JPH0881746A - 加圧水型原子炉用Ｚｒ基合金製核燃料被覆管の製造方法 - Google Patents
加圧水型原子炉用Ｚｒ基合金製核燃料被覆管の製造方法Info
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- JPH0881746A JPH0881746A JP6247060A JP24706094A JPH0881746A JP H0881746 A JPH0881746 A JP H0881746A JP 6247060 A JP6247060 A JP 6247060A JP 24706094 A JP24706094 A JP 24706094A JP H0881746 A JPH0881746 A JP H0881746A
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Heat Treatment Of Nonferrous Metals Or Alloys (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 加圧水型原子炉の核燃料被覆管に使用される
Ｚｒ基合金管の耐一様腐食性を、成分組成の変更によら
ずに改善する。 【構成】 熱間押出製管より後の工程で、７５０〜８５
０℃の高温加熱を少なくとも１回行う。高温加熱は、加
工後の焼鈍から分離独立した１秒〜２０分の短時間加熱
とする。
Ｚｒ基合金管の耐一様腐食性を、成分組成の変更によら
ずに改善する。 【構成】 熱間押出製管より後の工程で、７５０〜８５
０℃の高温加熱を少なくとも１回行う。高温加熱は、加
工後の焼鈍から分離独立した１秒〜２０分の短時間加熱
とする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、加圧水型原子炉に使用
されるＺｒ基合金製核燃料被覆管、より具体的には、耐
一様腐食性に優れたジルカロイ−４（商品名）製の核燃
料被覆管の製造方法に関する。
されるＺｒ基合金製核燃料被覆管、より具体的には、耐
一様腐食性に優れたジルカロイ−４（商品名）製の核燃
料被覆管の製造方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】軽水型原子炉は加圧水型原子炉（ＰＷ
Ｒ）と沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に大別され、ＰＷＲに
はジルカロイ−４なるＺｒ基合金製の核燃料被覆管が、
またＢＷＲにはジルカロイ−２（商品名）なるＺｒ基合
金製の核燃料被覆管がそれぞれ使用される。
Ｒ）と沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に大別され、ＰＷＲに
はジルカロイ−４なるＺｒ基合金製の核燃料被覆管が、
またＢＷＲにはジルカロイ−２（商品名）なるＺｒ基合
金製の核燃料被覆管がそれぞれ使用される。
【０００３】これらの核燃料被覆管は、一般に次のよう
なプロセスで製造される。まず、真空溶解で作製したイ
ンゴットを熱間鍛造により丸棒状のビレットとなす。次
いで、この丸ビレットをβ焼入後に熱間押出加工して素
管となす。そして、素管に対して焼鈍を行った後、必要
な寸法が得られるまで冷間圧延−焼鈍を繰り返し、最後
の焼鈍の後に精整を行う。
なプロセスで製造される。まず、真空溶解で作製したイ
ンゴットを熱間鍛造により丸棒状のビレットとなす。次
いで、この丸ビレットをβ焼入後に熱間押出加工して素
管となす。そして、素管に対して焼鈍を行った後、必要
な寸法が得られるまで冷間圧延−焼鈍を繰り返し、最後
の焼鈍の後に精整を行う。
【０００４】ところで、いずれの核燃料被覆管にあって
も、その長寿命化は近年の大きな課題であり、そのため
にそれぞれの腐食対策が各方面で研究されている。
も、その長寿命化は近年の大きな課題であり、そのため
にそれぞれの腐食対策が各方面で研究されている。
【０００５】ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管で問
題となる腐食は、「一様腐食」である。一方、ＢＷＲ用
ジルカロイ−２核燃料被覆管で問題となる腐食は、「ノ
ジュラー腐食」である。腐食形態が異なるのは、合金成
分の違いよりも炉内使用環境が異なるためと言われてい
る。そのため、ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管と
ＢＷＲ用ジルカロイ−２核燃料被覆管とでは、異なる腐
食対策が採用される。
題となる腐食は、「一様腐食」である。一方、ＢＷＲ用
ジルカロイ−２核燃料被覆管で問題となる腐食は、「ノ
ジュラー腐食」である。腐食形態が異なるのは、合金成
分の違いよりも炉内使用環境が異なるためと言われてい
る。そのため、ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管と
ＢＷＲ用ジルカロイ−２核燃料被覆管とでは、異なる腐
食対策が採用される。
【０００６】それぞれの腐食対策は、例えばZIRCONIUM
IN THENUCLEAR INDUSTRY P202-212「Microstructure an
d Corrosion Studies for Optimized PWR and BWR Zirc
aloy Cladding」（文献１）、JAERI-M 92-162「軽水炉
燃料被覆の腐食研究の現状と今後の方向」（文献２）に
詳しく説明されている。
IN THENUCLEAR INDUSTRY P202-212「Microstructure an
d Corrosion Studies for Optimized PWR and BWR Zirc
aloy Cladding」（文献１）、JAERI-M 92-162「軽水炉
燃料被覆の腐食研究の現状と今後の方向」（文献２）に
詳しく説明されている。
【０００７】これらによると、ＰＷＲ用ジルカロイ−４
核燃料被覆管およＢＷＲ用ジルカロイ−２核燃料被覆管
の腐食に有効な対策として熱処理のあることが分かる。
熱処理による一般的な腐食対策は、総入熱パラメータΣ
Ａｉによるβ焼入処理後の入熱管理である。 ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘｐ（−40000 ／Ｔｉ） ｔｉ：焼鈍温度保持時間（ｈ） Ｔｉ：焼鈍温度（Ｋ）
核燃料被覆管およＢＷＲ用ジルカロイ−２核燃料被覆管
の腐食に有効な対策として熱処理のあることが分かる。
熱処理による一般的な腐食対策は、総入熱パラメータΣ
Ａｉによるβ焼入処理後の入熱管理である。 ΣＡｉ＝ｔｉ・ｅｘｐ（−40000 ／Ｔｉ） ｔｉ：焼鈍温度保持時間（ｈ） Ｔｉ：焼鈍温度（Ｋ）
【０００８】これを示した代表的な文献が文献１であ
り、これによると、ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆
管で問題となる一様腐食に対しては、β焼入より後のΣ
Ａｉを２×１０-18 〜５×１０-17 にする必要があり、
ＢＷＲ用ジルカロイ−２核燃料被覆管で問題となるノジ
ュラー腐食に対しては、このΣＡｉを１０-18 以下にす
る必要があるとされている。
り、これによると、ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆
管で問題となる一様腐食に対しては、β焼入より後のΣ
Ａｉを２×１０-18 〜５×１０-17 にする必要があり、
ＢＷＲ用ジルカロイ−２核燃料被覆管で問題となるノジ
ュラー腐食に対しては、このΣＡｉを１０-18 以下にす
る必要があるとされている。
【０００９】また、ＢＷＲ用ジルカロイ−２核燃料被覆
管のノジュラー腐食対策については、製造工程中のいず
れかの段階で１３００°Ｆ（７０４℃）以上の高温域か
ら外面側のみを急冷する方法が、特開昭５８−２０７３
４９号公報（文献３）に示されている。
管のノジュラー腐食対策については、製造工程中のいず
れかの段階で１３００°Ｆ（７０４℃）以上の高温域か
ら外面側のみを急冷する方法が、特開昭５８−２０７３
４９号公報（文献３）に示されている。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】ＰＷＲ用ジルカロイ−
４核燃料被覆管の一様腐食対策として、文献１に示され
たような入熱管理は非常に有効であり、現在、世界中の
この種の管はΣＡｉが２×１０-18 〜５×１０-17 の範
囲内で熱処理を受けたものになっている。しかし、入熱
管理だけでは最近のこの種の管に要求される高度の耐食
性能を満足させることが難しい。そのため文献２に示さ
れるように、主に合金成分の見直しに注力しているのが
現状である。
４核燃料被覆管の一様腐食対策として、文献１に示され
たような入熱管理は非常に有効であり、現在、世界中の
この種の管はΣＡｉが２×１０-18 〜５×１０-17 の範
囲内で熱処理を受けたものになっている。しかし、入熱
管理だけでは最近のこの種の管に要求される高度の耐食
性能を満足させることが難しい。そのため文献２に示さ
れるように、主に合金成分の見直しに注力しているのが
現状である。
【００１１】文献３に示された高温域からの外面急冷処
理は、ＢＷＲ用ジルカロイ−２核燃料被覆管で問題とな
るノジュラー腐食に対しては有効であるが、ＰＷＲ用ジ
ルカロイ−４核燃料被覆管で問題となる一様腐食に対し
ては、必ずしも有効ではない。
理は、ＢＷＲ用ジルカロイ−２核燃料被覆管で問題とな
るノジュラー腐食に対しては有効であるが、ＰＷＲ用ジ
ルカロイ−４核燃料被覆管で問題となる一様腐食に対し
ては、必ずしも有効ではない。
【００１２】なぜなら、文献３に示された実施例では、
１６５０°Ｆ（８９９℃）からの焼入処理が実施されて
いるが、このようなβ変態を既に生じている温度域から
の焼入処理では、ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管
の耐一様腐食性に悪影響を及ぼすとされる析出物の微細
化が進むからである。また、その実施例では、途中熱処
理として１１５０°Ｆ（６２１℃）×２Ｈｒを３回行っ
ているが、このときの総入熱パラメータＡｉは2.２×１
０-19 と１０-18 を超え、この点からもＰＷＲ用ジルカ
ロイ−４核燃料被覆管の一様腐食対策としては不適当で
ある。
１６５０°Ｆ（８９９℃）からの焼入処理が実施されて
いるが、このようなβ変態を既に生じている温度域から
の焼入処理では、ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管
の耐一様腐食性に悪影響を及ぼすとされる析出物の微細
化が進むからである。また、その実施例では、途中熱処
理として１１５０°Ｆ（６２１℃）×２Ｈｒを３回行っ
ているが、このときの総入熱パラメータＡｉは2.２×１
０-19 と１０-18 を超え、この点からもＰＷＲ用ジルカ
ロイ−４核燃料被覆管の一様腐食対策としては不適当で
ある。
【００１３】更に言えば、文献３に示された実施例で
は、９３２°Ｆ（５００℃）の２４時間スチーム腐食試
験でその耐食性が評価されているが、ＰＷＲ用ジルカロ
イ−４核燃料被覆管の腐食については、試験温度が４１
５℃以上では試験結果が炉内の腐食結果と矛盾する（In
ternational Symposium on Environmental Degradation
of Materials in Nuclear Power Systems PAGE. 10.15-
10.24 1990) 。そのため、文献３に示された腐食試験で
は、ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管の耐食性を評
価することができない。
は、９３２°Ｆ（５００℃）の２４時間スチーム腐食試
験でその耐食性が評価されているが、ＰＷＲ用ジルカロ
イ−４核燃料被覆管の腐食については、試験温度が４１
５℃以上では試験結果が炉内の腐食結果と矛盾する（In
ternational Symposium on Environmental Degradation
of Materials in Nuclear Power Systems PAGE. 10.15-
10.24 1990) 。そのため、文献３に示された腐食試験で
は、ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管の耐食性を評
価することができない。
【００１４】以上のようにＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃
料被覆管の腐食対策、特に熱処理による腐食対策として
は、総入熱パラメータΣＡｉによる入熱管理を超えるも
のが存在しないのが現状であり、そのために最初に記し
た通り、最近の厳しい要求に対してはもっぱら合金成分
の見直しの点から対策が講じられているわけである。
料被覆管の腐食対策、特に熱処理による腐食対策として
は、総入熱パラメータΣＡｉによる入熱管理を超えるも
のが存在しないのが現状であり、そのために最初に記し
た通り、最近の厳しい要求に対してはもっぱら合金成分
の見直しの点から対策が講じられているわけである。
【００１５】本発明はかかる事情に鑑みなされたもので
あって、ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管の耐食性
を熱処理により高める核燃料被覆管製造方法を提供する
ことを目的とする。
あって、ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管の耐食性
を熱処理により高める核燃料被覆管製造方法を提供する
ことを目的とする。
【００１６】
【課題を解決するための手段】ＰＷＲ用ジルカロイ−４
核燃料被覆管の耐一様腐食性を高めるために、β焼入後
の総入熱パラメータΣＡｉを２×１０-18 ×５〜１０
-17 にするのが有効なことは事実であり、従来は複数回
繰り返される熱処理および各熱処理での温度・時間が均
等に耐食性に影響するとの観点から、各熱処理での入熱
および条件が設定されてきた。
核燃料被覆管の耐一様腐食性を高めるために、β焼入後
の総入熱パラメータΣＡｉを２×１０-18 ×５〜１０
-17 にするのが有効なことは事実であり、従来は複数回
繰り返される熱処理および各熱処理での温度・時間が均
等に耐食性に影響するとの観点から、各熱処理での入熱
および条件が設定されてきた。
【００１７】しかし、本発明者の調査によれば、複数回
の熱処理および処理条件が全て均等に耐食性に影響する
のではなく、高温処理での加熱温度が特に強く耐食性に
影響することが判明した。
の熱処理および処理条件が全て均等に耐食性に影響する
のではなく、高温処理での加熱温度が特に強く耐食性に
影響することが判明した。
【００１８】本発明はかかる知見に基づくものであっ
て、加圧水型原子炉に使用されるＺｒ基合金製核燃料被
覆管の製造方法であって、熱間押出製管工程より後の加
工・熱処理工程において、７５０〜８５０℃の温度域に
加熱する少なくとも１回の高温加熱処理を行うことを特
徴とする加圧水型原子炉用Ｚｒ基合金製核燃料被覆管の
製造方法を要旨とする。
て、加圧水型原子炉に使用されるＺｒ基合金製核燃料被
覆管の製造方法であって、熱間押出製管工程より後の加
工・熱処理工程において、７５０〜８５０℃の温度域に
加熱する少なくとも１回の高温加熱処理を行うことを特
徴とする加圧水型原子炉用Ｚｒ基合金製核燃料被覆管の
製造方法を要旨とする。
【００１９】高温加熱処理としては、高温加熱処理が、
加工後の焼鈍から分離独立した１秒〜２０分の短時間加
熱処理が望ましい。
加工後の焼鈍から分離独立した１秒〜２０分の短時間加
熱処理が望ましい。
【００２０】
【作用】一般に、ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管
の製造において、β焼入以降の工程で処理温度が高いの
は、３〜５回繰り返される冷間圧延後の焼鈍工程の１回
目か２回目であるが、高温とは言ってもその温度は７０
０〜７４０℃程度である。これは、焼鈍温度が７００℃
より低くなると先の総入熱パラメータΣＡｉが小さくな
って、耐一様腐食性が低下し、逆に７４０℃を超える場
合は、通常行われる真空焼鈍だと加熱時間が数時間と長
いため、焼鈍中に結晶粒の粗大化を招き、引き続いて行
われる冷間圧延時に管に疵が発生しやすくなるからであ
る。
の製造において、β焼入以降の工程で処理温度が高いの
は、３〜５回繰り返される冷間圧延後の焼鈍工程の１回
目か２回目であるが、高温とは言ってもその温度は７０
０〜７４０℃程度である。これは、焼鈍温度が７００℃
より低くなると先の総入熱パラメータΣＡｉが小さくな
って、耐一様腐食性が低下し、逆に７４０℃を超える場
合は、通常行われる真空焼鈍だと加熱時間が数時間と長
いため、焼鈍中に結晶粒の粗大化を招き、引き続いて行
われる冷間圧延時に管に疵が発生しやすくなるからであ
る。
【００２１】しかし、本発明者の調査によれば、耐一様
腐食性向上のためには、７５０℃以上の高温加熱が有効
である。その理由はジルカロイ−４に耐食性改善のため
に通常添加されるＳｎ，Ｆｅ，Ｃｒ，Ｎｉ，Ｎｂ等の元
素の固溶化が、この高温加熱より促進されるからであ
る。そして好都合なことに、この耐食性改善のための高
温処理は、数秒〜数１０分の短時間処理でよく、そのた
め、焼鈍処理を兼ねずに独立して行うことにより、結晶
粒の粗大化を回避でき、また総入熱パラメータの増大に
よる耐食性低下を回避できる。
腐食性向上のためには、７５０℃以上の高温加熱が有効
である。その理由はジルカロイ−４に耐食性改善のため
に通常添加されるＳｎ，Ｆｅ，Ｃｒ，Ｎｉ，Ｎｂ等の元
素の固溶化が、この高温加熱より促進されるからであ
る。そして好都合なことに、この耐食性改善のための高
温処理は、数秒〜数１０分の短時間処理でよく、そのた
め、焼鈍処理を兼ねずに独立して行うことにより、結晶
粒の粗大化を回避でき、また総入熱パラメータの増大に
よる耐食性低下を回避できる。
【００２２】加熱温度の上限については、ＢＷＲ用ジル
カロイ−２核燃料被覆管では文献３に示すように高α領
域からβ領域での熱処理が耐ノジュラー腐食性の改善に
有効であるが、ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管で
の一様腐食に対しては、むしろβ領域からの急冷処理が
悪影響を及ぼすので、加熱温度の上限をα＋β変態点で
ある８５０℃以下にしてβ変態発生領域からの急冷処理
をまぬがれる必要がある。
カロイ−２核燃料被覆管では文献３に示すように高α領
域からβ領域での熱処理が耐ノジュラー腐食性の改善に
有効であるが、ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管で
の一様腐食に対しては、むしろβ領域からの急冷処理が
悪影響を及ぼすので、加熱温度の上限をα＋β変態点で
ある８５０℃以下にしてβ変態発生領域からの急冷処理
をまぬがれる必要がある。
【００２３】特に望ましい加熱温度は８００〜８５０℃
である。
である。
【００２４】実際、文献３に示された実施例と同様のプ
ロセスで製造されたジルカロイ−２管について、その実
施例で採用された腐食試験（９３２°Ｆ×２４Ｈｒスチ
ーム中）を行ったところ良好な耐食性が得られたが、Ｐ
ＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管で問題となる耐一様
腐食性を評価する４００℃×２４Ｈｒスチーム試験では
むしろ腐食増量が増加し、耐食性の低下が認められた。
ロセスで製造されたジルカロイ−２管について、その実
施例で採用された腐食試験（９３２°Ｆ×２４Ｈｒスチ
ーム中）を行ったところ良好な耐食性が得られたが、Ｐ
ＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管で問題となる耐一様
腐食性を評価する４００℃×２４Ｈｒスチーム試験では
むしろ腐食増量が増加し、耐食性の低下が認められた。
【００２５】７５０〜８５０℃の高温加熱は、結晶粒の
粗大化を抑制するために、焼鈍を兼ねずに独立して行う
のが良く、加熱時間は１秒〜２０分が望ましい。１秒未
満では固溶化が不足し、耐食性改善効果が小さい。２０
分を超えると結晶粒の粗大化による冷間加工性の悪化が
問題になり、場合によっては総入熱パラメータΣＡｉの
増大による耐食性劣化も問題になる。結晶粒径は３０μ
ｍ以下が適当である。特に望ましい加熱時間は、下限に
ついては３秒以上であり、上限については３分以下であ
る。
粗大化を抑制するために、焼鈍を兼ねずに独立して行う
のが良く、加熱時間は１秒〜２０分が望ましい。１秒未
満では固溶化が不足し、耐食性改善効果が小さい。２０
分を超えると結晶粒の粗大化による冷間加工性の悪化が
問題になり、場合によっては総入熱パラメータΣＡｉの
増大による耐食性劣化も問題になる。結晶粒径は３０μ
ｍ以下が適当である。特に望ましい加熱時間は、下限に
ついては３秒以上であり、上限については３分以下であ
る。
【００２６】高温加熱の実施回数については、１回実施
すれば固溶化効果は製品まで残り耐食性向上には十分で
ある。実施時期については、製造コストのかかる特殊作
業であるので、できうる限り上工程で行うことが望まし
い。
すれば固溶化効果は製品まで残り耐食性向上には十分で
ある。実施時期については、製造コストのかかる特殊作
業であるので、できうる限り上工程で行うことが望まし
い。
【００２７】加熱方法としては、短時間で目標温度まで
加熱できる誘導加熱、レーザー加熱等が望ましい。
加熱できる誘導加熱、レーザー加熱等が望ましい。
【００２８】ＰＷＲ用ジルカロイ−４核燃料被覆管は、
外面のみの耐食性が優れていればよいので、外面加熱処
理でも十分である。
外面のみの耐食性が優れていればよいので、外面加熱処
理でも十分である。
【００２９】対象管は、ＰＷＲ用核燃料被覆管に用いら
れるジルカロイ−４またはその相当品である。
れるジルカロイ−４またはその相当品である。
【００３０】
【実施例】以下に本発明の実施例を示し、比較例と対比
することにより、本発明の効果を明らかにする。
することにより、本発明の効果を明らかにする。
【００３１】真空溶解、熱間鍛造を経て製造したジルカ
ロイ−４からなる外径１９０ｍｍの中実ビレットをβ焼
入した。β焼入条件は、１０５０℃×３０分加熱−水冷
（１０℃／Ｓ）とした。β焼入後のビレットを孔繰りし
た後、熱間押出加工により外径８６ｍｍ、肉厚１４ｍｍ
の素管とした。素管に対して６４０℃×１Ｈｒの焼鈍を
行った後、表１に示すスケジユールで５回の冷間圧延お
よび焼鈍を行って、外径9.５ｍｍ、肉厚0.６ｍｍの最終
製品を得た。また、冷間圧延工程途中、すなわち、１回
目の圧延を終えた外径６3.５ｍｍ、肉厚１0.９ｍｍの管
（焼鈍後）に高温処理を誘導加熱法によって施した。
ロイ−４からなる外径１９０ｍｍの中実ビレットをβ焼
入した。β焼入条件は、１０５０℃×３０分加熱−水冷
（１０℃／Ｓ）とした。β焼入後のビレットを孔繰りし
た後、熱間押出加工により外径８６ｍｍ、肉厚１４ｍｍ
の素管とした。素管に対して６４０℃×１Ｈｒの焼鈍を
行った後、表１に示すスケジユールで５回の冷間圧延お
よび焼鈍を行って、外径9.５ｍｍ、肉厚0.６ｍｍの最終
製品を得た。また、冷間圧延工程途中、すなわち、１回
目の圧延を終えた外径６3.５ｍｍ、肉厚１0.９ｍｍの管
（焼鈍後）に高温処理を誘導加熱法によって施した。
【００３２】冷間圧延工程途中で高温処理を受けた最終
製品に対し、４００℃×１０５気圧の水蒸気中で２７日
間の腐食試験を行い、高温処理条件と腐食増量との関係
を調査した。なお、腐食増量は、高温処理を行わなかっ
たものの腐食増量を１としたときの比率で表わした。腐
食増量と合わせて高温処理後の結晶粒径、各圧延後の疵
発生の有無を調査すると共に、β焼入後の総入熱パラメ
ータΣＡｉを計算した結果を表２に示す。
製品に対し、４００℃×１０５気圧の水蒸気中で２７日
間の腐食試験を行い、高温処理条件と腐食増量との関係
を調査した。なお、腐食増量は、高温処理を行わなかっ
たものの腐食増量を１としたときの比率で表わした。腐
食増量と合わせて高温処理後の結晶粒径、各圧延後の疵
発生の有無を調査すると共に、β焼入後の総入熱パラメ
ータΣＡｉを計算した結果を表２に示す。
【００３３】熱間圧延にて製造された素管に７５０〜８
５０℃の高温加熱を実施することにより、成分組成の変
更なしに耐一様腐食性が改善される。これには、高温加
熱が焼鈍から独立した短時間加熱のために、総入熱パラ
メータΣＡｉを大きく増加させないことが寄与してい
る。加熱時間が長くなると、結晶粒径が増大し、高温加
熱が１回の場合は、総入熱パラメータΣＡｉの増大によ
る耐食性低下が問題となる前に、疵が発生する。短時間
の高温加熱を複数回実施した場合は、結晶粒の粗大化は
抑制されるが、総入熱パラメータΣＡｉの増大による耐
食性低下が問題になる。加熱温度が８５０℃を超える
と、β領域からの急冷となり、耐食性が悪化する。
５０℃の高温加熱を実施することにより、成分組成の変
更なしに耐一様腐食性が改善される。これには、高温加
熱が焼鈍から独立した短時間加熱のために、総入熱パラ
メータΣＡｉを大きく増加させないことが寄与してい
る。加熱時間が長くなると、結晶粒径が増大し、高温加
熱が１回の場合は、総入熱パラメータΣＡｉの増大によ
る耐食性低下が問題となる前に、疵が発生する。短時間
の高温加熱を複数回実施した場合は、結晶粒の粗大化は
抑制されるが、総入熱パラメータΣＡｉの増大による耐
食性低下が問題になる。加熱温度が８５０℃を超える
と、β領域からの急冷となり、耐食性が悪化する。
【００３４】
【表１】
【００３５】
【表２】 ※１回目の焼鈍の後の結晶粒径 ※※高温処理後の２回目加工で疵発生
【００３６】
【発明の効果】以上に説明した通り、本発明の加圧水型
原子炉用Ｚｒ基合金製核燃料被覆管の製造方法は、総入
熱パラメータを適正範囲内に維持した高温加熱処理によ
り、性能に大きな影響を及ぼす合金成分の変更なしに、
耐一様腐食性を高めることができる。従って、その被覆
管の高品質化に大きな効果を発揮する。
原子炉用Ｚｒ基合金製核燃料被覆管の製造方法は、総入
熱パラメータを適正範囲内に維持した高温加熱処理によ
り、性能に大きな影響を及ぼす合金成分の変更なしに、
耐一様腐食性を高めることができる。従って、その被覆
管の高品質化に大きな効果を発揮する。
Claims (2)
- 【請求項１】 加圧水型原子炉に使用されるＺｒ基合金
製核燃料被覆管の製造方法であって、熱間押出製管工程
より後の加工・熱処理工程において、７５０〜８５０℃
の温度域に加熱する少なくとも１回の高温加熱処理を行
うことを特徴とする加圧水型原子炉用Ｚｒ基合金製核燃
料被覆管の製造方法。 - 【請求項２】 高温加熱処理が、加工後の焼鈍から分離
独立した１秒〜２０分の短時間加熱処理であることを特
徴とする請求項１に記載の加圧水型原子炉用Ｚｒ基合金
製核燃料被覆管の製造方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6247060A JPH0881746A (ja) | 1994-09-13 | 1994-09-13 | 加圧水型原子炉用Ｚｒ基合金製核燃料被覆管の製造方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6247060A JPH0881746A (ja) | 1994-09-13 | 1994-09-13 | 加圧水型原子炉用Ｚｒ基合金製核燃料被覆管の製造方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0881746A true JPH0881746A (ja) | 1996-03-26 |
Family
ID=17157829
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6247060A Pending JPH0881746A (ja) | 1994-09-13 | 1994-09-13 | 加圧水型原子炉用Ｚｒ基合金製核燃料被覆管の製造方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0881746A (ja) |
-
1994
- 1994-09-13 JP JP6247060A patent/JPH0881746A/ja active Pending
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