JPH07248391A - 核燃料被覆管およびその製造方法 - Google Patents

核燃料被覆管およびその製造方法

Info

Publication number
JPH07248391A
JPH07248391A JP6042388A JP4238894A JPH07248391A JP H07248391 A JPH07248391 A JP H07248391A JP 6042388 A JP6042388 A JP 6042388A JP 4238894 A JP4238894 A JP 4238894A JP H07248391 A JPH07248391 A JP H07248391A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
cladding tube
zirconium
nuclear fuel
liner
oxidation treatment
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
Application number
JP6042388A
Other languages
English (en)
Inventor
Masafumi Nakatsuka
雅文 中司
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.)
Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
Original Assignee
Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
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 Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd filed Critical Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
Priority to JP6042388A priority Critical patent/JPH07248391A/ja
Publication of JPH07248391A publication Critical patent/JPH07248391A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】ジルコニウムライナ型被覆管において、燃料被
覆管の一部が破損して被覆管内の水素濃度が上昇した時
に、被覆管材料内に水素が吸収されて被覆管が脆化する
現象を阻止することを目的とする。 【構成】内周面にジルコニウムもしくはジルコニウムを
主成分とする合金から構成されたライナを内張りした燃
料被覆管において、前記ライナの内表面または前記ライ
ナの内表面と被覆管外表面に水素透過抑制機能を有する
層を形成して被覆管の脆化を阻止することを特徴とす
る。また、この水素透過抑制機能を有する層は大気圧下
水蒸気雰囲気中で酸化処理して酸化膜を生成させること
によって得られるが、この酸化膜が黒色になるまで酸化
処理する必要がある。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は軽水冷却型原子炉の核燃
料要素に使用される核燃料被覆管に関し、特にジルコニ
ウムライナ型被覆管に関する。
【0002】
【従来の技術】軽水冷却型原子炉に装荷される核燃料要
素は、燃料被覆管内に複数個の核燃料ペレットを積層収
容し、上端部にガス溜用プレナム部と核燃料ペレットを
安定に支持するためのプレナムスプリングを有し、両端
開口部を上部および下部端栓で溶接した構造となってい
る。
【0003】以上の構成において、被覆管には、核燃料
ペレットから放出される放射性核分裂生成物が管外部に
漏洩して冷却材と接触することがないように、安全性の
高い機能が求められている。現在までの運転経験によれ
ば、燃料燃焼度が高くなった段階で出力が急激に上昇す
ると、被覆管と腐食性核分裂生成物との化学反応が起こ
り、また核燃料ペレットが熱膨脹することによって被覆
管に熱応力が加わり、上記両者の重畳作用により被覆管
に応力腐食割れを生ずるおそれのあることが判明した。
【0004】そこで、このような被覆管の応力腐食割れ
を防止するために、被覆管の内周面に例えば厚さ80〜
100μmの純ジルコニウムライナ層が張設された、い
わゆるジルコニウムライナ管が提案されている(特開昭
55−164396号公報)。この純ジルコニウムナイ
ナ層によって被覆管と腐食性核分裂生成物との接触が防
止されるとともに、被覆管に発生する局所応力を緩和し
て、当該被覆管の応力腐食割れを防止する効果が期待さ
れている。
【0005】
【発明が解決しようとする課題】しかし、上記したジル
コニウムライナ層を有する被覆管には、内表面に活性な
純ジルコニウム層が露出しているため、万一何等かの原
因で燃料被覆管の一部が開口して冷却材が燃料要素内に
侵入した場合には、冷却材と燃料ペレットおよびジルコ
ニウムが反応し、その結果燃料要素内の水素濃度が上昇
する。この水素がライナ内表面層を透過して被覆管材料
内に吸収され、被覆管材料の脆化現象を生ずる懸念があ
った。
【0006】本発明はかかる問題に対処してなされたも
ので、ジルコニウムライナ型被覆管において、燃料被覆
管の一部が破損して被覆管内の水素濃度が上昇した時
に、被覆管材料内に水素が吸収されて被覆管が脆化する
現象を阻止することを目的とする。
【0007】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明は、燃料要素破損時に被覆管内空間に発生し
た水素ガスが被覆管材料内へ吸収されないようにしたも
のであって、すなわち、内周面にジルコニウムもしくは
ジルコニウムを主成分とする合金から構成されたライナ
を内張りした燃料被覆管において、前記ライナの内表面
または前記ライナの内表面と被覆管外表面に水素透過抑
制機能を有する層が形成されていることを特徴とする。
【0008】また、本発明は上記燃料被覆管の製造方法
に関するものであって、内周面にジルコニウムもしくは
ジルコニウムを主成分とする合金から構成されたライナ
を内張りした燃料被覆管の内表面または内外表面を大気
圧下の水蒸気雰囲気中で酸化膜が黒色化するまで酸化処
理することを特徴とする。
【0009】水素透過抑制機能を有する層としては黒色
の単斜晶からなるジルコニウム酸化物が挙げられる。ま
た、上記製造方法で使用する酸化処理装置としては、水
蒸気発生装置を備えかつ水蒸気を攪拌する機能を備えた
酸化処理装置を用いるとよい。
【0010】
【作用】UO2 ペレットを内蔵したジルコニウムライナ
型被覆管が破損し、冷却材が被覆管内に侵入した時の、
被覆管材料への水素の吸収挙動を、種々の内表面処理を
施した被覆管について調べた。
【0011】試験した被覆管は以下の6種である。 表面酸化処理をしていない非ライナ型ジルコニウム合
金製被覆管。 420℃で72kg/cm2 、3時間のオートクレー
ブ処理をして内表面にオートクレーブ膜を形成させた非
ライナ型ジルコニウム合金製被覆管。 450℃で大気圧下、水蒸気中で酸化処理した非ライ
ナ型ジルコニウム合金製被覆管。 表面酸化処理をしていないジルコニウムライナ型ジル
コニウム合金製被覆管。 大気圧の水蒸気中で内表面に白色の酸化物を形成させ
たジルコニウムライナ型ジルコニウム合金製被覆管。 大気圧下、450℃で24時間、水蒸気中で酸化処理
して内表面に黒色の酸化物を形成させたジルコニウムラ
イナ型ジルコニウム合金製被覆管。
【0012】上記6種の被覆管を3%の水素を含むアル
ゴンガス雰囲気中に晒し、350℃に加熱処理した。所
定時間加熱した後、炉から取り出して、各被覆管の重量
増加を測定し、水素濃度を求めた。約400時間までの
結果を図3に示す。
【0013】図3から明らかなように、0.12%まで
の水素濃度をみると、酸化被膜を形成させていないお
よびは、水素吸収速度が他のものより大きいことがわ
かる。また、酸化被膜を形成させていても、の白色被
膜はおよびと同様に水素吸収速度が大きいことがわ
かる。一方、およびの非ライナ型ジルコニウム合金
製被覆管にそれぞれオートクレーブ膜および酸化膜つけ
たものは、およびの酸化膜のないものより大幅に水
素吸収速度が低下している。ジルコニウムライナ型被覆
管では、の黒色の酸化物を形成させたものだけがお
よびと同様に水素吸収速度が低下している。
【0014】以上の結果から、ジルコニウムライナ型被
覆管の場合には、ライナ内表面に黒色の酸化被膜を形成
させることにより、水素ガス雰囲気下での水素吸収速度
を低下させ、燃料の破損時における被覆管の脆化を防止
して、より安定性の高い核燃料要素が得られることがわ
かる。
【0015】なお、酸化膜は緻密な場合に黒色となり、
ポーラスな場合に白色となる。これは酸化処理の際の温
度条件や処理時間に依存する。黒色の酸化膜を得るため
には、例えば300℃以上で5時間以上処理することが
好ましい。
【0016】
【実施例】本発明の実施例を図1および図2を参照して
説明する。図1は本発明の実施例のジルコニウムライナ
型被覆管の横断面図である。図中、1はジルカロイ−2
製の核燃料被覆管、2は純ジルコニウムライナ、3はジ
ルコニウムライナ2の内表面に形成された黒色の酸化被
膜、4は被覆管外表面上の酸化被膜である。被覆管1の
外径は12.27mm、肉厚は約0.8mmである。そ
の内表面に酸素濃度800wtppm以下の純ジルコニ
ウム膜2が内張りされている。純ジルコニウム膜2の肉
厚は約90μmである。
【0017】このジルコニウムライナ管(長さ約400
0mm)を、図2に示す酸化処理装置で、約450℃の
水蒸気に約20時間晒し、被覆管の内外表面に黒色の酸
化被膜を形成した。
【0018】この酸化処理装置は、電気炉11、酸化容
器12、攪拌装置13、水蒸気発生器14、被覆管搬出
入口15から構成されている。被覆管搬出入口15から
酸化容器12内に被覆管16を搬入し、被覆管全体が4
50℃になるように電気炉11を調節し、水蒸気発生器
14から水蒸気を発生させて酸化容器12内を水蒸気で
満たす。酸化容器12には攪拌装置13が備えてあるの
で、水蒸気は均一に分布される。酸化容器12の被覆管
搬出入口15は大気に通じているが、ここから水蒸気が
常に噴出して大気の成分が容器内には逆流しないように
なっている。なお、容器内圧力は大気圧よりわずかに高
いが、第1種圧力容器には該当しない値とした。
【0019】酸化処理を施すジルコニウムライナ管は被
覆管搬出入口15から搬入し、容器内の被覆管移動機構
(図示せず)によって搬出口に移動し、容器より取り出
す。これにより被覆管の酸化処理を連続的に行うことが
可能となる。なお、被覆管の温度および水蒸気中の保持
時間はライナ管内表面上の酸化膜が黒色を保つように最
適化する。
【0020】次に、上記した酸化処理によるジルコニウ
ムライナ管の効果を確認するために、上記した酸化処理
によるジルコニウムライナ管と従来の酸化処理を施して
いないジルコニウムライナ管とを、300℃で、水素/
水蒸気圧力比を40に保った雰囲気中で10時間加熱し
た。この2種類の被覆管を長さ5mmのリング状に切断
し、280℃の大気中でリング状試験片の内側から直径
方向に引っ張って、両試料の破断までの伸びの差を比較
した。その結果、本発明の表面処理を加えた被覆管の伸
びは、従来の被覆管の伸びの1.8倍(標準偏差0.
2)であることがわかった。
【0021】これによって本発明の被覆管が従来の被覆
管に比べて水素化に対して抵抗性があり、脆化が抑制さ
れることがわかった。なお、上記実施例ではライナ管内
表面の酸化膜の形成について説明したが、上記酸化処理
装置を使用すれば被覆管外表面も同時に酸化されて同様
に酸化膜が形成される。この外表面に形成された酸化膜
も水素化に対して抵抗性があり、被覆管の脆化抑制に寄
与する。
【0022】
【発明の効果】以上説明したように、本発明はジルコニ
ウムライナ型被覆管において、燃料被覆管の一部が破損
して被覆管内の水素濃度が上昇した時に、被覆管材料内
に水素が吸収されて被覆管が脆化する現象を阻止するこ
とができ、それによって安定性の高いジルコニウムライ
ナ型被覆管を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の一実施例のジルコニウムライナ型被覆
管の横断面図。
【図2】本発明の燃料被覆管の製造方法に使用される酸
化処理装置の説明図。
【図3】各種表面処理を施した被覆管の水素吸収量と加
熱時間との関係を示す図。
【符号の説明】
1…ジルカロイ−2製の燃料被覆管、2…純ジルコニウ
ム製ライナ層、3…ジルコニウムライナ表面上の黒色の
酸化被膜、4…被覆管外表面上の黒色の酸化被膜、11
…電気炉、12…酸化処理容器、13…攪拌装置、14
…水蒸気発生器、15…被覆管搬出入口、16…燃料被
覆管。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 FI 技術表示箇所 G21C 3/06 GDL

Claims (5)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 内周面にジルコニウムもしくはジルコニ
    ウムを主成分とする合金から構成されたライナを内張り
    した燃料被覆管において、前記ライナの内表面または前
    記ライナの内表面と被覆管外表面に水素透過抑制機能を
    有する層が形成されていることを特徴とする核燃料被覆
    管。
  2. 【請求項2】 水素透過抑制機能を有する層が黒色の単
    斜晶からなるジルコニウム酸化物である請求項1記載の
    核燃料被覆管。
  3. 【請求項3】 内周面にジルコニウムもしくはジルコニ
    ウムを主成分とする合金から構成されたライナを内張り
    した燃料被覆管の内表面または内外表面を大気圧下の水
    蒸気雰囲気中で酸化膜が黒色化するまで酸化処理するこ
    とを特徴とする核燃料被覆管の製造方法。
  4. 【請求項4】 水蒸気雰囲気中での酸化処理を、水蒸気
    発生装置を備えかつ水蒸気を攪拌する機能を備えた酸化
    処理容器内で行う請求項3記載の核燃料被覆管の製造方
    法。
  5. 【請求項5】 酸化処理容器には大気側に水蒸気を噴出
    させた一個または数個の開口部を有しており、該開口部
    から核燃料被覆管を搬出入する請求項4記載の核燃料被
    覆管の製造方法。
JP6042388A 1994-03-14 1994-03-14 核燃料被覆管およびその製造方法 Pending JPH07248391A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP6042388A JPH07248391A (ja) 1994-03-14 1994-03-14 核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
JP6042388A JPH07248391A (ja) 1994-03-14 1994-03-14 核燃料被覆管およびその製造方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH07248391A true JPH07248391A (ja) 1995-09-26

Family

ID=12634695

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP6042388A Pending JPH07248391A (ja) 1994-03-14 1994-03-14 核燃料被覆管およびその製造方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH07248391A (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2017030775A1 (en) * 2015-08-14 2017-02-23 Westinghouse Electric Company Llc Corrosion and wear resistant coating on zirconium alloy cladding
CN114752749A (zh) * 2022-04-18 2022-07-15 西安交通大学 一种提高包壳材料在快中子辐照环境中耐受能力的方法

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2017030775A1 (en) * 2015-08-14 2017-02-23 Westinghouse Electric Company Llc Corrosion and wear resistant coating on zirconium alloy cladding
US9844923B2 (en) 2015-08-14 2017-12-19 Westinghouse Electric Company Llc Corrosion and wear resistant coating on zirconium alloy cladding
KR20180031052A (ko) * 2015-08-14 2018-03-27 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 지르코늄 합금 클래딩 상의 내부식성 및 내마모성 피막
CN108140434A (zh) * 2015-08-14 2018-06-08 西屋电气有限责任公司 锆合金包壳上的腐蚀和磨损抵抗性涂层
EP3335220A4 (en) * 2015-08-14 2019-04-17 Westinghouse Electric Company Llc CORROSION AND WEAR RESISTANT COATING ON A ZIRCONIUM ALLOY COVERING
CN114752749A (zh) * 2022-04-18 2022-07-15 西安交通大学 一种提高包壳材料在快中子辐照环境中耐受能力的方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Hillner¹ Corrosion of zirconium-base alloys-An overview
Cox Oxidation of Zirconium and its Alloys
CN108140434B (zh) 锆合金包壳上的腐蚀和磨损抵抗性涂层
Stehle et al. External corrosion of cladding in PWRs
JPH07287087A (ja) 被覆管及び燃料要素
US3969185A (en) Getter for nuclear fuel elements
Nouduru et al. Nodular corrosion of zirconium alloys in gaseous environment containing different contaminants
Bradhurst et al. The effects of radiation and oxygen on the aqueous oxidation of zirconium and its alloys at 290° C
JPH07301687A (ja) 被覆管
US3993453A (en) Getter for nuclear fuel elements
Rods Internal hydriding in irradiated defected Zircaloy fuel rods
Une et al. Fuel oxidation and irradiation behaviors of defective BWR fuel rods
JPH07248391A (ja) 核燃料被覆管およびその製造方法
US4314880A (en) Hydrogen permeation resistant barrier
TW512177B (en) Composite member and fuel assembly using the same
NO783788L (no) Fremgangsmaate for aa tilveiebringe en barriere med diffusjon av kobber inn i et roer av en paa zirkonium basert legering
Pickman Internal cladding corrosion effects
US7232611B2 (en) Component including a zirconium alloy, a method for producing said component, and a nuclear plant including said component
KR19990087105A (ko) 경수로용으로 설계된 구성요소 및 그러한 구성요소의 제조방법
US5790622A (en) Fuel rod having predetermined secondary damage
GB2064201A (en) Hydrogen Resistant Nuclear Fuel Container
SE524428C3 (sv) Kärnbränslestav samt förfarande för tillverkning av en kärnbränslestav
Walters The Effect of Chromium Coatings on Hydrogen Uptake in Zirconium Alloy Nuclear Fuel Cladding
JPS6036654A (ja) ジルコニウム合金のオ−トクレ−ブ処理法
Nemoto et al. Study on Loss-of-Cooling and Loss-of-Coolant Accidents in Spent Fuel Pool,(2) Fuel cladding oxidation