JPH02118046A - 原子炉燃料被覆管支持格子用Ｚｒ合金 - Google Patents

原子炉燃料被覆管支持格子用Ｚｒ合金

Info

Publication number
JPH02118046A
JPH02118046A JP63270112A JP27011288A JPH02118046A JP H02118046 A JPH02118046 A JP H02118046A JP 63270112 A JP63270112 A JP 63270112A JP 27011288 A JP27011288 A JP 27011288A JP H02118046 A JPH02118046 A JP H02118046A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
alloy
nuclear reactor
reactor fuel
corrosion resistance
clad pipe
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.)
Granted
Application number
JP63270112A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2559136B2 (ja
Inventor
Yutaka Matsuo
裕 松尾
Takeshi Isobe
毅 磯部
Yoshio Ichihara
市原　祺夫
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.)
Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd
Mitsubishi Metal Corp
Original Assignee
Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd
Mitsubishi Metal Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd, Mitsubishi Metal Corp filed Critical Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd
Priority to JP63270112A priority Critical patent/JP2559136B2/ja
Priority to US07/419,139 priority patent/US5019333A/en
Priority to FR8913997A priority patent/FR2638173B1/fr
Publication of JPH02118046A publication Critical patent/JPH02118046A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP2559136B2 publication Critical patent/JP2559136B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22C—ALLOYS
    • C22C16/00—Alloys based on zirconium
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/34—Spacer grids
    • 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
    • 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
    • Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
    • Y10S376/90—Particular material or material shapes for fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Arc Welding In General (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】 〔産業上の利用分野〕 この発明は、原ｆ炉の燃料彼工管支持格ｒ・を、溶接を
用いて組立て製造するのに用いた場合に、溶接部の特性
劣化かなく、すぐれた強度と耐食性を保持するＺｒ６金
に関するものである。
〔従来の技術〕
一般に、原子炉の燃料被覆管支持格子には、強度および
耐食性が要求されることから、近年これの製造に、これ
らの特性にすぐれた、例えば特開昭６２−１３５５０号
公報に記載される、ＮＬＩ：　０．５〜１０９ｏ。
Ｆｅ、Ｃｒ、Ｎｌ　、Ｖ、Ｍｎ、Ｍｏ、Ｃ，およびＳｌ
のうちのＩ　Ｐ！または２種以上：０．旧〜５％゜を含
Ｈし、残りがＺ「と不可避不純物からなる組成を釘する
Ｚｒ合金や、同しく特開昭５８・１４０（ｉ７ｇ号公報
に記載される、 Ｎｂ：５〜２５％゜ Ｆｅおよび／またはＣｒ：　ｏ、　１〜１　％。
をａ白°し、残りがＺ「と不可避不純物からなる組成（
以上重量％、以下％は重量％を示す）を白゛するＺｒａ
金などを用いることか提案されている。
〔発明が解決しようとする５題〕 しかし、上記の従来Ｚｒ合金で製造された原子炉燃料被
覆管支持格子においては、その組立てに溶接か適用され
ているが、その溶接部の強度、および耐食性か劣化する
のを避けることができず、このため安全性を見込んで比
較的短時間で使用寿命とせざるをｉ１４ないのが現状で
ある。
〔課題を解決するための手段〕
そこで、本発明者等は、上述のような観点から、原子炉
燃料肢覆管支持格子の製造に用いられている上記の従来
Ｚｒ合金に着１１シ、これのもつすぐれた強度および耐
食性を損なうことなく、溶接部のこれら特性の劣化のな
いＺ「合金を開発すべく研究を行なった結果、合金成分
としてＹおよび布上類元素のうちの１ｇｉまたは２種以
上を、０．旧〜１％の割合でａ白゛させて、Ｚ「合金の
組成を、Ｎｂ：　２．５〜１０％。
Ｙおよび格上類元素のうちの１種または２種以上：　０
．０１〜１％。
を含有し、さらに必要に応じて、 Ｆｃ、Ｃｒ、Ｍｏ、およびＶのうちの１種または２Ｆ！
以上：　［１，０５〜１％。
を含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなる組成とす
ると、このＺ「合金で製造された原子炉被覆管支持ｌ８
ｊ１には、溶接部に特性劣化がなく、すぐれた強度およ
び耐食性を具備するようになるという知見を得たのであ
る。
この発明は、上記知見にもとづいてなされたものであっ
て、以下に成分組成範囲を上記の通りに限定した理由を
説明する。
（ａ）　　Ｎｂ Ｎｂ成分には、強度を向上させる作用があるが、その金
白°童が２．５％未満では所望の高強度を確保すること
ができず、一方その含有量が１０％を越えると加１：性
が劣化するようになることから、その含有量を２，５〜
１０％と定めた。
（ｂ）　　ｙおよび希土類元素 これらの成分には、上記の通り、特に溶接部の特性低ド
を防止し、もって溶接影響部かこれ以外の部分と同等の
すぐれた強度と耐食性を保持するようにする作用がある
が、その含有量か０　、０１　’、　６未満では前記作
１旧こ所望の効果か得られず、−）ｊｌｏｏを越えて自
白゛させても前記作用により一層の向上効果は現われな
いことから、経済性を考慮して、その含有瓜を０，０１
〜１％と定めた。
（ｃ）Ｆｅ、Ｃｒ、Ｍｏ、およびＶ これらの成分には、Ｎｂとの共存において強度を一段と
向上させ、かつクリープ特性および耐食性を向上させる
作用があるので必要に応じて含有されるが、その含有量
が０．０５！％ｉ未満では前記作用に所望の向上効果が
得られず、一方その含有量が１％を越えると耐食性に劣
化傾向が現われるようになることから、その含有量を０
．０５〜１％と定めた。
〔実　施　例〕
つぎに、この発明のＺｒ　６金を実施例により具体的に
説明する。
通常の消耗電極式真空アーク炉を用い、それぞれ第１表
に示される成分組成をもった溶湯を調製し、直径：ｌｌ
０ｍ＋ｓＸ長さ：１２０龍の・」′法をもった重さ：ｌ
０ｋｇのインゴットに鋳造し、このインゴットを温度＝
１１０’Ｃで熱間鍛造して幅：！１５龍Ｘ厚さ：４０ｍ
＋＊Ｘ長さ：ｌ７０ｍｍの鍛造材とし、ついでこの鍛造
材に、温度＝１１０’Ｃに加熱後水冷の焼入れ処理を施
した後、温度＝８２０℃で熱間圧延を施して厚さ：４．
５ｍ＋ｓの熱延板とし、この熱延板に、温度：５９０℃
に４時間保持後Ａ「ガス冷却の焼鈍二３回と加に率：５
０９゜の冷間圧延：２回を交互に施すことにより厚さ：
１關の本発明Ｚｒ合金板材１〜１８および比較Ｚｒ合金
板材１〜１９をそれぞれ製造した。
なお、比較Ｚｒ凸金板材１〜１９は、いずれも構成成分
のうちのいずれかの成分含有量（第１表に※印を付した
もの）がこの発明の範囲から外れたものである。
ついで、この結果得られた本発明Ｚｒ合金板材１〜１８
および比較Ｚｒ合金板ヰ４１〜１９より、幅。
２５ＩＩＩ１１×長さ＝６０開の試ハを４個と、幅量２
５龍×長さ：１２０關の試ハ：２個とをそれぞれ切り出
し、前者の４個の試１１については、それぞれ２個づつ
を１組とし、組ごとにレーザーを用いて横長に突き合せ
溶接し、このように溶接した試片：１個と後者の溶接を
行な４つない２個の試片のうちの１個から、溶接試片に
ついては溶接部が中央に位置するように引張試片（標点
間距離：　５０ｍｍ）を切り出し、この状態で前記引張
試片と残りの耐食性試験用試片のすべての試片に対して
、ｌＨ度＝７５０℃に２時間保持後、Ａ「ガス急冷の溶
体化処理と、これに続いての温度＝５００℃に２４時間
保持の時効処理を施した。
つぎにこのように調製した試片を用いて、ｔＨ度：３１
６℃±５℃で引張強さを測定し、さらに燃料彼覆管支持
洛丁がさらされる使用環境に近似した温度：４００℃、
圧力＝１０５気圧の高温高圧水蒸気中に７２０時間保持
の条件で耐食性試験を行ない、酸化増量を１ｌｌ１１定
した。
〔発明の効果〕
第１表に示される結果から、本発明Ｚｒ合金板（イ］〜
１ｇは、いずれも溶接部の特性低下がきわめて小さく、
溶接部がすぐれた強度と耐食性を保持するのにλ、ｌし
て、比較Ｚ「合金板材１〜１１に見られるように、Ｎ１
１３（−ｉＨがこの発明の範囲から外れて低い場合や、
Ｆｅ、Ｃｒ、Ｆｖｌｏ、およびＶの金白′量がこの発明
の範囲から外れて高い場合には、溶接部に関係なく、合
金自体の特性が劣ることが明らかであり、また従来Ｚｒ
ａ金に相当する比較Ｚｒ９金板材１２〜１９に見られる
ように、Ｙおよび苗土頃）ｃ素を含Ｈしない場合には、
特に溶接部の特性劣化かとしいことが明らかである。
Ｌ辿のよう（シ、この発明の２「合金は、これを組立て
に溶接工程が不ロ■欠の原子炉燃料肢題管支持格子の製
造に用いた場合に、その溶接部に特性劣化は起らず、す
ぐれた強度、クリープ特性、および耐食性を保１，１ｇ
するので、１＝頼性を高め、かつ使用寿命の延命化を１
Ｍ能とするなどの工業上白用な特性を白゛するのである
。

Claims (2)

    【特許請求の範囲】
  1. （１）Ｎｂ：２．５〜１０％。 Ｙおよび希土類元素のうちの１種または２種以上：０．
    ０１〜１％、 を含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなる組成（以
    上重量％）を有することを特徴とする原子炉燃料被覆管
    支持格子用Ｚｒ合金。
  2. （２）Ｎｂ：２．５〜１０％、 Ｙおよび希土類元素のうちの１種または２種以上：０．
    ０１〜１％。 を含有し、さらに、 Ｆｅ、Ｃｒ、Ｍｏ、およびＶのうちの１種または２種以
    上：０．０５〜１％、 を含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなる組成（以
    上重量％）を有することを特徴とする原子炉燃料被覆管
    支持格子用Ｚｒ合金。
JP63270112A 1988-10-26 1988-10-26 原子炉燃料被覆管支持格子用Ｚｒ合金 Expired - Lifetime JP2559136B2 (ja)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63270112A JP2559136B2 (ja) 1988-10-26 1988-10-26 原子炉燃料被覆管支持格子用Ｚｒ合金
US07/419,139 US5019333A (en) 1988-10-26 1989-10-10 Zirconium alloy for use in spacer grids for nuclear reactor fuel claddings
FR8913997A FR2638173B1 (fr) 1988-10-26 1989-10-25 Alliage de zirconium a utiliser dans des grilles d'espacement pour gaines de combustible de reacteurs nucleaires

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63270112A JP2559136B2 (ja) 1988-10-26 1988-10-26 原子炉燃料被覆管支持格子用Ｚｒ合金

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH02118046A true JPH02118046A (ja) 1990-05-02
JP2559136B2 JP2559136B2 (ja) 1996-12-04

Family

ID=17481707

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP63270112A Expired - Lifetime JP2559136B2 (ja) 1988-10-26 1988-10-26 原子炉燃料被覆管支持格子用Ｚｒ合金

Country Status (3)

Country Link
US (1) US5019333A (ja)
JP (1) JP2559136B2 (ja)
FR (1) FR2638173B1 (ja)

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE69329100T2 (de) * 1992-12-09 2001-03-22 Koninklijke Philips Electronics N.V., Eindhoven Ladungsgekoppelte Anordnung
EP0643144B1 (de) * 1993-03-04 1997-12-29 Vsesojuzny Nauchno-Issledovatelsky Institut Neorga Nicheskikh Materialov Imeni Akademika A.A. Bochvara, Material auf zirkonbasis, daraus hergestelltes teil für den einsatz in der aktiven zone eines atomreaktors und verfahren zur herstellung dieses teiles
FR2702776B1 (fr) * 1993-03-19 1995-04-28 Commissariat Energie Atomique Alliages de zirconium résistant à la corrosion, utilisables notamment dans les réacteurs à eau.
SE9602541D0 (sv) * 1996-06-27 1996-06-27 Asea Atom Ab Bränslepatron innefattande en komponent för sammanhållning av långsträckta element
JP2003149369A (ja) * 2001-11-08 2003-05-21 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 燃料集合体支持格子の製造方法
US8116423B2 (en) 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
CN101911211B (zh) 2007-12-26 2014-02-12 钍能源股份有限公司 核反应堆(可选的)、用于核反应堆(可选的)的点火区-再生区子组件的燃料组件和用于燃料组件的燃料元件
EP3032541B1 (en) 2008-12-25 2019-02-20 Thorium Power, Inc. A fuel element and a method of manufacturing a fuel element for a fuel assembly of a nuclear reactor
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
WO2011143172A1 (en) 2010-05-11 2011-11-17 Thorium Power, Inc. Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1202985B (de) * 1962-09-29 1965-10-14 Siemens Ag Zirkoniumlegierung
DE1202986B (de) * 1962-09-29 1965-10-14 Siemens Ag Zirkoniumlegierung
DK125207B (da) * 1970-08-21 1973-01-15 Atomenergikommissionen Fremgangsmåde til fremstilling af dispersionsforstærkede zirconiumprodukter.
CA988748A (en) * 1973-05-11 1976-05-11 Donald J. Cameron High strenght corrosion-resistant zirconium aluminum alloys
US4094706A (en) * 1973-05-11 1978-06-13 Atomic Energy Of Canada Limited Preparation of zirconium alloys
US4197145A (en) * 1974-12-23 1980-04-08 General Electric Company Zirconium-base alloy structural component for nuclear reactor and method
CA1027781A (en) * 1975-05-06 1978-03-14 Brian A. Cheadle High strength sn-mo-nb-zr alloy tubes and method of making same
US4212686A (en) * 1978-03-03 1980-07-15 Ab Atomenergi Zirconium alloys
US4707330A (en) * 1985-01-08 1987-11-17 Westinghouse Electric Corp. Zirconium metal matrix-silicon carbide composite nuclear reactor components
US4649023A (en) * 1985-01-22 1987-03-10 Westinghouse Electric Corp. Process for fabricating a zirconium-niobium alloy and articles resulting therefrom
US4876064A (en) * 1987-04-23 1989-10-24 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloys containing bismuth

Also Published As

Publication number Publication date
FR2638173B1 (fr) 1993-07-23
JP2559136B2 (ja) 1996-12-04
US5019333A (en) 1991-05-28
FR2638173A1 (fr) 1990-04-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8790573B2 (en) Ferritic Cr-contained steel
CN101195880B (zh) 用于核应用的耐腐蚀性优异的锆合金组合物及其制备方法
JPS60215719A (ja) 二輪車フロントフオ−ク用電縫鋼管の製造方法
JP2559136B2 (ja) 原子炉燃料被覆管支持格子用Ｚｒ合金
JP3322097B2 (ja) 溶接施工性に優れた高強度、高耐食フェライト鋼用溶接材料
US20190106774A1 (en) Ferritic alloy
JPH0759740B2 (ja) 靭性およびクリープ強度に優れたフェライト系耐熱鋼
US20200181745A1 (en) Ferritic alloy
US4141724A (en) Low-cost, high temperature oxidation-resistant steel
JP2899996B2 (ja) 高ｖ含有高窒素フェライト系耐熱鋼およびその製造方法
JPS60231591A (ja) Ｃｒ−Ｍｏ系低合金鋼の潜弧溶接用ワイヤ
KR100568632B1 (ko) 양호한내산화성을갖는오스테나이트계스테인레스강
JP2890073B2 (ja) 高Ｎｂ含有高窒素フェライト系耐熱鋼およびその製造方法
JPS59226151A (ja) 溶接性と熱間加工性に優れた高合金オ−ステナイト系ステンレス鋼
JPH0788554B2 (ja) 建築用耐火鋼材
JPH068487B2 (ja) 溶接ボンド部靭性の優れたフェライト系耐熱鋼
JPS6313692A (ja) オ−ステナイト系ステンレス鋼溶接用ワイヤ
JPH0248613B2 (ja)
JP2002146481A (ja) 電縫溶接性に優れた酸化物分散強化型フェライト系電縫ボイラ用鋼および鋼管
JPS5852460A (ja) 耐候性・溶接性に優れた高強度クロム鋼
JPH06322487A (ja) 超高窒素フェライト系耐熱鋼およびその製造方法
JPH07286233A (ja) 耐火性の優れた建築用低降伏比鋼材およびその製造方法
JP2003277859A (ja) 耐食性に優れたジルコニウム合金及びその製造方法
JPS61217555A (ja) オ−ステナイト系耐熱鋼
JPS61147837A (ja) 高温強度の良好な高耐食オ−ステナイト鋼