JPH0528357B2 - - Google Patents
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- JPH0528357B2 JPH0528357B2 JP60195672A JP19567285A JPH0528357B2 JP H0528357 B2 JPH0528357 B2 JP H0528357B2 JP 60195672 A JP60195672 A JP 60195672A JP 19567285 A JP19567285 A JP 19567285A JP H0528357 B2 JPH0528357 B2 JP H0528357B2
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- Japan
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- weight
- cladding tube
- content
- zircaloy
- corrosion resistance
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- 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
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
-
- 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
-
- 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
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
- Laminated Bodies (AREA)
- Pressure Welding/Diffusion-Bonding (AREA)
Description
＜産業上の利用分野＞
本発明は、加圧水型及び沸騰水型原子炉で使用
するジルコニウム系合金製の燃料被覆管に関す
る。本発明は、特に、加圧水型原子炉及び沸騰水
型原子炉の燃料要素内部におけるペレツト被膜相
互作用（PCI）の悪影響を最小限に抑える特性を
持つ被覆管に関する。 水冷却原子炉の分野では、全体が高ジルコニウ
ム合金製の被覆管が使用されている。一般に使用
されている合金の例としては、ジルカロイ−２
（Zilcaloy−２）及びジルカロイ−４（Zilcaloy−
４）を挙げることができる。これらの合金は、核
特性、機械的特性及び高温度下での耐水腐蝕性に
もとづいて選択される。 ＜従来の技術＞ ジルカロイ−２及びジルカロイ−４の開発と、
ジルカロイ−１及びジルカロイ−３の放棄又は不
使用に至る歴史は、1964年にASTMの特別技術
刊行物No.368として刊行されたスタンレー・カス
（Stanley Kass）による「ジルカロイの開発」
（TheDevelopment of Zircaloys）に要約されて
いる。この論文を参考文献として本明細書中に引
用する。ジルカロイの開発に関する興味ある他の
文献としては、米国特許第2772964号、第3097094
号及び第3148055号明細書を挙げることができる。 ソビエト連邦共和国の、水冷却型原子炉で一般
的に使用されているジルコニウム系合金はオゼン
ナイト−0.5（Ozhennite−0.5）であると考えられ
る。この合金は、呼称成分として、0.2重量％の
Snと、0.1重量％のFeと、0.1重量％のNi、0.1重
量％のNbとを含有するものであると考えられる。 ジルカロイ−２及びジルカロイ−４についての
市販製品の化学的特性の規格は、（UNSNo.
R60802及びR60804合金に関する）ASTM B350
−80に公表された要件を実質的に満足している。
上記の要件に加えてこの種の合金類の酸素含有量
が900乃至1600ppmであることが要求され、燃料
被膜に用いる場合には一般に約1200±200ppmで
あることが要求される。一般に実用化されている
ジルカロイ被覆管の製造方法は、インゴツトを熱
間加工して中間寸法のビレツト又はロォグにし、
ビレツトをベータ溶液（beta solution）で処理
し、中空ビレツトを機械加工し、その中空ビレツ
トを高温度でアルフア押出し成形して（alpha
extruding）中空円筒形の押出成形物とし、各ロ
ール通過前にアルフア再結晶焼鈍を行なつて多数
回の冷間ピルガー圧延により押出成形物を圧延し
てほぼ仕上り寸法の被覆にする方法である。次
に、冷間加工されたほぼ仕上り寸法の被覆を最終
焼鈍する。この最終焼鈍は、応力緩和焼鈍である
場合もあり、部分的再結晶焼鈍である場合もあ
り、完全再結晶焼鈍である場合もある。最終焼鈍
のタイプは、燃料被覆の機械的特性に合わせた設
計者の規格に基ずいて選択される。 ＜従来技術の問題点＞ 前述の被覆を使用した燃料棒を用いた場合に起
こる一つの問題点は、破砕された熱膨張する酸化
物燃料ペレツトとの接触によつて更に応力が加わ
る状態に置かれる被覆の内面から発生する割れが
認められることである。これらの割れは、ときに
は被覆の壁の厚さを貫いて拡がり、燃料棒の完全
性を損ない冷却材が燃料棒及び放射性の核分裂生
成物中に入り込んで、原子炉の炉心を還流してい
る一時冷却材の汚染を惹き起こすことがある。こ
の種の割れの現象は、ジルコニウム合金類の内部
における割れの発生と拡がりを誘起する照射によ
る硬化と、機械的な応力と、各分裂生成物との相
互作用によつて惹き起こされるものと一般に考え
られている。 水冷却原子炉の運転時に燃料ペレツトと被覆と
の界面で発生する割れの拡がりに抵抗するものと
して、内側面にジルコニウム層を接着したジルカ
ロイ燃料被覆管が提案されている。この種の提案
は、たとえば、米国特許第4045288号、第4372817
号、第4200492号及び第4390497号明細書及び英国
特許第2104711A号明細書でなされている。 前記各特許のジルコニウム塗膜は、水腐蝕に対
する抵抗性を考慮することなくPCIに対する抵抗
性を理由に選択されたものである。被覆が原子炉
内部で侵されて被覆内部への冷却材の侵入を許し
た場合には、被覆の大部分を形成している高ジル
コウム合金の耐水腐蝕性と比較して塗膜の耐水腐
蝕性は遥かに劣つているものと考えられる。この
ような状況下にあつては、塗膜は比較的速やかに
完全酸化されて役に立たないものになるととも
に、被覆のジルコニウム合金部分の内部では水素
化物の形が増加しジルコニウム合金の構造完全性
が危くなる。このような被覆の劣化は、冷却材へ
のウラニウム及び放射性核種の多量の放出を伴な
う総体的な破壊につながる可能性がある。 本技術分野では、耐水腐蝕性の高い従来法のジ
ルコニウム合金の層の中間に前記特許のジルコニ
ウム層を埋め込むか、又は先に提案された内側に
面したジルコニウム層の代りにジルコニウム含有
量の低い低ジルコニウム合金を用いることによ
り、上述の耐水腐蝕性の問題を解決しようとして
いる。この種の設計例は、英国特許第2119559号
明細書に記載されている。 ＜発明が解決しようとする問題点＞ 上術の努力にもかかわらず、内径面及び外径面
の両面の従来法のジルコニウム合金の持つ優れた
耐水腐蝕性を保持し、しかも従来法のジルカロイ
−２及びジルカイロイ−４よりも優れたPCI割れ
の拡がりに対する抵抗性を持つ水冷却型原子炉の
燃料被覆に対する要求が継続して存在している。 ＜問題点を解決するための手段＞ 従つて、本発明は、ジルカロイ−２及びジルカ
ロイ−４からなる群より選ばれた強度が高く耐水
腐蝕性の優れた第一のジルコニウム合金製の外側
円筒形層と、前記外側円筒形層と金属学的に結合
しており、且つ錫0.1〜0.3重量％、鉄0.05〜0.2重
量％、ニオビウム0.05〜0.4重量％、およびニツ
ケル、クロム及びこれらの組合せからなる群から
選ばれた元素0.03〜0.1重量％を含有し、その際、
鉄とニツケルとクロムの含有量の合計が0.25重量
％未満であり、更に300〜1200ppmの酸素を含有
し、残部がジルコニウムである第二のジルコニウ
ム合金製の内側円筒形層とから成り、前記内側円
筒形層が前記外側円筒形層の耐水腐蝕性と少なく
とも実質的に同等の耐水腐蝕性を有していること
を特徴とする原子炉燃料被覆管に関する。 本発明の燃料被覆管は、従来法のジルカロイ−
２及びジルカロイ−４製の燃料被覆体と比較し
て、優れたPCI割れの拡がりに対する抵抗性を持
つ。 好ましい酸素含有量は約300〜1000ppm、より
好ましくは約300〜700ppmである。 又、ニオビウムの含有量は、0.05〜0.2重量％
であるのが好ましい。 ＜実施例＞ 本発明をより明確に理解できるよう、以下に添
付図面を参照して、本発明の好ましい実施例につ
いて説明する。 図面に示すように、複合燃料被覆管１は、異な
るジルコニウム系合金から成る２層の同心円筒状
層を持つ。外側層１０は、水雰囲気下において優
れた耐腐蝕性を持つことが知られた従来型高強度
ジルコニウム系合金から成る。この第一の合金と
しては、たとえば、ジルカロイ−２及びジルカロ
イ−４を用いることができる。 使用するジルカロイ−２又はジルカロイ−４
は、UNS60802（ジルカロイ−２）又は
UNS60804（ジルカロイ−４）に関するASTM
B350−80の表１に定められた化学的規格を満足
するものであるのが望ましい。更に、これらの合
金類の酸素含有量は900〜1600ppmの範囲内でな
ければならない。 外側層と金属学的に接合し、且つ外側層の内部
に位置する第二の円筒形層２０は、以下の表に
示す組成を持つ。
するジルコニウム系合金製の燃料被覆管に関す
る。本発明は、特に、加圧水型原子炉及び沸騰水
型原子炉の燃料要素内部におけるペレツト被膜相
互作用（PCI）の悪影響を最小限に抑える特性を
持つ被覆管に関する。 水冷却原子炉の分野では、全体が高ジルコニウ
ム合金製の被覆管が使用されている。一般に使用
されている合金の例としては、ジルカロイ−２
（Zilcaloy−２）及びジルカロイ−４（Zilcaloy−
４）を挙げることができる。これらの合金は、核
特性、機械的特性及び高温度下での耐水腐蝕性に
もとづいて選択される。 ＜従来の技術＞ ジルカロイ−２及びジルカロイ−４の開発と、
ジルカロイ−１及びジルカロイ−３の放棄又は不
使用に至る歴史は、1964年にASTMの特別技術
刊行物No.368として刊行されたスタンレー・カス
（Stanley Kass）による「ジルカロイの開発」
（TheDevelopment of Zircaloys）に要約されて
いる。この論文を参考文献として本明細書中に引
用する。ジルカロイの開発に関する興味ある他の
文献としては、米国特許第2772964号、第3097094
号及び第3148055号明細書を挙げることができる。 ソビエト連邦共和国の、水冷却型原子炉で一般
的に使用されているジルコニウム系合金はオゼン
ナイト−0.5（Ozhennite−0.5）であると考えられ
る。この合金は、呼称成分として、0.2重量％の
Snと、0.1重量％のFeと、0.1重量％のNi、0.1重
量％のNbとを含有するものであると考えられる。 ジルカロイ−２及びジルカロイ−４についての
市販製品の化学的特性の規格は、（UNSNo.
R60802及びR60804合金に関する）ASTM B350
−80に公表された要件を実質的に満足している。
上記の要件に加えてこの種の合金類の酸素含有量
が900乃至1600ppmであることが要求され、燃料
被膜に用いる場合には一般に約1200±200ppmで
あることが要求される。一般に実用化されている
ジルカロイ被覆管の製造方法は、インゴツトを熱
間加工して中間寸法のビレツト又はロォグにし、
ビレツトをベータ溶液（beta solution）で処理
し、中空ビレツトを機械加工し、その中空ビレツ
トを高温度でアルフア押出し成形して（alpha
extruding）中空円筒形の押出成形物とし、各ロ
ール通過前にアルフア再結晶焼鈍を行なつて多数
回の冷間ピルガー圧延により押出成形物を圧延し
てほぼ仕上り寸法の被覆にする方法である。次
に、冷間加工されたほぼ仕上り寸法の被覆を最終
焼鈍する。この最終焼鈍は、応力緩和焼鈍である
場合もあり、部分的再結晶焼鈍である場合もあ
り、完全再結晶焼鈍である場合もある。最終焼鈍
のタイプは、燃料被覆の機械的特性に合わせた設
計者の規格に基ずいて選択される。 ＜従来技術の問題点＞ 前述の被覆を使用した燃料棒を用いた場合に起
こる一つの問題点は、破砕された熱膨張する酸化
物燃料ペレツトとの接触によつて更に応力が加わ
る状態に置かれる被覆の内面から発生する割れが
認められることである。これらの割れは、ときに
は被覆の壁の厚さを貫いて拡がり、燃料棒の完全
性を損ない冷却材が燃料棒及び放射性の核分裂生
成物中に入り込んで、原子炉の炉心を還流してい
る一時冷却材の汚染を惹き起こすことがある。こ
の種の割れの現象は、ジルコニウム合金類の内部
における割れの発生と拡がりを誘起する照射によ
る硬化と、機械的な応力と、各分裂生成物との相
互作用によつて惹き起こされるものと一般に考え
られている。 水冷却原子炉の運転時に燃料ペレツトと被覆と
の界面で発生する割れの拡がりに抵抗するものと
して、内側面にジルコニウム層を接着したジルカ
ロイ燃料被覆管が提案されている。この種の提案
は、たとえば、米国特許第4045288号、第4372817
号、第4200492号及び第4390497号明細書及び英国
特許第2104711A号明細書でなされている。 前記各特許のジルコニウム塗膜は、水腐蝕に対
する抵抗性を考慮することなくPCIに対する抵抗
性を理由に選択されたものである。被覆が原子炉
内部で侵されて被覆内部への冷却材の侵入を許し
た場合には、被覆の大部分を形成している高ジル
コウム合金の耐水腐蝕性と比較して塗膜の耐水腐
蝕性は遥かに劣つているものと考えられる。この
ような状況下にあつては、塗膜は比較的速やかに
完全酸化されて役に立たないものになるととも
に、被覆のジルコニウム合金部分の内部では水素
化物の形が増加しジルコニウム合金の構造完全性
が危くなる。このような被覆の劣化は、冷却材へ
のウラニウム及び放射性核種の多量の放出を伴な
う総体的な破壊につながる可能性がある。 本技術分野では、耐水腐蝕性の高い従来法のジ
ルコニウム合金の層の中間に前記特許のジルコニ
ウム層を埋め込むか、又は先に提案された内側に
面したジルコニウム層の代りにジルコニウム含有
量の低い低ジルコニウム合金を用いることによ
り、上述の耐水腐蝕性の問題を解決しようとして
いる。この種の設計例は、英国特許第2119559号
明細書に記載されている。 ＜発明が解決しようとする問題点＞ 上術の努力にもかかわらず、内径面及び外径面
の両面の従来法のジルコニウム合金の持つ優れた
耐水腐蝕性を保持し、しかも従来法のジルカロイ
−２及びジルカイロイ−４よりも優れたPCI割れ
の拡がりに対する抵抗性を持つ水冷却型原子炉の
燃料被覆に対する要求が継続して存在している。 ＜問題点を解決するための手段＞ 従つて、本発明は、ジルカロイ−２及びジルカ
ロイ−４からなる群より選ばれた強度が高く耐水
腐蝕性の優れた第一のジルコニウム合金製の外側
円筒形層と、前記外側円筒形層と金属学的に結合
しており、且つ錫0.1〜0.3重量％、鉄0.05〜0.2重
量％、ニオビウム0.05〜0.4重量％、およびニツ
ケル、クロム及びこれらの組合せからなる群から
選ばれた元素0.03〜0.1重量％を含有し、その際、
鉄とニツケルとクロムの含有量の合計が0.25重量
％未満であり、更に300〜1200ppmの酸素を含有
し、残部がジルコニウムである第二のジルコニウ
ム合金製の内側円筒形層とから成り、前記内側円
筒形層が前記外側円筒形層の耐水腐蝕性と少なく
とも実質的に同等の耐水腐蝕性を有していること
を特徴とする原子炉燃料被覆管に関する。 本発明の燃料被覆管は、従来法のジルカロイ−
２及びジルカロイ−４製の燃料被覆体と比較し
て、優れたPCI割れの拡がりに対する抵抗性を持
つ。 好ましい酸素含有量は約300〜1000ppm、より
好ましくは約300〜700ppmである。 又、ニオビウムの含有量は、0.05〜0.2重量％
であるのが好ましい。 ＜実施例＞ 本発明をより明確に理解できるよう、以下に添
付図面を参照して、本発明の好ましい実施例につ
いて説明する。 図面に示すように、複合燃料被覆管１は、異な
るジルコニウム系合金から成る２層の同心円筒状
層を持つ。外側層１０は、水雰囲気下において優
れた耐腐蝕性を持つことが知られた従来型高強度
ジルコニウム系合金から成る。この第一の合金と
しては、たとえば、ジルカロイ−２及びジルカロ
イ−４を用いることができる。 使用するジルカロイ−２又はジルカロイ−４
は、UNS60802（ジルカロイ−２）又は
UNS60804（ジルカロイ−４）に関するASTM
B350−80の表１に定められた化学的規格を満足
するものであるのが望ましい。更に、これらの合
金類の酸素含有量は900〜1600ppmの範囲内でな
ければならない。 外側層と金属学的に接合し、且つ外側層の内部
に位置する第二の円筒形層２０は、以下の表に
示す組成を持つ。
【表】
上記の内側層は、原子炉内部における燃料被覆
管のPCIに関連する割れの拡がりに対する抵抗性
を改善するために設けられるものである。この層
の材料として選択される合金（表参照）は、内
側層の耐水腐蝕性をジルカイロ製の外側層の耐腐
蝕性を少なくとも実質的に同等にするために、最
少量の錫、鉄ニオビウム及びニツケルを含有する
（表に示されているように、ニツケルの一部又は
全部をクロムで置き換えてもよい）。これらの成
分元素の上限値は、原子炉内での使用時に内側層
材料が充分な延性を保有し、PCIに関連した割れ
の拡大を防止するために定めた上限値である。表
示した範囲内において、鉄、ニツケル及びクロム
の合計含有量並びに、これらの各元素の含有量は
これらの元素によつて形成される沈澱物の量が過
剰にならず、従つて、沈澱物量を所望する耐水腐
蝕性を確保するに充分な水準に保持しつつ上記の
各元素がPCIに関連する特性に及ぼす悪影響を最
小限に抑えるように限界値が定められている。 表に示した好ましい一実施例の組成物におい
ては、内側層組成物中のニツケルを完全にクロム
で置き換えることができる。たとえば重水型原子
炉の場合等は、ニツケルの中性子捕捉断面積より
もクロムの中性子捕捉断面積のほうが著しく小さ
いので、低ニツケル組成物のほうが好ましい。 錫及びニオビウムが上に特定された範囲内であ
れば、これらの元素は耐水腐蝕性を高めるととも
に、幾分かの固溶体強化（solid solution
strengthening）をもたらす。ニオビウム含有沈
澱物を最少にするために、ニオビウムの含有量は
0.4重量％以下に保たなければならない。この点
に関する保証をより確実にするためには、ニオビ
ウムの最大含有量は0.2重量％以下にするのが好
ましい。 酸素含有量が増大すると、内側層合金の硬度が
高くなり、原子炉パイル内部におけるPCI割れに
体する内側層の抵抗性に悪影響を 及ぼすと考えられる。従つて、酸素は1200ppmに
保持する。好ましい内側層の酸素含有量は300乃
至1000ppmであり、より好ましくは300乃至
700ppmである。酸素含有量の下限値は、酸素を
それ以上減少させることによるPCI特性に関する
改善には限界があり、酸素を更に減少させる際の
大幅な追加コストを考慮すると、下限値よりも酸
素含有率も更に減少させることは適当でないとい
う根拠に基づく下限値である。 内側層内部の全不純物量は2000ppm以下に保持
すると記載したが、全不純物量を1500ppm以下と
し、個々の不純物含有量をASTM B350−80、
表１、UNS R60001に規定された最大値以下に
するのが好ましい。ここで、ASTM B350−80
全部を参考分献として本明細書中に引用する。全
不純物量を減少させるには、内側層合金の製造に
使用するジルコニウム原料物質に電子ビーム融解
法を使用すればよい。 内側層２０の厚みは、外側層１０の厚みより小
さくし、好ましくは約0.051〜0.0152cm（0.002〜
0.006インチ）、より好ましくは0.0076〜0.0127cm
（0.003〜0.005インチ）にする。外側層１０が被
覆の大部分を形成しており、被覆の機械的諸特性
を定める。従つて、外側層の所要厚みは、核燃料
素材の設計技術の常法に従つて、従来法により定
めることができる。好ましくは、熱間加工、焼鈍
及び冷間加工工程を組み合わせて、内側層と外側
層との間を金属学的に完全接合させる。 例示の目的のためにのみ掲げる以下の実施例に
より、本発明を更に明らかにしたい。 必要な合金添加物を市販のジルコニウムととも
に消耗電極真空アーク融解によつて表に示す呼
称組成の合金を融解する。アーク融解は、少なく
とも２度行なう。 本願明細書に記載する被覆の化学的規格は、製
造時のインゴツト段階で合金成分元素類及び不純
物について化学分析を行ない、引き続いて製造の
中間段階たとえば一体押出し成形段階で界面元素
類、酸素、水素、及び窒素について化学分析を行
なうことにより満足することができることは容易
に理解できるものと考える。最終仕上げ寸法の被
覆について化学分析する必要はない。 表 内側層材料の呼称組成 Sn 0.2重量％ Fe 0.1重量％ Nb 0.1重量％ Ni 0.05重量％ Cr 0.05重量％ Ｏ 300ppm Zr 随伴する不純物類を除く残部 ベータ溶解処理工程（beta solution treat
ment step）を含む従来法のジルカロイ一次製造
技術により、得られたインゴツトを加工して、内
側層とのなる管状の原料成分とした。ASTM
B350−80のR60802又はR60804相当品の規格に合
致し且つ酸素含有量が900〜1600ppmであるイン
ゴツトから、従来法により、外側層となる管状の
ジルカロイ原料成分を製造した。内側層及び外側
層となるこれらの管状の原料成分は冷間加工して
もよく、熱間加工してもよく、ベータ急冷微細構
造にしてもよい。 外側層原料成分の内径表面並びに内側層原料成
分の外径表面を機械加工して、両者を嵌め込んだ
ときに両成分間の間隙が最小になる寸法にする。
機械加工後に両成分を清掃して、接合される面か
ら表面汚染物をできるだけ取り除く。次いで、両
成分を嵌め合せて、隣接する両成分の界面に形成
される環状部分を真空電子ビーム溶接によつて閉
鎖し、嵌合した両成分の両端部が溶接された後に
おいては環状の内部が真空に保持されるようにす
る。 この段階で未接合のチユーブのシエル組立体
は、全体がジルカロイでできた被覆管の製造に利
用される公知の押出し成形、冷間ピルガー（cold
pilgering）法及び焼鈍法によつて処理可能な状
態になる。1982年１月29日付出願の米国特許出願
第343788号及び第343787号並びに米国特許第
4450016号明細書に記載された従来法及び新規な
方法の何れかで使用されている従来技術のジルカ
ロイ用潤滑剤、クリーニング法、引伸し技術及び
表面仕上げ技術を用いることができる。上述の製
造方法の何れによつて、小部分の取るに足らない
不可避の接合線汚染区域を除いて、完全な連続し
た金属学的な層間接合が得られる。 本発明の実施に当たつての必須条件ではない
が、レーザ又は誘導加熱によるベータ処理を行な
うのが好ましい。ベータ処理を行なう場合には、
（米国特許出願第343788号に記載されているよう
に）好ましくは表面処理として最後から２番目と
最後の冷間ピルガー圧延工程の間で行なうか、或
いは、好ましくは壁部貫通ベータ処理として最後
から２番目の冷間ピルガー圧延工程の直前に行な
う。ベータ処理後に、好ましくは約600℃以下、
より好ましくは約550℃以下で、全中間焼鈍並び
に最終焼鈍を行なう。ベータ処理によつて付与さ
れた高い耐腐蝕性を保持するために、上記のよう
な低温度での焼鈍を行なう。最も好ましくは、外
側層及び内側層の耐水腐蝕性は、24時間の500℃、
105Kg／cm2（1500 psi）の水蒸気試験後において、
灰色若しくは実質的に黒色の付着腐蝕フイルムが
形成し重量増加が200mg／cm2未満、より好ましく
は100mg／cm2未満であるという特徴を持つ。 表面ベータ処理を行なう行なわないにかかわり
なく、最終冷間ピルガー圧延後最終焼鈍は、ジル
コニウム合金製の内側層が応力緩和される即ち、
再結晶化がほとんど起こらない（焼鈍でもよく、
部分的に再結晶化する焼鈍でもよく、完全に再結
晶化する焼鈍でもよい。完全結晶化最終焼鈍を実
施した場合には、生じる粒子の平均粒度が内側層
の壁圧の約1/4、より好ましくは1/10乃至1/30以
下になるようにする。ジルカロイ製の外側層は、
少なくとも応力緩和焼鈍される。最終焼鈍後に、
従来法のジルカロイ製チユープ清掃工程、引伸し
工程及び仕上げ工程を実施する。 塗膜つき被覆体に核分裂性の燃料物質を装入す
る。使用する燃料物質は、好ましくは、円筒状ペ
レツトであり、面取りして角をとつたエツジ部を
持つか又は凹んだ皿状端部を持つものにするのが
よい。好ましくは、ペツレトはUO2を主成分と
し、密度約95％のものである。ペレツトに、たと
えばガドリニア又は硼素化合物の如き燃焼性の吸
収剤を含有させておくこともできる。得られる燃
料要素は、公知の加圧水型又は沸騰水型原子炉の
設計のうちの何れの形にしてもよく、好ましくは
気密に封止された被覆体の内部を標準加圧ヘリウ
ム雰囲気にする。
管のPCIに関連する割れの拡がりに対する抵抗性
を改善するために設けられるものである。この層
の材料として選択される合金（表参照）は、内
側層の耐水腐蝕性をジルカイロ製の外側層の耐腐
蝕性を少なくとも実質的に同等にするために、最
少量の錫、鉄ニオビウム及びニツケルを含有する
（表に示されているように、ニツケルの一部又は
全部をクロムで置き換えてもよい）。これらの成
分元素の上限値は、原子炉内での使用時に内側層
材料が充分な延性を保有し、PCIに関連した割れ
の拡大を防止するために定めた上限値である。表
示した範囲内において、鉄、ニツケル及びクロム
の合計含有量並びに、これらの各元素の含有量は
これらの元素によつて形成される沈澱物の量が過
剰にならず、従つて、沈澱物量を所望する耐水腐
蝕性を確保するに充分な水準に保持しつつ上記の
各元素がPCIに関連する特性に及ぼす悪影響を最
小限に抑えるように限界値が定められている。 表に示した好ましい一実施例の組成物におい
ては、内側層組成物中のニツケルを完全にクロム
で置き換えることができる。たとえば重水型原子
炉の場合等は、ニツケルの中性子捕捉断面積より
もクロムの中性子捕捉断面積のほうが著しく小さ
いので、低ニツケル組成物のほうが好ましい。 錫及びニオビウムが上に特定された範囲内であ
れば、これらの元素は耐水腐蝕性を高めるととも
に、幾分かの固溶体強化（solid solution
strengthening）をもたらす。ニオビウム含有沈
澱物を最少にするために、ニオビウムの含有量は
0.4重量％以下に保たなければならない。この点
に関する保証をより確実にするためには、ニオビ
ウムの最大含有量は0.2重量％以下にするのが好
ましい。 酸素含有量が増大すると、内側層合金の硬度が
高くなり、原子炉パイル内部におけるPCI割れに
体する内側層の抵抗性に悪影響を 及ぼすと考えられる。従つて、酸素は1200ppmに
保持する。好ましい内側層の酸素含有量は300乃
至1000ppmであり、より好ましくは300乃至
700ppmである。酸素含有量の下限値は、酸素を
それ以上減少させることによるPCI特性に関する
改善には限界があり、酸素を更に減少させる際の
大幅な追加コストを考慮すると、下限値よりも酸
素含有率も更に減少させることは適当でないとい
う根拠に基づく下限値である。 内側層内部の全不純物量は2000ppm以下に保持
すると記載したが、全不純物量を1500ppm以下と
し、個々の不純物含有量をASTM B350−80、
表１、UNS R60001に規定された最大値以下に
するのが好ましい。ここで、ASTM B350−80
全部を参考分献として本明細書中に引用する。全
不純物量を減少させるには、内側層合金の製造に
使用するジルコニウム原料物質に電子ビーム融解
法を使用すればよい。 内側層２０の厚みは、外側層１０の厚みより小
さくし、好ましくは約0.051〜0.0152cm（0.002〜
0.006インチ）、より好ましくは0.0076〜0.0127cm
（0.003〜0.005インチ）にする。外側層１０が被
覆の大部分を形成しており、被覆の機械的諸特性
を定める。従つて、外側層の所要厚みは、核燃料
素材の設計技術の常法に従つて、従来法により定
めることができる。好ましくは、熱間加工、焼鈍
及び冷間加工工程を組み合わせて、内側層と外側
層との間を金属学的に完全接合させる。 例示の目的のためにのみ掲げる以下の実施例に
より、本発明を更に明らかにしたい。 必要な合金添加物を市販のジルコニウムととも
に消耗電極真空アーク融解によつて表に示す呼
称組成の合金を融解する。アーク融解は、少なく
とも２度行なう。 本願明細書に記載する被覆の化学的規格は、製
造時のインゴツト段階で合金成分元素類及び不純
物について化学分析を行ない、引き続いて製造の
中間段階たとえば一体押出し成形段階で界面元素
類、酸素、水素、及び窒素について化学分析を行
なうことにより満足することができることは容易
に理解できるものと考える。最終仕上げ寸法の被
覆について化学分析する必要はない。 表 内側層材料の呼称組成 Sn 0.2重量％ Fe 0.1重量％ Nb 0.1重量％ Ni 0.05重量％ Cr 0.05重量％ Ｏ 300ppm Zr 随伴する不純物類を除く残部 ベータ溶解処理工程（beta solution treat
ment step）を含む従来法のジルカロイ一次製造
技術により、得られたインゴツトを加工して、内
側層とのなる管状の原料成分とした。ASTM
B350−80のR60802又はR60804相当品の規格に合
致し且つ酸素含有量が900〜1600ppmであるイン
ゴツトから、従来法により、外側層となる管状の
ジルカロイ原料成分を製造した。内側層及び外側
層となるこれらの管状の原料成分は冷間加工して
もよく、熱間加工してもよく、ベータ急冷微細構
造にしてもよい。 外側層原料成分の内径表面並びに内側層原料成
分の外径表面を機械加工して、両者を嵌め込んだ
ときに両成分間の間隙が最小になる寸法にする。
機械加工後に両成分を清掃して、接合される面か
ら表面汚染物をできるだけ取り除く。次いで、両
成分を嵌め合せて、隣接する両成分の界面に形成
される環状部分を真空電子ビーム溶接によつて閉
鎖し、嵌合した両成分の両端部が溶接された後に
おいては環状の内部が真空に保持されるようにす
る。 この段階で未接合のチユーブのシエル組立体
は、全体がジルカロイでできた被覆管の製造に利
用される公知の押出し成形、冷間ピルガー（cold
pilgering）法及び焼鈍法によつて処理可能な状
態になる。1982年１月29日付出願の米国特許出願
第343788号及び第343787号並びに米国特許第
4450016号明細書に記載された従来法及び新規な
方法の何れかで使用されている従来技術のジルカ
ロイ用潤滑剤、クリーニング法、引伸し技術及び
表面仕上げ技術を用いることができる。上述の製
造方法の何れによつて、小部分の取るに足らない
不可避の接合線汚染区域を除いて、完全な連続し
た金属学的な層間接合が得られる。 本発明の実施に当たつての必須条件ではない
が、レーザ又は誘導加熱によるベータ処理を行な
うのが好ましい。ベータ処理を行なう場合には、
（米国特許出願第343788号に記載されているよう
に）好ましくは表面処理として最後から２番目と
最後の冷間ピルガー圧延工程の間で行なうか、或
いは、好ましくは壁部貫通ベータ処理として最後
から２番目の冷間ピルガー圧延工程の直前に行な
う。ベータ処理後に、好ましくは約600℃以下、
より好ましくは約550℃以下で、全中間焼鈍並び
に最終焼鈍を行なう。ベータ処理によつて付与さ
れた高い耐腐蝕性を保持するために、上記のよう
な低温度での焼鈍を行なう。最も好ましくは、外
側層及び内側層の耐水腐蝕性は、24時間の500℃、
105Kg／cm2（1500 psi）の水蒸気試験後において、
灰色若しくは実質的に黒色の付着腐蝕フイルムが
形成し重量増加が200mg／cm2未満、より好ましく
は100mg／cm2未満であるという特徴を持つ。 表面ベータ処理を行なう行なわないにかかわり
なく、最終冷間ピルガー圧延後最終焼鈍は、ジル
コニウム合金製の内側層が応力緩和される即ち、
再結晶化がほとんど起こらない（焼鈍でもよく、
部分的に再結晶化する焼鈍でもよく、完全に再結
晶化する焼鈍でもよい。完全結晶化最終焼鈍を実
施した場合には、生じる粒子の平均粒度が内側層
の壁圧の約1/4、より好ましくは1/10乃至1/30以
下になるようにする。ジルカロイ製の外側層は、
少なくとも応力緩和焼鈍される。最終焼鈍後に、
従来法のジルカロイ製チユープ清掃工程、引伸し
工程及び仕上げ工程を実施する。 塗膜つき被覆体に核分裂性の燃料物質を装入す
る。使用する燃料物質は、好ましくは、円筒状ペ
レツトであり、面取りして角をとつたエツジ部を
持つか又は凹んだ皿状端部を持つものにするのが
よい。好ましくは、ペツレトはUO2を主成分と
し、密度約95％のものである。ペレツトに、たと
えばガドリニア又は硼素化合物の如き燃焼性の吸
収剤を含有させておくこともできる。得られる燃
料要素は、公知の加圧水型又は沸騰水型原子炉の
設計のうちの何れの形にしてもよく、好ましくは
気密に封止された被覆体の内部を標準加圧ヘリウ
ム雰囲気にする。
添付の図面は、本発明による細長い燃料被覆管
の横断面図である。 １……複合燃料被覆管、１０……外側層、２０
……内側層。
の横断面図である。 １……複合燃料被覆管、１０……外側層、２０
……内側層。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ ジルカロイ−２及びジルカロイ−４からなる
群より選ばれた強度が高く耐水腐蝕性の優れた第
一のジルコニウム合金製の外側円筒形層と、前記
外側円筒形層と金属学的に結合しており、且つ錫
0.1〜0.3重量％、鉄0.05〜0.2重量％、ニオビウム
0.05〜0.4重量％、およびニツケル、クロム及び
これらの組合せからなる群から選ばれた元素0.03
〜0.1重量％を含有し、その際、鉄とニツケルと
クロムの含有量の合計が0.25重量％未満であり、
更に300〜1200ppmの酸素を含有し、残部がジル
コニウムである第二のジルコニウム合金製の内側
円筒形層とから成り、前記内側円筒形層が前記外
側円筒形層の耐水腐蝕性と少なくとも実質的に同
等の耐水腐蝕性を有していることを特徴とする原
子炉燃料被覆管。 ２ 第二のジルコニウム合金のニツケル含有量が
0.03〜0.1重量％であり、クロム含有量が200ppm
未満である特許請求の範囲第１項に記載の被覆
管。 ３ 第二のジルコニウム合金のクロム含有量が
0.03〜0.1重量％であり、ニツケル含有量が
70ppm未満である特許請求の範囲第１項に記載の
被覆管。 ４ 第二のジルコニウム合金のニオビウム含有量
が0.05〜0.2重量％である特許請求の範囲第１〜
３項のいずれか１項に記載の被覆管。 ５ 前記被覆管が、500℃、105Kg／cm2（1500psi）
の水蒸気による24時間暴露試験後の重量増加が
200mg／ｄm2未満であること、および内側層及び
外側層に実質的に黒色の酸化被膜が付着している
ことにより特徴づけられる耐腐蝕性を有する特許
請求の範囲第１〜４項のいずれか１項に記載の被
覆管。 ６ 内側円筒形層が完全に再結晶化した微細構造
を有する特許請求の範囲第１〜５項のいずれか１
項に記載の被覆管。
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|---|---|
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