿入し、アルミナ
スリーブ内にＺｒ中子を挿入した。アルミナスリーブと
Ｚｒ中子との間に工！を充填し、管側端からＺｒ中子に
圧縮荷重を加え、被覆管内面に圧力を加えた。試験温度
は３５０ｔ：’である。
スリーブ内にＺｒ中子を挿入した。アルミナスリーブと
Ｚｒ中子との間に工！を充填し、管側端からＺｒ中子に
圧縮荷重を加え、被覆管内面に圧力を加えた。試験温度
は３５０ｔ：’である。
本試験法は中子拡管法と呼ばれている。
その結果、ライナ層のない通常の被覆管は、周方向伸び
が６％で管が破損したのに対し、前述のｚｒ−Ｔｉ合金
ライナ被覆管および７．ｒ−Ｎｂライナ被覆管は、いず
れも１３％の周方向伸びを示した後破損した。
が６％で管が破損したのに対し、前述のｚｒ−Ｔｉ合金
ライナ被覆管および７．ｒ−Ｎｂライナ被覆管は、いず
れも１３％の周方向伸びを示した後破損した。
以上の結果よシ、本発明による２イナ被覆管は高い耐ヨ
ウ素ＳＣＣ性を有することが確認できた。
ウ素ＳＣＣ性を有することが確認できた。
（実施例２〉
実施例１で示したのと同様な方法により、Ｚｒ−〇、
１ ｗ ｔ％Ｃｒ含Ｃｒイナ被覆管および７．ｒ−０、
２ｓ ｗ ｔ％ｐｅ合金ライナ被覆管を製造した。
１ ｗ ｔ％Ｃｒ含Ｃｒイナ被覆管および７．ｒ−０、
２ｓ ｗ ｔ％ｐｅ合金ライナ被覆管を製造した。
かかる後、管内に８５００の加熱アルゴンガスを流し、
管外周は強制空冷した。この製作を１０分間持続させた
後、加熱アルゴンガスの供給をストップさせて、管外周
の水によシ水冷した。
管外周は強制空冷した。この製作を１０分間持続させた
後、加熱アルゴンガスの供給をストップさせて、管外周
の水によシ水冷した。
この操作を施したライナ被覆管を実施例１で示した中子
拡管法による試験に供したところ、管破損時の周方向伸
びは１４％を示した。
拡管法による試験に供したところ、管破損時の周方向伸
びは１４％を示した。
このことから、本発明にかかるｚｒ−ｃｒ合金ライナお
よび７．ｒ−ｐｅ合金ライナも、高い耐ヨウ素ＳＣＣ性
を有することがわかる。
よび７．ｒ−ｐｅ合金ライナも、高い耐ヨウ素ＳＣＣ性
を有することがわかる。
前述のとおシ、本発明を適用することにより、核分裂生
成物との化学的反応および核燃料との接触に伴う機械的
相互作用に起因する燃料被覆管の。
成物との化学的反応および核燃料との接触に伴う機械的
相互作用に起因する燃料被覆管の。
破損に対する信頼性の高い燃料被覆管が得られる。
そして本発明の燃料被覆管を使用することによシ、核燃
料の燃焼度を高めても被覆管破損の危険性がなく、原子
炉運転サイクルの長期化および利用率の向上を図ること
ができるという顕著な効果が得られるものである。
料の燃焼度を高めても被覆管破損の危険性がなく、原子
炉運転サイクルの長期化および利用率の向上を図ること
ができるという顕著な効果が得られるものである。
第１図は本発明の原子炉用燃料被覆管の断面図、第２図
は原子炉用燃料被覆管におけるクラックの発生形態を示
す図である。 １・・・ジルコニウム基合金製管基体、２・・・ジルコ
ニウム基金金製ライチ層。
は原子炉用燃料被覆管におけるクラックの発生形態を示
す図である。 １・・・ジルコニウム基合金製管基体、２・・・ジルコ
ニウム基金金製ライチ層。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、ジルコニウム基合金製管の内面に接合されたジルコ
ニウム基合金製ライナ層を設けた原子炉用燃料被覆管に
おいて、該ライナ層のα相結晶粒界を過飽和固溶体相と
し、結晶粒界に金属間化合物を存在させないか、または
その量を減少させたことを特徴とする原子炉用燃料被覆
管。 ２、前記ライナ層がＺｒ−Ｃｒ合金からなりＣｒの含有
量が０．５ｗｔ％以下であることを特徴とする特許請求
の範囲第１項記載の原子炉用燃料被覆管。 ３、前記ライナ層がＺｒ−Ｆｅ合金からなりＦｅの含有
量が０．５ｗｔ％以下であることを特徴とする特許請求
の範囲第１項記載の原子炉用燃料被覆管。 ４、前記ライナ層がＺｒ−Ｎｂ合金からなり、Ｎｂの含
有量が０．５ｗｔ％以下であることを特徴とする特許請
求の範囲第１項記載の原子炉用燃料被覆管。 ５、前記燃料被覆管の基体がＳｎ：１．２〜１．７ｗｔ
％、Ｆｅ：０．０７〜０．２０ｗｔ％、Ｃｒ：０．０５
〜０．１５ｗｔ％、Ｎｉ：０．０３〜０．０８ｗｔ％残
Ｚｒおよび微量不純物からなるジルコニウム基合金であ
ることを特徴とする特許請求の範囲第１項ないし第４項
のいずれか記載の原子炉用燃料被覆管。 ６、ジルコニウム基合金製管の内面にジルコニウム基合
金のライナ層を冶金学的に接合するとともに、該ライナ
層を〔ａ＋β〕相温度範囲に加熱し、α相結晶粒界の少
なくとも１部にβ相を生成させた後急冷する熱処理を施
すことにより、ライナ層の結晶粒界を過飽和固溶体相と
し、結晶粒界に金属間化合物を存在させないか、または
その量を減少させることを特徴とする原子炉用燃料被覆
管を製造する方法。 ７、前記ライナ層が少なくとも５００℃以上に加熱後急
冷されることを特徴とする特許請求の範囲第６項記載の
原子炉用燃料被覆管を製造する方法。 ８、前記〔α＋β〕相温度範囲における保持時間が少な
くとも５分であることを特徴とする特許請求の範囲第６
項または第７項記載の原子炉用燃料被覆管。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60074904A JPS61233391A (ja) | 1985-04-09 | 1985-04-09 | 原子炉用燃料被覆管およびその製造方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60074904A JPS61233391A (ja) | 1985-04-09 | 1985-04-09 | 原子炉用燃料被覆管およびその製造方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61233391A true JPS61233391A (ja) | 1986-10-17 |
Family
ID=13560840
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60074904A Pending JPS61233391A (ja) | 1985-04-09 | 1985-04-09 | 原子炉用燃料被覆管およびその製造方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61233391A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01267493A (ja) * | 1988-02-05 | 1989-10-25 | General Electric Co <Ge> | 耐酸化性被覆を有する燃料要素 |
-
1985
- 1985-04-09 JP JP60074904A patent/JPS61233391A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01267493A (ja) * | 1988-02-05 | 1989-10-25 | General Electric Co <Ge> | 耐酸化性被覆を有する燃料要素 |
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