JPS60211389A - 核燃料要素被覆管 - Google Patents
核燃料要素被覆管Info
- Publication number
- JPS60211389A JPS60211389A JP60051544A JP5154485A JPS60211389A JP S60211389 A JPS60211389 A JP S60211389A JP 60051544 A JP60051544 A JP 60051544A JP 5154485 A JP5154485 A JP 5154485A JP S60211389 A JPS60211389 A JP S60211389A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- niobium
- zirconium
- inner layer
- layer
- cladding tube
- 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.)
- Granted
Links
Classifications
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B32—LAYERED PRODUCTS
- B32B—LAYERED PRODUCTS, i.e. PRODUCTS BUILT-UP OF STRATA OF FLAT OR NON-FLAT, e.g. CELLULAR OR HONEYCOMB, FORM
- B32B15/00—Layered products comprising a layer of metal
- B32B15/01—Layered products comprising a layer of metal all layers being exclusively metallic
- B32B15/013—Layered products comprising a layer of metal all layers being exclusively metallic one layer being formed of an iron alloy or steel, another layer being formed of a metal other than iron or aluminium
-
- 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
- G21C3/20—Details of the construction within the casing with coating on fuel or on inside of casing; with non-active interlayer between casing and active material with multiple casings or multiple active layers
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
- Y10S376/90—Particular material or material shapes for fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Laminated Bodies (AREA)
- Powder Metallurgy (AREA)
- Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉燃料要素被覆管に関し、この被覆管の製
造に際し体心立方（ＢＣＣ）結晶構造金属及び合金が使
用され、特にニオブ及びニオブ基合金及び軽水炉燃料要
素におけるペレット−被覆相互作用（ＰＣＩ）の悪い影
響を最小にする特性を有するフェライトステンレススチ
ールが使用される。
造に際し体心立方（ＢＣＣ）結晶構造金属及び合金が使
用され、特にニオブ及びニオブ基合金及び軽水炉燃料要
素におけるペレット−被覆相互作用（ＰＣＩ）の悪い影
響を最小にする特性を有するフェライトステンレススチ
ールが使用される。
全体が高ジルコニウム合金からなる被覆管の使用は軽水
炉工業において実施されている。使用されている普通の
合金の例は、ジルカロイ−２、ジルカロイ−４、及びジ
ルコニウム−２，５重ｆｉ％（Ｗｌｏ）ニオブ合金であ
る。これらの合金は核燃料の性質、機械的性質、及び高
温の水耐食性に基づいて選択される。
炉工業において実施されている。使用されている普通の
合金の例は、ジルカロイ−２、ジルカロイ−４、及びジ
ルコニウム−２，５重ｆｉ％（Ｗｌｏ）ニオブ合金であ
る。これらの合金は核燃料の性質、機械的性質、及び高
温の水耐食性に基づいて選択される。
ノルカロイ−２及びジルカロイ−４の開発過程並びにジ
ルカロイ−１及び３の廃棄過程は、スタンレイ・カス（
ＳＬａｎｌｅｙ Ｋａｓｓ）による“ザ・デイベラップ
メント・オプ・ザ・ジルカロイ （Ｔｈｅ Ｄｅ−ｖｅ
ｌｏｐｍｅｎｔ ｏｆ ｔｈｅ Ｚｉｒｃａｌｏｙｓ）
”１＾ＳＴＭスペシャル・テクニカル・パブリケイシａ
ン（＾ＳＴＭ ５ｐｅ−ｅｉａｌ Ｔｅｃｈｎｉｃａｌ
Ｐｕｂｌｉｃａｔｉｏｎ）、Ｎｏ、３６８（１９６４
）、３−２フ頁１に要約されている。さらにブルカロイ
の開発について関係する文献は、米国特許明細書第２，
７７２，９６４号、３，０９７，０９４号、３，１４８
，０５５号である。
ルカロイ−１及び３の廃棄過程は、スタンレイ・カス（
ＳＬａｎｌｅｙ Ｋａｓｓ）による“ザ・デイベラップ
メント・オプ・ザ・ジルカロイ （Ｔｈｅ Ｄｅ−ｖｅ
ｌｏｐｍｅｎｔ ｏｆ ｔｈｅ Ｚｉｒｃａｌｏｙｓ）
”１＾ＳＴＭスペシャル・テクニカル・パブリケイシａ
ン（＾ＳＴＭ ５ｐｅ−ｅｉａｌ Ｔｅｃｈｎｉｃａｌ
Ｐｕｂｌｉｃａｔｉｏｎ）、Ｎｏ、３６８（１９６４
）、３−２フ頁１に要約されている。さらにブルカロイ
の開発について関係する文献は、米国特許明細書第２，
７７２，９６４号、３，０９７，０９４号、３，１４８
，０５５号である。
ジルカロイ−２及びジルカロイ−４並びにジルコニウム
−２，５重量％ニオブの大抵の工業的な化学仕様は、＾
ＳＴ８８３５０−８０ （合金ＵＳＮ Ｎｏ、Ｒ６０８
０２、Ｒ６０８０４、及びＲ６０９０１）に記載された
条件に実質上適合する。これらの条件に加え、ノルカロ
イ合金の酸素含有量は９００ないし１６００ｐｐ−１代
表的には約１２００±２００ ｐｐＩ６の範囲が要求さ
れる。
−２，５重量％ニオブの大抵の工業的な化学仕様は、＾
ＳＴ８８３５０−８０ （合金ＵＳＮ Ｎｏ、Ｒ６０８
０２、Ｒ６０８０４、及びＲ６０９０１）に記載された
条件に実質上適合する。これらの条件に加え、ノルカロ
イ合金の酸素含有量は９００ないし１６００ｐｐ−１代
表的には約１２００±２００ ｐｐＩ６の範囲が要求さ
れる。
従来、ジルカロイ被覆管の通常の製造工程は、以下の工
程を含む： インゴットを中間寸法のビレット即ち棒状物に熱間加工
し；ビレットをベータ溶体化処理し；中空のビレットに
加工し、中空ビレットを高温アルファ押出し成形して中
空円筒押出物を造り；次いで中空円筒押出物を多数の冷
間ビルが一式寸法縮小通路を通り、且つ各通路前に各ア
ルファ再結晶アニールを行って、実質上最終寸法の被覆
管とする。
程を含む： インゴットを中間寸法のビレット即ち棒状物に熱間加工
し；ビレットをベータ溶体化処理し；中空のビレットに
加工し、中空ビレットを高温アルファ押出し成形して中
空円筒押出物を造り；次いで中空円筒押出物を多数の冷
間ビルが一式寸法縮小通路を通り、且つ各通路前に各ア
ルファ再結晶アニールを行って、実質上最終寸法の被覆
管とする。
冷間加工し実質的に最終寸法とした被覆は次に最終的に
７二−ルする。この最終的なアニールは応力除去アニー
ル、部分的再結晶アニール又は全体の再結晶アニールで
あってもよい。使用される最終了ニールのタイプは、燃
料被覆の８１械的性質についての設計者の仕様に基づい
て選択される。
７二−ルする。この最終的なアニールは応力除去アニー
ル、部分的再結晶アニール又は全体の再結晶アニールで
あってもよい。使用される最終了ニールのタイプは、燃
料被覆の８１械的性質についての設計者の仕様に基づい
て選択される。
前述の被覆を使用した燃料棒の使用中に起こる問題の１
つは、破砕し熱的に膨張した酸化物燃料ペレットと接触
することにより付加的な応力下に置かれた被覆の内側表
面から亀裂の広がりが観察されることである。これらの
亀裂は時々被覆管壁面の厚さを貫通して広がり、燃料棒
の一体性を破壊し、これによって冷却材が燃料棒及び放
射性核分裂生成物中に入り込むことになり、炉心を循環
する一次冷却材を汚染することになる。この亀裂現象は
一般に、照射硬化、機械的応力、及び核分裂生成物の相
互作用により生ずるものと考えられ、ジルコニウム合金
に亀裂を発生させ亀裂を広げやすい環境を生ずる。
つは、破砕し熱的に膨張した酸化物燃料ペレットと接触
することにより付加的な応力下に置かれた被覆の内側表
面から亀裂の広がりが観察されることである。これらの
亀裂は時々被覆管壁面の厚さを貫通して広がり、燃料棒
の一体性を破壊し、これによって冷却材が燃料棒及び放
射性核分裂生成物中に入り込むことになり、炉心を循環
する一次冷却材を汚染することになる。この亀裂現象は
一般に、照射硬化、機械的応力、及び核分裂生成物の相
互作用により生ずるものと考えられ、ジルコニウム合金
に亀裂を発生させ亀裂を広げやすい環境を生ずる。
ジルカロイ被覆管のライナー内側にニオブ箔を □独立
即ち支持なしに設けることが提案されている（米国特許
明細書第３，９２５，１５１号及び第３，９６９，１８
６号）。ノルカロイ被覆管の内側表面上に薄し１ニオブ
被覆を蒸着させることも提案されてνする（米国特許明
細書第３，９６９，１８６号）。加えて、ニオブの薄い
埋設層を２本の同心ジルカロイ管即ちジルコニウムの内
側層とノルカロイの間に結合して配置することも提案さ
れている（米国特許明細書第４．０４５，２８８号）。
即ち支持なしに設けることが提案されている（米国特許
明細書第３，９２５，１５１号及び第３，９６９，１８
６号）。ノルカロイ被覆管の内側表面上に薄し１ニオブ
被覆を蒸着させることも提案されてνする（米国特許明
細書第３，９６９，１８６号）。加えて、ニオブの薄い
埋設層を２本の同心ジルカロイ管即ちジルコニウムの内
側層とノルカロイの間に結合して配置することも提案さ
れている（米国特許明細書第４．０４５，２８８号）。
ＰＣＩに関連する亀裂拡大を抑制する他の努力は、自生
圧でプルカロイ燃料被覆管の内側表面にノルコニウム層
を結合させたプルカロイ燃料被覆管を含む（米国特許明
細書第４，３７２，８１７号、第４．２００，４９２号
、及び第４ 、３９０ 、４９７号）。
圧でプルカロイ燃料被覆管の内側表面にノルコニウム層
を結合させたプルカロイ燃料被覆管を含む（米国特許明
細書第４，３７２，８１７号、第４．２００，４９２号
、及び第４ 、３９０ 、４９７号）。
従って本発明は、核燃料要素被覆管であって、該被覆管
は最外層の内側に錬ニオブ基合金内側層又１！ ７ ｘ
ライトステンレススチール内側層を含み該最外層は内
側層と同時押出により内側層に冶金的に結合し、且つ該
最外層は高温及び高圧水性環境にさらされた場合に優れ
た耐食性を示す特徴を有するジルコニウム基合金からな
り、前記錬ニオブ基物質内側層は本質的にジルコニウム
５９重量％以下、タンタル０．２５重量％以下、酸素３
００ｐｐｍ以下、残部が本質的にニオブからなり、前記
内側層の管壁の厚さが少なくとも０、．０８ ＋ｎ＋ｏ
（３ミル）であり、原子炉運転条件下で筋記ジルコニウ
ム基合金に比べ改善された亀裂拡大抵抗性をもつことを
特徴とする核燃料要素被覆管である。
は最外層の内側に錬ニオブ基合金内側層又１！ ７ ｘ
ライトステンレススチール内側層を含み該最外層は内
側層と同時押出により内側層に冶金的に結合し、且つ該
最外層は高温及び高圧水性環境にさらされた場合に優れ
た耐食性を示す特徴を有するジルコニウム基合金からな
り、前記錬ニオブ基物質内側層は本質的にジルコニウム
５９重量％以下、タンタル０．２５重量％以下、酸素３
００ｐｐｍ以下、残部が本質的にニオブからなり、前記
内側層の管壁の厚さが少なくとも０、．０８ ＋ｎ＋ｏ
（３ミル）であり、原子炉運転条件下で筋記ジルコニウ
ム基合金に比べ改善された亀裂拡大抵抗性をもつことを
特徴とする核燃料要素被覆管である。
慣用の原子炉規格のジルコニウム基合金からなる水冷却
型原子炉（ｕ＋ａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒ）燃料被覆管
の内側表面に、少なくとも０．０８ｍｍ（０，００３イ
ンチ）の厚さの錬ニオブ及び錬ノルコニウムーニオブ基
合金層を冶金的に結合したとき、練ニオブ及び錬ジルコ
ニウムーニオブ基合金は、ＰＣＩに関連する亀裂の拡大
を抑制するのに特に効果的である。ニオブ基材料の広い
組成範囲には第１表に示す３種のクラスの材料がある。
型原子炉（ｕ＋ａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒ）燃料被覆管
の内側表面に、少なくとも０．０８ｍｍ（０，００３イ
ンチ）の厚さの錬ニオブ及び錬ノルコニウムーニオブ基
合金層を冶金的に結合したとき、練ニオブ及び錬ジルコ
ニウムーニオブ基合金は、ＰＣＩに関連する亀裂の拡大
を抑制するのに特に効果的である。ニオブ基材料の広い
組成範囲には第１表に示す３種のクラスの材料がある。
第１表
Ａ Ｂ Ｃ
Ｏ＜ １００ｐｐ翔 ＜ ２００ ＜ ３００Ｔａ ＜
２５００ｐｐｍ ＜ ２０００ ＜ １５００Ｚｒ
、＜２００ｐｐｍ Ｏ，０２−１３Ｗ１０ １３−５９
Ｗ１０Ｎｂ 残部 残部 残部 （付随不純 （付随不純 （付随不純 物を含む） 物を含む） 物を含む） クラスＡの材料は酸素量が少ない実質−ヒ純粋なニオブ
である。り２スＢの材料は酸素量が少なく、安定でベー
タニオブ相ミクロ組織を有するジルコニウム−ニオブ基
合金である。クラスＣの物質は酸素量が少なく、準安定
なべ・−タ相ミクロ組織を有するノルコニウム−ニオブ
基合金である。
２５００ｐｐｍ ＜ ２０００ ＜ １５００Ｚｒ
、＜２００ｐｐｍ Ｏ，０２−１３Ｗ１０ １３−５９
Ｗ１０Ｎｂ 残部 残部 残部 （付随不純 （付随不純 （付随不純 物を含む） 物を含む） 物を含む） クラスＡの材料は酸素量が少ない実質−ヒ純粋なニオブ
である。り２スＢの材料は酸素量が少なく、安定でベー
タニオブ相ミクロ組織を有するジルコニウム−ニオブ基
合金である。クラスＣの物質は酸素量が少なく、準安定
なべ・−タ相ミクロ組織を有するノルコニウム−ニオブ
基合金である。
本発明をより明確に理解するために、示例のために図面
に基づいて本発明の実施態様を説明する。
に基づいて本発明の実施態様を説明する。
図を参照すると、核燃料要素被覆管１は同心内層からな
り、各同心内層は連続的に半径方向に隣接する層と互い
に冶金的に結合している。最外層１０はジルコニウム基
合金からなり、これは高温及び高圧水性環境にさらされ
たときに優れた耐食性を示すために選択される。これら
の要求を満足し、本発明において好適に使用できる市販
のジルコニウム合金は、原子炉規格のジルカロイ−２、
ジルカロイ−４及びノルコニウム２，５Ｗ１０ニオ１合
金である。最内層２０で使用される合金は勿論最外層１
０で使用される合金と異なる。真中の中間層３０は本発
明によるニオブ又はニオブ合金からなる。中間層３０は
好適には低酸素量の本質的に純粋なニオブであり、この
ニオブは原子炉運転条件下で中性子照射による硬化及び
ＰＣＩ亀裂の拡大に対し優れた抵抗性を有する。
り、各同心内層は連続的に半径方向に隣接する層と互い
に冶金的に結合している。最外層１０はジルコニウム基
合金からなり、これは高温及び高圧水性環境にさらされ
たときに優れた耐食性を示すために選択される。これら
の要求を満足し、本発明において好適に使用できる市販
のジルコニウム合金は、原子炉規格のジルカロイ−２、
ジルカロイ−４及びノルコニウム２，５Ｗ１０ニオ１合
金である。最内層２０で使用される合金は勿論最外層１
０で使用される合金と異なる。真中の中間層３０は本発
明によるニオブ又はニオブ合金からなる。中間層３０は
好適には低酸素量の本質的に純粋なニオブであり、この
ニオブは原子炉運転条件下で中性子照射による硬化及び
ＰＣＩ亀裂の拡大に対し優れた抵抗性を有する。
最内層２０は管材の製造時における損傷からニオブの中
間層３０を保護するために使用するために犠牲となる層
である。最内層２０は好適にはジルカロイ−２、ジルカ
ロイ−４、ジルコニウム１−３Ｗ１０ニオブ合金、又は
ジルコニウム（酸素８００ ｐｐｍ以下を含有）である
。この最内層２０は製造の完結時に完全に除去してもよ
く、原子炉運転時に高エネルギー核分裂片を吸収するた
めに、最終寸法の管に厚さ０．０１ないし０．０５ａｍ
（０，５ないし２．０ミル）の層として残すのが好適で
ある。最も好適には、最内層２０は壁厚０．０１ないし
０．０３Ｉａｍ（０，５ないし１．０ミル）とすべきで
ある。
間層３０を保護するために使用するために犠牲となる層
である。最内層２０は好適にはジルカロイ−２、ジルカ
ロイ−４、ジルコニウム１−３Ｗ１０ニオブ合金、又は
ジルコニウム（酸素８００ ｐｐｍ以下を含有）である
。この最内層２０は製造の完結時に完全に除去してもよ
く、原子炉運転時に高エネルギー核分裂片を吸収するた
めに、最終寸法の管に厚さ０．０１ないし０．０５ａｍ
（０，５ないし２．０ミル）の層として残すのが好適で
ある。最も好適には、最内層２０は壁厚０．０１ないし
０．０３Ｉａｍ（０，５ないし１．０ミル）とすべきで
ある。
すでに述べたように、中間層３０は本発明によるニオブ
材料の３種のクラスの１つで構成される。
材料の３種のクラスの１つで構成される。
中間層３０は低酸素含有量の、本質的に純ニオブを使用
するのが最も好適であるが、クラスＢの材料及びクラス
Ｃの材料は純ニオブより望ましくはないが、純ニオブの
代わりに使用できる。これらのジルコニウム−ニオブ材
料はそれらが体心立方晶（ＢＣＣ）−ベータ相を保持す
る限りＰＣＩ亀裂拡大に対し抵抗性であると考えられる
。このノルコニウム−ニオブ状態図はディ・エル・ダグ
ラス（Ｄ、Ｌ、Ｄｏｕｇｌａｓ）−９ｊザ・メタラーソ
ング・オブ・ジルコニラＡ （Ｔｈｅ Ｍｅｔａｌｌｕ
ｒｇｙ ｏｆ Ｚｉｒｃｏｎｉｕｍ）増補版（１９７１
年）１６４−１６６頁［ザ・インターナショナル・アト
ミック・エネルギー・エイジエンシー（ＴＩ＋ｅ Ｉｎ
ｔｅｒｎａｔｉυｏｎａ ｌ＾ｔｏｒｎ ｉｃ Ｅｎｅ
ｒｇｙ Ａｇｅｎｃｙ ）発行】に記載されている。こ
の状態図は０．０２−１３Ｗ１０ジルコニウムを含有す
るＢクラスの合金群が安定な完全にベータ相をなすミク
ロ組織をもつことを示している。しかし、この平衡図は
１３−５９Ｗ１０ノルコニウムを含有するＣクラスの合
金群もニオブが多いベータ相及びジルコニウムが多いア
ルファ相の両方を含むミクロ組織を持つことを示してい
る。アルファ相は稠密六方格子構造をもつ。もしＣクラ
スの合金をベータ相温度から相溶性間隙の上の温度に急
冷すると、アルファジルコニウム相の形成は抑制されて
生成するミクロ組織はＢＣＣ結晶組織を持つ準安定ニオ
ブが多いベータ相から本質的に異なる。このニオブ多い
ベータ相は３００℃−４００℃の範囲の温度に少なくと
も約３時間保持しても分解しない。このことは、Ｃタイ
プの合金の内張９は加圧木型原子炉（ＰＷＲ）又は沸騰
水型原子炉（ＢＷＲ）の寿命中完全にＢＣＣ組練を保持
する。ジルコニウム含有量を減少させると準安定ベータ
相の安定性は増大する。従って、Ｃタイプの合金は°上
述の状態図に示される相溶性間隙の温度ピークのニオブ
が多い方の側にジルコニウム含有量をもたらすことが好
ましい、即ち、ジルコニウム含有量は約４０Ｗ１０以下
であるのが好ましい。
するのが最も好適であるが、クラスＢの材料及びクラス
Ｃの材料は純ニオブより望ましくはないが、純ニオブの
代わりに使用できる。これらのジルコニウム−ニオブ材
料はそれらが体心立方晶（ＢＣＣ）−ベータ相を保持す
る限りＰＣＩ亀裂拡大に対し抵抗性であると考えられる
。このノルコニウム−ニオブ状態図はディ・エル・ダグ
ラス（Ｄ、Ｌ、Ｄｏｕｇｌａｓ）−９ｊザ・メタラーソ
ング・オブ・ジルコニラＡ （Ｔｈｅ Ｍｅｔａｌｌｕ
ｒｇｙ ｏｆ Ｚｉｒｃｏｎｉｕｍ）増補版（１９７１
年）１６４−１６６頁［ザ・インターナショナル・アト
ミック・エネルギー・エイジエンシー（ＴＩ＋ｅ Ｉｎ
ｔｅｒｎａｔｉυｏｎａ ｌ＾ｔｏｒｎ ｉｃ Ｅｎｅ
ｒｇｙ Ａｇｅｎｃｙ ）発行】に記載されている。こ
の状態図は０．０２−１３Ｗ１０ジルコニウムを含有す
るＢクラスの合金群が安定な完全にベータ相をなすミク
ロ組織をもつことを示している。しかし、この平衡図は
１３−５９Ｗ１０ノルコニウムを含有するＣクラスの合
金群もニオブが多いベータ相及びジルコニウムが多いア
ルファ相の両方を含むミクロ組織を持つことを示してい
る。アルファ相は稠密六方格子構造をもつ。もしＣクラ
スの合金をベータ相温度から相溶性間隙の上の温度に急
冷すると、アルファジルコニウム相の形成は抑制されて
生成するミクロ組織はＢＣＣ結晶組織を持つ準安定ニオ
ブが多いベータ相から本質的に異なる。このニオブ多い
ベータ相は３００℃−４００℃の範囲の温度に少なくと
も約３時間保持しても分解しない。このことは、Ｃタイ
プの合金の内張９は加圧木型原子炉（ＰＷＲ）又は沸騰
水型原子炉（ＢＷＲ）の寿命中完全にＢＣＣ組練を保持
する。ジルコニウム含有量を減少させると準安定ベータ
相の安定性は増大する。従って、Ｃタイプの合金は°上
述の状態図に示される相溶性間隙の温度ピークのニオブ
が多い方の側にジルコニウム含有量をもたらすことが好
ましい、即ち、ジルコニウム含有量は約４０Ｗ１０以下
であるのが好ましい。
本質的に純粋な低酸素含有量のニオブが形成する中間層
３０は原子炉前命中燃料棒のＰＣＩに関連する亀裂の拡
大を抑制する障壁としても機能を満たすために最終寸法
の被覆において少なくとも０．０７６＋ａ＋Ｊ３ ミル
）の厚さであるのが好ましい。
３０は原子炉前命中燃料棒のＰＣＩに関連する亀裂の拡
大を抑制する障壁としても機能を満たすために最終寸法
の被覆において少なくとも０．０７６＋ａ＋Ｊ３ ミル
）の厚さであるのが好ましい。
ニオブ原材料の酸素含有量は２００ ｐｐｍ以下である
が、複合管（被覆管）の製作中、並びに原子炉の寿命中
に最外層１０から、及び内側層２０から中間層中に拡散
する。ニオブの酸素含有量を増大するとＰＣＩに関連す
る亀裂を阻止する能力に顕肴な効果を持つ。従って、原
子炉寿命中の燃料棒の終期に酸素によって比較的汚染さ
れていないニオブの層が少なくとも０．０１３−０．０
２５＋＊＋ａ （０，５−１，０ミル）残すためには少
なくとも０．０７８論論（３ミル）の厚さのＮｂが必要
である。ニオブ中間層３０の厚さは０．０７６−０．１
３餘ｎ（３−５ミル）であることが好ましい。
が、複合管（被覆管）の製作中、並びに原子炉の寿命中
に最外層１０から、及び内側層２０から中間層中に拡散
する。ニオブの酸素含有量を増大するとＰＣＩに関連す
る亀裂を阻止する能力に顕肴な効果を持つ。従って、原
子炉寿命中の燃料棒の終期に酸素によって比較的汚染さ
れていないニオブの層が少なくとも０．０１３−０．０
２５＋＊＋ａ （０，５−１，０ミル）残すためには少
なくとも０．０７８論論（３ミル）の厚さのＮｂが必要
である。ニオブ中間層３０の厚さは０．０７６−０．１
３餘ｎ（３−５ミル）であることが好ましい。
複合被覆管１の全体の肉厚は０．５６−０．８６ａｉ＋
ｅ（２２−２４ミル）である。最外層１０は全体の被覆
管の肉厚の少な−くとも約６０％を形成するのが好まし
い。
ｅ（２２−２４ミル）である。最外層１０は全体の被覆
管の肉厚の少な−くとも約６０％を形成するのが好まし
い。
本発明による被覆管は好ましくは下記のように造られる
： 最内層及び最外層用の管状ジルカロイ部材を、Ｒ６０８
０２１ｉ＆又はＲ６０８０４級用＾ＳＴＭ ［１３５０
−８０の要求に合致し且つ酸素含有量が９００−１６０
０のインゴ・ン中間層原料のニオブ管部材は冷間加工、
熱間加工又はベータアニールミクロ組織を持つ。この部
材を形成するニオブは約２００ ｐｐＩ６以下、より好
ましくは１００ ｐｐｍ以下の酸素を含む。
： 最内層及び最外層用の管状ジルカロイ部材を、Ｒ６０８
０２１ｉ＆又はＲ６０８０４級用＾ＳＴＭ ［１３５０
−８０の要求に合致し且つ酸素含有量が９００−１６０
０のインゴ・ン中間層原料のニオブ管部材は冷間加工、
熱間加工又はベータアニールミクロ組織を持つ。この部
材を形成するニオブは約２００ ｐｐＩ６以下、より好
ましくは１００ ｐｐｍ以下の酸素を含む。
低酸素含有量の、実質−ヒ純ニオブからなるインゴット
は、電子ビーム溶解又は電子ビームゾーン精製法により
造ることができる。本発明の要求を満足するニオブイン
ゴットの化学組成を下記の第２表に示す： 第２表 インゴット化学組成（ｐｐ論） 元素 頂部 底部 Ｃ＜ ３０ ＜ ａ。
は、電子ビーム溶解又は電子ビームゾーン精製法により
造ることができる。本発明の要求を満足するニオブイン
ゴットの化学組成を下記の第２表に示す： 第２表 インゴット化学組成（ｐｐ論） 元素 頂部 底部 Ｃ＜ ３０ ＜ ａ。
Ｏ＜ ５０ ５Ｏ
Ｎ １６ ４２
Ｔ ａ １５７０ フ４０
Ｗ ＜ ９０ ＜ ９０
ニオブのインゴットを次に慣用の技法によって原料管部
材に必要な実質上最終寸法に加工する。
材に必要な実質上最終寸法に加工する。
中間層部材原料の内径及び外径並びに最内層部材原料の
外径表面及び最外層部材原料の内径表面はそれらの部材
表面を、それら部材を互いに嵌合した時に半径方向に隣
接する部材間のクリアランスが最小となる寸法に機械加
工する。Ｗｉ械加工後、部材を清浄にして結合させる表
面から汚れをできるだけ完全に除く。清浄後、清浄な作
業室条件下でそれらを溶着させるまで取扱う。それによ
って結合させる環状間隙を真空電子ビーム溶接により閉
塞して嵌合した部材の両端を溶接後には２つの環状間隙
中に真空が保持されるようにする。
外径表面及び最外層部材原料の内径表面はそれらの部材
表面を、それら部材を互いに嵌合した時に半径方向に隣
接する部材間のクリアランスが最小となる寸法に機械加
工する。Ｗｉ械加工後、部材を清浄にして結合させる表
面から汚れをできるだけ完全に除く。清浄後、清浄な作
業室条件下でそれらを溶着させるまで取扱う。それによ
って結合させる環状間隙を真空電子ビーム溶接により閉
塞して嵌合した部材の両端を溶接後には２つの環状間隙
中に真空が保持されるようにする。
この段階で結合していない環状管集合体は既知の押出法
、冷開ビル〃一式寸法縮小工程及びアニール工程によっ
て完全にノルカロイからなる被覆管の製造に加工できる
状態となる。慣用のノルカロイの減摩、清浄、直線加工
、及び表面仕上加工は種々の工程並びに慣用方法及び１
９８２年１月２９日に出ｗされた米国特許願明細書第３
４３，７８８号及び同第３４３，７８７号に記載された
新規な方法と組合わせて使用してもよい。前述した製造
方法によって、些細で不可避的な結合−繰下連続部分以
外は上記３層の完全で連続的な冶金的結合が得られる。
、冷開ビル〃一式寸法縮小工程及びアニール工程によっ
て完全にノルカロイからなる被覆管の製造に加工できる
状態となる。慣用のノルカロイの減摩、清浄、直線加工
、及び表面仕上加工は種々の工程並びに慣用方法及び１
９８２年１月２９日に出ｗされた米国特許願明細書第３
４３，７８８号及び同第３４３，７８７号に記載された
新規な方法と組合わせて使用してもよい。前述した製造
方法によって、些細で不可避的な結合−繰下連続部分以
外は上記３層の完全で連続的な冶金的結合が得られる。
１９８２年１月２９日に出願された米国特許願明細書第
３４３，７８８号に記載されたレーザー加熱又は誘導加
熱による表面ベータ処理は、本発明の実施に必要ではな
いが明らかに好適である。このような処理を行う場合は
、最終冷開ビルが一式寸法縮小工程に最も近い工程と最
終冷開ビルが一式寸法縮小工程との間で行うが、又は最
終冷間ビルが一式寸法縮小工程に最も近い工程の前で行
う。両者の場合、管は所望により表面ベータ処理前に中
間アニール並びに直線加工を打っておくべきである。表
面ベータ処理後、全中間アニール並びに最終アニールは
６００℃以下、さらに好適には５５０°Ｃ以下で行うべ
きである。最も好適には最終アニールは約５００ ’Ｃ
以下で行う。これらの低温度アニールは、ベータ表面処
理によって最内層及び最外層に付与される増大した腐食
抵抗を維持するために使用される。
３４３，７８８号に記載されたレーザー加熱又は誘導加
熱による表面ベータ処理は、本発明の実施に必要ではな
いが明らかに好適である。このような処理を行う場合は
、最終冷開ビルが一式寸法縮小工程に最も近い工程と最
終冷開ビルが一式寸法縮小工程との間で行うが、又は最
終冷間ビルが一式寸法縮小工程に最も近い工程の前で行
う。両者の場合、管は所望により表面ベータ処理前に中
間アニール並びに直線加工を打っておくべきである。表
面ベータ処理後、全中間アニール並びに最終アニールは
６００℃以下、さらに好適には５５０°Ｃ以下で行うべ
きである。最も好適には最終アニールは約５００ ’Ｃ
以下で行う。これらの低温度アニールは、ベータ表面処
理によって最内層及び最外層に付与される増大した腐食
抵抗を維持するために使用される。
表面ベータ処理は、表面処理時の中間寸法の管の外側の
管厚の約１０ないし４０％の区域にウィドマスタラテン
（Ｗｉｄｍａｓｔａｔｔｅｎ）ミクロ組織を生じるが、
この処理によって生じた増大した耐水性腐食性は該区域
に限定されるものではなく、好適には最外層並びに最内
層全体にも広がり、冷間ビル〃一式寸法縮小処理及びア
ニール処理後も保持される。最終寸法燃料被覆工程にお
いて、内側直径表面及び外側直径表面は、ＳＯＯ℃、１
０５ Ｋｇ／ｃ＋ａ２（１５００ｐｓｉ）のスチームに
２４時間さらした試験後、連続したかなり黒い光沢のあ
る酸化物フィルムにより特徴付けられる。表面ベータ処
理は、中間層の実質上純粋なニオブの水性腐食抵抗性に
影響を与えないものと考えられる。
管厚の約１０ないし４０％の区域にウィドマスタラテン
（Ｗｉｄｍａｓｔａｔｔｅｎ）ミクロ組織を生じるが、
この処理によって生じた増大した耐水性腐食性は該区域
に限定されるものではなく、好適には最外層並びに最内
層全体にも広がり、冷間ビル〃一式寸法縮小処理及びア
ニール処理後も保持される。最終寸法燃料被覆工程にお
いて、内側直径表面及び外側直径表面は、ＳＯＯ℃、１
０５ Ｋｇ／ｃ＋ａ２（１５００ｐｓｉ）のスチームに
２４時間さらした試験後、連続したかなり黒い光沢のあ
る酸化物フィルムにより特徴付けられる。表面ベータ処
理は、中間層の実質上純粋なニオブの水性腐食抵抗性に
影響を与えないものと考えられる。
表面ベータ処理を行ｇ二諭↓＝二号′最終了ニールは好
適には真空アニールであり、約４６６−４８２℃（８７
０−９００’Ｆ）の温度で１ないし８時間行う。このよ
うなアニールはジルカロイ最外層及び最内層中の冷間加
工したミクロ組織の応力を緩和する。最終アニール後、
慣用のジルカロイ管の清浄、直線処理、最終寸法調整、
及び仕上げ工程が行なわれる。
適には真空アニールであり、約４６６−４８２℃（８７
０−９００’Ｆ）の温度で１ないし８時間行う。このよ
うなアニールはジルカロイ最外層及び最内層中の冷間加
工したミクロ組織の応力を緩和する。最終アニール後、
慣用のジルカロイ管の清浄、直線処理、最終寸法調整、
及び仕上げ工程が行なわれる。
本発明の複合被覆管デザインは、ニオブ中間層に損傷を
与える恐れはなく、標準的な製造技術が ゛使用できる
。さらに、ニオブ中間層は製造時に表面の欠陥から保護
されており、且つ清浄工程（ピックリングを含む）にお
いて不均一物質の除去から保護されているので、中間層
は本質的に微小割れ、表面埋込粒子がなく、極めて均一
な壁厚（±０．００５ｍｍ（±０．２ミル）又はそれ以
下）を有することが明らかである。さらに、ニオブ中間
層は同時押出工程からずっと被覆されているため、清浄
操作に上るニオブの損失は最小となることが容易に明ら
かである。
与える恐れはなく、標準的な製造技術が ゛使用できる
。さらに、ニオブ中間層は製造時に表面の欠陥から保護
されており、且つ清浄工程（ピックリングを含む）にお
いて不均一物質の除去から保護されているので、中間層
は本質的に微小割れ、表面埋込粒子がなく、極めて均一
な壁厚（±０．００５ｍｍ（±０．２ミル）又はそれ以
下）を有することが明らかである。さらに、ニオブ中間
層は同時押出工程からずっと被覆されているため、清浄
操作に上るニオブの損失は最小となることが容易に明ら
かである。
本発明による核燃料要素被覆管は、１９８４年３月１４
日に出願された同日付出願にががる米国特許願第５８９
，３００号に教示された内張り被覆デザインの代わりに
該特許顧に開示されたＢＷＲ＠燃料要素に好適に使用で
きる。
日に出願された同日付出願にががる米国特許願第５８９
，３００号に教示された内張り被覆デザインの代わりに
該特許顧に開示されたＢＷＲ＠燃料要素に好適に使用で
きる。
本発明による化学的仕様に、全合金元素及び不純物につ
いての分析をインゴット段階で打い、次いですき間に入
る不純物（例えば酸素及び窒素）についての分析を同時
押出段階近くで行うことによって合致させることができ
る。′ｌｔｋ終寸法被覆における物質の化学分析は、特
許請求の範囲に記載された化学的条件に合致することを
必要としない。
いての分析をインゴット段階で打い、次いですき間に入
る不純物（例えば酸素及び窒素）についての分析を同時
押出段階近くで行うことによって合致させることができ
る。′ｌｔｋ終寸法被覆における物質の化学分析は、特
許請求の範囲に記載された化学的条件に合致することを
必要としない。
すでに記載したように、７エライト（即ちＢＢＣ結晶構
造）ステンレススチールは、被ｉｗのニオブ基金属と置
換してもよい。特に意図する合金は：ＨＴ−９（スエー
デンのサンドピッケン（Ｓａｎｄｖｉｋｅｎ）のサンド
ビック（Ｓａｎｄｖｉｋ）Ａ Ｂにより製造）；及びＤ
５１ないしＤ５９（ｒ’）５７Ｂを含む）（米国特許明
細書第４，０４９，４３１号、同第４，０４９，４３２
号、及び１９８２年３月３１日に出願された米国特許願
第３６４，０５０号明細書に記載）である。ＨＴ−９は
Ｃｒ１２Ｗ１０、Ｍｏ１Ｗ１０を含む７工ライトステン
レススチール合金である。
造）ステンレススチールは、被ｉｗのニオブ基金属と置
換してもよい。特に意図する合金は：ＨＴ−９（スエー
デンのサンドピッケン（Ｓａｎｄｖｉｋｅｎ）のサンド
ビック（Ｓａｎｄｖｉｋ）Ａ Ｂにより製造）；及びＤ
５１ないしＤ５９（ｒ’）５７Ｂを含む）（米国特許明
細書第４，０４９，４３１号、同第４，０４９，４３２
号、及び１９８２年３月３１日に出願された米国特許願
第３６４，０５０号明細書に記載）である。ＨＴ−９は
Ｃｒ１２Ｗ１０、Ｍｏ１Ｗ１０を含む７工ライトステン
レススチール合金である。
図は環状核燃料要素被覆管の断面図である。図中、１・
・・核燃料要素被覆管、１０・・・最外層、２０・・・
最内層、３０・・・中間層。
・・核燃料要素被覆管、１０・・・最外層、２０・・・
最内層、３０・・・中間層。
Claims (1)
- 核燃料要素被覆管であって、該被覆管は最外層の内側に
錬ニオブ基合金内側層又は７工ライトステンレススチー
ル内側層を含み、該最外層は内側層と同時押出により内
側層に冶金的に結合し、且つ該最外層は高温及び高圧水
性環境にさらされた場合に優れた耐食性を示す特徴を有
するジルコニウム基合金からなり、前記錬ニオブ基物質
内側層は本質的にジルコニウム５９重量％以下、タンタ
ル０，２５重量％以下、酸素３００ｐｐ−以下、残部が
本質的にニオブからなり、前記内側層の管壁の厚さが少
なくとも０．０８ｍ艶であり、原子炉運転条件下で前記
ジルコニウム基合金に比べ改善された亀裂拡大抵抗性を
もつことを特徴とする核燃料要素被覆管。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US06/589,296 US4613479A (en) | 1984-03-14 | 1984-03-14 | Water reactor fuel cladding |
| US589296 | 1984-03-14 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60211389A true JPS60211389A (ja) | 1985-10-23 |
| JPH0457997B2 JPH0457997B2 (ja) | 1992-09-16 |
Family
ID=24357420
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60051544A Granted JPS60211389A (ja) | 1984-03-14 | 1985-03-14 | 核燃料要素被覆管 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4613479A (ja) |
| JP (1) | JPS60211389A (ja) |
| BE (1) | BE901942A (ja) |
| FR (1) | FR2561431B1 (ja) |
Families Citing this family (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4717534A (en) * | 1985-02-19 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel cladding containing a burnable absorber |
| SE450177B (sv) * | 1985-10-16 | 1987-06-09 | Asea Atom Ab | Kernbrenslepatron |
| US4816214A (en) * | 1987-10-22 | 1989-03-28 | Westinghouse Electric Corp. | Ultra slow EB melting to reduce reactor cladding |
| US4814136A (en) * | 1987-10-28 | 1989-03-21 | Westinghouse Electric Corp. | Process for the control of liner impurities and light water reactor cladding |
| JP2580273B2 (ja) * | 1988-08-02 | 1997-02-12 | 株式会社日立製作所 | 原子炉用燃料集合体およびその製造方法並びにその部材 |
| US5469481A (en) * | 1993-07-14 | 1995-11-21 | General Electric Company | Method of preparing fuel cladding having an alloyed zirconium barrier layer |
| US5331676A (en) * | 1993-12-06 | 1994-07-19 | Westinghouse Electric Corp. | Calibration fixture for induction furnace |
| US5805655A (en) * | 1997-04-10 | 1998-09-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Protective coating to reduce stress corrosion cracking in zirconium alloy sheathing |
| GB9823267D0 (en) * | 1998-10-24 | 1998-12-16 | Hardwick Roy | Method of producing a metal composites which can be processed at high temperatures |
| WO2000058973A2 (de) * | 1999-03-29 | 2000-10-05 | Framatome Anp Gmbh | Brennelement für einen druckwasser-reaktor und verfahren zur herstellung seiner hüllrohre |
| US20040022346A1 (en) * | 2002-07-31 | 2004-02-05 | General Electric Company | Method for forming coatings on structural components with corrosion-mitigating materials |
| US20140185733A1 (en) * | 2012-12-28 | 2014-07-03 | Gary Povirk | Nuclear fuel element |
| EP3120361B1 (en) * | 2014-03-20 | 2018-05-23 | Ian Richard Scott | Chemical optimisation in a molten salt reactor |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5169796A (ja) * | 1974-11-11 | 1976-06-16 | Gen Electric |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1408152A (fr) * | 1963-03-19 | 1965-08-13 | Siemens Ag | Alliage à base de zirconium |
| US3230150A (en) * | 1963-11-18 | 1966-01-18 | William R Martin | Metal-clad fuel element with copper foil interlayer |
| DE1298207B (de) * | 1965-01-13 | 1969-06-26 | Kernforschungsanlage Juelich | Brennelement mit Urancarbid als Brennstoff und einer Ummantelung aus Stahl |
| US3988075A (en) * | 1972-05-15 | 1976-10-26 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
| US3969186A (en) * | 1974-02-11 | 1976-07-13 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
| US4045288A (en) * | 1974-11-11 | 1977-08-30 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
| US4049431A (en) * | 1976-09-30 | 1977-09-20 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | High strength ferritic alloy |
| US4049432A (en) * | 1976-09-30 | 1977-09-20 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | High strength ferritic alloy-D53 |
| ES8605119A1 (es) * | 1982-03-31 | 1986-02-16 | Gen Electric | Un elemento combustible nuclear. |
| US4530719A (en) * | 1983-04-12 | 1985-07-23 | Westinghouse Electric Corp. | Austenitic stainless steel for high temperature applications |
-
1984
- 1984-03-14 US US06/589,296 patent/US4613479A/en not_active Expired - Lifetime
-
1985
- 1985-03-13 FR FR8503712A patent/FR2561431B1/fr not_active Expired
- 1985-03-14 JP JP60051544A patent/JPS60211389A/ja active Granted
- 1985-03-14 BE BE0/214653A patent/BE901942A/fr not_active IP Right Cessation
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5169796A (ja) * | 1974-11-11 | 1976-06-16 | Gen Electric |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2561431A1 (fr) | 1985-09-20 |
| BE901942A (fr) | 1985-09-16 |
| US4613479A (en) | 1986-09-23 |
| FR2561431B1 (fr) | 1988-08-12 |
| JPH0457997B2 (ja) | 1992-09-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5437747A (en) | Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation | |
| US4775508A (en) | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation | |
| US4675153A (en) | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation | |
| US5383228A (en) | Method for making fuel cladding having zirconium barrier layers and inner liners | |
| US4664881A (en) | Zirconium base fuel cladding resistant to PCI crack propagation | |
| JPH0242387A (ja) | 原子炉用燃料集合体およびその製造方法並びにその部材 | |
| JPH11109072A (ja) | 核燃料棒を被覆する管の製造法、核燃料棒を被覆する管、ジルコニウム合金の製造法および構造部材の製造法 | |
| JPS60211389A (ja) | 核燃料要素被覆管 | |
| US5618356A (en) | Method of fabricating zircaloy tubing having high resistance to crack propagation | |
| US5469481A (en) | Method of preparing fuel cladding having an alloyed zirconium barrier layer | |
| JP3510211B2 (ja) | 加圧水炉の燃料棒用の被覆管およびその被覆管の製造方法 | |
| JPH07224373A (ja) | ジルコニウムまたはジルコニウム合金製のバリヤー被覆の耐蝕性を改良する方法 | |
| JPS6234095A (ja) | 核燃料被覆管 | |
| EP0195155B1 (en) | Water reactor fuel cladding tubes | |
| CN101512671B (zh) | 水反应器燃料包壳管及其制造方法 | |
| US4933136A (en) | Water reactor fuel cladding | |
| EP0194797B1 (en) | Water reactor fuel element cladding tube | |
| EP0195154B1 (en) | Water reactor fuel cladding tubes | |
| JP5367208B2 (ja) | 非熱処理ジルコニウム合金燃料被覆及びその製造方法 | |
| JP2500165B2 (ja) | 燃料被覆管の製造方法 | |
| JPH0260153B2 (ja) | ||
| JPH1081929A (ja) | ジルコニウム合金および合金管とその製造方法 | |
| JPS6355494A (ja) | 核燃料用複合被覆管 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |