JP2548773B2 - ジルコニウム基合金とその製造方法 - Google Patents
ジルコニウム基合金とその製造方法Info
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Description
【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、原子力発電プラントの原子炉内構成部材等
に用いられるジルコニウム基合金及びその製造方法に関
するものである。
に用いられるジルコニウム基合金及びその製造方法に関
するものである。
［従来の技術］ 原子力発電プラントの原子炉で使用される燃料集合体
は、以下の説明のようになっている。
は、以下の説明のようになっている。
第１図は従来ならびに本発明の原子力発電プラントの
原子炉で使用する燃料要素の概略を説明する断面図で、
第２図は第１図の燃料要素を複数子格子状に配列した燃
料集合体の断面図である。
原子炉で使用する燃料要素の概略を説明する断面図で、
第２図は第１図の燃料要素を複数子格子状に配列した燃
料集合体の断面図である。
第１図，第２図において、ラウン酸化物の柱状焼結体
（以下ペレットと呼ぶ）１は被覆管２で被覆され、被覆
管両端をコイルバネ３を介して端栓4,5で封止した棒状
の燃料要素７及びこれらの燃料要素７を格子状に配列す
る支持格子６等から構成されている。また、８は上部ノ
ズル、９は下部ノズル、10は板バネ、11は制御棒クラス
タである。
（以下ペレットと呼ぶ）１は被覆管２で被覆され、被覆
管両端をコイルバネ３を介して端栓4,5で封止した棒状
の燃料要素７及びこれらの燃料要素７を格子状に配列す
る支持格子６等から構成されている。また、８は上部ノ
ズル、９は下部ノズル、10は板バネ、11は制御棒クラス
タである。
従来の燃料要素７の被覆管２及び支持格子６の材料と
しては、一般にASTM（アメリカ材料試験協会）B353で定
められているUNS（Unified Numbering System for Meta
ls and Alloys）ナンバーR60802またはR60804のジルコ
ニウム基合金（以下、前者をジルカロイ−２、及び後者
をジルカロイ−４と呼ぶ）、即ち、前者は錫，鉄，クロ
ム，ニッケルを微量添加したジルコニウム基合金が使用
されている。
しては、一般にASTM（アメリカ材料試験協会）B353で定
められているUNS（Unified Numbering System for Meta
ls and Alloys）ナンバーR60802またはR60804のジルコ
ニウム基合金（以下、前者をジルカロイ−２、及び後者
をジルカロイ−４と呼ぶ）、即ち、前者は錫，鉄，クロ
ム，ニッケルを微量添加したジルコニウム基合金が使用
されている。
原子力発電プラントの運転中においては、これらプラ
ントの原子炉内構成部材の外表面は高温・高圧の冷却水
と接触しており、被覆管２及び支持格子６の材料である
ジルコニウム基合金は高温水または高温水蒸気との腐食
反応により酸化ジルコニウムの一様あるいは局所的な被
膜が形成され、腐食反応により発生する水素はその一部
が被膜を通ってジルコニウム基合金中に吸収される。
ントの原子炉内構成部材の外表面は高温・高圧の冷却水
と接触しており、被覆管２及び支持格子６の材料である
ジルコニウム基合金は高温水または高温水蒸気との腐食
反応により酸化ジルコニウムの一様あるいは局所的な被
膜が形成され、腐食反応により発生する水素はその一部
が被膜を通ってジルコニウム基合金中に吸収される。
腐食反応が進み、外表面の酸化ジルコニウムの被膜が
厚くなるに従い、その内側のジルコニウム基合金の厚さ
が減少し、ジルコニウム基合金から成る被覆管２及び支
持格子６の強度が低下する。
厚くなるに従い、その内側のジルコニウム基合金の厚さ
が減少し、ジルコニウム基合金から成る被覆管２及び支
持格子６の強度が低下する。
また、腐食反応により発生する水素のジルコニウム基
合金中への吸収量が多くなるに従い、ジルコニウム基合
金の強度，延性が低下する。
合金中への吸収量が多くなるに従い、ジルコニウム基合
金の強度，延性が低下する。
前述の理由で、被覆管２及び支持格子６の腐食による
強度及び延性の低下により、これらの部材の健全性が損
なわれる可能性があるが、現行の原子力プラントの運転
条件においては、被覆管２及び支持格子６の外表面の腐
食量は小さく、これらの部材の健全性を損なうまでには
至らない。
強度及び延性の低下により、これらの部材の健全性が損
なわれる可能性があるが、現行の原子力プラントの運転
条件においては、被覆管２及び支持格子６の外表面の腐
食量は小さく、これらの部材の健全性を損なうまでには
至らない。
［発明が解決しようとする課題］ 上記のように従来のジルコニウム基合金を使用した被
覆管及び支持格子では、原子燃料の効率的運用を目的と
して、燃料の燃焼度を高め、原子炉内滞在時間を長期化
する場合には、外表面での腐食反応が進み、酸化ジルコ
ニウムの被覆が厚くなり、強度部材としてのジルコニウ
ム基合金の厚みが減少すると共に腐食反応により発生す
る水素が多量に吸収され、ジルコニウム基合金部材の健
全性が損なわれる危険性があるという問題があった。
覆管及び支持格子では、原子燃料の効率的運用を目的と
して、燃料の燃焼度を高め、原子炉内滞在時間を長期化
する場合には、外表面での腐食反応が進み、酸化ジルコ
ニウムの被覆が厚くなり、強度部材としてのジルコニウ
ム基合金の厚みが減少すると共に腐食反応により発生す
る水素が多量に吸収され、ジルコニウム基合金部材の健
全性が損なわれる危険性があるという問題があった。
そこで、ジルコニウム基合金の耐食性を改良するた
め、特願昭62−46709号に示されているように、添加元
素の錫，鉄，クロム，ニオブの添加量を調整する等の方
策が施され、特に錫元素の含有量の低下によって著しい
耐食性の向上が認められている。
め、特願昭62−46709号に示されているように、添加元
素の錫，鉄，クロム，ニオブの添加量を調整する等の方
策が施され、特に錫元素の含有量の低下によって著しい
耐食性の向上が認められている。
しかし、添加元素の調整によって材料の強度特性も変
化し、特に錫元素の含有量を低下させると、それに伴い
従来の燃料要素の被覆管及び支持格子の材料に比べクリ
ープ強度が低下するために、このような材料を用いた被
覆管では原子炉内での使用中における燃料要素の外径減
少が大きくなり、急激な出力上昇時においては被覆管等
に過大な応力が負荷される可能性が大きくなる不都合を
生じる。
化し、特に錫元素の含有量を低下させると、それに伴い
従来の燃料要素の被覆管及び支持格子の材料に比べクリ
ープ強度が低下するために、このような材料を用いた被
覆管では原子炉内での使用中における燃料要素の外径減
少が大きくなり、急激な出力上昇時においては被覆管等
に過大な応力が負荷される可能性が大きくなる不都合を
生じる。
本発明はかかる課題を解決するためになされたもの
で、原子炉炉内滞在時間を長期化し、且つ、原子力の出
力変動に伴う運転に対応することができ耐食性に富み、
且つ、機械的強度の高い材料であるジルコニウム基合金
及びその製造方法を提供することを目的とするものであ
る。
で、原子炉炉内滞在時間を長期化し、且つ、原子力の出
力変動に伴う運転に対応することができ耐食性に富み、
且つ、機械的強度の高い材料であるジルコニウム基合金
及びその製造方法を提供することを目的とするものであ
る。
［課題を解決するための手段］ 上記の目的を達成するために、第１番目及び第２番目
の発明のジルコニウム基合金は、錫と鉄とクロムからな
る３つの金属、または錫と鉄とクロムからなる３つの金
属とニオブとを含むジルコニウム基合金であって、錫を
0.4乃至1.2重量％，鉄を0.2.乃至0.4重量％，クロムを
0.1乃至0.6重量％，ニオブを0.5重量％以下含有し、且
つ、錫と鉄とクロムの合計が0.9乃至1.5重量％の含有量
を有するものであって、錫の含有量XSn（重量％）と鉄
の含有量XFe（重量％）とクロムの含有量XCr（重量％）
とニオブの含有量XNb（重量％）と酸素の含有量XO（重
量％）が 0.18XSn＋0.15（XFe＋XCr）＋0.13XNb＋4.72XO≧0.95 の式を満足し、さらに、第２番目の発明は材料の最終焼
なまし処理を430℃から480℃の温度範囲で２乃至４時間
行うものである。
の発明のジルコニウム基合金は、錫と鉄とクロムからな
る３つの金属、または錫と鉄とクロムからなる３つの金
属とニオブとを含むジルコニウム基合金であって、錫を
0.4乃至1.2重量％，鉄を0.2.乃至0.4重量％，クロムを
0.1乃至0.6重量％，ニオブを0.5重量％以下含有し、且
つ、錫と鉄とクロムの合計が0.9乃至1.5重量％の含有量
を有するものであって、錫の含有量XSn（重量％）と鉄
の含有量XFe（重量％）とクロムの含有量XCr（重量％）
とニオブの含有量XNb（重量％）と酸素の含有量XO（重
量％）が 0.18XSn＋0.15（XFe＋XCr）＋0.13XNb＋4.72XO≧0.95 の式を満足し、さらに、第２番目の発明は材料の最終焼
なまし処理を430℃から480℃の温度範囲で２乃至４時間
行うものである。
また、第３番目の発明は錫と鉄とクロムの３つの金
属、または錫と鉄とクロムの３つの金属とニオブとを含
むジルコニウム基合金であって、錫を0.4乃至1.2重量
％，鉄を0.2乃至0.4重量％，クロムを0.1乃至0.6重量
％，ニオブを0.5重量％以下を含み、錫と鉄とクロムの
合計が0.9乃至1.5重量％の含有量であり、且つ、最終焼
なまし処理を480℃から540℃の温度範囲で２乃至４時間
行うものである。
属、または錫と鉄とクロムの３つの金属とニオブとを含
むジルコニウム基合金であって、錫を0.4乃至1.2重量
％，鉄を0.2乃至0.4重量％，クロムを0.1乃至0.6重量
％，ニオブを0.5重量％以下を含み、錫と鉄とクロムの
合計が0.9乃至1.5重量％の含有量であり、且つ、最終焼
なまし処理を480℃から540℃の温度範囲で２乃至４時間
行うものである。
［作用］ 本発明においては、ジルコニウム基合金の主な添加元
素の配合割合及び材料の最終焼なまし処理温度を適宜に
調整したことにより、材料の機械的強度の低下を防止
し、且つ、原子力発電プラントの原子炉内構成部材とし
て用いた場合にも、高温水あるいは高温水蒸気による腐
食反応量の低下が図られる。この結果、燃料の原子炉内
滞在時間を長期化し、且つ、急激な出力上昇を与えた場
合においても、被覆管及び支持格子の健全性が損なわれ
ないようにすることができる。
素の配合割合及び材料の最終焼なまし処理温度を適宜に
調整したことにより、材料の機械的強度の低下を防止
し、且つ、原子力発電プラントの原子炉内構成部材とし
て用いた場合にも、高温水あるいは高温水蒸気による腐
食反応量の低下が図られる。この結果、燃料の原子炉内
滞在時間を長期化し、且つ、急激な出力上昇を与えた場
合においても、被覆管及び支持格子の健全性が損なわれ
ないようにすることができる。
［実施例］ ジルコニウム基合金を原子力発電プラントの原子炉内
構成部材に用いた点については、前記特願昭62−46709
号で詳細に記述されており、本発明の合金元素の配合割
合からなるジルコニウム基合金は、従来のジルカロイ−
４合金に比較して腐食の抑制に優れていることが知られ
ている。
構成部材に用いた点については、前記特願昭62−46709
号で詳細に記述されており、本発明の合金元素の配合割
合からなるジルコニウム基合金は、従来のジルカロイ−
４合金に比較して腐食の抑制に優れていることが知られ
ている。
さらに、本発明のジルコニウム基合金を原子力発電プ
ラントの原子炉内構成部材に用いた一実施例について材
料強度の観点から以下に詳細に説明する。
ラントの原子炉内構成部材に用いた一実施例について材
料強度の観点から以下に詳細に説明する。
第１表は本発明の原子力発電プラントの原子炉内構成
部材として試作したジルコニウム基合金に含まれる錫及
び鉄，クロム，ニオブの含有量の割合を示したもので、
含有量の異なるジルコニウム基合金によるサンプルは、
全部で10種類示されている。
部材として試作したジルコニウム基合金に含まれる錫及
び鉄，クロム，ニオブの含有量の割合を示したもので、
含有量の異なるジルコニウム基合金によるサンプルは、
全部で10種類示されている。
例えば、第１表のサンプル１において、ジルコニウム
基合金中に錫1.55重量％，鉄0.20重量％，クロム0.11重
量％含有することを示す。また、このサンプルとしての
ジルコニウム基合金は、熱間圧延，β熱処理後，冷間圧
延と焼鈍とを繰返し、それぞれ最終焼鈍温度470℃で約
３時間の冷間加工歪取り焼鈍材とし試作したものであ
る。
基合金中に錫1.55重量％，鉄0.20重量％，クロム0.11重
量％含有することを示す。また、このサンプルとしての
ジルコニウム基合金は、熱間圧延，β熱処理後，冷間圧
延と焼鈍とを繰返し、それぞれ最終焼鈍温度470℃で約
３時間の冷間加工歪取り焼鈍材とし試作したものであ
る。
これらのジルコニウム基合金の各板材サンプルを385
℃の高温大気中で引張試験を行い、降伏応力を測定した
結果を第１表に併せて示す。但し、この降伏応力とは従
来公知の材料（例えばジルカロイ−４合金，サンプル１
に相当）の降伏応力の程度を１とした時、この実験例の
ジルコニウム基合金の降伏応力の程度を表わしたもので
ある。
℃の高温大気中で引張試験を行い、降伏応力を測定した
結果を第１表に併せて示す。但し、この降伏応力とは従
来公知の材料（例えばジルカロイ−４合金，サンプル１
に相当）の降伏応力の程度を１とした時、この実験例の
ジルコニウム基合金の降伏応力の程度を表わしたもので
ある。
第３図はジルコニウム基合金に含まれる錫の含有量X
Sn（重量％）と鉄の含有量XFe（重量％），クロムの含
有量XCr（重量％），ニオブの含有量XNb（重量％），酸
素の含有量XO（重量％）を下式に従い合計した和（Ｘ）
と降伏応力との関係を示した図である。
Sn（重量％）と鉄の含有量XFe（重量％），クロムの含
有量XCr（重量％），ニオブの含有量XNb（重量％），酸
素の含有量XO（重量％）を下式に従い合計した和（Ｘ）
と降伏応力との関係を示した図である。
0.18XSn＋0.15（XFe＋XCr）＋0.13XNb＋4.72XO 錫と鉄とクロムとニオブと酸素の含有量を上式によっ
て合計した和（Ｘ）が増加するに伴い降伏応力は直線的
に増大し、（Ｘ）が0.95以上で従来公知の材料と同等ま
たはそれ以上の降伏応力となる。即ち、従来公知の材料
（サンプル１）に比べて錫が低含有量からなる本発明の
ジルコニウム基合金では、錫含有量低下に伴う強度低下
を鉄，クロム，ニオブ及び酸素の含有量を上式に従い、
適宜に調整することによって強度の低下を招くことな
く、腐食量の抑圧を図ることが可能である。
て合計した和（Ｘ）が増加するに伴い降伏応力は直線的
に増大し、（Ｘ）が0.95以上で従来公知の材料と同等ま
たはそれ以上の降伏応力となる。即ち、従来公知の材料
（サンプル１）に比べて錫が低含有量からなる本発明の
ジルコニウム基合金では、錫含有量低下に伴う強度低下
を鉄，クロム，ニオブ及び酸素の含有量を上式に従い、
適宜に調整することによって強度の低下を招くことな
く、腐食量の抑圧を図ることが可能である。
例えば、第１表でサンプル９の錫含有量は0.4重量％
と小さいが、鉄，クロム，酸素含有量の配合割合の調整
によってサンプル１と同等以上の強度を維持することが
できる。
と小さいが、鉄，クロム，酸素含有量の配合割合の調整
によってサンプル１と同等以上の強度を維持することが
できる。
第４図は本発明の錫，鉄，クロム，ニオブ，酸素の配
合割合からなるジルコニウム基合金材料について、385
℃の大気中での引張試験によって取得した降伏応力と材
料の最終焼なまし温度との関係を示す線図である。但
し、この降伏応力は430℃最終焼なましした材料の降伏
応力の程度を１とした時、最終焼なまし温度を変えた材
料の降伏応力の程度を表わしたものである。
合割合からなるジルコニウム基合金材料について、385
℃の大気中での引張試験によって取得した降伏応力と材
料の最終焼なまし温度との関係を示す線図である。但
し、この降伏応力は430℃最終焼なましした材料の降伏
応力の程度を１とした時、最終焼なまし温度を変えた材
料の降伏応力の程度を表わしたものである。
ジルコニウム基合金材料では、通例、最終冷間加工工
程後に加工中に材料に蓄積した残留歪を除去することを
目的として,430℃以上の温度で２乃至４時間の歪取り焼
なましを行う。歪取り焼なまし処理条件では、時間に比
べ温度条件の材料の組織変化に与える影響が大きく、焼
なまし処理温度を高くし過ぎると材料の金属組織が加工
組織から再結晶組織へと変化し、強度の低下を生じる。
程後に加工中に材料に蓄積した残留歪を除去することを
目的として,430℃以上の温度で２乃至４時間の歪取り焼
なましを行う。歪取り焼なまし処理条件では、時間に比
べ温度条件の材料の組織変化に与える影響が大きく、焼
なまし処理温度を高くし過ぎると材料の金属組織が加工
組織から再結晶組織へと変化し、強度の低下を生じる。
従来公知のジルカロイ−４材料では、500℃以上の温
度での焼なまし処理によって金属組織の変化が始まるこ
とが知られているが、本発明の合金組成からなるジルコ
ニウム基合金材料では最終焼なまし処理温度が480℃以
上の温度条件で金属組織の変化が始まり、降伏応力の低
下を生じることが判った。即ち、本発明の合金組成から
なるジルコニウム基合金材料では、430℃から480℃の温
度で２乃至４時間の最終焼なまし処理を行うことによっ
て、降伏応力の著しい低下を防止することが可能であ
る。
度での焼なまし処理によって金属組織の変化が始まるこ
とが知られているが、本発明の合金組成からなるジルコ
ニウム基合金材料では最終焼なまし処理温度が480℃以
上の温度条件で金属組織の変化が始まり、降伏応力の低
下を生じることが判った。即ち、本発明の合金組成から
なるジルコニウム基合金材料では、430℃から480℃の温
度で２乃至４時間の最終焼なまし処理を行うことによっ
て、降伏応力の著しい低下を防止することが可能であ
る。
次に、本発明のジルコニウム基合金被覆管を原子力発
電プランプの燃料要素に用いた第２の実施例について、
材料強度の観点から以下に詳細に説明する。
電プランプの燃料要素に用いた第２の実施例について、
材料強度の観点から以下に詳細に説明する。
第５図は本発明のジルコニウム基合金被覆管の製造工
程を示す図である。外径600mm程度の棒状のインゴット
（51）を700℃から1100℃の高温で鍛造（52）して外径2
00mm程度まで小さくし、その中心線に沿って軸方向の穴
を穿孔してビレットを加工する（53）。続いて、ビレッ
トを約800℃の高温で押出し（54）、さらに室温で１回
の圧延工程（55）での管の断面減少率が70〜80％からな
る加工を数回繰返し、所要の外径及び肉厚の被覆管に仕
上げる。冷間圧延工程の間には次の冷間圧延（57）を容
易にするように、600℃から700℃の温度で約４時間の材
料の焼なまし処理（56）をし、また最終の冷間圧延工程
（57）の後には、加工に伴う残留歪の除去及び所要の機
械的特性を得ることを目的として最終焼まなし処理（5
8）を行って、被覆管等の製品を得る（59）。
程を示す図である。外径600mm程度の棒状のインゴット
（51）を700℃から1100℃の高温で鍛造（52）して外径2
00mm程度まで小さくし、その中心線に沿って軸方向の穴
を穿孔してビレットを加工する（53）。続いて、ビレッ
トを約800℃の高温で押出し（54）、さらに室温で１回
の圧延工程（55）での管の断面減少率が70〜80％からな
る加工を数回繰返し、所要の外径及び肉厚の被覆管に仕
上げる。冷間圧延工程の間には次の冷間圧延（57）を容
易にするように、600℃から700℃の温度で約４時間の材
料の焼なまし処理（56）をし、また最終の冷間圧延工程
（57）の後には、加工に伴う残留歪の除去及び所要の機
械的特性を得ることを目的として最終焼まなし処理（5
8）を行って、被覆管等の製品を得る（59）。
本発明の合金組成範囲にある錫0.8重量％，鉄0.2重量
％，クロム0.1重量％，ニオブ0.1重量％を含有したジル
コミウム基合金を、第２図の工程に従って外径9.5mm,肉
厚0.6mmの被覆管に加工し、最終焼なまし処理を430℃か
ら550℃までの範囲内の種々の温度で約３時間行った試
料を製作し、内圧クリープ試験を実施してクリープ強度
を評価した。
％，クロム0.1重量％，ニオブ0.1重量％を含有したジル
コミウム基合金を、第２図の工程に従って外径9.5mm,肉
厚0.6mmの被覆管に加工し、最終焼なまし処理を430℃か
ら550℃までの範囲内の種々の温度で約３時間行った試
料を製作し、内圧クリープ試験を実施してクリープ強度
を評価した。
第６図は本発明の合金組成からなる被覆管のクリープ
歪相対値の最終焼なまし温度依存性を示す図である。ク
リープ歪は原子炉内において燃料要素の被覆管に働く力
を模擬するように、管周方向に15Kg/mm2の応力を与える
内圧をアルゴンガスで負荷し、390℃の温度で、240時間
保持した後、被覆管の外径変化量を測定してもとめた。
ここで、クリープ歪相対値は最終焼なまし温度が430℃
である被覆管試料のクリープ歪を１として、他の試料の
クリープ歪のそれに対する割合で表わしている。
歪相対値の最終焼なまし温度依存性を示す図である。ク
リープ歪は原子炉内において燃料要素の被覆管に働く力
を模擬するように、管周方向に15Kg/mm2の応力を与える
内圧をアルゴンガスで負荷し、390℃の温度で、240時間
保持した後、被覆管の外径変化量を測定してもとめた。
ここで、クリープ歪相対値は最終焼なまし温度が430℃
である被覆管試料のクリープ歪を１として、他の試料の
クリープ歪のそれに対する割合で表わしている。
本発明の合金組成からなる被覆管のクリープ歪は、最
終焼なまし温度に強く依存し、最終焼なまし温度を430
℃から高くするにつれて小さくなり、510℃で最小値を
示した後、それ以上の温度で大きくなる傾向が確認され
た。最終焼なまし処理を480℃から540℃の温度範囲で実
施すると、430℃の焼なまし処理に比べて被覆管のクリ
ープ歪を1/2以下にすることが可能である。最終焼なま
し処理の時間は非常に短時間であると残留歪を完全に除
去することができないが、２時間以上であれば充分であ
り、また長時間にしても残留歪の除去及び機械的特性へ
の焼なまし時間の効果は小さいため、無用に長くする必
要もなく、最大で４時間程度であれば充分である。
終焼なまし温度に強く依存し、最終焼なまし温度を430
℃から高くするにつれて小さくなり、510℃で最小値を
示した後、それ以上の温度で大きくなる傾向が確認され
た。最終焼なまし処理を480℃から540℃の温度範囲で実
施すると、430℃の焼なまし処理に比べて被覆管のクリ
ープ歪を1/2以下にすることが可能である。最終焼なま
し処理の時間は非常に短時間であると残留歪を完全に除
去することができないが、２時間以上であれば充分であ
り、また長時間にしても残留歪の除去及び機械的特性へ
の焼なまし時間の効果は小さいため、無用に長くする必
要もなく、最大で４時間程度であれば充分である。
上記実施例で示されているように、本発明の合金組成
からなるジルコニウム基合金被覆管は、最終焼なまし処
理を480℃から530℃の温度範囲で２乃至４時間行うこと
によって腐食特性の著しい向上と併せ、クリープ強度を
大きくできることが判った。
からなるジルコニウム基合金被覆管は、最終焼なまし処
理を480℃から530℃の温度範囲で２乃至４時間行うこと
によって腐食特性の著しい向上と併せ、クリープ強度を
大きくできることが判った。
［発明の効果］ 以上説明したように、本発明の合金元素の配合割合は
特許請求の範囲に記載のとおりであり、その上、430℃
から480℃の温度で２乃至４時間の最終焼なまし処理し
たジルコニウム基合金材料は、原子炉材料として使用さ
れている従来のジルカロイ合金材料に比較して、強度の
著しい低下を招くことなく耐食性を改良することができ
る。その結果、原子炉内構成部材として用いた場合に
も、ジルコニウム基合金を材料とする部材の信頼性が向
上し、原子炉内滞在時間を長期化できると共に原子燃料
の高燃料度化が可能となる。
特許請求の範囲に記載のとおりであり、その上、430℃
から480℃の温度で２乃至４時間の最終焼なまし処理し
たジルコニウム基合金材料は、原子炉材料として使用さ
れている従来のジルカロイ合金材料に比較して、強度の
著しい低下を招くことなく耐食性を改良することができ
る。その結果、原子炉内構成部材として用いた場合に
も、ジルコニウム基合金を材料とする部材の信頼性が向
上し、原子炉内滞在時間を長期化できると共に原子燃料
の高燃料度化が可能となる。
また、最終焼なまし処理を、480℃から530℃の温度範
囲で２乃至４時間行う場合には、腐食特性の著しい向上
と併せ、クリープ強度を大きくできる効果も有する。
囲で２乃至４時間行う場合には、腐食特性の著しい向上
と併せ、クリープ強度を大きくできる効果も有する。
第１図は従来ならびに本発明の原子力発電プラントの原
子炉で使用される燃料要素を示す断面図、第２図は第１
図の燃料要素を複数個格子状に配列した燃料集合体の断
面図、第３図はジルコニウム基合金材料の降伏応力を縦
軸にした時の合金元素含有量との関係を示す図、第４図
は本発明の合金組成からなるジルコニウム基合金材料の
降伏応力を縦軸にした時の最終焼なまし温度との関係を
示す線図、第５図は本発明のジルコニウム基合金被覆管
の製造工程を示す図、第６図は本発明の合金組成からな
る被覆管のクリープ歪相対値の最終焼なまし温度依存性
を示す図である。 図中． 1:ペレット、2:被覆管 3:コイル、4,5:端栓 6:支持格子、7:燃料要素 8:上部ノズル、9:下部ノズル 10:板バネ、11:制御棒クラスタ
子炉で使用される燃料要素を示す断面図、第２図は第１
図の燃料要素を複数個格子状に配列した燃料集合体の断
面図、第３図はジルコニウム基合金材料の降伏応力を縦
軸にした時の合金元素含有量との関係を示す図、第４図
は本発明の合金組成からなるジルコニウム基合金材料の
降伏応力を縦軸にした時の最終焼なまし温度との関係を
示す線図、第５図は本発明のジルコニウム基合金被覆管
の製造工程を示す図、第６図は本発明の合金組成からな
る被覆管のクリープ歪相対値の最終焼なまし温度依存性
を示す図である。 図中． 1:ペレット、2:被覆管 3:コイル、4,5:端栓 6:支持格子、7:燃料要素 8:上部ノズル、9:下部ノズル 10:板バネ、11:制御棒クラスタ
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 菅野 光照 東京都港区芝公園２丁目４番１号 三菱 原子力工業株式会社内 (72)発明者 鈴木 成光 東京都千代田区丸の内２丁目５番１号 三菱重工業株式会社内 (56)参考文献 特公 昭60−41755（ＪＰ，Ｂ２) 特公 昭61−51626（ＪＰ，Ｂ２)
Claims (4)
- 【請求項１】錫と鉄とクロムからなる３つの金属、また
は錫と鉄とクロムからなる３つの金属とニオブとを含む
ジルコニウム基合金であって、錫を0.4乃至1.2重量％，
鉄を0.2.乃至0.4重量％，クロムを0.1乃至0.6重量％，
ニオブを0.5重量％以下含有し、錫と鉄とクロムからな
る３つの金属の合計が0.9乃至1.5重量％の含有量であ
り、且つ、錫の含有量XSn（重量％）と鉄の含有量X
Fe（重量％）とクロムの含有量XCr（重量％）とニオブ
の含有量XNb（重量％）と酸素の含有量XO（重量％）が
下式 0.18XSn＋0.15（XFe＋XCr）＋0.13XNb＋4.72XO≧0.95 を満足することを特徴とするジルコニウム基合金。 - 【請求項２】錫と鉄とクロムからなる３つの金属、また
は錫と鉄とクロムからなる３つの金属とニオブとを含む
ジルコニウム基合金であって、錫を0.4乃至1.2重量％，
鉄を0.2.乃至0.4重量％，クロムを0.1乃至0.6重量％，
ニオブを0.5重量％以下含有し、錫と鉄とクロムからな
る３つの金属の合計が0.9乃至1.5重量％の含有量であ
り、且つ、錫の含有量XSn（重量％）と鉄の含有量X
Fe（重量％）とクロムの含有量XCr（重量％）とニオブ
の含有量XNb（重量％）と酸素の含有量XO（重量％）が
下式 0.18XSn＋0.15（XFe＋XCr）＋0.13XNb＋4.72XO≧0.95 を満足し、且つ、最終焼なまし処理を430℃から480℃の
温度範囲で２乃至４時間行うことを特徴とするジルコニ
ウム基合金の製造方法。 - 【請求項３】錫と鉄とクロムの３つの金属、または錫と
鉄とクロムの３つの金属をニオブとを含むジルコニウム
基合金であって、錫を0.4乃至1.2重量％，鉄を0.2.乃至
0.4重量％，クロムを0.1乃至0.6重量％，ニオブを0.5重
量％以下を含み、錫と鉄とクロムの合計が0.9乃至1.5重
量％の含有量であることを特徴とするジルコニウム基合
金。 - 【請求項４】錫と鉄とクロムの３つの金属、または錫と
鉄とクロムの３つの金属とニオブとを含むジルコニウム
基合金であって、錫を0.4乃至1.2重量％，鉄を0.2.乃至
0.4重量％，クロムを0.1乃至0.6重量％，ニオブを0.5重
量％以下を含み、錫と鉄とクロムの合計が0.9乃至1.5重
量％の含有量であり、且つ、最終焼なまし処理を480℃
から540℃の温度範囲で２乃至４時間行うことを特徴と
するジルコニウム基合金の製造方法。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63137433A JP2548773B2 (ja) | 1988-06-06 | 1988-06-06 | ジルコニウム基合金とその製造方法 |
| US07/359,339 US4992240A (en) | 1988-06-06 | 1989-05-31 | Alloys based on zirconium having proportional amount of tin, iron, chromium and oxygen |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63137433A JP2548773B2 (ja) | 1988-06-06 | 1988-06-06 | ジルコニウム基合金とその製造方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01306535A JPH01306535A (ja) | 1989-12-11 |
| JP2548773B2 true JP2548773B2 (ja) | 1996-10-30 |
Family
ID=15198508
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63137433A Expired - Lifetime JP2548773B2 (ja) | 1988-06-06 | 1988-06-06 | ジルコニウム基合金とその製造方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
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| JP (1) | JP2548773B2 (ja) |
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|---|---|---|---|---|
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| US5242515A (en) * | 1990-03-16 | 1993-09-07 | Westinghouse Electric Corp. | Zircaloy-4 alloy having uniform and nodular corrosion resistance |
| US5122334A (en) * | 1991-02-25 | 1992-06-16 | Sandvik Special Metals Corporation | Zirconium-gallium alloy and structural components made thereof for use in nuclear reactors |
| US5211774A (en) * | 1991-09-18 | 1993-05-18 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with superior ductility |
| SE9103052D0 (sv) * | 1991-10-21 | 1991-10-21 | Asea Atom Ab | Zirkoniumbaserad legering foer komponenter i kaernreaktorer |
| FR2686445B1 (fr) * | 1992-01-17 | 1994-04-08 | Framatome Sa | Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de la gaine d'un tel crayon. |
| DE9206038U1 (de) * | 1992-02-28 | 1992-07-16 | Siemens AG, 80333 München | Werkstoff und Strukturteil aus modifiziertem Zirkaloy |
| DE59304204D1 (de) * | 1992-03-13 | 1996-11-21 | Siemens Ag | Kernreaktor-brennstab mit zweischichtigem hüllrohr |
| US5254308A (en) * | 1992-12-24 | 1993-10-19 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with improved post-irradiation properties |
| US5278882A (en) * | 1992-12-30 | 1994-01-11 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with superior corrosion resistance |
| US5330589A (en) * | 1993-05-25 | 1994-07-19 | Electric Power Research Institute | Hafnium alloys as neutron absorbers |
| US5366690A (en) * | 1993-06-18 | 1994-11-22 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with tin, nitrogen, and niobium additions |
| FR2729000A1 (fr) * | 1994-12-29 | 1996-07-05 | Framatome Sa | Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire et tubes conformes a ceux ainsi obtenus |
| DE69602123T3 (de) * | 1995-03-28 | 2007-03-29 | General Electric Co. | Legierung zur Verbesserung der Korrosionsbeständigkeit von Kernreaktorbauteile |
| US5793830A (en) * | 1995-07-03 | 1998-08-11 | General Electric Company | Metal alloy coating for mitigation of stress corrosion cracking of metal components in high-temperature water |
| KR100286871B1 (ko) * | 1998-10-21 | 2001-04-16 | 장인순 | 내부식성과 기계적 특성이 우수한 지르코늄합금 조성물 |
| KR100261666B1 (ko) * | 1998-02-04 | 2000-07-15 | 장인순 | 저 부식성과 고강도를 갖는 지르코늄합금 조성물 |
| FR2791804B1 (fr) * | 1999-03-30 | 2001-06-15 | Framatome Sa | Procede de fabrication d'elements minces en alliage a base de zirconium et plaquettes ainsi realisees |
| FR2789795B1 (fr) * | 1999-02-15 | 2001-05-25 | Framatome Sa | Procede de fabrication d'elements minces en alliage a base de zirconium et plaquettes ainsi realisees |
| CN1139938C (zh) | 1999-02-15 | 2004-02-25 | 法玛通公司 | 制造薄的平元件的方法及其生产的带 |
| JP4718656B2 (ja) * | 1999-07-30 | 2011-07-06 | 三菱重工業株式会社 | 原子燃料集合体用Ｚｒ合金 |
| KR100382997B1 (ko) † | 2001-01-19 | 2003-05-09 | 한국전력공사 | 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법 |
| KR100441562B1 (ko) * | 2001-05-07 | 2004-07-23 | 한국수력원자력 주식회사 | 우수한 내식성과 기계적 특성을 갖는 지르코늄 합금핵연료 피복관 및 그 제조 방법 |
| FR2849866B1 (fr) * | 2003-01-13 | 2006-01-13 | Cezus Co Europ Zirconium | Procede de fabrication d'un demi-produit en alliage de zirconium pour l'elaboration d'un produit long et utilisation |
| FR2860803B1 (fr) * | 2003-10-08 | 2006-01-06 | Cezus Co Europ Zirconium | Procede d'elaboration d'un produit plat en alliage de zirconium, produit plat ainsi obtenu et grille de reacteur de centrale nucleaire realisee a partir de ce produit plat |
| US9284629B2 (en) | 2004-03-23 | 2016-03-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments |
| US10221475B2 (en) | 2004-03-23 | 2019-03-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance |
| SE530673C2 (sv) * | 2006-08-24 | 2008-08-05 | Westinghouse Electric Sweden | Vattenreaktorbränslekapslingsrör |
| JP2009084701A (ja) * | 2008-12-17 | 2009-04-23 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子燃料集合体用Ｚｒ合金 |
| US9637809B2 (en) * | 2009-11-24 | 2017-05-02 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Zirconium alloys exhibiting reduced hydrogen absorption |
| KR101929608B1 (ko) * | 2011-06-16 | 2018-12-14 | 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 | 최종 열처리로 인해 개선된 부식／크리프 저항을 갖는 지르코늄계 합금 제품 및 그 제조방법 |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| DE3278571D1 (en) * | 1981-07-29 | 1988-07-07 | Hitachi Ltd | Process for producing zirconium-based alloy |
| JPS6036640A (ja) * | 1983-08-06 | 1985-02-25 | Kobe Steel Ltd | 耐蝕性ジルコニウム合金 |
| JPS6041755A (ja) * | 1983-08-17 | 1985-03-05 | Matsushita Electric Ind Co Ltd | 密閉形電池用ゴム弁 |
| JP2645819B2 (ja) * | 1984-08-20 | 1997-08-25 | 三洋電機株式会社 | 光学式デイスクプレーヤのセンサ取付位置調整装置 |
| US4649023A (en) * | 1985-01-22 | 1987-03-10 | Westinghouse Electric Corp. | Process for fabricating a zirconium-niobium alloy and articles resulting therefrom |
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| JPS6239220A (ja) * | 1985-08-13 | 1987-02-20 | Daihatsu Motor Co Ltd | アスフアルトシ−トの成形方法 |
| FR2599049B1 (fr) * | 1986-05-21 | 1988-07-01 | Cezus Co Europ Zirconium | Procede de fabrication d'un feuillard en zircaloy 2 ou zircaloy 4 partiellement recristallise et feuillard obtenu |
| JPH076018B2 (ja) * | 1986-07-29 | 1995-01-25 | 三菱マテリアル株式会社 | 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金 |
| JPS6335749A (ja) * | 1986-07-29 | 1988-02-16 | Mitsubishi Metal Corp | 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金 |
| JP2674052B2 (ja) * | 1988-01-22 | 1997-11-05 | 三菱マテリアル株式会社 | 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金 |
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| JPS63213629A (ja) * | 1987-03-03 | 1988-09-06 | Mitsubishi Atom Power Ind Inc | ジルコニウム基合金 |
| US4814136A (en) * | 1987-10-28 | 1989-03-21 | Westinghouse Electric Corp. | Process for the control of liner impurities and light water reactor cladding |
| US4879093A (en) * | 1988-06-10 | 1989-11-07 | Combustion Engineering, Inc. | Ductile irradiated zirconium alloy |
-
1988
- 1988-06-06 JP JP63137433A patent/JP2548773B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1989
- 1989-05-31 US US07/359,339 patent/US4992240A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US4992240A (en) | 1991-02-12 |
| JPH01306535A (ja) | 1989-12-11 |
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