JPS62287059A - 原子炉用スペ−サの製造法 - Google Patents
原子炉用スペ−サの製造法Info
- Publication number
- JPS62287059A JPS62287059A JP12796386A JP12796386A JPS62287059A JP S62287059 A JPS62287059 A JP S62287059A JP 12796386 A JP12796386 A JP 12796386A JP 12796386 A JP12796386 A JP 12796386A JP S62287059 A JPS62287059 A JP S62287059A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- alloy
- spacer
- corrosion
- corrosion resistance
- fuel
- 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
Links
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 title claims abstract description 45
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 29
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 22
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 14
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims abstract description 14
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims abstract description 14
- 229910052718 tin Inorganic materials 0.000 claims abstract description 10
- 238000010791 quenching Methods 0.000 claims description 16
- 230000000171 quenching effect Effects 0.000 claims description 15
- 238000003466 welding Methods 0.000 claims description 10
- 238000005097 cold rolling Methods 0.000 claims description 7
- 238000005098 hot rolling Methods 0.000 claims description 4
- 238000000465 moulding Methods 0.000 claims description 2
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 abstract description 61
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 abstract description 60
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 39
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 abstract description 10
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 abstract description 7
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 abstract description 6
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 abstract description 4
- 238000002844 melting Methods 0.000 abstract description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 abstract description 2
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 15
- 238000011282 treatment Methods 0.000 description 10
- 239000000463 material Substances 0.000 description 8
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 229910001257 Nb alloy Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000006104 solid solution Substances 0.000 description 6
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 5
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 description 5
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910001182 Mo alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 3
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 3
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 3
- 230000032683 aging Effects 0.000 description 2
- 238000000137 annealing Methods 0.000 description 2
- 239000010953 base metal Substances 0.000 description 2
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 2
- 229910000734 martensite Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 2
- 230000002787 reinforcement Effects 0.000 description 2
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 2
- 230000035882 stress Effects 0.000 description 2
- 238000009864 tensile test Methods 0.000 description 2
- 229910000640 Fe alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003679 aging effect Effects 0.000 description 1
- 238000005275 alloying Methods 0.000 description 1
- 239000012300 argon atmosphere Substances 0.000 description 1
- 238000005452 bending Methods 0.000 description 1
- 229910002056 binary alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- 230000001627 detrimental effect Effects 0.000 description 1
- 238000005242 forging Methods 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 238000009740 moulding (composite fabrication) Methods 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 238000003825 pressing Methods 0.000 description 1
- 238000004080 punching Methods 0.000 description 1
- 238000001953 recrystallisation Methods 0.000 description 1
- 238000005096 rolling process Methods 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
Landscapes
- Powder Metallurgy (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】
3、発明の詳細な説明
〔産業上の利用分野〕
本発明は新規なZr基合金製燃料スペーサの製造法に係
わり特にノジュラ腐食、並びに白色状の全面腐食が発生
しないすぐれた耐食性と高強度を有する原子炉用燃料ス
ペーサの製造法に関する。
わり特にノジュラ腐食、並びに白色状の全面腐食が発生
しないすぐれた耐食性と高強度を有する原子炉用燃料ス
ペーサの製造法に関する。
燃料スペーサは燃料集合体の長手力に沿っていくつかの
位置で多数の燃料棒を所定の間隔に保ち、かつ固定して
おり、燃料棒の横振動、長手方向の曲がりなどを防止す
る。第1図は燃料スペーサの平面図、第2図はその側面
図を示しており、燃料棒7はスベーサテバイダ3と板バ
ネ5によって固定することになる。なお燃料スペーサは
溶接6で組立られる。このため燃料スペーサは燃料棒か
らの応力が負荷された状態で使用される。また同部材は
燃料取替時にはある程度の衝撃力に耐える必要もある。
位置で多数の燃料棒を所定の間隔に保ち、かつ固定して
おり、燃料棒の横振動、長手方向の曲がりなどを防止す
る。第1図は燃料スペーサの平面図、第2図はその側面
図を示しており、燃料棒7はスベーサテバイダ3と板バ
ネ5によって固定することになる。なお燃料スペーサは
溶接6で組立られる。このため燃料スペーサは燃料棒か
らの応力が負荷された状態で使用される。また同部材は
燃料取替時にはある程度の衝撃力に耐える必要もある。
さてこのような応力負荷される燃料スペーサは炉水環境
に接することからノジュラ腐食を生ずる懸念があり、か
つ腐食の酸化反応による水素(Zr+2Hzo−*Zr
oi+2Hz)が部材中に取り込まれ、脆化する懸念も
ある。このスペーサは溶接によって組立てられている。
に接することからノジュラ腐食を生ずる懸念があり、か
つ腐食の酸化反応による水素(Zr+2Hzo−*Zr
oi+2Hz)が部材中に取り込まれ、脆化する懸念も
ある。このスペーサは溶接によって組立てられている。
以下示した様に燃料スペーサ用材料には、主として耐食
性並びに耐水素脆化性が要求される。
性並びに耐水素脆化性が要求される。
従来、燃料スペーサ材として耐食性向上の観点からSn
を含むZr合金のジルカロイ−4(約1.5wt%Sn
、0.2yt%Fe、0.1wt%Cr、残部Zr)が
用いられている。これらは現状の原子炉の運転条件下で
はその機能を果している。
を含むZr合金のジルカロイ−4(約1.5wt%Sn
、0.2yt%Fe、0.1wt%Cr、残部Zr)が
用いられている。これらは現状の原子炉の運転条件下で
はその機能を果している。
しかし、今後プラントの経済性向上の観点から運転期間
の長期化(または燃料棒の大幅高燃焼度化)がされると
、更に過酷な使用条件が加わると予測される。このため
の部材の特性は従来材に比べ、さらに高強度でかつ高耐
食性のZr合金及びその製造法の開発が望まれている。
の長期化(または燃料棒の大幅高燃焼度化)がされると
、更に過酷な使用条件が加わると予測される。このため
の部材の特性は従来材に比べ、さらに高強度でかつ高耐
食性のZr合金及びその製造法の開発が望まれている。
すなわち、従来のジルカロイ−4(あるいはジルカロイ
−2)を用いた。BWR燃料チャンネルボックスにおい
ては、ノジュラ腐食と呼ばれる斑点状の灰白色の腐食生
成物が表面に生ずる場合がある。ノジュラ腐食は長期間
使用することにより、腐食が進展した場合には剥離が生
じ肉厚減少をきたす恐れがある。今後の部材では効率向
上の観点から薄肉化があることからこれら腐食の発生を
抑える必要がある。また長期間使用に対しての部材強度
は松来のジルカロイでは不−分と思われ、特に耐水素脆
化性にすぐれることが必要である。
−2)を用いた。BWR燃料チャンネルボックスにおい
ては、ノジュラ腐食と呼ばれる斑点状の灰白色の腐食生
成物が表面に生ずる場合がある。ノジュラ腐食は長期間
使用することにより、腐食が進展した場合には剥離が生
じ肉厚減少をきたす恐れがある。今後の部材では効率向
上の観点から薄肉化があることからこれら腐食の発生を
抑える必要がある。また長期間使用に対しての部材強度
は松来のジルカロイでは不−分と思われ、特に耐水素脆
化性にすぐれることが必要である。
この条件を満す高強度高耐食性の材料のひとつとしてZ
r −N b合金があげられる。その中でZr−2,
5wt%Nb 合金はカナダの原子カプラントの圧力管
に使用されている。しかし、この合金の溶接部は使環境
下(高温水)でノジュラ腐食とは異なる白色粉状の全面
腐食が発生する可能性がある。したがってZ r −2
、5w t%Nb 合金は高強度であるが、燃料スペー
サ製造に不可欠な溶接構造に対し、その溶接部の耐食性
に対する配慮はできていない。また従来材でスカター7
合金(特開昭54−7494など) 、0.5〜1.5
wt%Nb−2,5〜4.Owt%5n−0,5〜1.
5wt%Mo合金(特開昭5l−134304)、0z
henniteO05合金(0,1wt%Nb−0,2
wt%5n−0,1wt%Fe−0,1wt%Ni)及
びGE社のZr−1,0wt%Nb−1,0wt%5n
−0,5wt%Fe合金などがある。しかし、これら低
Nb含有のZr合金では溶接部の白色腐食が生じ難いも
のの高強度を得ることができない。また高Nb含有のZ
r合金としてはZr−3wt%M b −1,w t%
Snが知られているが溶接部の白色腐食が懸念される。
r −N b合金があげられる。その中でZr−2,
5wt%Nb 合金はカナダの原子カプラントの圧力管
に使用されている。しかし、この合金の溶接部は使環境
下(高温水)でノジュラ腐食とは異なる白色粉状の全面
腐食が発生する可能性がある。したがってZ r −2
、5w t%Nb 合金は高強度であるが、燃料スペー
サ製造に不可欠な溶接構造に対し、その溶接部の耐食性
に対する配慮はできていない。また従来材でスカター7
合金(特開昭54−7494など) 、0.5〜1.5
wt%Nb−2,5〜4.Owt%5n−0,5〜1.
5wt%Mo合金(特開昭5l−134304)、0z
henniteO05合金(0,1wt%Nb−0,2
wt%5n−0,1wt%Fe−0,1wt%Ni)及
びGE社のZr−1,0wt%Nb−1,0wt%5n
−0,5wt%Fe合金などがある。しかし、これら低
Nb含有のZr合金では溶接部の白色腐食が生じ難いも
のの高強度を得ることができない。また高Nb含有のZ
r合金としてはZr−3wt%M b −1,w t%
Snが知られているが溶接部の白色腐食が懸念される。
上記従来技術はプラントの経済性向上の観点から運転期
間の長期化に対する配慮が十分でなく。
間の長期化に対する配慮が十分でなく。
使用中のノジュラ腐食による部材の減肉及び劣化の問題
、高強度Zr−Nb合金の使用に対する溶接部の白色腐
食発生の可能性がある。
、高強度Zr−Nb合金の使用に対する溶接部の白色腐
食発生の可能性がある。
本発明の目的は従来の製造プロセスが適用可能な高強度
、高耐食性(耐ノジュラ腐食、耐白色腐食)のZr合金
からなる燃料スペーサの製造法を提供することにある。
、高耐食性(耐ノジュラ腐食、耐白色腐食)のZr合金
からなる燃料スペーサの製造法を提供することにある。
本発明者らは1 、0〜2 、5 w t%Nb、0.
5〜2.5wt%S n 、 0 、1〜1 、 Ow
t%M 、o系及び1 、 O〜2 、5 w t%
N b 、 0 、5〜2 、5 w t%Sn、0.
1〜1.0wt%M o 、 0 、04〜1 、0w
t%FeでF e + M oが0.1〜1.Owt%
である合金を用い、焼入処理、溶接の後熱処理を改善す
ることにより、高強度、高耐食性燃料スペーサ製造を可
能にした。
5〜2.5wt%S n 、 0 、1〜1 、 Ow
t%M 、o系及び1 、 O〜2 、5 w t%
N b 、 0 、5〜2 、5 w t%Sn、0.
1〜1.0wt%M o 、 0 、04〜1 、0w
t%FeでF e + M oが0.1〜1.Owt%
である合金を用い、焼入処理、溶接の後熱処理を改善す
ることにより、高強度、高耐食性燃料スペーサ製造を可
能にした。
本発明の製造工程の一例を第墨図に示すように燃料スペ
ーサー製造工程において、まずZr−Nb系の1.0〜
2.5wt%Nb、0.5〜2.5wt%Sn、0.1
〜1.Owt%Mo合金及び1 、0〜2 、5 w
t%Nb、0.5〜2.5wt%Sn、0.1〜1.0
wt%M o 、 0 、04〜1 、0wt%Feで
F e 十M o h< 0 、1〜1 、 Ow t
%の合金をアーク溶解し、熱間圧延以後の製造工程に焼
入処理及び溶接後の後熱処理を適時組入れることによっ
て、高強度でかつ耐ノジュラ腐食並びに耐白色腐食性を
顯著に改善できることを見い出した。
ーサー製造工程において、まずZr−Nb系の1.0〜
2.5wt%Nb、0.5〜2.5wt%Sn、0.1
〜1.Owt%Mo合金及び1 、0〜2 、5 w
t%Nb、0.5〜2.5wt%Sn、0.1〜1.0
wt%M o 、 0 、04〜1 、0wt%Feで
F e 十M o h< 0 、1〜1 、 Ow t
%の合金をアーク溶解し、熱間圧延以後の製造工程に焼
入処理及び溶接後の後熱処理を適時組入れることによっ
て、高強度でかつ耐ノジュラ腐食並びに耐白色腐食性を
顯著に改善できることを見い出した。
Zr−Nb合金(1、0〜2 、5 w t%Nb。
0 、5〜2 、5 w t%Sn、0.1〜1.Ow
t%Mo合金及びi 、 O−2、5w t%Nb、0
.5−2.5wt%S n 、 O、1〜1 、 Ow
t%M o 。
t%Mo合金及びi 、 O−2、5w t%Nb、0
.5−2.5wt%S n 、 O、1〜1 、 Ow
t%M o 。
0 、04−1 、 Ow t%Fe系)を用いた燃料
スペーサ製造工程において、焼入及び溶接後の後熱処理
を定めたのは次の理由からなる。
スペーサ製造工程において、焼入及び溶接後の後熱処理
を定めたのは次の理由からなる。
焼入処理は急速冷却によるマルテンサイト形成で部材を
強化する。またこの処理はZr中に合金元素を十分に固
溶される重要な熱処理であり、特にNbの固溶量はその
処理温度及びその冷却速度で大きく変える。Zr−Nb
二元合金ではα相の単相とα+β相の2相組織となり、
α+β相の2相組織ではβ相中のNb固溶量が増し、こ
れが耐食性に有害であることがわかった(第4図)。本
改良Z r −N b合金における焼入処理はSn添加
によるα−Zr相の安定化とその固溶強化が期待でき、
またα−Zr相のNbの固溶を増すことがらβ相中のN
b固溶量を低減できる。一方、M。
強化する。またこの処理はZr中に合金元素を十分に固
溶される重要な熱処理であり、特にNbの固溶量はその
処理温度及びその冷却速度で大きく変える。Zr−Nb
二元合金ではα相の単相とα+β相の2相組織となり、
α+β相の2相組織ではβ相中のNb固溶量が増し、こ
れが耐食性に有害であることがわかった(第4図)。本
改良Z r −N b合金における焼入処理はSn添加
によるα−Zr相の安定化とその固溶強化が期待でき、
またα−Zr相のNbの固溶を増すことがらβ相中のN
b固溶量を低減できる。一方、M。
添加によりNbと同様なマルテンサイト強化が図れ、さ
らにMozZrの析出による強化が加わる。
らにMozZrの析出による強化が加わる。
この効果は結果的に耐食性向上に大きく寄与する。
本合金における焼入は通常の焼入方法で十分な耐食性を
得るが、高強度を加味した場合、900℃を越える高温
度焼入を行い、Nbを均一化するとより効果的である。
得るが、高強度を加味した場合、900℃を越える高温
度焼入を行い、Nbを均一化するとより効果的である。
なお製造工程途中における焼入処理は焼入処理後700
℃を越える高温α相需度範囲に再加熱するとβ−Nb相
が凝集・粗大化して最終的に強度低下が懸念される。し
たがって高強度を重視する製品に対しては焼な−まし温
度を低目にすること。
℃を越える高温α相需度範囲に再加熱するとβ−Nb相
が凝集・粗大化して最終的に強度低下が懸念される。し
たがって高強度を重視する製品に対しては焼な−まし温
度を低目にすること。
並びに焼入は製品近くの工程で行うよう選定する。
溶接後に焼入する製造工程は溶接部を含む製品全体の強
度が均一となり、かつ耐食性改善も十分である。これは
溶接部を一様なβあるいはα十β組織にし、その後の後
熱処理で最適な時効効果が得られるためである。
度が均一となり、かつ耐食性改善も十分である。これは
溶接部を一様なβあるいはα十β組織にし、その後の後
熱処理で最適な時効効果が得られるためである。
溶接後の後熱処理は溶接熱サイクルで溶接金属及び溶接
熱影響部に固溶したNbをこの処理によって析出させ、
耐食性及び強度を向上させる効果がある。この効果は温
度400〜700℃時間3〜30hで達成しつる。46
0℃以下ではNbの析出が望めず、また700℃以上で
はNbの再固溶が生じ、耐食性向上に寄与するNb析出
が得られない。なお処理温度は、高強度を重視する製品
に対しては600℃以下の範囲で、延性を必要とする製
品に対しては600℃を越えた範囲で行うのが好適であ
る。従来材のZr−Nb合合部部材製造法と異なる点は
この温度であり、従来法(500℃、24h)より高温
度、で所定の高強度が得られることがわかった(第5図
)。
熱影響部に固溶したNbをこの処理によって析出させ、
耐食性及び強度を向上させる効果がある。この効果は温
度400〜700℃時間3〜30hで達成しつる。46
0℃以下ではNbの析出が望めず、また700℃以上で
はNbの再固溶が生じ、耐食性向上に寄与するNb析出
が得られない。なお処理温度は、高強度を重視する製品
に対しては600℃以下の範囲で、延性を必要とする製
品に対しては600℃を越えた範囲で行うのが好適であ
る。従来材のZr−Nb合合部部材製造法と異なる点は
この温度であり、従来法(500℃、24h)より高温
度、で所定の高強度が得られることがわかった(第5図
)。
また焼入後の冷間圧延は従来のZr−Nb合金では、1
0%程度(以後の時効処理で再結晶が生じない範囲)行
うのが通常の方法である。これは冷間圧延によって強化
することを目的としている。
0%程度(以後の時効処理で再結晶が生じない範囲)行
うのが通常の方法である。これは冷間圧延によって強化
することを目的としている。
本製造工程ではMo添加によって強化されていることか
ら必ずしも冷間圧延を組み入れる必要はない。ただしさ
らに高強度を必要とする製品に対しては圧延加工を行う
のがよく、10%以」二の加工度でもすぐれた強度特性
となる。
ら必ずしも冷間圧延を組み入れる必要はない。ただしさ
らに高強度を必要とする製品に対しては圧延加工を行う
のがよく、10%以」二の加工度でもすぐれた強度特性
となる。
以上は平板より組立られる燃料スペーサ製造に係わるも
のであるが、リング状のスペーサバーで構成する丸セル
型の燃料スペーサ製造にも適用できる。即ち、当合金は
圧延管より加工した丸セル型溶接構造において、その溶
接部の耐食性を向上させることから、複雑な溶接構造で
もすぐれた燃料スペーサ製造が可能となる。
のであるが、リング状のスペーサバーで構成する丸セル
型の燃料スペーサ製造にも適用できる。即ち、当合金は
圧延管より加工した丸セル型溶接構造において、その溶
接部の耐食性を向上させることから、複雑な溶接構造で
もすぐれた燃料スペーサ製造が可能となる。
実施例1
材料はZr−1,70wt%Nb−1,,03wt%S
n〜0.44 w t%MO及び不可避の不純物を含む
Zr合金を溶製した。板の製造は1020℃のβ鍛造で
約35 wn tのスラブとし、その後1、000℃水
冷の溶体化処理した。その後第1表の発明:1のプロセ
ス及び第5図に示した工程の流れで熱間圧延を2回行い
、さらに焼なましと冷間圧延の繰返しで板厚0 、79
mm t にした。燃料スペーサは上記薄板を成形
加工においてスペーサバンド=1にディンプル=4をプ
レスでつけスペーサバー:2においては打抜によりスペ
ーサデバイダ−=3を加工、その後板バネ:5を組み込
み各部を溶接:6で組立した。さらに最終工程では50
0℃、24hと550℃、10hの後熱処理を行って特
性評価試験に供した。
n〜0.44 w t%MO及び不可避の不純物を含む
Zr合金を溶製した。板の製造は1020℃のβ鍛造で
約35 wn tのスラブとし、その後1、000℃水
冷の溶体化処理した。その後第1表の発明:1のプロセ
ス及び第5図に示した工程の流れで熱間圧延を2回行い
、さらに焼なましと冷間圧延の繰返しで板厚0 、79
mm t にした。燃料スペーサは上記薄板を成形
加工においてスペーサバンド=1にディンプル=4をプ
レスでつけスペーサバー:2においては打抜によりスペ
ーサデバイダ−=3を加工、その後板バネ:5を組み込
み各部を溶接:6で組立した。さらに最終工程では50
0℃、24hと550℃、10hの後熱処理を行って特
性評価試験に供した。
評価試験は溶接継手部をベースに腐食試験及び引張試験
用の試験片を取り、それぞれ実施した。
用の試験片を取り、それぞれ実施した。
耐食性評価において、蒸気中腐食試験は530℃105
kg/a#蒸気中に100h浸漬した。また高温水腐
食試験は288℃、85kg/a#高温水中に約600
h浸漬した。その後、腐食外観及び腐食増量を計測した
。なお引張試験は室温で行った。
kg/a#蒸気中に100h浸漬した。また高温水腐
食試験は288℃、85kg/a#高温水中に約600
h浸漬した。その後、腐食外観及び腐食増量を計測した
。なお引張試験は室温で行った。
試験の結果は第1表に示す。本発明材はノジュラ腐食並
びに白色腐食が全く発生せず、耐食性にすぐれているこ
とが判った。また引張強さは後熱処理が500℃と55
0℃とで大差なく、高強度を有することが明らかである
。
びに白色腐食が全く発生せず、耐食性にすぐれているこ
とが判った。また引張強さは後熱処理が500℃と55
0℃とで大差なく、高強度を有することが明らかである
。
実施例2
材料は実施例1で使用した3 5 +nm tスラブを
用いた。製造工程は第1表の発明:2プロセスと同じく
、1000℃溶体化処理、750℃熱間圧延2回繰返し
し、第2冷間圧延後に900℃焼入処理を行った。その
後、約10%冷間圧延、成形加工、溶接の順序で燃料ス
ペーサを製造した。なお後熱処理はアルゴンガス中で5
00℃、24h実施した。評価試験は、溶接継手部より
腐食試験片を採取し、蒸気中腐食試験(510℃、10
5kg/d、100h)でノジュラ腐食発生、高温水腐
食試験(288℃、85kg/aJ、600h)白色腐
食発生の有無を検討した。その結果、当製造工程で製作
した燃料スペーサは溶接部並びに母材ともにノジュラ腐
食、白色腐食を発生せず、すぐれた耐食性を有すること
が判った。
用いた。製造工程は第1表の発明:2プロセスと同じく
、1000℃溶体化処理、750℃熱間圧延2回繰返し
し、第2冷間圧延後に900℃焼入処理を行った。その
後、約10%冷間圧延、成形加工、溶接の順序で燃料ス
ペーサを製造した。なお後熱処理はアルゴンガス中で5
00℃、24h実施した。評価試験は、溶接継手部より
腐食試験片を採取し、蒸気中腐食試験(510℃、10
5kg/d、100h)でノジュラ腐食発生、高温水腐
食試験(288℃、85kg/aJ、600h)白色腐
食発生の有無を検討した。その結果、当製造工程で製作
した燃料スペーサは溶接部並びに母材ともにノジュラ腐
食、白色腐食を発生せず、すぐれた耐食性を有すること
が判った。
実施例3
実施例1の製造工程で組立溶接した燃料スペーサをアル
ゴンガス中で850℃、lh油加熱、その後、アルゴン
ガス噴射によって焼入処理し、さらに500℃、24h
の後熱処理をアルゴン雰囲気中で行った(本発明プロセ
ス=3)。評価試験は溶接継手部より腐食試験片を切出
し、実施例■の腐食試験と同じ条件で実施した。その結
果、当製造プロセスで製作した燃料スペーサは溶接部並
びに母材ともにノジュラ腐食あるいは白色腐食は全く発
生せず、黒色の光沢のある腐食外観を示し、すぐれた耐
食性を示した。
ゴンガス中で850℃、lh油加熱、その後、アルゴン
ガス噴射によって焼入処理し、さらに500℃、24h
の後熱処理をアルゴン雰囲気中で行った(本発明プロセ
ス=3)。評価試験は溶接継手部より腐食試験片を切出
し、実施例■の腐食試験と同じ条件で実施した。その結
果、当製造プロセスで製作した燃料スペーサは溶接部並
びに母材ともにノジュラ腐食あるいは白色腐食は全く発
生せず、黒色の光沢のある腐食外観を示し、すぐれた耐
食性を示した。
なお継手強度は室温における引張強さが90)cg/
mm ”を越え、本発明プロセスの中で最も高い値を示
した。
mm ”を越え、本発明プロセスの中で最も高い値を示
した。
本発明はBWRプラントばかりでなく、PWRプラント
、さらにATRプラントや高速転換炉用の燃料構造部の
製造法としても適用できる。また燃料構造部材のみなら
ず高温水及び蒸気が接し、高速中性子(E>IMev)
照射量がlXl0”n72以上照射される環境下で使用
される構造部材として適用することが可能である。
、さらにATRプラントや高速転換炉用の燃料構造部の
製造法としても適用できる。また燃料構造部材のみなら
ず高温水及び蒸気が接し、高速中性子(E>IMev)
照射量がlXl0”n72以上照射される環境下で使用
される構造部材として適用することが可能である。
[発明の効果〕
本発明によれば耐食性の著しくすぐれたジルコニウム合
金製の燃料スペーサが製造できるので、高経済性の燃料
集合体を製造でき、かつ信頼性の向上が期待できる。
金製の燃料スペーサが製造できるので、高経済性の燃料
集合体を製造でき、かつ信頼性の向上が期待できる。
第1図は燃料スペーサの平面図、第2図は同スペーサの
側面図、第3図は従来法及び本発明法の燃料スペーサの
製造工程を示すフロー図、第4図は焼入温度と腐食増量
との関係を示す線図、第51・・・スペーサバンド、2
・・・スペーサバー、3・・・スペーサデバイダ、4・
・・ディプル、5・・・板バネ、6・・・溶接部、7・
・・燃料棒。
側面図、第3図は従来法及び本発明法の燃料スペーサの
製造工程を示すフロー図、第4図は焼入温度と腐食増量
との関係を示す線図、第51・・・スペーサバンド、2
・・・スペーサバー、3・・・スペーサデバイダ、4・
・・ディプル、5・・・板バネ、6・・・溶接部、7・
・・燃料棒。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、Nb:1.0〜2.5wt%、Sn:0.5〜2.
5wt、又はこれらにMo:0.1〜1.0wt%又は
/及びFe:0.04〜1.0wt%を含み、及び残部
Zrからなる合金からなるスペーサの製造法において、
該スペーサの最終成形加工後、400〜700℃で熱処
理し、合金中のβ相を実質的に消失させることを特徴と
する原子炉用スペーサの製造法。 2、熱間圧延と最終冷間圧延工程との間に合金のβ、も
しくはα+β領域の温度から焼入を1回以上行い、さら
に溶接後の後熱処理を400〜700℃で行う特許請求
の範囲第1項の原子炉用スペーサの製造法。 3、スペーサ組立溶接後に合金のβ、もしくはα+β領
域の温度から焼入し、次に後熱処理を400〜700℃
で行う特許請求の範囲第1項の原子炉用スペーサの製造
法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP12796386A JPS62287059A (ja) | 1986-06-04 | 1986-06-04 | 原子炉用スペ−サの製造法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP12796386A JPS62287059A (ja) | 1986-06-04 | 1986-06-04 | 原子炉用スペ−サの製造法 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS62287059A true JPS62287059A (ja) | 1987-12-12 |
Family
ID=14973001
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP12796386A Pending JPS62287059A (ja) | 1986-06-04 | 1986-06-04 | 原子炉用スペ−サの製造法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS62287059A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109022915A (zh) * | 2018-10-11 | 2018-12-18 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种含有钼元素的高性能锆基合金及其制备方法 |
-
1986
- 1986-06-04 JP JP12796386A patent/JPS62287059A/ja active Pending
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109022915A (zh) * | 2018-10-11 | 2018-12-18 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种含有钼元素的高性能锆基合金及其制备方法 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US6902634B2 (en) | Method for manufacturing zirconium-based alloys containing niobium for use in nuclear fuel rod cladding | |
US4810461A (en) | Zirconium-based alloy with high corrosion resistance | |
JP2914457B2 (ja) | Zirlo型材料 | |
CN101240389B (zh) | 具有优异耐腐蚀性的高含铁量的锆合金组合物及其制备方法 | |
US4212686A (en) | Zirconium alloys | |
JP2580273B2 (ja) | 原子炉用燃料集合体およびその製造方法並びにその部材 | |
US6811746B2 (en) | Zirconium alloy having excellent corrosion resistance and mechanical properties for nuclear fuel cladding tube | |
US20060225815A1 (en) | Zirconium alloy and components for the core of light water-cooled nuclear reactors | |
US20060243358A1 (en) | Zirconium alloys with improved corrosion resistance and method for fabricating zirconium alloys with improved corrosion | |
US6544361B1 (en) | Process for manufacturing thin components made of zirconium-based alloy and straps thus produced | |
KR100411943B1 (ko) | 핵원자로의연료집합체에사용되는지르코늄기지합금튜브와그제조방법 | |
CN113249616A (zh) | 燃料组件用锆合金及其制备方法、燃料组件的包壳管 | |
JPH01119650A (ja) | 原子炉燃料集合体用チヤンネルボツクスの製造方法 | |
JPS62287059A (ja) | 原子炉用スペ−サの製造法 | |
EP0745258B1 (en) | A nuclear fuel element for a pressurized water reactor and a method for manufacturing the same | |
JPS60155652A (ja) | 耐熱鋼 | |
JPS62180027A (ja) | 高強度高耐食性ジルコニウム基合金部材の製造法 | |
JPH01116057A (ja) | 原子炉用スペーサの製造法 | |
JPS6360248A (ja) | 高耐食ジルコニウム合金製品の製造法 | |
JPS62290854A (ja) | 原子炉用チヤンネルボツクスの製造法 | |
JP2770777B2 (ja) | 高耐食低水素吸収性ジルコニウム基合金及びその製造法 | |
JPS6233734A (ja) | 高耐食性ジルコニウム基合金 | |
CN117126989A (zh) | 一种提升316l奥氏体不锈钢耐腐蚀性能的热处理方法 | |
JPH0260153B2 (ja) | ||
JPS6240349A (ja) | ジルコニウム基合金部材の製造方法 |