JPH08220270A - 耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆管 - Google Patents
耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆管Info
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- JPH08220270A JPH08220270A JP7027819A JP2781995A JPH08220270A JP H08220270 A JPH08220270 A JP H08220270A JP 7027819 A JP7027819 A JP 7027819A JP 2781995 A JP2781995 A JP 2781995A JP H08220270 A JPH08220270 A JP H08220270A
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Abstract
(57)【要約】
【目的】優れた耐応力腐食割れ性を有する核燃料被覆管
の提供。 【構成】重量％で、Ｓｎ：１．２〜１．７％、Ｆｅ：
０．０７〜０．２４％、Ｃｒ：０．０５〜０．１５％を
含有し、残部は実質的にＺｒおよび不可避不純物から成
るジルコニウム合金の表面層と、Ｎａ、Ｋ、Ｍｇおよび
Ｃａの中の１種または２種以上を、重量％の総量で、
０．０５〜０．２０％含有するジルコニウム合金の内部
層とから成る耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆管。
表面層が、Ｎｉ：０．０３〜０．１０％およびＮｂ：
０．０５〜１．００％のうちの１種以上を含有していて
も良い。
の提供。 【構成】重量％で、Ｓｎ：１．２〜１．７％、Ｆｅ：
０．０７〜０．２４％、Ｃｒ：０．０５〜０．１５％を
含有し、残部は実質的にＺｒおよび不可避不純物から成
るジルコニウム合金の表面層と、Ｎａ、Ｋ、Ｍｇおよび
Ｃａの中の１種または２種以上を、重量％の総量で、
０．０５〜０．２０％含有するジルコニウム合金の内部
層とから成る耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆管。
表面層が、Ｎｉ：０．０３〜０．１０％およびＮｂ：
０．０５〜１．００％のうちの１種以上を含有していて
も良い。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、優れた耐応力腐食割れ
性を有する核燃料被覆管に関し、より詳しくは優れた耐
応力腐食割れ性を有するジルコニウム合金系核燃料被覆
管に関する。
性を有する核燃料被覆管に関し、より詳しくは優れた耐
応力腐食割れ性を有するジルコニウム合金系核燃料被覆
管に関する。
【０００２】
【従来の技術】ジルコニウム合金は、熱中性子に対する
吸収断面積が小さいという特性を有するため、炉心を水
で冷却するタイプの原子炉内で、主に核燃料被覆管（以
下、単に「被覆管」ということもある）の材料として用
いられている。ジルコニウム合金の内、特に加圧水型軽
水炉（ＰＷＲ）においてはジルカロイ−４［JIS H4751
(1990) のZrTN804D］（Ｓｎ：１．２０〜１．７０％、
Ｆｅ：０．１８〜０．２４％、Ｃｒ：０．０７〜０．１
３％、Ｆｅ＋Ｃｒ：０．２８〜０．３７％、Ｚｒ：残
部）が、また沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）においてはジル
カロイ−２［JIS H4751 (1990)のZrTN802D］（Ｓｎ：
１．２０〜１．７０％、Ｆｅ：０．０７〜０．２０％、
Ｃｒ：０．０５〜０．１５％、Ｎｉ：０．０３〜０．０
８％、Ｆｅ＋Ｃｒ＋Ｎｉ：０．１８〜０．３８％、Ｚ
ｒ：残部）が被覆管として実用化されており、何れの合
金も良好な機械的特性と高温水、或いは高温水蒸気に対
する良好な耐食性を有している。
吸収断面積が小さいという特性を有するため、炉心を水
で冷却するタイプの原子炉内で、主に核燃料被覆管（以
下、単に「被覆管」ということもある）の材料として用
いられている。ジルコニウム合金の内、特に加圧水型軽
水炉（ＰＷＲ）においてはジルカロイ−４［JIS H4751
(1990) のZrTN804D］（Ｓｎ：１．２０〜１．７０％、
Ｆｅ：０．１８〜０．２４％、Ｃｒ：０．０７〜０．１
３％、Ｆｅ＋Ｃｒ：０．２８〜０．３７％、Ｚｒ：残
部）が、また沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）においてはジル
カロイ−２［JIS H4751 (1990)のZrTN802D］（Ｓｎ：
１．２０〜１．７０％、Ｆｅ：０．０７〜０．２０％、
Ｃｒ：０．０５〜０．１５％、Ｎｉ：０．０３〜０．０
８％、Ｆｅ＋Ｃｒ＋Ｎｉ：０．１８〜０．３８％、Ｚ
ｒ：残部）が被覆管として実用化されており、何れの合
金も良好な機械的特性と高温水、或いは高温水蒸気に対
する良好な耐食性を有している。
【０００３】しかし、実際に被覆管を原子炉内で使用す
る場合、核燃料ペレットとの反応も重要な問題となる。
核燃料ペレットとは二酸化ウラン粉末を、例えば、底面
の直径が約８〜１１ｍｍ、高さが約１０ｍｍの円筒形に
成型焼成したものであるが、原子炉内で中性子を照射さ
れると、核燃料ペレットは「スウェリング現象」と称さ
れる体積膨張を起こして被覆管内面と接触し、被覆管を
押し広げる方向に応力を発生させることとなる。
る場合、核燃料ペレットとの反応も重要な問題となる。
核燃料ペレットとは二酸化ウラン粉末を、例えば、底面
の直径が約８〜１１ｍｍ、高さが約１０ｍｍの円筒形に
成型焼成したものであるが、原子炉内で中性子を照射さ
れると、核燃料ペレットは「スウェリング現象」と称さ
れる体積膨張を起こして被覆管内面と接触し、被覆管を
押し広げる方向に応力を発生させることとなる。
【０００４】更に、核分裂に伴い核燃料ペレットからは
核分裂生成物質として腐食性の強い沃素ガスが発生し、
この沃素ガスは被覆管成分のジルコニウム（Ｚｒ）と容
易に反応して非常に脆いＺｒＩ2 を生成する。
核分裂生成物質として腐食性の強い沃素ガスが発生し、
この沃素ガスは被覆管成分のジルコニウム（Ｚｒ）と容
易に反応して非常に脆いＺｒＩ2 を生成する。
【０００５】このように被覆管内部では引張応力の発生
と腐食性ガスの生成が同時に起こるため、被覆管の延性
が低下し、応力腐食割れ（以下、ＳＣＣという）による
脆性破壊が発生する恐れがあった。
と腐食性ガスの生成が同時に起こるため、被覆管の延性
が低下し、応力腐食割れ（以下、ＳＣＣという）による
脆性破壊が発生する恐れがあった。
【０００６】そこで、特開昭５１−１３８２９４号公
報、特公平１−３７４６３号公報などに、このＳＣＣの
発生を軽減したり防止したりすることが可能な核燃料要
素が提案されている。このうち特開昭５１−１３８２９
４号公報には、被覆管と核分裂性物質とが接する面に、
沃素ゲッターとしてＡｇ、Ｍｇ、ＦｅおよびＣｕの１種
以上を単独または複合で、或いは合金にして介在させて
ＳＣＣを防止する核燃料要素が提案されている。しか
し、ここに開示されている技術では、原子炉内の中性子
経済の点で極めて不利であって効率的な原子炉の運転が
不可能になる恐れがあり、更に、介在沃素ゲッターと被
介在物との接合部で強度不足が生ずる恐れがあった。
報、特公平１−３７４６３号公報などに、このＳＣＣの
発生を軽減したり防止したりすることが可能な核燃料要
素が提案されている。このうち特開昭５１−１３８２９
４号公報には、被覆管と核分裂性物質とが接する面に、
沃素ゲッターとしてＡｇ、Ｍｇ、ＦｅおよびＣｕの１種
以上を単独または複合で、或いは合金にして介在させて
ＳＣＣを防止する核燃料要素が提案されている。しか
し、ここに開示されている技術では、原子炉内の中性子
経済の点で極めて不利であって効率的な原子炉の運転が
不可能になる恐れがあり、更に、介在沃素ゲッターと被
介在物との接合部で強度不足が生ずる恐れがあった。
【０００７】一方、特公平１−３７４６３号公報には、
熱力学的にジルコニウムよりも安定な沃化物を形成する
不純物元素、換言すればジルコニウムより更に沃素と反
応し易い不純物元素であるマグネシウムやカルシウムの
含有率を１ｐｐｍ以下に低減させたジルカロイを用い、
粒界析出を防ぐことにより粒界割れを抑制してＳＣＣの
発生を軽減した核燃料要素が提案されている。しかし、
この公報に開示されている技術においても、合金母材の
ジルコニウムの沃化が促進されるために、被覆管全体と
しての延性が低下するといった問題があった。
熱力学的にジルコニウムよりも安定な沃化物を形成する
不純物元素、換言すればジルコニウムより更に沃素と反
応し易い不純物元素であるマグネシウムやカルシウムの
含有率を１ｐｐｍ以下に低減させたジルカロイを用い、
粒界析出を防ぐことにより粒界割れを抑制してＳＣＣの
発生を軽減した核燃料要素が提案されている。しかし、
この公報に開示されている技術においても、合金母材の
ジルコニウムの沃化が促進されるために、被覆管全体と
しての延性が低下するといった問題があった。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】本発明は、上記の課題
を解決するためになされたものであり、その目的とする
ところは、高温水や高温水蒸気中で使用するのに好適な
耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆管、特に、ジルコ
ニウム合金被覆管を提供することにある。
を解決するためになされたものであり、その目的とする
ところは、高温水や高温水蒸気中で使用するのに好適な
耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆管、特に、ジルコ
ニウム合金被覆管を提供することにある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】本発明者は、上記の課題
を達成するために研究を重ねた結果、特公平１−３７４
６３号公報の技術思想とは全く相反する下記の知見を得
た。
を達成するために研究を重ねた結果、特公平１−３７４
６３号公報の技術思想とは全く相反する下記の知見を得
た。
【００１０】（ａ）アルカリ金属元素であるＮａ、Ｋや
アルカリ土類金属元素であるＭｇ、Ｃａの沃化物生成自
由エネルギーはＺｒのそれと比較して小さいため、これ
らの元素はＺｒに比べて容易に沃化反応を起こす。従っ
て、ジルコニウム合金中にＮａ、Ｋ、ＭｇおよびＣａを
分散させた場合、沃素はこれらの元素と選択的に反応し
て沃化物を生成するのでＺｒの沃化は進行せず、ジルコ
ニウム合金自体のＳＣＣ発生は抑制される。
アルカリ土類金属元素であるＭｇ、Ｃａの沃化物生成自
由エネルギーはＺｒのそれと比較して小さいため、これ
らの元素はＺｒに比べて容易に沃化反応を起こす。従っ
て、ジルコニウム合金中にＮａ、Ｋ、ＭｇおよびＣａを
分散させた場合、沃素はこれらの元素と選択的に反応し
て沃化物を生成するのでＺｒの沃化は進行せず、ジルコ
ニウム合金自体のＳＣＣ発生は抑制される。
【００１１】（ｂ）Ｎａ、Ｋ、ＭｇおよびＣａを分散さ
せたジルコニウム合金を内部層とし、表面層に高温水や
高温水蒸気に対して耐食性を有するジルコニウム合金を
配した二重管とすることにより、核分裂生成物として発
生する沃素との反応でジルコニウム合金がＳＣＣを生じ
るのを防止できるので、耐ＳＣＣに優れた核燃料被覆管
を得ることができる。
せたジルコニウム合金を内部層とし、表面層に高温水や
高温水蒸気に対して耐食性を有するジルコニウム合金を
配した二重管とすることにより、核分裂生成物として発
生する沃素との反応でジルコニウム合金がＳＣＣを生じ
るのを防止できるので、耐ＳＣＣに優れた核燃料被覆管
を得ることができる。
【００１２】上記知見に基づく本発明は下記（１）、
（２）に示す耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆管を
要旨とする。
（２）に示す耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆管を
要旨とする。
【００１３】（１）重量％で、Ｓｎ：１．２〜１．７
％、Ｆｅ：０．０７〜０．２４％、Ｃｒ：０．０５〜
０．１５％を含有し、残部は実質的にＺｒおよび不可避
不純物から成るジルコニウム合金の表面層と、Ｎａ、
Ｋ、ＭｇおよびＣａの中の１種または２種以上を、重量
％の総量で、０．０５〜０．２０％含有するジルコニウ
ム合金の内部層とから成る耐応力腐食割れ性に優れた核
燃料被覆管。
％、Ｆｅ：０．０７〜０．２４％、Ｃｒ：０．０５〜
０．１５％を含有し、残部は実質的にＺｒおよび不可避
不純物から成るジルコニウム合金の表面層と、Ｎａ、
Ｋ、ＭｇおよびＣａの中の１種または２種以上を、重量
％の総量で、０．０５〜０．２０％含有するジルコニウ
ム合金の内部層とから成る耐応力腐食割れ性に優れた核
燃料被覆管。
【００１４】（２）表面層が上記（１）に記載の成分に
加えて更に、重量％で、Ｎｉ：０．０３〜０．１０％お
よびＮｂ：０．０５〜１．００％のうちの１種以上を含
有し、残部は実質的にＺｒおよび不可避不純物から成る
ジルコニウム合金である耐応力腐食割れ性に優れた核燃
料被覆管。
加えて更に、重量％で、Ｎｉ：０．０３〜０．１０％お
よびＮｂ：０．０５〜１．００％のうちの１種以上を含
有し、残部は実質的にＺｒおよび不可避不純物から成る
ジルコニウム合金である耐応力腐食割れ性に優れた核燃
料被覆管。
【００１５】
【作用】以下に、表面層および内部層のジルコニウム合
金を構成する成分の作用効果と、その含有量を前記のよ
うに定めた理由について説明する。なお、「％」は「重
量％」を意味する。
金を構成する成分の作用効果と、その含有量を前記のよ
うに定めた理由について説明する。なお、「％」は「重
量％」を意味する。
【００１６】（表面層） Ｓｎ：Ｓｎは、ジルコニウム合金中に不純物として混入
し耐食性を劣化させる窒素の悪影響を抑制するとともに
強度を確保する作用を有する。しかし、その含有量が
１．２％未満では所望の効果が得られず、１．７％を超
えると逆に耐食性を劣化させるようになる。従って、Ｓ
ｎの含有量を１．２〜１．７％とした。
し耐食性を劣化させる窒素の悪影響を抑制するとともに
強度を確保する作用を有する。しかし、その含有量が
１．２％未満では所望の効果が得られず、１．７％を超
えると逆に耐食性を劣化させるようになる。従って、Ｓ
ｎの含有量を１．２〜１．７％とした。
【００１７】Ｆｅ：Ｆｅは、耐食性の向上および機械的
強度確保のために有効な元素である。この効果を得るに
は０．０７％以上のＦｅ含有量が必要である。一方、
０．２４％を超えると冷間加工性を損ない、また、酸化
皮膜中に存在する析出したＦｅ−Ｚｒ金属間化合物か
ら、酸化皮膜中に拡散、固溶することにより、耐食性を
低下させる。従って、その含有量を０．０７〜０．２４
％とした。
強度確保のために有効な元素である。この効果を得るに
は０．０７％以上のＦｅ含有量が必要である。一方、
０．２４％を超えると冷間加工性を損ない、また、酸化
皮膜中に存在する析出したＦｅ−Ｚｒ金属間化合物か
ら、酸化皮膜中に拡散、固溶することにより、耐食性を
低下させる。従って、その含有量を０．０７〜０．２４
％とした。
【００１８】Ｃｒ：Ｃｒも耐食性の向上と強度確保のた
めに有効な元素である。しかしその含有量が０．０５％
未満では所望の効果が得られず、０．１５％を超えると
前記の効果が飽和するばかりか、冷間加工性を損なうよ
うになるので、その含有量を０．０５〜０．１５％とし
た。
めに有効な元素である。しかしその含有量が０．０５％
未満では所望の効果が得られず、０．１５％を超えると
前記の効果が飽和するばかりか、冷間加工性を損なうよ
うになるので、その含有量を０．０５〜０．１５％とし
た。
【００１９】本発明の核燃料被覆管の表面層を構成する
ジルコニウム合金には、上記の成分に加えて、更にＮｉ
とＮｂの１種以上を含んでいても良い。これらの合金元
素の作用効果と望ましい含有量は下記の通りである。
ジルコニウム合金には、上記の成分に加えて、更にＮｉ
とＮｂの１種以上を含んでいても良い。これらの合金元
素の作用効果と望ましい含有量は下記の通りである。
【００２０】Ｎｉ：Ｎｉにはジルコニウム合金の耐食性
を一段と向上させる作用があるので、より以上の耐食性
を求められる場合に添加しても良い。しかし、０．０３
％未満の含有量では所望の効果が得られず、０．１０％
を超えて含有すると腐食反応で発生する水素の吸収を促
進し機械的性質に悪影響を及ぼすようになる。従って、
Ｎｉを添加する場合は、その含有量は０．０３〜０．１
０％とするのが良い。
を一段と向上させる作用があるので、より以上の耐食性
を求められる場合に添加しても良い。しかし、０．０３
％未満の含有量では所望の効果が得られず、０．１０％
を超えて含有すると腐食反応で発生する水素の吸収を促
進し機械的性質に悪影響を及ぼすようになる。従って、
Ｎｉを添加する場合は、その含有量は０．０３〜０．１
０％とするのが良い。
【００２１】Ｎｂ：Ｎｂにもジルコニウム合金の耐食性
を一段と向上させる作用があるので、より以上の耐食性
を求められる場合に添加しても良い。しかし、その含有
量が０．０５％未満では所望の効果が得られず、１．０
０％を超えるとその効果が飽和するばかりかかえって耐
食性の低下をきたし、また、加工性の劣化を招くように
なる。従って、Ｎｂを添加する場合は、その含有量は
０．０５〜１．００％とするのが良い。
を一段と向上させる作用があるので、より以上の耐食性
を求められる場合に添加しても良い。しかし、その含有
量が０．０５％未満では所望の効果が得られず、１．０
０％を超えるとその効果が飽和するばかりかかえって耐
食性の低下をきたし、また、加工性の劣化を招くように
なる。従って、Ｎｂを添加する場合は、その含有量は
０．０５〜１．００％とするのが良い。
【００２２】（内部層） Ｎａ、Ｋ、ＭｇおよびＣａ：Ｎａ、Ｋ、ＭｇおよびＣａ
の何れの元素も、沃化物生成自由エネルギーがＺｒのそ
れよりも小さいためＺｒよりも容易に沃化反応を起こ
す。従って、これらの元素がジルコニウム合金中に分散
している場合には選択的に沃化物を形成し、Ｚｒの沃化
反応は進行しないのでジルコニウム合金自体の延性低下
が抑制され、耐ＳＣＣ性が向上する。この耐ＳＣＣ性向
上の効果はジルコニウム合金中のＮａ、Ｋ、Ｍｇおよび
Ｃａの含有量が総量で０．０５％未満の時には極めて小
さく、一方、総量で０．２０％を超えて含有させると、
ＮａＩなどの沃化物が多量に生成してかえって被覆管の
延性を損なうようになるので、Ｎａ、Ｋ、ＭｇおよびＣ
ａの含有量は総量で０．０５〜０．２０％とした。
の何れの元素も、沃化物生成自由エネルギーがＺｒのそ
れよりも小さいためＺｒよりも容易に沃化反応を起こ
す。従って、これらの元素がジルコニウム合金中に分散
している場合には選択的に沃化物を形成し、Ｚｒの沃化
反応は進行しないのでジルコニウム合金自体の延性低下
が抑制され、耐ＳＣＣ性が向上する。この耐ＳＣＣ性向
上の効果はジルコニウム合金中のＮａ、Ｋ、Ｍｇおよび
Ｃａの含有量が総量で０．０５％未満の時には極めて小
さく、一方、総量で０．２０％を超えて含有させると、
ＮａＩなどの沃化物が多量に生成してかえって被覆管の
延性を損なうようになるので、Ｎａ、Ｋ、ＭｇおよびＣ
ａの含有量は総量で０．０５〜０．２０％とした。
【００２３】なお、本発明の核燃料被覆管において、内
部層の厚みは被覆管の全肉圧の１割程度とすることが好
ましい。すなわち、被覆管においてその全肉圧は０．９
ｍｍ程度が一般的であるので、内部層の厚みは９０μｍ
程度とすることが好ましい。
部層の厚みは被覆管の全肉圧の１割程度とすることが好
ましい。すなわち、被覆管においてその全肉圧は０．９
ｍｍ程度が一般的であるので、内部層の厚みは９０μｍ
程度とすることが好ましい。
【００２４】これは、内部層の厚みが前記の値よりも薄
い場合には核燃料ペレットから受ける応力を緩和する機
能が低下し、逆に、前記の値よりも厚い場合には被覆管
全体の強度低下を招く恐れがあるためである。
い場合には核燃料ペレットから受ける応力を緩和する機
能が低下し、逆に、前記の値よりも厚い場合には被覆管
全体の強度低下を招く恐れがあるためである。
【００２５】ところで、上記した耐応力腐食割れ性に優
れた核燃料被覆管を得るには、例えば、次の実施例で述
べるようなクラッド管製造方法によれば良い。
れた核燃料被覆管を得るには、例えば、次の実施例で述
べるようなクラッド管製造方法によれば良い。
【００２６】
【実施例】表１に示す化学組成の表面層用および内部層
用のジルコニウム合金インゴットを真空溶解によって溶
製した。なお内部層用のジルコニウム合金の溶製に際し
ては、Ｎａ、Ｋ、ＭｇおよびＣａはジルコニウムに全く
固溶せず、ジルコニウムとの化合物も形成しないため、
これらの金属元素はＳｎの化合物として添加した。
用のジルコニウム合金インゴットを真空溶解によって溶
製した。なお内部層用のジルコニウム合金の溶製に際し
ては、Ｎａ、Ｋ、ＭｇおよびＣａはジルコニウムに全く
固溶せず、ジルコニウムとの化合物も形成しないため、
これらの金属元素はＳｎの化合物として添加した。
【００２７】次いで、これらのインゴットに通常の方法
により溶体化処理と熱間圧延を施して中実ビレットを作
製した。その後通常の機械加工により、表面層用合金の
中実ビレットに貫通孔を設け、一方、内部層用合金の中
実ビレットの外径を前記表面層用合金の中空ビレットの
内径に合わせて加工し、表面層用合金の中空ビレットに
内部層用合金の中実ビレットを挿入して、表１に記載の
Ａ〜Ｆの複合ビレットとした。
により溶体化処理と熱間圧延を施して中実ビレットを作
製した。その後通常の機械加工により、表面層用合金の
中実ビレットに貫通孔を設け、一方、内部層用合金の中
実ビレットの外径を前記表面層用合金の中空ビレットの
内径に合わせて加工し、表面層用合金の中空ビレットに
内部層用合金の中実ビレットを挿入して、表１に記載の
Ａ〜Ｆの複合ビレットとした。
【００２８】上記のようにして作製した複合ビレットＡ
〜Ｆを用いて、通常の方法により、先ず熱間圧延によっ
て複合管の製造を行い、次いで中間焼鈍−冷間圧延の順
に組み合わせた処理を５回行い、更に最終の歪取り焼鈍
を行って、外径が１２．３ｍｍ、全肉厚が０．８６ｍｍ
でそのうち内部層厚さが０．０８９ｍｍの被覆管Ａ〜Ｆ
を製造した。
〜Ｆを用いて、通常の方法により、先ず熱間圧延によっ
て複合管の製造を行い、次いで中間焼鈍−冷間圧延の順
に組み合わせた処理を５回行い、更に最終の歪取り焼鈍
を行って、外径が１２．３ｍｍ、全肉厚が０．８６ｍｍ
でそのうち内部層厚さが０．０８９ｍｍの被覆管Ａ〜Ｆ
を製造した。
【００２９】しかる後、上記の複合被覆管に対して次の
ＳＣＣ試験を行った。すなわち、前記被覆管から切り出
した長さ１００ｍｍの試験片内部に燃料ペレットを模擬
したＡｌ2 Ｏ3 の円筒（外径１０．４ｍｍ、高さ１０ｍ
ｍ）を挿入した後、温度：３６０℃、沃素濃度０．０６
ｍｇ／ｃｍ3 の沃素雰囲気中に暴露して周方向に応力が
加わる状態とし、ＳＣＣ試験を行った。なお、表２に記
載した化学組成の材料からなる従来タイプの被覆管Ｇお
よびＨに対しても上記のＳＣＣ試験を行った。
ＳＣＣ試験を行った。すなわち、前記被覆管から切り出
した長さ１００ｍｍの試験片内部に燃料ペレットを模擬
したＡｌ2 Ｏ3 の円筒（外径１０．４ｍｍ、高さ１０ｍ
ｍ）を挿入した後、温度：３６０℃、沃素濃度０．０６
ｍｇ／ｃｍ3 の沃素雰囲気中に暴露して周方向に応力が
加わる状態とし、ＳＣＣ試験を行った。なお、表２に記
載した化学組成の材料からなる従来タイプの被覆管Ｇお
よびＨに対しても上記のＳＣＣ試験を行った。
【００３０】Ａ〜Ｈの各被覆管について試験数は１０ず
つとし、耐ＳＣＣ特性は破断時の伸びにより評価した。
表３に各被覆管における破断伸びの平均値と従来タイプ
の被覆管Ｇの平均破断伸びを基準としたときの伸び増加
率を併せて示す。
つとし、耐ＳＣＣ特性は破断時の伸びにより評価した。
表３に各被覆管における破断伸びの平均値と従来タイプ
の被覆管Ｇの平均破断伸びを基準としたときの伸び増加
率を併せて示す。
【００３１】表３から、内部層合金のＮａ、Ｋ、Ｍｇお
よびＣａの含有総量が本発明で規定する範囲にある被覆
管Ａ、Ｂ、ＣおよびＤの破断伸びは、従来タイプの被覆
管であるＧやＨのそれと比較して５０〜６０％程度大き
く、本発明が耐ＳＣＣ性の向上に極めて効果のあること
が明らかである。一方、Ｎａ、Ｋ、ＭｇおよびＣａの含
有総量が本発明で規定する量よりも少ないか（被覆管
Ｅ）、或いは多い場合（被覆管Ｆ）には、破断伸びの増
加量は若干抑えられ、耐ＳＣＣ性の向上効果は小さいも
のとなっている。
よびＣａの含有総量が本発明で規定する範囲にある被覆
管Ａ、Ｂ、ＣおよびＤの破断伸びは、従来タイプの被覆
管であるＧやＨのそれと比較して５０〜６０％程度大き
く、本発明が耐ＳＣＣ性の向上に極めて効果のあること
が明らかである。一方、Ｎａ、Ｋ、ＭｇおよびＣａの含
有総量が本発明で規定する量よりも少ないか（被覆管
Ｅ）、或いは多い場合（被覆管Ｆ）には、破断伸びの増
加量は若干抑えられ、耐ＳＣＣ性の向上効果は小さいも
のとなっている。
【００３２】
【表１】
【００３３】
【表２】
【００３４】
【表３】
【００３５】
【発明の効果】本発明のジルコニウム合金被覆管は高温
の沃素雰囲気環境下での耐ＳＣＣ性に優れるため核燃料
被覆管として用いることができ、産業上の効果は大き
い。
の沃素雰囲気環境下での耐ＳＣＣ性に優れるため核燃料
被覆管として用いることができ、産業上の効果は大き
い。
───────────────────────────────────────────────────── 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 Ｇ２１Ｄ 1/00 ＧＤＬＸ
Claims (2)
- 【請求項１】重量％で、Ｓｎ：１．２〜１．７％、Ｆ
ｅ：０．０７〜０．２４％、Ｃｒ：０．０５〜０．１５
％を含有し、残部は実質的にＺｒおよび不可避不純物か
ら成るジルコニウム合金の表面層と、Ｎａ、Ｋ、Ｍｇお
よびＣａの中の１種または２種以上を、重量％の総量
で、０．０５〜０．２０％含有するジルコニウム合金の
内部層とから成る耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆
管。 - 【請求項２】表面層が請求項１に記載の成分に加えて更
に、重量％で、Ｎｉ：０．０３〜０．１０％およびＮ
ｂ：０．０５〜１．００％のうちの１種以上を含有し、
残部は実質的にＺｒおよび不可避不純物から成るジルコ
ニウム合金である耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆
管。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7027819A JPH08220270A (ja) | 1995-02-16 | 1995-02-16 | 耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆管 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7027819A JPH08220270A (ja) | 1995-02-16 | 1995-02-16 | 耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆管 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08220270A true JPH08220270A (ja) | 1996-08-30 |
Family
ID=12231578
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7027819A Pending JPH08220270A (ja) | 1995-02-16 | 1995-02-16 | 耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆管 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH08220270A (ja) |
-
1995
- 1995-02-16 JP JP7027819A patent/JPH08220270A/ja active Pending
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