JP2008070138A - Nuclear fuel assembly, part for use in the assembly, and method of producing the part - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、水冷却型の原子炉に装荷される核燃料集合体、それに用いる部品およびその製造方法に関する。 The present invention relates to a nuclear fuel assembly loaded in a water-cooled nuclear reactor, components used therefor, and a method for manufacturing the same.
水冷却型原子炉用の核燃料集合体に用いられる燃料被覆管などの主要構成部品には、熱中性子吸収断面積が小さく、高温高圧水中での耐食性に優れており、かつ炉内使用温度において好ましい機械的強度を示すジルコニウムを主成分とする合金が使用されている。代表的なジルコニウム合金として、ジルコニウム金属にＳｎ,Ｃｒ,Ｆｅ,Ｎｉが微量に添加されたジルカロイ−２、同じくＳｎ,Ｃｒ,Ｆｅが微量に添加されたジルカロイ−４、あるいは同じく微量のＮｂなどが添加されたジルコニウム−ニオブ系合金などが挙げられる。 Main components such as fuel cladding used in nuclear fuel assemblies for water-cooled nuclear reactors have a small thermal neutron absorption cross section, excellent corrosion resistance in high-temperature and high-pressure water, and are preferable at the operating temperature in the reactor Alloys based on zirconium that exhibit mechanical strength are used. Typical zirconium alloys include Zircaloy-2 in which a small amount of Sn, Cr, Fe, Ni is added to zirconium metal, Zircaloy-4 in which a small amount of Sn, Cr, Fe is added, or a very small amount of Nb. Examples thereof include an added zirconium-niobium alloy.
ジルコニウム合金は高温高圧の冷却水により腐食され、その表面にジルコニア（ＺｒＯ２）からなる酸化被膜が形成される。耐食性が十分でないジルコニウム合金を沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）で使用する場合や、炉水中溶存酸素濃度の上昇など何らかの原因で非常に強い酸化性雰囲気が形成された場合などには、ノジュラー腐食とよばれる瘤状の局部腐食が発生する。著しいノジュラー腐食が発生すると、酸化膜の剥離などを生じて燃料破損につながる可能性がある。 The zirconium alloy is corroded by high-temperature and high-pressure cooling water, and an oxide film made of zirconia (ZrO 2 ) is formed on the surface thereof. If a zirconium alloy with insufficient corrosion resistance is used in a boiling water reactor (BWR) or if a very strong oxidizing atmosphere is formed for some reason such as an increase in dissolved oxygen concentration in the reactor water, A so-called lobe-shaped local corrosion occurs. If significant nodular corrosion occurs, the oxide film may peel off, which may lead to fuel damage.
また、ジルコニウム合金は高温高圧水による腐食に伴って発生する水素の一部を吸収して脆くなることが知られている。したがって、ジルコニウム合金の腐食および水素吸収を抑制することは、高燃焼度での燃料健全性向上を図る上で重要な技術課題である。 Further, it is known that a zirconium alloy absorbs a part of hydrogen generated due to corrosion by high-temperature and high-pressure water and becomes brittle. Therefore, suppressing corrosion and hydrogen absorption of the zirconium alloy is an important technical issue in order to improve fuel integrity at high burnup.
ジルコニウム合金の腐食および水素吸収を抑制する方法として、たとえば特許文献１には、合金組成や製造時の熱処理工程を調整する方法が開示されている。特許文献２には、オートクレーブ処理や陽極酸化処理によりジルコニウム合金表面にあらかじめジルコニアからなる酸化被膜を形成する方法が開示されている。 As a method for suppressing corrosion and hydrogen absorption of a zirconium alloy, for example, Patent Document 1 discloses a method for adjusting an alloy composition and a heat treatment process during manufacturing. Patent Document 2 discloses a method of forming an oxide film made of zirconia in advance on the surface of a zirconium alloy by autoclaving or anodizing.
また、燃料破損原因として、原子炉内部に混入した金属屑などの細片（デブリ）が燃料被覆管表面を損傷して生じるフレッティング破損が挙げられる。フレッティング破損の発生を抑制するために、核燃料集合体にデブリを捕捉するフィルタを取り付ける方法が知られている。また、特許文献３には、ジルコニウム合金の表面にジルコニウム金属よりも硬いジルコニウム被膜をあらかじめ形成しておくことにより、耐摩耗性が向上することが記載されている。
ジルコニウム合金の腐食および水素吸収を抑制するために合金組成や熱処理工程を調整する方法では、所定の合金組成および熱処理方法で生産されたジルコニウム合金のみに効果が限定される。このため、合金組成や熱処理方法が異なるジルカロイ−４やジルコニウム−ニオブ系合金に適用することはできない。 In the method of adjusting the alloy composition and the heat treatment process in order to suppress the corrosion and hydrogen absorption of the zirconium alloy, the effect is limited only to the zirconium alloy produced by the predetermined alloy composition and the heat treatment method. For this reason, it cannot be applied to Zircaloy-4 or zirconium-niobium alloys having different alloy compositions and heat treatment methods.
ジルコニウム合金の表面にあらかじめジルコニアからなる酸化被膜を形成する方法を用いると、燃焼初期段階における腐食や水素吸収を抑制する効果は、ジルコニウム合金の種類にさほど依存しない。また、フレッティング損傷を軽減する効果も同時に期待できる。 When a method of forming an oxide film made of zirconia in advance on the surface of a zirconium alloy is used, the effect of suppressing corrosion and hydrogen absorption in the initial stage of combustion does not depend much on the type of zirconium alloy. In addition, the effect of reducing fretting damage can be expected at the same time.
しかし、ジルコニウム合金の表面のジルコニア層がある厚さに達すると腐食速度が増大することが一般に知られている。また、この腐食速度の増大に呼応するように水素吸収速度が増大する傾向にあることが近年報告されている（たとえば非特許文献１参照）。 However, it is generally known that the corrosion rate increases when the zirconia layer on the surface of the zirconium alloy reaches a certain thickness. In recent years, it has been reported that the hydrogen absorption rate tends to increase in response to this increase in corrosion rate (see Non-Patent Document 1, for example).
したがって、ジルコニウム合金の表面にあらかじめジルコニアからなる酸化被膜を形成する方法は、腐食速度および水素吸収速度の増大が始まる時期を早め、高燃焼度における腐食量および水素吸収量の増加をもたらす可能性がある。 Therefore, the method of forming an oxide film made of zirconia in advance on the surface of a zirconium alloy has the potential to increase the corrosion amount and the hydrogen absorption amount at a high burnup by accelerating the start of the increase in the corrosion rate and the hydrogen absorption rate. is there.
また、デブリによる燃料被覆管のフレッティング破損を抑制する上では、あらかじめジルコニア層をある程度厚く成長させておくことが望ましい。一方、高燃焼度でのジルコニウム合金の水素脆化を回避するためには、腐食を極力抑えて水素吸収を低減する必要がある。したがって、フレッティング破損を抑制しつつ、水素脆化を回避できる最適なジルコニウム被膜の厚さを決定することは困難である。 Further, in order to suppress fretting damage of the fuel cladding tube due to debris, it is desirable to grow the zirconia layer to a certain extent in advance. On the other hand, in order to avoid hydrogen embrittlement of the zirconium alloy at high burnup, it is necessary to suppress corrosion as much as possible and reduce hydrogen absorption. Therefore, it is difficult to determine the optimum zirconium coating thickness that can prevent hydrogen embrittlement while suppressing fretting damage.
そこで本発明は、水冷却型の原子炉に装荷される核燃料集合体に用いられるジルコニウム合金の腐食および水素吸収を抑制することを目的とする。 Therefore, an object of the present invention is to suppress corrosion and hydrogen absorption of a zirconium alloy used in a nuclear fuel assembly loaded in a water-cooled nuclear reactor.
上述の目的を達成するため、本発明は、水冷却型の原子炉に装荷される核燃料集合体に用いる部品において、ジルコニウムを主成分とする材料によって形成されたジルコニウム合金部と、平衡酸素分圧が酸化ジルコニウムの平衡酸素分圧と同等以上である酸化ジルコニウム以外の酸化物を主成分とし、前記原子炉に装荷されると冷却水と接する面に前記ジルコニウム合金部を覆うように形成された表面被膜層と、を有することを特徴とする。 In order to achieve the above-described object, the present invention provides a zirconium alloy part formed of a zirconium-based material and a balanced oxygen partial pressure in a component used for a nuclear fuel assembly loaded in a water-cooled nuclear reactor. The surface is formed so as to cover the zirconium alloy part on the surface in contact with cooling water when loaded in the nuclear reactor, the main component of which is an oxide other than zirconium oxide which is equal to or higher than the equilibrium oxygen partial pressure of zirconium oxide. And a coating layer.
また、本発明は、核燃料集合体において、燃料被覆管およびその被覆管の内部に収められた核燃料物質を備えた複数の燃料棒と、前記燃料棒を所定の間隔を保持して束ねる燃料スペーサーと、を有し、前記被覆管および前記燃料スペーサーの少なくともひとつは、ジルコニウムを主成分とする材料によって形成されたジルコニウム合金部と、平衡酸素分圧が酸化ジルコニウムの平衡酸素分圧と同等以上である酸化ジルコニウム以外の酸化物を主成分とし、前記原子炉に装荷されると冷却水と接する面に前記ジルコニウム合金部を覆うように形成された表面被膜層とを備えることを特徴とする。 The present invention also provides a nuclear fuel assembly, a fuel cladding tube, a plurality of fuel rods each including a nuclear fuel material housed in the cladding tube, and a fuel spacer that bundles the fuel rods at a predetermined interval. And at least one of the cladding tube and the fuel spacer has a zirconium alloy part formed of a material containing zirconium as a main component, and an equilibrium oxygen partial pressure is equal to or higher than an equilibrium oxygen partial pressure of zirconium oxide. A surface coating layer formed so as to cover the zirconium alloy portion on a surface that comes into contact with cooling water when loaded into the nuclear reactor, is mainly composed of an oxide other than zirconium oxide.
また、本発明は、核燃料集合体において、角筒状のチャンネルボックスと、前記チャンネルボックスの内部に配置され、燃料被覆管およびその被覆管の内部に収められた核燃料物質を備えた複数の燃料棒と、前記燃料棒を所定の間隔を保持して束ねる燃料スペーサーと、を有し、前記チャンネルボックス、前記被覆管および前記燃料スペーサーの少なくともひとつは、ジルコニウムを主成分とする材料によって形成されたジルコニウム合金部と、平衡酸素分圧が酸化ジルコニウムの平衡酸素分圧と同等以上である酸化ジルコニウム以外の酸化物を主成分とし、前記原子炉に装荷されると冷却水と接する面に前記ジルコニウム合金部を覆うように形成された表面被膜層とを備えることを特徴とする。 The present invention also provides a nuclear fuel assembly, a rectangular tube box, and a plurality of fuel rods disposed inside the channel box, each having a fuel cladding tube and a nuclear fuel material housed in the cladding tube. And a fuel spacer for bundling the fuel rods at a predetermined interval, and at least one of the channel box, the cladding tube and the fuel spacer is formed of a zirconium-based material. An alloy part and an oxide other than zirconium oxide whose equilibrium oxygen partial pressure is equal to or higher than the equilibrium oxygen partial pressure of zirconium oxide as a main component, and when loaded in the nuclear reactor, the zirconium alloy part is in contact with the cooling water And a surface coating layer formed so as to cover the surface.
また、本発明は、水冷却型の原子炉に装荷される核燃料集合体に用いる部品の製造方法において、ジルコニウムを主成分とする材料によって形成されたジルコニウム合金部を成型する成型工程と、前記原子炉に装荷されると冷却水と接する面に前記ジルコニウム合金部を覆うように、平衡酸素分圧が酸化ジルコニウムの平衡酸素分圧と同等以上である酸化ジルコニウム以外の酸化物を主成分とする表面被膜層を形成する表面被膜層形成工程と、を有することを特徴とする。 Further, the present invention provides a method for manufacturing a component used in a nuclear fuel assembly loaded in a water-cooled nuclear reactor, a molding step of molding a zirconium alloy portion formed of a material mainly composed of zirconium, Surface mainly composed of oxides other than zirconium oxide whose equilibrium oxygen partial pressure is equal to or higher than the equilibrium oxygen partial pressure of zirconium oxide so as to cover the zirconium alloy part on the surface in contact with cooling water when loaded in the furnace And a surface coating layer forming step of forming a coating layer.
また、本発明は、水冷却型の原子炉に装荷される核燃料集合体に用いる部品の製造方法において、ジルコニウムを主成分とする材料によって形成されたジルコニウム合金部を成型する工程と、前記原子炉に装荷されると冷却水と接する面に前記ジルコニウム合金部を覆うように、酸化されると平衡酸素分圧が酸化ジルコニウムの平衡酸素分圧と同等以上である酸化ジルコニウム以外の酸化物を主成分とする表面被膜層を形成する出発物質を付着させる出発物質付着工程と、を有することを特徴とする。 According to another aspect of the present invention, there is provided a method of manufacturing a component used in a nuclear fuel assembly loaded in a water-cooled nuclear reactor, a step of molding a zirconium alloy portion formed of a material containing zirconium as a main component, The main component is an oxide other than zirconium oxide whose oxygen partial pressure is equal to or higher than that of zirconium oxide when oxidized so that the zirconium alloy portion is covered with the surface in contact with cooling water when loaded on And a starting material attaching step for attaching a starting material for forming the surface coating layer.
本発明によれば、水冷却型の原子炉に装荷される核燃料集合体に用いられるジルコニウム合金の腐食および水素吸収を抑制することができる。 According to the present invention, corrosion and hydrogen absorption of a zirconium alloy used in a nuclear fuel assembly loaded in a water-cooled nuclear reactor can be suppressed.
本発明に係る原子炉用核燃料集合体の実施の形態を、図面を参照して説明する。なお、同一または類似の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。また、以下ではＢＷＲに用いられる核燃料集合体を例として説明するが、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）などのＢＷＲ以外の水冷却型原子炉で用いられる核燃料集合体にも適用できる。 An embodiment of a nuclear fuel assembly for a nuclear reactor according to the present invention will be described with reference to the drawings. In addition, the same code | symbol is attached | subjected to the same or similar structure, and the overlapping description is abbreviate | omitted. In the following, a nuclear fuel assembly used for a BWR will be described as an example, but the present invention can also be applied to a nuclear fuel assembly used in a water-cooled nuclear reactor other than a BWR such as a pressurized water reactor (PWR).
［第１の実施の形態］
図２は、本発明に係る第１の実施の形態の核燃料集合体の一部を切り欠いた斜視図である。
[First Embodiment]
FIG. 2 is a perspective view in which a part of the nuclear fuel assembly according to the first embodiment of the present invention is cut away.
核燃料集合体１は、チャンネルボックス２、チャンネルボックス２の内部に正方格子状に配列された複数の燃料棒６、および、燃料棒６に囲まれるように配置されたウォータロッド７を有している。燃料棒６およびウォータロッド７は、燃料スペーサー５、上部タイプレート３および下部タイプレート４により所定の位置に保持される。燃料棒６は、円筒形の燃料被覆管の両端を端栓で塞いだ形状をしており、その内部には、核燃料が収められている。ウォータロッド７の内部には、冷却水が流れるようになっている。核燃料集合体１は、原子炉に装荷されて用いられる。 The nuclear fuel assembly 1 includes a channel box 2, a plurality of fuel rods 6 arranged in a square lattice pattern inside the channel box 2, and a water rod 7 arranged so as to be surrounded by the fuel rods 6. . The fuel rod 6 and the water rod 7 are held at predetermined positions by the fuel spacer 5, the upper tie plate 3 and the lower tie plate 4. The fuel rod 6 has a shape in which both ends of a cylindrical fuel cladding tube are closed with end plugs, and nuclear fuel is accommodated therein. Cooling water flows through the water rod 7. The nuclear fuel assembly 1 is used by being loaded into a nuclear reactor.
図１は、本実施の形態の核燃料集合体に用いる燃料被覆管の横断面図である。 FIG. 1 is a cross-sectional view of a fuel cladding tube used in the nuclear fuel assembly of the present embodiment.
燃料被覆管１１は、円筒状のジルコニウム合金部２１と、その外側に形成された表面被膜層１２を有している。ジルコニウム合金部２１の内部には、核燃料を収める空間１０が形成されている。なお、ＰＣＩ（pellet cladding interaction）により燃料被覆管１１に発生する応力を低減することを目的として、ジルコニウム合金部２１の内面に冶金学的に結合したジルコニウムライナ層を設ける場合もある。 The fuel cladding tube 11 has a cylindrical zirconium alloy portion 21 and a surface coating layer 12 formed on the outside thereof. Inside the zirconium alloy portion 21, a space 10 for containing nuclear fuel is formed. In some cases, a zirconium liner layer that is metallurgically bonded to the inner surface of the zirconium alloy portion 21 may be provided for the purpose of reducing stress generated in the fuel cladding tube 11 by PCI (pellet cladding interaction).
また、チャンネルボックス２、ウォータロッド７および燃料スペーサー５も、ジルコニウム合金部２１と、ジルコニウム合金部２１の表面に形成された表面被膜層１２を有している。核燃料集合体１が原子炉に装荷されると、表面被膜層１２は冷却材と接する。なお、表面被膜層１２は必ずしも一層構造である必要はなく、複層構造でもよい。 The channel box 2, the water rod 7 and the fuel spacer 5 also have a zirconium alloy portion 21 and a surface coating layer 12 formed on the surface of the zirconium alloy portion 21. When the nuclear fuel assembly 1 is loaded into the nuclear reactor, the surface coating layer 12 contacts the coolant. The surface coating layer 12 does not necessarily have a single layer structure, and may have a multilayer structure.
表面被膜層１２は、通常の原子炉運転時における温度での平衡酸素分圧が、ジルコニアと同等以上のジルコニア以外の酸化物を主成分とする。 The surface coating layer 12 is mainly composed of an oxide other than zirconia whose equilibrium oxygen partial pressure at a temperature during normal reactor operation is equal to or higher than that of zirconia.
平衡酸素分圧がジルコニアと同等以上という条件を満たす酸化物を選択する際には、酸化物の標準生成自由エネルギーの温度依存性をプロットした相関図、いわゆるEllingham図を参照するのが簡便な方法である。Ellingham図を作成するために用いられる酸化物の熱物性データを直接参照してもよい。 When selecting an oxide that satisfies the condition that the equilibrium partial pressure of oxygen is equal to or higher than that of zirconia, it is easy to refer to the so-called Ellingham diagram, a correlation diagram that plots the temperature dependence of the standard free energy of formation of the oxide. It is. Direct reference may be made to the thermophysical data of the oxide used to create the Ellingham diagram.
また、酸化物の標準生成自由エネルギーは、平衡酸素分圧の自然対数にガス定数および絶対温度を乗じたものとして求められる。したがって、酸化物の標準自由生成エネルギーから、平衡酸素分圧の大小を判定することもできる。 Further, the standard free energy of formation of the oxide is obtained by multiplying the natural logarithm of the equilibrium oxygen partial pressure by the gas constant and the absolute temperature. Therefore, the magnitude of the equilibrium oxygen partial pressure can also be determined from the standard free formation energy of the oxide.
図３は、３００℃および４００℃における酸化物の標準生成自由エネルギーを示す表である。なお、この標準生成自由エネルギーは、熱力学平衡計算ソフトウェアにより求めたものである。 FIG. 3 is a table showing the standard free energy of formation of oxides at 300 ° C. and 400 ° C. The standard free energy for generation is obtained by thermodynamic equilibrium calculation software.
ＢＷＲおよびＰＷＲにおける冷却水温度はおよそ３００℃から４００℃程度である。図３から、ＢＷＲおよびＰＷＲに用いる核燃料集合体の冷却水と接する部分において、シリカ（ＳｉＯ２）、アルミナ（Ａｌ２Ｏ３）、チタニア（ＴｉＯ２）、鉄酸化物（Ｆｅ２Ｏ３およびＦｅ３Ｏ４）、珪酸ジルコニウム（ＺｒＳｉＯ４）の酸素１モルあたりの標準生成自由エネルギーは、いずれもジルコニアの標準生成自由エネルギーと同等以上であることがわかる。なお、アルミナの標準生成自由エネルギーは、ジルコニアに比べて若干小さいが、ほぼ同等ということができる。したがって、図３に示した酸化物の３００℃および４００℃程度における平衡酸素分圧はジルコニアと同等以上であり、表面被膜層１２の主成分とすることができる。 The cooling water temperature in BWR and PWR is about 300 ° C to 400 ° C. From FIG. 3, silica (SiO 2 ), alumina (Al 2 O 3 ), titania (TiO 2 ), iron oxide (Fe 2 O 3, and Fe) in the portion of the nuclear fuel assembly used for BWR and PWR in contact with the cooling water. 3 O 4 ) and zirconium silicate (ZrSiO 4 ) both show that the standard free energy of formation per one mole of oxygen is equal to or higher than the standard free energy of formation of zirconia. The standard free energy of formation of alumina is slightly smaller than that of zirconia, but can be said to be almost the same. Therefore, the equilibrium oxygen partial pressure at about 300 ° C. and 400 ° C. of the oxide shown in FIG. 3 is equal to or higher than that of zirconia, and can be the main component of the surface coating layer 12.
酸化珪素（シリカ）、酸化アルミニウム（アルミナ）、酸化チタン（チタニア）、酸化鉄、珪酸ジルコニウムは、比較的容易に入手することができる。したがって、これらの酸化物を表面被膜層１２の主成分として選定すると、原料調達コストの大幅な上昇を招くことなく、核燃料集合体を量産することができる。 Silicon oxide (silica), aluminum oxide (alumina), titanium oxide (titania), iron oxide, and zirconium silicate can be obtained relatively easily. Therefore, when these oxides are selected as the main component of the surface coating layer 12, it is possible to mass-produce nuclear fuel assemblies without causing a significant increase in raw material procurement costs.
特に、熱中性子吸収断面積が小さいＳｉ、Ａｌ、Ｚｒなどの元素で構成されているシリカ、アルミナ、珪酸ジルコニウムなどは、原子炉の中性子経済の観点でも好ましい。 In particular, silica, alumina, zirconium silicate and the like composed of elements such as Si, Al, and Zr having a small thermal neutron absorption cross section are preferable from the viewpoint of the neutron economy of the nuclear reactor.
なお、表面被膜層１２を、天然と異なる同位体比の物質によって形成してもよい。たとえば、原子炉内における核反応に伴って放射性核種となる同位体の存在割合を減じた物質を用いて表面被膜層が形成されるようにしてもよい。これにより、プラント作業員の作業被ばく量を低減することができる。また、原子炉の中性子経済性の観点から、中性子吸収断面積が大きい同位体の割合が天然に存在する割合よりも小さい物質を用いてもよい。 Note that the surface coating layer 12 may be formed of a substance having an isotope ratio different from that of nature. For example, the surface coating layer may be formed using a material in which the abundance of isotopes serving as radionuclides is reduced due to the nuclear reaction in the nuclear reactor. Thereby, the work exposure amount of a plant worker can be reduced. Further, from the viewpoint of the neutron economy of the nuclear reactor, a substance in which the proportion of isotopes having a large neutron absorption cross section is smaller than the proportion existing in nature may be used.
図４は、本実施の形態の核燃料集合体に用いる燃料被覆管の製造工程を示す流れ図である。 FIG. 4 is a flowchart showing a manufacturing process of a fuel cladding tube used in the nuclear fuel assembly of the present embodiment.
本実施の形態の燃料被覆管１１を製造する場合には、一般的な燃料被覆管１１の製造工程に表面被膜層１２を形成するための表面被膜層形成工程が追加される。この表面被膜層形成工程は、ジルコニウム合金部２１を所定の形状に成型する成型工程よりも後に追加する。たとえば、曲がりの矯正や表面研磨などの仕上げ工程の後に、表面被膜層形成工程を行う。 When the fuel cladding tube 11 of the present embodiment is manufactured, a surface coating layer forming step for forming the surface coating layer 12 is added to the manufacturing process of the general fuel cladding tube 11. This surface coating layer forming step is added after the molding step of molding the zirconium alloy portion 21 into a predetermined shape. For example, a surface coating layer forming process is performed after a finishing process such as bending correction or surface polishing.
表面被膜工程の前には、脱脂工程（工程Ｓ１）、洗浄工程（工程Ｓ２）、および、乾燥工程（工程Ｓ３）などの前処理工程を行う。この前処理工程で、燃料被覆管１１の表面に付着している汚れを除去し、その表面を表面被膜層１２の形成に適した状態にしておく。 Prior to the surface coating step, pretreatment steps such as a degreasing step (step S1), a cleaning step (step S2), and a drying step (step S3) are performed. In this pretreatment step, the dirt adhering to the surface of the fuel cladding tube 11 is removed, and the surface is in a state suitable for the formation of the surface coating layer 12.
脱脂工程（工程Ｓ１）では、たとえば有機溶媒やアルカリ水溶液によって燃料被覆管１１の表面を脱脂する。次に、洗浄工程（工程Ｓ２）で、脱脂工程（工程Ｓ１）に用いた薬剤などを精製水による超音波洗浄によって除去し、その後の乾燥処理工程（工程Ｓ３）で十分に乾燥させる。 In the degreasing step (step S1), the surface of the fuel cladding tube 11 is degreased with, for example, an organic solvent or an alkaline aqueous solution. Next, the chemical | medical agent etc. which were used for the degreasing process (process S1) are removed by ultrasonic washing | cleaning by purified water at a washing | cleaning process (process S2), and it is made to fully dry by the subsequent drying process process (process S3).
表面被膜層形成工程は、コーティング剤塗布工程（工程Ｓ４）、コーティング剤乾燥工程（工程Ｓ５）および転化工程（工程Ｓ６）を有している。 The surface coating layer forming step includes a coating agent application step (step S4), a coating agent drying step (step S5), and a conversion step (step S6).
コーティング剤塗布工程（工程Ｓ４）では、たとえばディップ法により、出発物質を含有するコーティング剤を均一に塗布してジルコニウム合金部２１のコーティング面に薄い液膜を形成する。ここで、出発物質とは、酸化すると表面被膜層１２を形成する物質であり、コーティング剤としては、溶媒に溶かしたパーハイドロポリシラザンシリカを用いることができる。 In the coating agent application step (step S4), for example, a coating agent containing a starting material is uniformly applied by a dip method to form a thin liquid film on the coating surface of the zirconium alloy portion 21. Here, the starting material is a material that forms the surface film layer 12 when oxidized, and as the coating agent, perhydropolysilazane silica dissolved in a solvent can be used.
ディップ法とは、燃料被覆管１１などの部品を、コーティング剤で満たした浴槽に浸して、コーティング剤被膜を形成させる方法である。また、ディップ法の代わりに、燃料被覆管１１などの部品のコーティング剤の被膜を形成する面に、コーティング剤をかけ流すフロー法を用いてもよい。 The dip method is a method in which a part such as the fuel cladding tube 11 is immersed in a bath filled with a coating agent to form a coating agent film. Moreover, you may use the flow method which pours a coating agent on the surface which forms the film of the coating agent of components, such as the fuel cladding tube 11, instead of a dip method.
コーティング剤乾燥工程（工程Ｓ５）で、コーティング剤を塗布した面を大気中で３０分間以上乾燥させる。その後、転化工程（工程Ｓ６）で、８０℃以上の多湿雰囲気に３時間以上さらすことにより、塗布されたコーティング剤に含まれる成分が大気中の水分と反応して高純度のＳｉＯ２に転化される。これにより燃料被覆管１１のコーティング剤を塗布した面に、表面被膜層１２として薄い非晶質シリカの層が形成される。 In the coating agent drying step (step S5), the surface on which the coating agent is applied is dried in the air for 30 minutes or more. Then, in the conversion step (step S6), the components contained in the applied coating agent react with moisture in the atmosphere and are converted into high-purity SiO 2 by exposing to a humid atmosphere of 80 ° C. or more for 3 hours or more. The As a result, a thin amorphous silica layer is formed as the surface coating layer 12 on the surface of the fuel cladding tube 11 to which the coating agent has been applied.
なお、酸化処理の方法としては、オートクレーブ処理、陽極酸化処理、気中酸化処理などを用いてもよい。また、プラズマ蒸着法によって出発物質の層を燃料被覆管１１表面に形成してもよい。非特許文献３に開示されているエアロゾルデポジション法によって、酸化物である表面被膜層１２を直接形成してもよい。 As an oxidation treatment method, autoclave treatment, anodization treatment, air oxidation treatment, or the like may be used. Alternatively, a starting material layer may be formed on the surface of the fuel cladding 11 by plasma deposition. The surface coating layer 12 that is an oxide may be directly formed by the aerosol deposition method disclosed in Non-Patent Document 3.
なお、燃料被覆管１１の内表面に表面被膜層１２が形成されないようにするために、たとえばＯ（オー）リング付きの仮端栓で燃料被覆管１１の両端を塞いだ状態で、表面被膜形成処理工程を行ってもよい。 In order to prevent the surface coating layer 12 from being formed on the inner surface of the fuel cladding tube 11, the surface coating is formed in a state where both ends of the fuel cladding tube 11 are closed with temporary end plugs with O (O) rings, for example. Processing steps may be performed.
また、燃料被覆管１１に表面被膜層１２を形成した後に上部端栓および下部端栓を溶接する場合、表面被膜層１２の成分元素がジルコニウム合金部２１に溶け込んで溶接部近傍の耐食性が低下する可能性がある。また、融点あるいは電気絶縁性が高い表面被膜層１２を形成することにより、上部端栓および下部端栓の溶接不良が生じる可能性がある。そこで、燃料被覆管１１に上部端栓および下部端栓を溶接した後に被膜形成処理工程を行ってもよい。また、溶接部近傍には、あえて表面被膜層１２を形成しないようにしてもよい。 Further, when the upper end plug and the lower end plug are welded after the surface coating layer 12 is formed on the fuel cladding tube 11, the component elements of the surface coating layer 12 are dissolved in the zirconium alloy portion 21 and the corrosion resistance in the vicinity of the welded portion is lowered. there is a possibility. In addition, the formation of the surface coating layer 12 having a high melting point or high electrical insulation may cause poor welding of the upper end plug and the lower end plug. Therefore, the coating formation process may be performed after the upper end plug and the lower end plug are welded to the fuel cladding tube 11. Further, the surface coating layer 12 may not be formed in the vicinity of the weld.
チャンネルボックス２およびウォータロッド７にも、ディップ法あるいはフロー法などにより液体状コーティング剤の液膜を形成した後に、酸化物に転化する方法によって、表面被膜層１２を形成することができる。なお、チャンネルボックス２およびウォータロッド７は、溶接により組み立てた後に表面被膜形成処理を施すことが好ましい。 The surface coating layer 12 can also be formed on the channel box 2 and the water rod 7 by a method in which a liquid film of a liquid coating agent is formed by a dip method or a flow method and then converted into an oxide. The channel box 2 and the water rod 7 are preferably subjected to a surface film forming process after being assembled by welding.
また、チャンネルボックス２には、上部タイプレート３に固定するための治具が上端付近に取り付けられており、この治具は一般的に溶接によって取り付けられる。そこで、チャンネルボックス２の上端付近には表面被膜層１２を形成しないようにすると、溶接不良の発生を抑制できる。 Further, a jig for fixing to the upper tie plate 3 is attached to the channel box 2 in the vicinity of the upper end, and this jig is generally attached by welding. Therefore, if the surface coating layer 12 is not formed in the vicinity of the upper end of the channel box 2, the occurrence of poor welding can be suppressed.
燃料スペーサー５は、燃料被覆管１１などと異なり、構造が複雑で、溶接点数が多い。このため、燃料被覆管１１と同じ方法で表面被膜層１２を形成できない場合がある。たとえば、エアロゾルデポジション法によるセラミック膜を形成することは困難である。 Unlike the fuel cladding tube 11 and the like, the fuel spacer 5 has a complicated structure and a large number of welding points. For this reason, the surface coating layer 12 may not be formed by the same method as the fuel cladding tube 11. For example, it is difficult to form a ceramic film by the aerosol deposition method.
燃料スペーサー５の接水表面に表面被膜層１２を形成するのに好適な方法は、たとえばディップ法あるいはフロー法などにより液体状コーティング剤の液膜を形成した後に、所定の処理方法により酸化物に転化する方法である。また、燃料スペーサー５には多数の溶接点があり、溶接不良が生じると燃料スペーサー５の構造強度に悪影響を及ぼす。そこで、溶接不良の発生を回避するために、溶接工程を経て燃料スペーサー５を組み立てた後に、被膜形成処理を施すことが好ましい。 A suitable method for forming the surface coating layer 12 on the wetted surface of the fuel spacer 5 is to form a liquid film of a liquid coating agent by, for example, a dip method or a flow method, and then to form an oxide by a predetermined treatment method. It is a method of conversion. Further, the fuel spacer 5 has a large number of welding points, and if a welding failure occurs, the structural strength of the fuel spacer 5 is adversely affected. Therefore, in order to avoid the occurrence of poor welding, it is preferable to perform a film forming process after assembling the fuel spacer 5 through the welding process.
一般に液体状コーティング剤はある程度の粘性を有する。このため、ディップ法やフロー法で燃料スペーサー５の表面に液膜を形成すると、表面張力の作用により燃料スペーサー５の構成部品同士が近接している部位に液だまりが形成される場合がある。このような液だまり部分に酸化物が生成されると、燃料スペーサー５の冷却水流路面積が小さくなり、冷却水流路の一部が閉塞されてしまう可能性がある。 In general, the liquid coating agent has a certain degree of viscosity. For this reason, when a liquid film is formed on the surface of the fuel spacer 5 by the dipping method or the flow method, a liquid pool may be formed at a site where the components of the fuel spacer 5 are close to each other due to the action of surface tension. When oxide is generated in such a liquid pool portion, the cooling water passage area of the fuel spacer 5 is reduced, and a part of the cooling water passage may be blocked.
燃料スペーサー５の冷却水流路の閉塞は、圧力損失を増大させ、冷却水による燃料棒６の冷却効率に影響を及ぼす可能性がある。そこで、たとえばコーティング剤の粘性を調節したり、乾燥工程を調整した、冷却水流路の閉塞を回避するような被膜形成プロセスによって、表面被膜層１２を形成する。また、必要に応じて流路確保のために、生成された酸化物の一部を研削してもよい。 The clogging of the cooling water flow path of the fuel spacer 5 increases the pressure loss and may affect the cooling efficiency of the fuel rod 6 by the cooling water. Therefore, for example, the surface coating layer 12 is formed by a coating forming process that adjusts the viscosity of the coating agent or adjusts the drying process so as to avoid clogging of the cooling water flow path. Moreover, you may grind a part of produced | generated oxide for the flow-path ensuring as needed.
図５は、本実施の形態の表面被膜形成処理方法と同様の方法で表面被膜層を形成した板材の断面の透過電子顕微鏡写真であって、（ａ）は暗視野像、（ｂ）は表面被膜層における制限視野回折像である。 FIG. 5 is a transmission electron micrograph of a cross section of a plate material on which a surface coating layer is formed by the same method as the surface coating forming method of the present embodiment, where (a) is a dark field image and (b) is the surface. It is a limited-field diffraction image in a coating layer.
図５（ａ）から、この表面被膜形成処理方法によって、ジルカロイ−４の母材部（ジルコニウム合金部）の表面に密着した緻密な表面被膜層が形成されていることがわかる。図５（ｂ）から、この表面被膜層が非晶質であることがわかる。また、エネルギー分散型Ｘ線分析によって、この表面被膜層を構成する元素を調べた結果、シリコンおよび酸素が主成分元素として検出された。したがって、この表面被膜層は高純度の非晶質シリカである。 FIG. 5 (a) shows that a dense surface coating layer in close contact with the surface of the base material portion (zirconium alloy portion) of Zircaloy-4 is formed by this surface film forming treatment method. FIG. 5B shows that this surface coating layer is amorphous. In addition, as a result of examining the elements constituting the surface coating layer by energy dispersive X-ray analysis, silicon and oxygen were detected as the main component elements. Therefore, this surface coating layer is high purity amorphous silica.
このように、本実施の形態の表面被膜形成処理方法によって、ジルコニウム合金の表面に表面被膜層として緻密な非晶質シリカ層を形成することができる。 As described above, a dense amorphous silica layer can be formed as a surface coating layer on the surface of the zirconium alloy by the surface coating forming method of the present embodiment.
次に、本実施の形態の燃料被覆管の炉内挙動について説明する。 Next, the in-furnace behavior of the fuel cladding according to the present embodiment will be described.
図６は、表面にジルコニア層が形成されたジルコニウム合金近傍の酸素分圧を模式的に示した図であって、（ａ）は表面被膜層が形成されていない場合、（ｂ）は表面被膜層が形成されている場合を示す図である。 FIG. 6 is a diagram schematically showing an oxygen partial pressure in the vicinity of a zirconium alloy having a zirconia layer formed on the surface, where (a) shows a case where a surface coating layer is not formed, and (b) shows a surface coating. It is a figure which shows the case where the layer is formed.
ジルコニウム合金部２１とジルコニア層２２との界面における平衡酸素分圧は、外部環境の酸素分圧よりも顕著に低い。このため、表面被膜層１２が形成されていない場合は、ジルコニア層２２の内部に図６（ａ）に模式的に示すような酸素ポテンシャル勾配が形成され、酸素はジルコニア層２２中をジルコニウム合金部２１に向かって拡散する。 The equilibrium oxygen partial pressure at the interface between the zirconium alloy portion 21 and the zirconia layer 22 is significantly lower than the oxygen partial pressure in the external environment. Therefore, when the surface coating layer 12 is not formed, an oxygen potential gradient as schematically shown in FIG. 6A is formed inside the zirconia layer 22, and oxygen passes through the zirconia layer 22 in the zirconium alloy portion. It diffuses toward 21.
一方、本実施の形態の燃料被覆管１１のような表面被膜層１２が形成されている場合には、図６（ｂ）に示すように、表面被膜層１２が形成されていない場合に比べてジルコニア層２２の表面、すなわちジルコニア層２２と表面被膜層１２との境界面における酸素分圧は低下する。つまり、ジルコニア層２２と表面被膜層１２との界面における酸素分圧は、ジルコニアの平衡酸素分圧よりも高く、外部環境よりも低い値となる。 On the other hand, when the surface coating layer 12 is formed as in the fuel cladding tube 11 of the present embodiment, as shown in FIG. 6B, compared to the case where the surface coating layer 12 is not formed. The oxygen partial pressure at the surface of the zirconia layer 22, that is, at the interface between the zirconia layer 22 and the surface coating layer 12 decreases. That is, the oxygen partial pressure at the interface between the zirconia layer 22 and the surface coating layer 12 is higher than the equilibrium oxygen partial pressure of zirconia and lower than the external environment.
したがって、ジルコニア層２２中には図６（ｂ）に示すような緩やかな酸素ポテンシャル勾配が形成され、酸素はジルコニア層中をジルコニウム合金に向かってゆっくりと拡散する。このため、酸化物層である表面被膜層１２を酸素供給源として、下地のジルコニウム合金の表面、すなわち、表面被覆層１２とジルコニウム合金部２１（金属部）との境界に安定なジルコニア層２２がゆっくりと成長する。 Accordingly, a gentle oxygen potential gradient as shown in FIG. 6B is formed in the zirconia layer 22, and oxygen diffuses slowly in the zirconia layer toward the zirconium alloy. Therefore, a stable zirconia layer 22 is formed on the surface of the underlying zirconium alloy, that is, the boundary between the surface coating layer 12 and the zirconium alloy portion 21 (metal portion), using the surface coating layer 12 that is an oxide layer as an oxygen supply source. Grow slowly.
このように、ジルコニウム合金部の表面に表面被膜層１２を形成すると、その間に成長するジルコニア層２２の内部に形成される酸素ポテンシャル勾配が緩やかになり、ジルコニア層２２中の酸素の拡散量が減少して腐食が抑制される。また、仮に何らかの理由で外部環境が非常に強い酸化性雰囲気になった場合においては、表面被膜層１２が酸素ポテンシャル勾配の変化を緩和するバッファー層（緩衝層）としてふるまい、ジルコニウム合金部２１の腐食の加速を抑えることができる。 As described above, when the surface coating layer 12 is formed on the surface of the zirconium alloy portion, the oxygen potential gradient formed inside the zirconia layer 22 grown therebetween becomes gentle, and the diffusion amount of oxygen in the zirconia layer 22 decreases. Thus, corrosion is suppressed. Further, if the external environment becomes an extremely strong oxidizing atmosphere for some reason, the surface coating layer 12 behaves as a buffer layer (buffer layer) that relaxes the change in the oxygen potential gradient, and the zirconium alloy portion 21 is corroded. Acceleration can be suppressed.
このため、表面被膜層１２の形成によって、酸化性雰囲気にあるＢＷＲにおいて一般に腐食が進行しやすいジルコニウム−ニオブ系合金やジルカロイ−４などの材料のＢＷＲ炉内耐食性が向上する。さらに、ジルコニウム合金部２１の腐食反応を促進する何らかの物質が冷却水中に混在している場合においては、表面被膜層１２がそれらの腐食促進物質によるケミカルアタックを防ぐ保護層として機能する。 For this reason, the formation of the surface coating layer 12 improves the BWR in-corrosion resistance of materials such as zirconium-niobium alloys and Zircaloy-4 that are generally susceptible to corrosion in BWRs in an oxidizing atmosphere. Further, when some substance that promotes the corrosion reaction of the zirconium alloy portion 21 is mixed in the cooling water, the surface coating layer 12 functions as a protective layer that prevents chemical attack by these corrosion promoting substances.
このように、表面被膜層１２の形成によってジルコニウム合金部２１の腐食が抑制されることを確認するために、腐食試験を行った。この腐食試験には、非晶質シリカを主成分とする厚さ約３μｍの表面被膜層１２が形成されたジルカロイ−４試験片と、表面被膜層１２が形成されていない受入れたままのジルカロイ−４試験片を用いた。腐食試験では、これらの試験片を５００℃、約１４ＭＰａの高温高圧水蒸気雰囲気中に７２時間晒した。 Thus, in order to confirm that the corrosion of the zirconium alloy portion 21 is suppressed by the formation of the surface coating layer 12, a corrosion test was performed. In this corrosion test, a Zircaloy-4 test piece having a surface coating layer 12 of about 3 μm in thickness mainly composed of amorphous silica, and an as-received Zircaloy-4 sample having no surface coating layer 12 formed thereon. Four test pieces were used. In the corrosion test, these test pieces were exposed to a high temperature and high pressure steam atmosphere at 500 ° C. and about 14 MPa for 72 hours.
なお、これらの試験片は、いずれも同じ一枚のジルカロイ−４の板から切り出したものであり、表面被膜層１２は図５に示した試験片と同一の方法で形成されている。 Each of these test pieces was cut out from the same Zircaloy-4 plate, and the surface coating layer 12 was formed by the same method as the test piece shown in FIG.
図７は、本実施の形態の表面被膜形成処理方法と同様の方法で表面被膜層を形成した板材の腐食試験後の外観写真である。 FIG. 7 is an appearance photograph after a corrosion test of a plate material on which a surface coating layer is formed by the same method as the surface coating forming method of the present embodiment.
表面被膜層１２が形成されていない受入れたままの比較用の試験片では、ほぼ全面に著しいノジュラー腐食が発生していることがわかる。これに対して、非晶質シリカを主成分とする厚さ約３μｍの表面被膜層１２が形成された試験片では、識別番号を刻印した場所や切断した端面など腐食が進みやすい箇所を除くと、もっぱら黒色の酸化膜に覆われている。 It can be seen that, in the comparative test piece as received without the surface coating layer 12 formed, significant nodular corrosion occurred on almost the entire surface. On the other hand, in the test piece on which the surface coating layer 12 having a thickness of about 3 μm mainly composed of amorphous silica is formed, except where the identification number is engraved or where the corrosion tends to proceed, such as a cut end face, is excluded. It is covered exclusively with a black oxide film.
黒色酸化膜は、耐食性が良好な場合にジルコニウム合金表面に形成される薄い一様厚さの酸化膜として一般に知られているものである。このように、非晶質シリカを主成分とする表面酸化膜層１２を形成することにより、ジルコニウム合金の腐食が抑制されることがわかる。また、同様に、平衡酸素分圧がジルコニアと同等以上のジルコニア以外の酸化物を主成分として含む表面被膜層１２を形成することにより、ジルコニウム合金の腐食を抑制できると考えられる。 The black oxide film is generally known as a thin uniform oxide film formed on the zirconium alloy surface when the corrosion resistance is good. Thus, it turns out that corrosion of a zirconium alloy is suppressed by forming the surface oxide film layer 12 which has an amorphous silica as a main component. Similarly, it is considered that corrosion of the zirconium alloy can be suppressed by forming the surface coating layer 12 containing as a main component an oxide other than zirconia having an equilibrium oxygen partial pressure equal to or higher than that of zirconia.
表面被膜層１２が形成されていない場合には、もっぱらジルコニア層２２の表面において、冷却水が酸素と水素に解離してジルコニウム合金の腐食および水素吸収が進行する。酸素および水素の供給源は、ジルコニア層２２の表面に接する冷却水であり、水の解離により発生した水素の一部がジルコニア層２２中に取り込まれて内部へ拡散し、ジルコニウム金属に吸収される。したがって、ジルコニウム合金の腐食と水素吸収は不可分の関係にあり、腐食がより進行するほど水素吸収量も増加する。 When the surface coating layer 12 is not formed, the cooling water is dissociated into oxygen and hydrogen exclusively on the surface of the zirconia layer 22, and corrosion of the zirconium alloy and hydrogen absorption proceed. The supply source of oxygen and hydrogen is cooling water in contact with the surface of the zirconia layer 22, and part of the hydrogen generated by the dissociation of water is taken into the zirconia layer 22 and diffused into the interior and absorbed by the zirconium metal. . Therefore, the corrosion of zirconium alloy and the hydrogen absorption are inseparable, and the hydrogen absorption increases as the corrosion progresses more.
表面被膜層１２が形成されている場合であっても、水素の供給源は冷却水である。しかし、ジルコニア層２２は表面被膜層１２により冷却水と遮断されており、酸素については表面被膜層１２が直接の供給源となる。このため、表面被膜層１２が形成されていない場合では不可分の関係にあったジルコニウム合金部２１の腐食と水素吸収は、より独立した反応形態に分離される。 Even when the surface coating layer 12 is formed, the hydrogen supply source is cooling water. However, the zirconia layer 22 is blocked from the cooling water by the surface coating layer 12, and the surface coating layer 12 is a direct supply source for oxygen. For this reason, when the surface coating layer 12 is not formed, the corrosion and hydrogen absorption of the zirconium alloy portion 21 that are inseparable are separated into more independent reaction forms.
一般に酸化物の方が金属に比べて水素の拡散係数が小さいため、表面被膜層１２が水素の拡散バリアとなり水素吸収を抑制する。また、表面被膜層１２が形成されていると、水素供給源からジルコニウム合金部２１までの拡散距離が表面被膜層１２の厚さ相当分長くなるため、水素の拡散速度が減少する。これらの重畳効果によって、表面被膜層１２が形成されている方がジルコニウム合金部２１は水素を吸収しにくくなる。 In general, since the oxide has a smaller diffusion coefficient of hydrogen than the metal, the surface coating layer 12 serves as a hydrogen diffusion barrier and suppresses hydrogen absorption. Further, when the surface coating layer 12 is formed, the diffusion distance from the hydrogen supply source to the zirconium alloy portion 21 is increased by the thickness corresponding to the thickness of the surface coating layer 12, so that the hydrogen diffusion rate is reduced. Due to these superposition effects, the zirconium alloy portion 21 is less likely to absorb hydrogen when the surface coating layer 12 is formed.
一方、表面被膜層１２が形成されている場合であっても、酸素供給源から母材のジルコニウム合金部２１までの拡散距離は変わらない。このため、ジルコニア層２２と表面被膜層１２との界面での酸素ポテンシャルが表面被膜層１２がない場合と比較して低く、腐食速度は緩和されるが、ジルコニア層２２はある程度成長する。 On the other hand, even if the surface coating layer 12 is formed, the diffusion distance from the oxygen supply source to the zirconium alloy portion 21 of the base material does not change. For this reason, the oxygen potential at the interface between the zirconia layer 22 and the surface coating layer 12 is lower than that without the surface coating layer 12 and the corrosion rate is reduced, but the zirconia layer 22 grows to some extent.
このように、ジルコニウム合金部２１の腐食と水素吸収は、より独立した反応形態に分離できるため、水素吸収を抑制しつつ、ジルコニウム合金部２１の表面はゆっくりと腐食する。 Thus, since the corrosion and hydrogen absorption of the zirconium alloy part 21 can be separated into more independent reaction forms, the surface of the zirconium alloy part 21 is slowly corroded while suppressing hydrogen absorption.
このように燃料被覆管１１の腐食を意図的に進行させる理由のひとつは、デブリによる燃料被覆管１１のフレッティング損傷の発生を抑制するためである。表面被膜層１２とジルコニウム合金部２１との境界に、非常に硬いジルコニア層２２が形成されるため、このジルコニア層２２が燃料被覆管１１の表面への物理的損傷を軽減する保護被膜となり、デブリによるフレッティング損傷の発生を抑制することができる。 Thus, one of the reasons for intentionally advancing the corrosion of the fuel cladding 11 is to suppress the occurrence of fretting damage to the fuel cladding 11 due to debris. Since a very hard zirconia layer 22 is formed at the boundary between the surface coating layer 12 and the zirconium alloy portion 21, the zirconia layer 22 becomes a protective coating that reduces physical damage to the surface of the fuel cladding tube 11. It is possible to suppress the occurrence of fretting damage.
デブリによる燃料被覆管１１のフレッティング破損の抑制などのために、ジルコニア層２２を厚く成長させておくことは望ましい。しかし、高燃焼度でのジルコニウム合金の水素脆化を回避するためには腐食を極力抑えて水素吸収を低減する必要がある。表面被膜層１２が形成されていない場合には、腐食量の増加は水素吸収の増加に直接結びつくが、表面被膜層１２を形成することにより、ジルコニウム合金部２１の水素吸収を抑制しつつ、腐食を進行させることができる。 It is desirable to grow the zirconia layer 22 thick in order to suppress fretting damage of the fuel cladding tube 11 due to debris. However, in order to avoid hydrogen embrittlement of the zirconium alloy at high burnup, it is necessary to suppress hydrogen corrosion and reduce hydrogen absorption. When the surface coating layer 12 is not formed, an increase in the corrosion amount directly leads to an increase in hydrogen absorption. However, by forming the surface coating layer 12, the corrosion of the zirconium alloy portion 21 is suppressed while suppressing the hydrogen absorption. Can be advanced.
なお、チャンネルボックス２では、燃料被覆管１１とは異なり、デブリによるフレッティング損傷は問題とならない。このため、チャンネルボックス２に形成する表面被膜層１２は、燃料被覆管１１に形成される表面被膜層１２よりも軟らかいものでもよい。 In the channel box 2, unlike the fuel cladding tube 11, fretting damage due to debris is not a problem. For this reason, the surface coating layer 12 formed on the channel box 2 may be softer than the surface coating layer 12 formed on the fuel cladding tube 11.
燃料被覆管１１の腐食を意図的に進行させる二つ目の理由は、原子炉内での燃焼期間中に何らかの理由により表面被膜層１２が毀損されて剥離した場合に対する備えである。表面被膜層１２が剥離した場合、剥離した部分で局所的な腐食や水素吸収が生じる可能性がある。しかし、表面被膜層１２とジルコニウム合金部２１との間に成長したジルコニア層２２が、酸素および水素の拡散障壁としてふるまうことで、局所的な加速腐食が発生するのを抑制する。 The second reason for intentionally advancing the corrosion of the fuel cladding 11 is to prepare for the case where the surface coating layer 12 is damaged and separated for some reason during the combustion period in the reactor. When the surface coating layer 12 peels, local corrosion and hydrogen absorption may occur in the peeled portion. However, the zirconia layer 22 grown between the surface coating layer 12 and the zirconium alloy portion 21 acts as an oxygen and hydrogen diffusion barrier, thereby suppressing local accelerated corrosion.
燃料被覆管１１の腐食を意図的に進行させる三つ目の理由は、ジルコニウム合金部２１の水素吸収を低減するためである。ジルコニウム合金部２１の表面に形成されるジルコニア層２２は水素の拡散バリアとしてふるまう。したがって、表面被膜層１２とジルコニウム合金部２１との間にジルコニア層２２が形成されることで、ジルコニウム合金部２１への水素吸収が抑制される。 The third reason for intentionally causing the corrosion of the fuel cladding 11 is to reduce the hydrogen absorption of the zirconium alloy portion 21. The zirconia layer 22 formed on the surface of the zirconium alloy portion 21 behaves as a hydrogen diffusion barrier. Therefore, hydrogen absorption into the zirconium alloy part 21 is suppressed by forming the zirconia layer 22 between the surface coating layer 12 and the zirconium alloy part 21.
チャンネルボックス２は、外表面も内表面も冷却水に接した状態で使用される。このため、外表面および内表面から腐食が進行し、水素も供給される。しかし、本実施の形態のチャンネルボックス２では、表面被膜層１２が形成されているため、燃料被覆管１１と同様に、ジルコニウム合金部２１と表面被膜層１２との間のジルコニア層２２の生成は抑制される。また、ジルコニウム合金部２１への水素の供給も抑制される。 The channel box 2 is used in a state where both the outer surface and the inner surface are in contact with the cooling water. For this reason, corrosion advances from an outer surface and an inner surface, and hydrogen is also supplied. However, since the surface coating layer 12 is formed in the channel box 2 of the present embodiment, the generation of the zirconia layer 22 between the zirconium alloy portion 21 and the surface coating layer 12 is similar to the fuel cladding tube 11. It is suppressed. Moreover, supply of hydrogen to the zirconium alloy portion 21 is also suppressed.
また、チャンネルボックス２には、制御棒との対向面にシャドウ腐食が生じる場合がある。このシャドウ腐食によりにより、制御棒と対向する面の腐食量および水素吸収量が大きくなり、非対向面における水素濃度とに差が生じ、チャンネルボックスが曲がり変形を起こす可能性がある。チャンネルボックス２が過度に曲がると、制御棒がチャンネルボックス２と干渉して適切に挿入できなくなる場合もある。 Further, in the channel box 2, shadow corrosion may occur on the surface facing the control rod. Due to this shadow corrosion, the amount of corrosion and the amount of hydrogen absorption on the surface facing the control rod increase, and there is a possibility that the channel box bends and deforms due to a difference in the hydrogen concentration on the non-facing surface. If the channel box 2 is bent excessively, the control rod may interfere with the channel box 2 and cannot be inserted properly.
シャドウ腐食とは、ジルコニウムよりも電気化学的に貴な材質からなる炉内構造物などと冷却水を介して近距離で対面している部位において、ジルコニウム合金の腐食が局所的に促進される現象である。たとえばステンレス鋼で外面を被覆された制御棒と対向する面で、チャンネルボックスにシャドウ腐食が生じる場合がある。たとえば非特許文献２には、シャドウ腐食はガルバニック腐食によって生じている可能性があると報告されている。 Shadow corrosion is a phenomenon in which corrosion of a zirconium alloy is locally promoted in a part facing a furnace structure made of a material that is electrochemically nobler than zirconium at a short distance via cooling water. It is. For example, shadow corrosion may occur in the channel box on the surface facing the control rod whose outer surface is coated with stainless steel. For example, Non-Patent Document 2 reports that shadow corrosion may be caused by galvanic corrosion.
このため、電気絶縁性が高い酸化物からなる表面被膜層１２をジルコニウム合金の表面に形成すると、ガルバニック腐食も抑制され、制御棒対向部におけるシャドウ腐食が抑制されると考えられる。シャドウ腐食が抑制されることにより、チャンネルボックス２の曲がり変形が抑制され、制御棒とチャンネルボックスが干渉する可能性が小さくなる。 For this reason, when the surface coating layer 12 made of an oxide having high electrical insulation is formed on the surface of the zirconium alloy, it is considered that galvanic corrosion is also suppressed and shadow corrosion at the control rod facing portion is suppressed. By suppressing the shadow corrosion, the bending deformation of the channel box 2 is suppressed, and the possibility that the control rod and the channel box interfere with each other is reduced.
このように、ジルコニウムを主要成分とするジルコニウム合金製チャンネルボックス２の全てあるいは一部の表面に表面被膜層を形成することによってチャンネルボックスの腐食および水素吸収が低減される。また、チャンネルボックスの耐用年数の長期化を図ることができるため、放射性廃棄物の排出量の低減につながる。 Thus, the corrosion and hydrogen absorption of the channel box are reduced by forming the surface coating layer on the surface of all or part of the channel box 2 made of zirconium alloy containing zirconium as a main component. In addition, since the service life of the channel box can be extended, the amount of radioactive waste discharged can be reduced.
ウォータロッド７は、高燃焼度での水素吸収速度が増加する可能性を示唆する知見が近年得られている。ジルコニウム合金の水素吸収量が増加すると水素脆化するため、高燃焼度での核燃料集合体１の耐震強度を考慮する上で、ウォータロッド７についても水素吸収低減を図ることが望ましい。本実施の形態のウォータロッド７の内外表面には表面被膜層１２が形成されているため、ウォータロッド７のジルコニウム合金部２１の水素吸収は抑制され、水素吸収による核燃料集合体１の耐震強度の低下は抑制される。 As for the water rod 7, the knowledge which suggests the possibility of increasing the hydrogen absorption rate at a high burnup has been recently obtained. Since hydrogen embrittlement occurs when the hydrogen absorption amount of the zirconium alloy increases, it is desirable to reduce the hydrogen absorption of the water rod 7 in consideration of the seismic strength of the nuclear fuel assembly 1 at a high burnup. Since the surface coating layer 12 is formed on the inner and outer surfaces of the water rod 7 of the present embodiment, hydrogen absorption of the zirconium alloy portion 21 of the water rod 7 is suppressed, and the seismic strength of the nuclear fuel assembly 1 due to hydrogen absorption is reduced. The decrease is suppressed.
燃料スペーサー５は、表面全体が冷却水に接した状態で使用される。外表面のみが冷却水と接する燃料被覆管１１の場合と異なり、板状の部材の両方の面のいずれにおいても腐食および水素吸収が生じる。このため、燃料被覆管１１に比べて単位体積あたりの接水面積が大きくなり、ジルコニウム合金表面の腐食速度が同等であっても水素吸収量は燃料被覆管１１よりも速く増加する。このため、燃料被覆管１１に比べて、より早期に脆化が進行する場合がある。 The fuel spacer 5 is used in a state where the entire surface is in contact with the cooling water. Unlike the case of the fuel cladding tube 11 in which only the outer surface is in contact with the cooling water, corrosion and hydrogen absorption occur on both surfaces of the plate-like member. Therefore, the water contact area per unit volume is larger than that of the fuel cladding tube 11, and the hydrogen absorption amount increases faster than that of the fuel cladding tube 11 even if the corrosion rate of the zirconium alloy surface is the same. For this reason, the embrittlement may progress earlier than the fuel cladding tube 11.
燃料スペーサー５の脆化は、特に地震発生時の核燃料集合体の健全性にかかわる課題である。また、燃料スペーサー５の溶接による熱影響部では、非熱影響部に比べて腐食が加速しやすいことが知られている。 The embrittlement of the fuel spacer 5 is a problem particularly related to the soundness of the nuclear fuel assembly when an earthquake occurs. Further, it is known that corrosion is more likely to accelerate in the heat affected zone due to welding of the fuel spacer 5 than in the non-heat affected zone.
そこで、本実施の形態のように、燃料スペーサー５の冷却水に接する表面に表面被膜層１２を形成することにより、腐食および水素吸収が抑制されるため、脆化しにくくなる。 Therefore, by forming the surface coating layer 12 on the surface of the fuel spacer 5 in contact with the cooling water as in the present embodiment, corrosion and hydrogen absorption are suppressed, so that it becomes difficult to become brittle.
一般に酸化物の熱伝導率は金属に比べて小さく、非晶質の酸化物（たとえばガラス）の熱伝導率は結晶質の酸化物に比べて小さい傾向にある。このため、大きな熱流束が発生する燃料被覆管１１の場合、燃料被覆管１１の表面に過度に厚い酸化物層を形成すると燃料温度が過度に上昇するおそれがある。燃料温度の過度の上昇は、核燃料ペレットからの核***生成ガス放出の増加などにより、燃料の健全性を損なうおそれがある。 In general, the thermal conductivity of an oxide is smaller than that of a metal, and the thermal conductivity of an amorphous oxide (eg, glass) tends to be smaller than that of a crystalline oxide. For this reason, in the case of the fuel cladding tube 11 in which a large heat flux is generated, if an excessively thick oxide layer is formed on the surface of the fuel cladding tube 11, the fuel temperature may increase excessively. An excessive increase in fuel temperature may impair the integrity of the fuel, such as by increasing fission product gas emissions from nuclear fuel pellets.
表面被膜層１２を、たとえば非晶質シリカによって形成した場合の燃料温度の上昇について検討した。通常運転時の燃料被覆管の表面温度に近い３００℃における石英ガラスの熱伝導率（約１．４ Ｗ/ｍ/Ｋ）は、金属ジルコニウムの１/１０程度、ジルコニウム合金の表面に形成されるジルコニア層２２（４ Ｗ/ｍ/Ｋ）の１/３程度である。９×９格子の核燃料集合体の設計寸法に基づいて、線出力４００Ｗ/ｃｍで発熱している場合における、燃料被覆管の外表面を熱伝導率１Ｗ／ｍ／Ｋ、厚さ１００μｍの表面被膜層で覆うことによる燃料温度上昇への寄与は１２０℃程度未満である。 The increase in fuel temperature when the surface coating layer 12 is formed of amorphous silica, for example, was examined. The thermal conductivity (approximately 1.4 W / m / K) of quartz glass at 300 ° C., which is close to the surface temperature of the fuel cladding tube during normal operation, is about 1/10 that of metallic zirconium, and is formed on the surface of the zirconium alloy. It is about 1/3 of the zirconia layer 22 (4 W / m / K). Surface coating with a thermal conductivity of 1 W / m / K and a thickness of 100 μm on the outer surface of the fuel cladding tube when heat is generated at a linear output of 400 W / cm, based on the design dimensions of a 9 × 9 lattice nuclear fuel assembly The contribution to fuel temperature rise by covering with a layer is less than about 120 ° C.
しかし、表面被膜層１２の内部でのクラック発生に伴う熱伝導率の低下、中性子照射による微細組織変化に伴う熱伝導率の変化、あるいは鉄酸化物からなる腐食生成物（クラッド）が沸騰面に付着して蒸発乾固して新たな熱障壁となる可能性などを考慮すると、さらに大きな燃料温度上昇が生じる可能性がある。そこで、燃料健全性への影響を考慮して、燃料被覆管表面に形成する表面被膜層の厚さは１００μｍを超過しないようにすることが好ましい。 However, a decrease in thermal conductivity due to the occurrence of cracks in the surface coating layer 12, a change in thermal conductivity due to microstructural changes due to neutron irradiation, or a corrosion product (cladding) made of iron oxide on the boiling surface. Considering the possibility of adhering and evaporating to dryness and forming a new thermal barrier, there is a possibility that a further increase in fuel temperature may occur. Therefore, it is preferable that the thickness of the surface coating layer formed on the surface of the fuel cladding tube does not exceed 100 μm in consideration of the influence on the fuel integrity.
なお、チャンネルボックス２を通過する熱流束は小さいため、燃料被覆管の場合とは異なり、表面被膜層１２の熱伝導特性はそれほど重要でない。このため、チャンネルボックス２の表面被膜層１２の厚さを決定する際には、熱伝導特性に比べて、核燃料集合体を構成する他の部材との寸法の取り合い、製造性や製造コスト、ハンドリング性、中性子経済性、冷却水流路面積や圧力損失などを重視してもよい。 Since the heat flux passing through the channel box 2 is small, unlike the case of the fuel cladding tube, the heat conduction characteristics of the surface coating layer 12 are not so important. For this reason, when determining the thickness of the surface coating layer 12 of the channel box 2, the dimensional relationship with other members constituting the nuclear fuel assembly, the manufacturability, the manufacturing cost, and the handling are compared with the heat conduction characteristics. , Neutron economy, cooling water flow passage area, pressure loss, etc. may be emphasized.
特に、チャンネルボックス２の外表面の表面被膜層１２の厚さを決定する際には、チャンネルボックス２の寿命中に、チャンネルボックス２と制御棒との干渉がないようにすべきである。なお、これらの点を考慮すると、表面被膜層１２の厚さは１０００μｍを超えないことが好ましい。 In particular, when determining the thickness of the surface coating layer 12 on the outer surface of the channel box 2, the channel box 2 should not interfere with the control rod during the lifetime of the channel box 2. In consideration of these points, it is preferable that the thickness of the surface coating layer 12 does not exceed 1000 μm.
また、燃料被覆管１１の外表面に形成する表面被膜層１２の厚さは、全ての燃料棒６について同一にする必要はない。非特許文献４には、ＢＷＲで照射された核燃料集合体１の照射後試験によって、９×９格子のコーナーに位置する燃料被覆管において腐食および水素吸収が大きくなる事象が報告されている。そこで、たとえばコーナーに位置する燃料棒の燃料被覆管１１の外表面には、他の格子位置の燃料棒に比べて厚い表面被膜層１２を形成してもよい。 Further, the thickness of the surface coating layer 12 formed on the outer surface of the fuel cladding tube 11 need not be the same for all the fuel rods 6. Non-Patent Document 4 reports a phenomenon in which corrosion and hydrogen absorption increase in a fuel cladding tube located at a corner of a 9 × 9 lattice by a post-irradiation test of the nuclear fuel assembly 1 irradiated with BWR. Therefore, for example, a thick surface coating layer 12 may be formed on the outer surface of the fuel cladding tube 11 of the fuel rod located at the corner as compared with the fuel rods at other lattice positions.
燃料被覆管１１の軸方向高さ位置あるいは燃料棒６の格子位置の違いによる使用環境の違いを考慮して、燃料被覆管１１に形成する表面被膜層１２の厚さを、その位置によって変化させてもよい。考慮する使用環境としては、熱流束の大きさ、付着クラッドの特性およびデブリフレッティング破損の発生頻度を挙げることができる。また、近接する部品の材質の違いによる腐食環境の違いを考慮してもよい。 Considering the difference in use environment due to the difference in the axial height position of the fuel cladding tube 11 or the lattice position of the fuel rod 6, the thickness of the surface coating layer 12 formed on the fuel cladding tube 11 is changed depending on the position. May be. Examples of the usage environment to be considered include the size of the heat flux, the characteristics of the adhered cladding, and the frequency of occurrence of debris fretting damage. Moreover, you may consider the difference in the corrosive environment by the difference in the material of the components in the vicinity.
なお、表面被膜層１２の主成分として選定した酸化物を、実際に核燃料集合体の各部品の表面被膜層１２とする場合には、実際の使用環境下において、燃料挙動などに悪影響を及ぼす物理的または化学的な性質を有していないかどうかを確認することが望ましい。 In addition, when the oxide selected as the main component of the surface coating layer 12 is actually used as the surface coating layer 12 of each component of the nuclear fuel assembly, physical properties that adversely affect the fuel behavior and the like in the actual usage environment. It is desirable to check whether it has any physical or chemical properties.
表面被膜層１２は、緻密である方が好ましいが、必ずしも不可欠な要件ではない。たとえば、気体状あるいは液体状の冷却水がジルコニア層２２表面まで浸入するのを制限するために表面被膜層１２の接水表面のみに緻密なコーティング層を設ければ、表面被膜層１２の全体としては緻密性の低い多孔質な構造であってもよい。 The surface coating layer 12 is preferably dense, but is not necessarily an essential requirement. For example, if a dense coating layer is provided only on the wetted surface of the surface coating layer 12 in order to restrict the gaseous or liquid cooling water from entering the surface of the zirconia layer 22, the surface coating layer 12 as a whole is provided. May have a porous structure with low density.
さらに、冷却水中にジルコニウム合金の腐食を促進する物質が含まれている場合には、表面被膜層１２が気体状あるいは液体状の冷却水がジルコニア層２２表面まで浸入するのを制限すると同時に、それらの腐食促進物質によるケミカルアタックを防止する保護層としてふるまうことで異常な腐食が発生するのを抑制する。 Further, when a substance that promotes corrosion of the zirconium alloy is contained in the cooling water, the surface coating layer 12 restricts the gaseous or liquid cooling water from entering the surface of the zirconia layer 22 and at the same time, By acting as a protective layer to prevent chemical attack by corrosion-promoting substances, abnormal corrosion is suppressed.
［第２の実施の形態］
図８は、本発明に係る第２の実施の形態の核燃料集合体に用いる燃料被覆管の断面図である。
[Second Embodiment]
FIG. 8 is a cross-sectional view of a fuel cladding tube used in the nuclear fuel assembly according to the second embodiment of the present invention.
本実施の形態の核燃料集合体に用いる燃料被覆管１１では、ジルコニウム合金部２１の内面にも表面被膜層１２が形成されている。 In the fuel cladding tube 11 used in the nuclear fuel assembly of the present embodiment, the surface coating layer 12 is also formed on the inner surface of the zirconium alloy portion 21.
燃料被覆管１１が冷却水と接するのは、通常の場合、外表面のみである。しかし、何らかの理由により燃料被覆管１１に貫通孔が生じた場合には、その貫通孔を通じて燃料棒６の内部に冷却水が浸入して、燃料被覆管１１の内表面が冷却水にさらされる。しかし、本実施の形態の燃料被覆管１１は、外表面だけでなく内表面にも被膜層が形成されているため、燃料被覆管１１の内部に冷却水が侵入した際に生じる二次水素化による燃料破損が抑制される。 It is only the outer surface that the fuel cladding tube 11 is in contact with the cooling water. However, when a through hole is formed in the fuel cladding tube 11 for some reason, the cooling water enters the fuel rod 6 through the through hole, and the inner surface of the fuel cladding tube 11 is exposed to the cooling water. However, since the coating layer is formed not only on the outer surface but also on the inner surface of the fuel cladding tube 11 of the present embodiment, secondary hydrogenation that occurs when cooling water enters the inside of the fuel cladding tube 11. Fuel damage due to is suppressed.
なお、燃料被覆管１１の内表面に被膜層を形成することは、ヨウ素などの核***生成物によるＰＣＣＩ（Pellet-Cladding Chemical Interaction）によって助長される燃料被覆管１１内面での応力腐食割れを抑制する上でも好ましい。 The formation of a coating layer on the inner surface of the fuel cladding 11 suppresses stress corrosion cracking on the inner surface of the fuel cladding 11 promoted by PCCI (Pellet-Cladding Chemical Interaction) due to fission products such as iodine. Also preferred above.
燃料被覆管１１の内外の両表面に表面被膜層１２を形成するのに適した方法として、ディップ法あるいはフロー法などにより液体状コーティング剤の液膜を形成した後に、酸化物に転化する方法を挙げることができる。燃料被覆管１１の外表面のみに、表面被膜層１２を形成する場合とは異なり、燃料被覆管１１の両端を仮の端栓などで塞いでおく必要はない。 As a method suitable for forming the surface coating layer 12 on both the inner and outer surfaces of the fuel cladding tube 11, a liquid film of a liquid coating agent is formed by a dipping method or a flow method and then converted to an oxide. Can be mentioned. Unlike the case where the surface coating layer 12 is formed only on the outer surface of the fuel cladding tube 11, both ends of the fuel cladding tube 11 need not be closed with temporary end plugs or the like.
［第３の実施の形態］
本発明に係る第３の実施の形態の核燃料集合体は、燃料被覆管への表面被膜層の形成方法が第１の実施の形態と異なる。
[Third Embodiment]
The nuclear fuel assembly according to the third embodiment of the present invention differs from the first embodiment in the method of forming the surface coating layer on the fuel cladding tube.
図９は、本実施の形態の表面被膜層の形成方法を示す流れ図である。 FIG. 9 is a flowchart showing the method for forming the surface coating layer of the present embodiment.
本実施の形態の表面被膜層形成工程も、成型工程の後に行う。表面被膜工程の前には、脱脂工程（工程Ｓ１）、洗浄工程（工程Ｓ２）、および、乾燥工程（工程Ｓ３）などの前処理工程を行う。表面被膜層生成工程は、原子炉装荷工程（工程Ｓ１３）より前の出発物質付着工程（工程Ｓ１１）と、原子炉装荷工程（工程Ｓ１３）より後の酸化物転化工程（工程Ｓ１４）とを有する。 The surface coating layer forming process of the present embodiment is also performed after the molding process. Prior to the surface coating step, pretreatment steps such as a degreasing step (step S1), a cleaning step (step S2), and a drying step (step S3) are performed. The surface coating layer generation step includes a starting material adhesion step (step S11) before the reactor loading step (step S13) and an oxide conversion step (step S14) after the reactor loading step (step S13). .
出発物質付着工程（工程Ｓ１１）では、表面被膜層１２を形成する燃料被覆管１１のジルコニウム合金部２１の表面に、酸化すると表面被膜層１２となる出発物質を付着させる。出発物質は、単体あるいは化合物のどちらでもよい。 In the starting material attaching step (step S11), a starting material that becomes the surface coating layer 12 when it is oxidized is attached to the surface of the zirconium alloy portion 21 of the fuel cladding tube 11 that forms the surface coating layer 12. The starting material may be either a simple substance or a compound.
その後、核燃料集合体を組み立て（工程Ｓ１２）、原子炉に装荷する（工程Ｓ１３）。燃料被覆管１１の表面に付着した出発物質は、原子炉内で冷却水などと反応して酸化物に転化されて、表面被膜層１２を形成する（工程Ｓ１４）。 Thereafter, the nuclear fuel assembly is assembled (step S12) and loaded into the nuclear reactor (step S13). The starting material adhering to the surface of the fuel cladding 11 reacts with cooling water or the like in the nuclear reactor and is converted into an oxide to form the surface coating layer 12 (step S14).
このように、核燃料集合体１が原子炉に装荷された後に、平衡酸素分圧がジルコニアと同等あるいはこれよりも高い酸化物を主成分とする表面被膜層１２が形成されるようにしてもよい。 Thus, after the nuclear fuel assembly 1 is loaded into the nuclear reactor, the surface coating layer 12 whose main component is an oxide whose equilibrium oxygen partial pressure is equal to or higher than that of zirconia may be formed. .
なお、本発明は、上述の各実施の形態に限定されず、様々な形態で実施することができる。たとえば、燃料被覆管１１、ウォータロッド７、チャンネルボックス２および燃料スペーサー５の全てに表面被膜層を形成する必要はなく、一部の表面のみに表面被膜層１２を形成してもよい。また、核燃料集合体１のこれら以外の構成部品で、冷却水に接するジルコニウム合金を有する部品に表面被膜層１２を形成してもよい。各実施の形態の特徴を組み合わせて実施することもできる。 In addition, this invention is not limited to each above-mentioned embodiment, It can implement with various forms. For example, it is not necessary to form the surface coating layer on all of the fuel cladding tube 11, the water rod 7, the channel box 2, and the fuel spacer 5, and the surface coating layer 12 may be formed only on a part of the surface. Further, the surface coating layer 12 may be formed on a component having a zirconium alloy in contact with the cooling water with other components of the nuclear fuel assembly 1. It can also be implemented by combining the features of each embodiment.
１…核燃料集合体、２…チャンネルボックス、３…上部タイプレート、４…下部タイプレート、５…燃料スペーサー、６…燃料棒、７…ウォータロッド、１０…核燃料を収める空間、１１…燃料被覆管、１２…表面被膜層、２１…ジルコニウム合金部、２２…ジルコニア層 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Nuclear fuel assembly, 2 ... Channel box, 3 ... Upper tie plate, 4 ... Lower tie plate, 5 ... Fuel spacer, 6 ... Fuel rod, 7 ... Water rod, 10 ... Space which stores nuclear fuel, 11 ... Fuel cladding , 12 ... surface coating layer, 21 ... zirconium alloy part, 22 ... zirconia layer
Claims (12)
ジルコニウムを主成分とする材料によって形成されたジルコニウム合金部と、
平衡酸素分圧が酸化ジルコニウムの平衡酸素分圧と同等以上である酸化ジルコニウム以外の酸化物を主成分とし、前記原子炉に装荷されると冷却水と接する面に前記ジルコニウム合金部を覆うように形成された表面被膜層と、
を有することを特徴とする核燃料集合体に用いる部品。 In parts used for nuclear fuel assemblies loaded in water-cooled nuclear reactors,
A zirconium alloy part formed of a material mainly composed of zirconium;
The main component is an oxide other than zirconium oxide whose equilibrium oxygen partial pressure is equal to or higher than the equilibrium oxygen partial pressure of zirconium oxide, and when loaded into the nuclear reactor, the zirconium alloy part is covered with the surface in contact with cooling water. A formed surface coating layer;
A component used for a nuclear fuel assembly characterized by comprising:
前記燃料棒を所定の間隔を保持して束ねる燃料スペーサーと、
を有し、
前記被覆管および前記燃料スペーサーの少なくともひとつは、ジルコニウムを主成分とする材料によって形成されたジルコニウム合金部と、平衡酸素分圧が酸化ジルコニウムの平衡酸素分圧と同等以上である酸化ジルコニウム以外の酸化物を主成分とし、前記原子炉に装荷されると冷却水と接する面に前記ジルコニウム合金部を覆うように形成された表面被膜層とを備えることを特徴とする核燃料集合体。 A plurality of fuel rods comprising a fuel cladding and nuclear fuel material contained within the cladding;
A fuel spacer for bundling the fuel rods at a predetermined interval;
Have
At least one of the cladding tube and the fuel spacer includes a zirconium alloy part formed of a material mainly composed of zirconium, and an oxidation other than zirconium oxide in which the equilibrium oxygen partial pressure is equal to or higher than the equilibrium oxygen partial pressure of zirconium oxide. A nuclear fuel assembly comprising: a surface coating layer formed so as to cover the zirconium alloy portion on a surface in contact with cooling water when loaded into the nuclear reactor.
前記チャンネルボックスの内部に配置され、燃料被覆管およびその被覆管の内部に収められた核燃料物質を備えた複数の燃料棒と、
前記燃料棒を所定の間隔を保持して束ねる燃料スペーサーと、
を有し、
前記チャンネルボックス、前記被覆管および前記燃料スペーサーの少なくともひとつは、ジルコニウムを主成分とする材料によって形成されたジルコニウム合金部と、平衡酸素分圧が酸化ジルコニウムの平衡酸素分圧と同等以上である酸化ジルコニウム以外の酸化物を主成分とし、前記原子炉に装荷されると冷却水と接する面に前記ジルコニウム合金部を覆うように形成された表面被膜層とを備えることを特徴とする核燃料集合体。 A rectangular channel box,
A plurality of fuel rods disposed within the channel box and comprising a fuel cladding and a nuclear fuel material contained within the cladding;
A fuel spacer for bundling the fuel rods at a predetermined interval;
Have
At least one of the channel box, the cladding tube, and the fuel spacer includes a zirconium alloy part formed of a material containing zirconium as a main component, and an oxidation in which the equilibrium oxygen partial pressure is equal to or greater than the equilibrium oxygen partial pressure of zirconium oxide. A nuclear fuel assembly comprising an oxide other than zirconium as a main component, and a surface coating layer formed to cover the zirconium alloy portion on a surface in contact with cooling water when loaded into the nuclear reactor.
ジルコニウムを主成分とする材料によって形成されたジルコニウム合金部を成型する成型工程と、
前記原子炉に装荷されると冷却水と接する面に前記ジルコニウム合金部を覆うように、平衡酸素分圧が酸化ジルコニウムの平衡酸素分圧と同等以上である酸化ジルコニウム以外の酸化物を主成分とする表面被膜層を形成する表面被膜層形成工程と、
を有することを特徴とする核燃料集合体に用いる部品の製造方法。 In a method of manufacturing a part used for a nuclear fuel assembly loaded in a water-cooled nuclear reactor,
A molding step of molding a zirconium alloy part formed of a material mainly containing zirconium;
When loaded in the nuclear reactor, the main component is an oxide other than zirconium oxide whose equilibrium oxygen partial pressure is equal to or greater than the equilibrium oxygen partial pressure of zirconium oxide so as to cover the zirconium alloy part on the surface in contact with cooling water. A surface coating layer forming step for forming a surface coating layer to be performed;
A method of manufacturing a part used for a nuclear fuel assembly, comprising:
ジルコニウムを主成分とする材料によって形成されたジルコニウム合金部を成型する工程と、
前記原子炉に装荷されると冷却水と接する面に前記ジルコニウム合金部を覆うように、酸化されると平衡酸素分圧が酸化ジルコニウムの平衡酸素分圧と同等以上である酸化ジルコニウム以外の酸化物を主成分とする表面被膜層を形成する出発物質を付着させる出発物質付着工程と、
を有することを特徴とする核燃料集合体に用いる部品の製造方法。 In a method of manufacturing a part used for a nuclear fuel assembly loaded in a water-cooled nuclear reactor,
Molding a zirconium alloy part formed of a material mainly composed of zirconium;
Oxides other than zirconium oxide whose equilibrium oxygen partial pressure is equal to or greater than the equilibrium oxygen partial pressure of zirconium oxide when oxidized so as to cover the zirconium alloy part on the surface in contact with cooling water when loaded into the nuclear reactor A starting material attaching step for attaching a starting material for forming a surface coating layer mainly composed of
A method of manufacturing a part used for a nuclear fuel assembly, comprising:
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