JPH076018B2 - 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金 - Google Patents

耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金

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JPH076018B2
JPH076018B2 JP61178441A JP17844186A JPH076018B2 JP H076018 B2 JPH076018 B2 JP H076018B2 JP 61178441 A JP61178441 A JP 61178441A JP 17844186 A JP17844186 A JP 17844186A JP H076018 B2 JPH076018 B2 JP H076018B2
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JP
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corrosion resistance
alloy
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excellent corrosion
reactor fuel
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裕 松尾
佳孝 須田
信夫 須田
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Mitsubishi Materials Corp
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    • 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
    • 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
    • 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
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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の製造に用いた場合にすぐれた耐
食性を示すZr合金に関するものである。
〔従来の技術〕 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、かつこの原子炉の燃料被覆管に
はZr合金が用いられ、このZr合金としては、重量％で
（以下％は重量％を示す）、 Sn:1.2〜1.7％、 Fe:0.18〜0.24％、 Cr:0.07〜0.13％、 を含有し、残りがZrと不可避不純物からなる組成をもつ
たジルカロイー４が使用されていることはよく知られる
ところである。
〔発明が解決しようとする問題点〕
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つて、燃料被覆管の炉内滞在時間
が長期化の方向にあるが、上記の従来Zr合金製燃料被覆
管では、耐食性が十分でないことに原因して、これに対
応することができないのが現状である。
〔問題点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
の燃料被覆管として用いた場合に、よりすぐれた耐食性
を示すZr合金を開発すべく、特に上記の従来Zr合金に着
目し研究を行なつた結果、相対的にSn含有量を低くした
状態で、合金成分としてNbを含有させ、かつ不可避不純
物としての窒素の含有量を60ppm以下にすると、一段と
耐食性が向上し、原子炉の燃料被覆管に用いた場合に、
長期に亘る使用が可能となるという知見を得たのであ
る。
したがって、この発明は、上記の知見にもとづいてなさ
れたものであつて、 Sn:0.2〜1.15％、 Fe:0.18〜0.24％、 Cr:0.07〜0.13％、 Nb:0.05〜１％、 を含有し、残りがZrと不可避不純物からなり、かつ不可
避不純物としての窒素含有量を60ppm以下とした組成を
有する原子炉燃料被覆管用Zr合金に特徴を有するもので
ある。
なお、この発明のZr合金において、Sn,Fe,およびCr成分
は、共存した状態で耐食性を向上させる作用があり、し
たがつて、これらの３成分のうちのいずれの成分の含有
量でも上記の下限値より少ない含有量になると、所望の
すぐれた耐食性を確保することができないものであり、
一方上記の３成分のうちのいずれかの成分でも上記の上
限値を越えた含有量になると、再び耐食性が低下するよ
うになることから、これらの成分の含有量を、それぞれ
Sn:0.2〜1.15％、Fe:0.18〜0.24％、Cr:0.07〜0.13％と
定めたのである。
また、Nb成分にも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0.05％未満では所望の耐食性向
上効果が得られず、一方その含有量が１％を越えると、
合金中の析出物の量が多くなりすぎて加工性が劣化する
ようになるばかりでなく、中性子吸引作用を増すように
なつて望ましくないことから、その含有量を0.05〜１％
と定めた。
さらに不可避不純物としての窒素の含有量が60ppmを越
えると、Sn,Fe,Cr,およびNbの含有量を上記の通りに限
定してもすぐれた耐食性を確保することはできないこと
から、窒素含有量を60ppm以下と定めた。
〔実施例〕
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。
原料として、99.8％以上の範囲内の純度を有する各種の
Zrスポンジ、いずれも99.9％の純度を有するSn粉末、Fe
粉末、Cr粉末、およびNb粉末を用意し、これら原料をそ
れぞれ所定の配合組成に配合し、混合した後、圧粉体に
プレス成形し、この圧粉体をアーク炉にて溶解してボタ
ン材とし、ついでこれに温度:600℃、圧下率:50％の条
件で熱間鍛造を旋した後、温度:1080℃に加熱後水焼入
れの処理を施し、ついで塩浴酸洗を行なつた状態で、圧
延率:50％にて冷間圧延を施し、さらに温度:630℃に２
時間保持の条件で再結晶焼鈍を行なつた後、再び圧下
率:50％にて冷間圧延を施し、引続いて温度:450℃に２
時間保持の条件で歪取り焼鈍を行ない、最終的に酸洗お
よび研磨を施すことによつて、第１表に示される成分組
成を有し、かつ幅:20mm×長さ:40mm×厚さ:0.5mmの寸法
をもつた本発明Zr合金１〜８および比較Zr合金１〜７か
らなる試験片をそれぞれ製造した。
なお、比較Zr合金１〜７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）がこの発
明の範囲から外れた組成をもつものである。
ついで、この結果得られた本発明Zr合金１〜８および比
較Zr合金１〜７の試験片を用い、通常用いられている静
置式オートクレーブ試験装置で、水蒸気中、温度:450
℃、圧力:105kg/cm2の条件で炉外腐食試験を行ない、72
0時間の試験後の腐食増量を測定した。これらの測定結
果を第１表に示した。
〔発明の効果〕 第１表に示される結果から、本発明Zr合金１〜８は、い
ずれもすぐれた耐食性を示すのに対して、比較Zr合金１
〜７に見られるように、構成成分のうちのいずれかの成
分含有量でもこの発明の範囲から外れると、耐食性が低
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、特に原子炉の燃料
被覆管がさらされる条件下ですぐれた耐食性を示すの
で、これを実用に供した場合には著しく長期に亘つての
使用が可能となるなど工業上有用な特性を有するのであ
る。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】Sn:0.2〜1.15％、 Fe:0.18〜0.24％、 Cr:0.07〜0.13％、 Nb:0.05〜１％、 を含有し、残りがZrと不可避不純物からなり、かつ不可
    避不純物としての窒素含有量が60ppm以下の組成（以上
    重量％）を有することを特徴とする耐食性のすぐれた原
    子炉燃料被覆管用Zr合金。
JP61178441A 1986-07-29 1986-07-29 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金 Expired - Lifetime JPH076018B2 (ja)

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FR878710699A FR2602368B1 (fr) 1986-07-29 1987-07-28 Alliage de zirconium a haute resistance a la corrosion pour emploi comme matiere de revetement d'elements combustibles pour reacteur nucleaire
US07/300,256 US4963323A (en) 1986-07-29 1989-01-23 Highly corrosion-resistant zirconium alloy for use as nuclear reactor fuel cladding material

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JPS6335750A JPS6335750A (ja) 1988-02-16
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FR2602368A1 (fr) 1988-02-05
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