JPH024937A - 原子炉燃料集合体用Ｚｒ合金 - Google Patents
原子炉燃料集合体用Ｚｒ合金Info
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- JPH024937A JPH024937A JP1010448A JP1044889A JPH024937A JP H024937 A JPH024937 A JP H024937A JP 1010448 A JP1010448 A JP 1010448A JP 1044889 A JP1044889 A JP 1044889A JP H024937 A JPH024937 A JP H024937A
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- Japan
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- alloy
- reactor fuel
- strength
- corrosion resistance
- resistance
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- 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
Landscapes
- Heat Treatment Of Steel (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】
〔産業上の利用分野〕
この発明は、特に高温高圧水や高温高圧水蒸気にさらさ
れる原子炉燃料被覆管や上記原子炉燃料被覆管を多数本
一定間隔をおいて支持する支持格子（以下、原子炉燃料
被覆管および上記原子炉燃料被覆管を支持する支持格子
を総称して原子炉燃料集合体という）に用いた場合に、
すぐれた耐食性、強度および耐緩和性を示すＺｒ合金に
関するものである。
れる原子炉燃料被覆管や上記原子炉燃料被覆管を多数本
一定間隔をおいて支持する支持格子（以下、原子炉燃料
被覆管および上記原子炉燃料被覆管を支持する支持格子
を総称して原子炉燃料集合体という）に用いた場合に、
すぐれた耐食性、強度および耐緩和性を示すＺｒ合金に
関するものである。
従来、一般に、原子力発電プラントの原子炉に加圧水型
（ＰＷＲ）のものがあり、この原子炉の原子炉燃料集合
体の製造にはＺｒ合金が用いられ、このＺｒ合金の代表
的なものとして、重量％で（以Ｆ％は重量％を示す）、 Ｓｎ ： １．２−１．７％。
（ＰＷＲ）のものがあり、この原子炉の原子炉燃料集合
体の製造にはＺｒ合金が用いられ、このＺｒ合金の代表
的なものとして、重量％で（以Ｆ％は重量％を示す）、 Ｓｎ ： １．２−１．７％。
Ｆｅ ： ０．１８〜０．２４％。
Ｃｒ ： ０．０７”０．ｌ１％。
を含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなる組成を有
するジルカロイ−４が使用されていることは良く知られ
るところである。
するジルカロイ−４が使用されていることは良く知られ
るところである。
つ
〔発明が解決しようとする課題〕
一方、近年、原子力発電プラントの経済性向上のための
燃料の高燃焼度化に伴って、原子炉燃料集合体の炉内滞
在時間が長期化する傾向にあるが、上記従来のＺｒ合金
で作られた原子炉燃料集合体では、耐食性、強度および
耐緩和性（クリープ特性）が十分てないことに原因して
、これに対応することかできないのが現状であった。
燃料の高燃焼度化に伴って、原子炉燃料集合体の炉内滞
在時間が長期化する傾向にあるが、上記従来のＺｒ合金
で作られた原子炉燃料集合体では、耐食性、強度および
耐緩和性（クリープ特性）が十分てないことに原因して
、これに対応することかできないのが現状であった。
そこで、本発明者等は、上述のような観点から、原子燃
料集合体として用いた場合に、−層すくれた耐食性、強
度および耐緩和性（クリープ特性）を示すＺｒ合金を開
発すべく研究を行なった結果、 上記従来のＺ「合金において、Ｓｎ含有量を相対的に低
くした状態で、ＮｂおよびＴａを含有させると、−段と
耐食性が向上するようになり、さらにＶおよびＭｏを含
有させると、強度および耐緩和性（クリープ特性）の改
善がみられるようになり、原子炉燃料集合体として用い
た場合に長期に亘る使用が可能になるという知見を得た
のである。
料集合体として用いた場合に、−層すくれた耐食性、強
度および耐緩和性（クリープ特性）を示すＺｒ合金を開
発すべく研究を行なった結果、 上記従来のＺ「合金において、Ｓｎ含有量を相対的に低
くした状態で、ＮｂおよびＴａを含有させると、−段と
耐食性が向上するようになり、さらにＶおよびＭｏを含
有させると、強度および耐緩和性（クリープ特性）の改
善がみられるようになり、原子炉燃料集合体として用い
た場合に長期に亘る使用が可能になるという知見を得た
のである。
したがって、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、 Ｓｎ ： ０．２〜１．７ ％、 Ｆｅ ：
０．１８−０．Ｂ ％。
たものであって、 Ｓｎ ： ０．２〜１．７ ％、 Ｆｅ ：
０．１８−０．Ｂ ％。
Ｃｒ ： ０．０’７”０．４ ％。
を含有し、
Ｎｂ：０．０５〜１％、 Ｔａ ： ０．０１〜
０．２％。
０．２％。
のうちの１種または、２種を含有し、さらに、Ｖ：０．
０５〜１％、 Ｍｏ ： ０．０５〜１％。
０５〜１％、 Ｍｏ ： ０．０５〜１％。
のうちの１種または２種を含有し、残りがＺｒと不可避
不純物からなる組成を有する耐食性、強度および耐緩和
性（クリープ特性）のすぐれた原子炉燃料集合体用Ｚｒ
合金に特徴を有するものである。
不純物からなる組成を有する耐食性、強度および耐緩和
性（クリープ特性）のすぐれた原子炉燃料集合体用Ｚｒ
合金に特徴を有するものである。
つぎに、この発明のＺｒ合金において、成分組成範囲を
上記の通りに限定した理由を説明する。
上記の通りに限定した理由を説明する。
（ａ） ５ｎ
Ｓｎ成分には、合金の強度を向上させる作用があるが、
その含有量が０．２％未満では所定の強度および耐緩和
性（クリープ特性）を確保することかできず、一方その
含有量が１．７％を越えると、耐食性の著しい低下をき
たすようになることから、その含有量を０．２〜１．７
％と定めた。
その含有量が０．２％未満では所定の強度および耐緩和
性（クリープ特性）を確保することかできず、一方その
含有量が１．７％を越えると、耐食性の著しい低下をき
たすようになることから、その含有量を０．２〜１．７
％と定めた。
（ｂ）’ＦｃおよびＣｒ
これらの成分には、共存した状態で合金の耐食性と強度
を向上させる作用があるが、その含有量がそれぞれＦ
ｃ：０．１８％未満およびＣｒ：Ｏ，Ｏ’７％未満では
前記作用に所望の効果が得られず、一方その含有量がＦ
ｅ：０．６％およθＣｒ：０．４％を越えると、耐食
性が著しく低下するようになることから、その含有量を
それぞれＦ ｅ：ｏ、１８〜０．８％、Ｃｒ：０．０７
〜０．４％と定めた。
を向上させる作用があるが、その含有量がそれぞれＦ
ｃ：０．１８％未満およびＣｒ：Ｏ，Ｏ’７％未満では
前記作用に所望の効果が得られず、一方その含有量がＦ
ｅ：０．６％およθＣｒ：０．４％を越えると、耐食
性が著しく低下するようになることから、その含有量を
それぞれＦ ｅ：ｏ、１８〜０．８％、Ｃｒ：０．０７
〜０．４％と定めた。
（ｃ）ＮｂおよびＴａ
これらの成分には、合金の耐食性を一段と向上させる作
用があるが、その含有量がそれぞれＮｂ：００５％未満
およびＴａ：０．０１％未満では所望の耐食性向上効果
か得られず、一方Ｎｂの含有量が１％を越えると耐食性
が低下するようになり、またＴａ含有量が０．２％を越
えても耐食性向上があまりなく、中性子吸収が増大する
ことから、それらの含有量をそれぞれＮｂ：０．０５〜
１％、 Ｔａ：０．０１〜０．２％と定めた。
用があるが、その含有量がそれぞれＮｂ：００５％未満
およびＴａ：０．０１％未満では所望の耐食性向上効果
か得られず、一方Ｎｂの含有量が１％を越えると耐食性
が低下するようになり、またＴａ含有量が０．２％を越
えても耐食性向上があまりなく、中性子吸収が増大する
ことから、それらの含有量をそれぞれＮｂ：０．０５〜
１％、 Ｔａ：０．０１〜０．２％と定めた。
（ｄ） ＶおよびＭＯ
これらの成分には、合金の強度および耐緩和性（クリー
プ特性）を向上させる作用があるが、その含有量がそれ
ぞれＶ ： ０．０５％未満およびＭＯ：０．０５％未
満では所望の強度および耐緩和性（クリープ特性）向上
効果が得られず、一方その含有量がそれぞれｖ：１％お
よびＭｏ：１％を越えると耐食性が低下するようになる
ことから、その含有量をＶ：０．０５−１％、 Ｍｏ：
０．０５〜１％と定めた。
プ特性）を向上させる作用があるが、その含有量がそれ
ぞれＶ ： ０．０５％未満およびＭＯ：０．０５％未
満では所望の強度および耐緩和性（クリープ特性）向上
効果が得られず、一方その含有量がそれぞれｖ：１％お
よびＭｏ：１％を越えると耐食性が低下するようになる
ことから、その含有量をＶ：０．０５−１％、 Ｍｏ：
０．０５〜１％と定めた。
つぎに、この発明のＺｒ合金を実施例により具体的に説
明する。
明する。
溶解原料として、９９．８％以上の各種の純度を有する
Ｚｒスポンジ、いずれも９９．９％以上の純度を有する
Ｓｎ粉末、Ｆｅ粉末、Ｃｒ粉末、Ｎｂ粉末、Ｔａ粉末、
■粉末、およびＭｏ粉末を用意し、これら原料を所定の
配合組成に配合し、混合した後、アーク炉にて溶解して
ボタン材とし、ついてこのホタン材に、温度： １０１
０℃に１５分間保持した後、熱間鍛造を施し、再び１０
１０℃に加熱後、水焼入れを行ない、さらに機械加工に
より酸化スケールを除去した後、温度＝６００℃、圧延
率＝５０％の条件で熱間圧延を行ない、引続いて酸洗し
て酸化スケールを除去した後、５０％の圧延率で冷間圧
延を行ない、ついで温度：５５０〜７５０℃に２時間保
持の条件で再結晶焼鈍を行ない、再び５０％の圧延率て
冷間圧延を行なうことによって、それぞれ第１表に示さ
れる組成を有し、かつ厚さがいずれも０．５ｍｍの本発
明Ｚｒ合金板材１〜２０、比較Ｚｒ合金板材１〜１５お
よび従来Ｚｒ合金（ジルカロイ−４）板材をそれぞれ製
造した。
Ｚｒスポンジ、いずれも９９．９％以上の純度を有する
Ｓｎ粉末、Ｆｅ粉末、Ｃｒ粉末、Ｎｂ粉末、Ｔａ粉末、
■粉末、およびＭｏ粉末を用意し、これら原料を所定の
配合組成に配合し、混合した後、アーク炉にて溶解して
ボタン材とし、ついてこのホタン材に、温度： １０１
０℃に１５分間保持した後、熱間鍛造を施し、再び１０
１０℃に加熱後、水焼入れを行ない、さらに機械加工に
より酸化スケールを除去した後、温度＝６００℃、圧延
率＝５０％の条件で熱間圧延を行ない、引続いて酸洗し
て酸化スケールを除去した後、５０％の圧延率で冷間圧
延を行ない、ついで温度：５５０〜７５０℃に２時間保
持の条件で再結晶焼鈍を行ない、再び５０％の圧延率て
冷間圧延を行なうことによって、それぞれ第１表に示さ
れる組成を有し、かつ厚さがいずれも０．５ｍｍの本発
明Ｚｒ合金板材１〜２０、比較Ｚｒ合金板材１〜１５お
よび従来Ｚｒ合金（ジルカロイ−４）板材をそれぞれ製
造した。
なお、比較Ｚｒ合金板材１〜１５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※印を付す）
かこの発明の範囲から外れた組成をもつものである。
のうちのいずれかの成分含有量（第１表に※印を付す）
かこの発明の範囲から外れた組成をもつものである。
ついで、この結果得られた各種の板材から、２０＋ｎｍ
Ｘ２５ｍｍの＝Ｊ’法を有し、かつ長手方向片側から５
ｍｍのところに直径：３ｍｍの小孔を有する試験片を切
り出し、通常の静置式オートクレーブ装置を用い、温度
：４００℃、圧カニ１０５ｋｇ／ｃシの高温高圧水蒸気
中の原子炉燃料集合体がさらされる条件で炉外腐食試験
を行ない、１２０日経過後の腐食増量を測定した。
Ｘ２５ｍｍの＝Ｊ’法を有し、かつ長手方向片側から５
ｍｍのところに直径：３ｍｍの小孔を有する試験片を切
り出し、通常の静置式オートクレーブ装置を用い、温度
：４００℃、圧カニ１０５ｋｇ／ｃシの高温高圧水蒸気
中の原子炉燃料集合体がさらされる条件で炉外腐食試験
を行ない、１２０日経過後の腐食増量を測定した。
また、上記の各種の板材から、平行部長さ＝３２ｍｍ、
平行部幅： ６．２５±０．０５關、長さ：１００＋＋
＋ｍの寸法をもった試験片を切り出し、インストロン型
引張試験装置を用いて、常温引張強さを測定した。
平行部幅： ６．２５±０．０５關、長さ：１００＋＋
＋ｍの寸法をもった試験片を切り出し、インストロン型
引張試験装置を用いて、常温引張強さを測定した。
さらに、上記各種の板材から、幅：５±０．０１ｍｍ、
長さ＝１００±０．２ｍｍの寸法をもった試験片を、上
記幅が圧延方法に平行にかつ上記長さが圧延方向に垂直
になるように切り出し、上記切り出した試験片に曲げの
初期応力σ。： ２４．［ｆｋｇ／−を付与しながら温
度＝４００℃、２４０時間保持の応力緩和試験したのち
、再び試験片の曲げ応力σを測定し、応力緩和試験後の
曲げ応カニσに対する初期曲げ応カニσ０の比； ＝非応力緩和比 σ０ をもって耐緩和性を評価した。この非応力緩和比が１．
０に近いほど耐緩和性がすぐれていることになり、原子
炉燃料集合体の材料としてすぐれていることを示す。
長さ＝１００±０．２ｍｍの寸法をもった試験片を、上
記幅が圧延方法に平行にかつ上記長さが圧延方向に垂直
になるように切り出し、上記切り出した試験片に曲げの
初期応力σ。： ２４．［ｆｋｇ／−を付与しながら温
度＝４００℃、２４０時間保持の応力緩和試験したのち
、再び試験片の曲げ応力σを測定し、応力緩和試験後の
曲げ応カニσに対する初期曲げ応カニσ０の比； ＝非応力緩和比 σ０ をもって耐緩和性を評価した。この非応力緩和比が１．
０に近いほど耐緩和性がすぐれていることになり、原子
炉燃料集合体の材料としてすぐれていることを示す。
上記腐食増量、常温引張強さおよび非応力緩和比の測定
結果を第１表に示した。
結果を第１表に示した。
第１表に示される結果から、本発明Ｚｒ合金板ｔｉＡ’
１〜２０は、いずれも従来Ｚｒ合金（ジルカロイ−４
）板材よりもすぐれた耐食性、強度および耐緩和性を示
し、さらに、比較Ｚｒ合金板材１〜１５にみられるよう
に、構成成分のうちのいずれかの成分含有足でもこの発
明の範囲から外れると、耐食性、強度および耐緩和性の
うちの少なくともいずれかが低下するようになることが
明らかである。
１〜２０は、いずれも従来Ｚｒ合金（ジルカロイ−４
）板材よりもすぐれた耐食性、強度および耐緩和性を示
し、さらに、比較Ｚｒ合金板材１〜１５にみられるよう
に、構成成分のうちのいずれかの成分含有足でもこの発
明の範囲から外れると、耐食性、強度および耐緩和性の
うちの少なくともいずれかが低下するようになることが
明らかである。
上述のように、この発明のＺｒ合金は、原子炉燃料集合
体がさらされる条件下ですぐれた耐食性、強度および耐
緩和性を示すので、これを実用に供した場合には著しく
長期に亘っての使用が可能となるなど工業上有用な特性
を有するものである。
体がさらされる条件下ですぐれた耐食性、強度および耐
緩和性を示すので、これを実用に供した場合には著しく
長期に亘っての使用が可能となるなど工業上有用な特性
を有するものである。
Claims (1)
- （１）Ｓｎ：０．２〜１．７％、Ｆｅ：０．１８〜０．
６％、Ｃｒ：０．０７〜０．４％、 を含有し、 Ｎｂ：０．０５〜１％、Ｔａ：０．０１〜０．２％、の
うちの１種または２種を含有し、さらに、Ｖ：０．０５
〜１％、Ｍｏ：０．０５〜１％、のうちの１種または２
種を含有し、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集合
体用Ｚｒ合金。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR898900713A FR2626291B1 (fr) | 1988-01-22 | 1989-01-20 | Alliage a base de zirconium a utiliser comme assemblage pour combustible dans un reacteur nucleaire |
| US07/558,797 US5017336A (en) | 1988-01-22 | 1990-07-26 | Zironium alloy for use in pressurized nuclear reactor fuel components |
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1232488 | 1988-01-22 | ||
| JP63-12324 | 1988-01-22 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH024937A true JPH024937A (ja) | 1990-01-09 |
| JP2687538B2 JP2687538B2 (ja) | 1997-12-08 |
Family
ID=11802133
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1010448A Expired - Lifetime JP2687538B2 (ja) | 1988-01-22 | 1989-01-19 | 原子炉燃料集合体用Ｚｒ合金 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2687538B2 (ja) |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100261666B1 (ko) * | 1998-02-04 | 2000-07-15 | 장인순 | 저 부식성과 고강도를 갖는 지르코늄합금 조성물 |
| JP2006028553A (ja) * | 2004-07-13 | 2006-02-02 | Toshiba Corp | ジルコニウム合金およびそれを利用したチャンネルボックス |
| JP2010145326A (ja) * | 2008-12-22 | 2010-07-01 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | ジルコニウム基合金並びにこれを用いた水冷却型原子炉用燃料集合体およびチャンネルボックス |
| WO2010147814A2 (en) | 2009-06-15 | 2010-12-23 | The Dial Corporation | Combinations of herb extracts having synergistic antioxidant effect, and methods relating thereto |
| CN105543560A (zh) * | 2016-01-06 | 2016-05-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种核用锆合金 |
| CN114080650A (zh) * | 2019-07-05 | 2022-02-22 | 法玛通公司 | 压水式核反应堆的管状部件及制造所述部件的方法 |
| US12144415B2 (en) | 2018-12-27 | 2024-11-19 | Lion Corporation | Toothbrush |
Citations (5)
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|---|---|---|---|---|
| JPS61170552A (ja) * | 1985-01-22 | 1986-08-01 | ウエスチングハウス エレクトリック コ−ポレ−ション | スズおよび第３の合金元素を含有するジルコニウムーニオブ合金からなる物品の製造方法 |
| JPS61174347A (ja) * | 1985-01-30 | 1986-08-06 | Hitachi Ltd | 耐ノジユラ腐食ジルコニウム基合金 |
| JPS6233734A (ja) * | 1985-08-05 | 1987-02-13 | Hitachi Ltd | 高耐食性ジルコニウム基合金 |
| JPH01149932A (ja) * | 1987-10-28 | 1989-06-13 | Westinghouse Electric Corp <We> | 燃料要素のライナ用ジルコニウム合金の製造方法 |
| JPH01301830A (ja) * | 1988-05-30 | 1989-12-06 | Sumitomo Metal Ind Ltd | 高耐食性ジルコニウム合金 |
-
1989
- 1989-01-19 JP JP1010448A patent/JP2687538B2/ja not_active Expired - Lifetime
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2687538B2 (ja) | 1997-12-08 |
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