JPS6335751A - 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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JPS6335751A
JPS6335751A JP61178442A JP17844286A JPS6335751A JP S6335751 A JPS6335751 A JP S6335751A JP 61178442 A JP61178442 A JP 61178442A JP 17844286 A JP17844286 A JP 17844286A JP S6335751 A JPS6335751 A JP S6335751A
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corrosion resistance
alloy
nuclear reactor
reactor fuel
fuel clad
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裕 松尾
Yoshitaka Suda
須田　佳孝
Nobuo Suda
須田　信夫
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Mitsubishi Metal Corp
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    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22C—ALLOYS
    • C22C16/00—Alloys based on zirconium
    • 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
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • 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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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。

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１重
は％で（以下％は重は％を示す）。
Ｓｎ：　１．２〜１．７　％。
Ｆｅ：０１１８〜０．２４％。
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
ったジルカロイ−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同上のための
燃料の層撚焼度化に伴って、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１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ＴＺｒ合金を開発すべく、特に上記の従来Ｚ
ｒ合金に着目し研究を行なった結果、これに合金成分と
してＴａを含有させ、さらに必要に応じてＮｂを含有さ
せると、一段と耐食性が同上するようになって、原子炉
の燃料被覆管として、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、上記知見にもとづいてなされ
たものであって。
Ｓｎ：　０．．２〜１．７９６゜ Ｆｅ：　０．１８〜０．２４　％。
Ｃｒ：　０．０７〜０．１３　％。
Ｔａ：　０．０１〜０．１　％％ を含有し、さらに必要に応じて。
Ｎｂ：０．０５〜１％。
を含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなる組成を有
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　
ｌ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、したがって、これらの３成分のうちのい
ずれの成分の含有酸でも上記の下限値より少ない含有酸
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Ｉ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＠を。
それぞれＳｎ　：　０．２〜１．７％ＳＦｅ　：　０．
１８〜０．２４％、Ｃｒ：０．０７〜０．１３％と定め
た。
また、Ｔａｔｆｆ１分には１合釜の耐食性を向上させる
作用があるが、その含有ｌが０．０Ｌ９６未満では。
所望の耐食性向上効果が得られず、一方その含有面が０
．１％を越えると中性子吸収作用が増大するようになっ
て、核反応が阻害されるようになることから、その含有
面を０．０１〜０．１　％と定めた。
さらに、　Ｎｂ成分には−Ｔａ成分との共存において。
さらに一段と耐食性を向上させる作用があるので。
必要に応じて含有されるが、その含有ｌ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
有面が１％を越えると、　Ｔａ成分と同様に中性子吸収
作用が増大するようになるほか１合金中の析出物の計が
多くなって、加工性が劣化するようになることから、そ
の含有はを０．０５〜１９６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％以上の純度を有するＺｒスポン
ジ、いずれも９９．９９６の純度を有するＳｎ粉末。
Ｆｅ粉末、　Ｃｒ粉末、　Ｔａ粉末、およびＮｂ粉末を
それぞれ用意し、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。
ついでこれに温度二６００℃、圧下率：５０％の条件で
熱間鍛造を施した後、温度：１０８０℃に加熱後水焼入
れの処理を旌し、ついで塩浴酸洗を行なった状態で、圧
延率：５Ｏ９６にて冷間圧延を旌し、さらに温度＝６３
０℃に２時間保持の条件で再結晶焼鈍を行なった後、再
び圧下率：５０％にて冷間圧延２施し、引続いて温度＝
４５０℃に２時間保持の条件で歪敗り焼鈍を行ない、最
終的に酸洗および研磨を施すことによって、第１表に示
される成分組成を有し、かつ幅：２０ｍｍＸ長さ：４０
ｍＸ厚さ：０．５ｍの寸法暑もった本発明Ｚｒ合金１〜
１２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Ｃ１（第１表に誉ジ印を付す）が
この発明の範囲から外れた組成をもつもおよび比蚊Ｚｒ
合金１〜７の試験片を用い１通常用いられている静置式
オートクレーブ装置で、水蒸気中、温度：４５０’Ｃ，
圧カニ１０５Ｋｇ／ｃ−の条件で炉外腐食試験を行ない
、７２０時間の試験後の腐食増はを測定した。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１本発明Ｚｒ合金１〜１２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
かの成分含有上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ｉ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っての
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 (2)

    【特許請求の範囲】
  1. （１）Ｓｎ：０．２〜１．７％、 Ｆｅ：０．１８〜０．２４％、 Ｃｒ：０．０７〜０．１３％、 Ｔａ：０．０１〜０．１％、 を含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなる組成（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。
  2. （２）Ｓｎ：０．２〜１．７％、 Ｆｅ：０．１８〜０．２４％、 Ｃｒ：０．０７〜０．１３％、 Ｔａ：０．０１〜０．１％、 を含有し、さらに、 Ｎｂ：０．０５〜１％、 を含有し、残りがＺｒと不可避不純物からなる組成（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。
JP61178442A 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 JPH076019B2 (ja)

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JP61178442A JPH076019B2 (ja) 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
FR878710700A FR2602369B1 (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
US07/536,075 US5196163A (en) 1986-07-29 1990-06-11 Highly corrosion-resistant zirconium alloy for use as nuclear reactor fuel cladding material

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JPH076019B2 JPH076019B2 (ja) 1995-01-25

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JPH11194189A (ja) * 1997-10-13 1999-07-21 Mitsubishi Materials Corp 耐食性およびクリープ特性にすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法

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DE1207096B (de) * 1961-03-23 1965-12-16 Euratom Verfahren zur Verbesserung der Korrosionsbestaendigkeit von Zirkoniumlegierungen
DE1241998B (de) * 1961-12-27 1967-06-08 Siemens Ag Zirkoniumlegierung
FR1408152A (fr) * 1963-03-19 1965-08-13 Siemens Ag Alliage à base de zirconium

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Publication number Publication date
FR2602369A1 (fr) 1988-02-05
JPH076019B2 (ja) 1995-01-25
FR2602369B1 (fr) 1989-05-19

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