铪合金和使用了该合金的核反应堆控制棒用中子吸收体的制作方法

专利名称：铪合金和使用了该合金的核反应堆控制棒用中子吸收体的制作方法
技术领域：
本发明涉及高耐腐蚀性铪(Hf)合金和使用了该合金的核反应堆控制棒用中子吸收体及反应堆用控制棒以及使用该控制棒的核反应堆和核电站。
铪的热中子吸收截面积不一定大，但是在共振能区域具有多个峰值，因此，作为核反应堆的控制棒具有有效的核方面的性质。与此同时，由于还具有优良的加工性和即便是在高温高压蒸汽中也具有比较好的耐腐蚀性，故人们尝试把它用作长寿命控制棒材料。最初由不锈钢密封起来使用使其不与反应堆的水接触，但现在却直接与反应堆的水(堆水)接触。
若把铪长时间地装到核反应堆中作为控制棒使用，则在其过程中在表面上会斑点状地生成白色腐蚀生成物，经过团块状腐蚀后将变成层状的疏松的氧化膜。存在有这些白色化的氧化膜在生长的同时一部分的氧化膜将会剥离的担心。
现在，BWR(沸水式反应堆)用的控制棒，使用把作为中子吸收材料将碳化硼(B4C)的粉末填充到细的不锈钢管中去的中子吸收管配置到十字形的不锈钢制构件的内侧的控制棒。该控制棒构成4组燃料机组和核反应堆心(炉心)的单元。就是说，用一体的控制棒控制4组燃料机组的输出功率。
从提高今后的核电站的利用率的观点来看，要向运转周期的长期化发展。因此，加长控制棒的使用寿命是当务之急。出于这种状况，把铪(Hf)应用到现行的BWR控制棒中去的情况日益增多。例如，在日本特公昭58-44237号中就提出了在控制棒的上方部分和侧方部分使用Hf的控制棒的方案。此外，在日本特开昭56-978897号或特开昭56-74690号中，还示出了以板状使用Hf或铪(Hf)合金的控制棒。一般认为Hf材料在高温水中的耐腐蚀性非常优良，但是，对于在BWR环境下长时间使用，其耐腐蚀性是不够的。作为改善耐腐蚀性目的的合金，在Hf基合金的情况下，在日本特开昭59-208043号，特开昭61-66188号，特表平9-500931号等中，提出了添加Fe,Sn,Ni,Cr,Nb和Zr中的一种或多种的提案。但是，这些合金由于添加量多、要对多种的合金元素进行调整，存在着材料的价格贵，加工性低下，以及将增大特性的不均一性等的问题。
若把铪长时间地装到核反应堆中作为控制棒使用，则随着时间的推移会因与反应堆水之间的氧化反应而形成氧化膜。该氧化膜生长得不均一，将发展为团块状，而且还因伴有白色腐蚀而会产生剥离。氧化物的剥离将使控制特性降低，且会对控制棒的长寿命化构成一大障碍。
本发明的目的是提供一种塑性加工性高，且具有高耐腐蚀性的铪(Hf)合金及使用了该合金的核反应堆控制棒用中子吸收体和核反应堆用控制棒。
本发明是一种按重量算，Cr0.03～0.8％,Zr0.1～4.5％，剩余部分实质上为Hf的高耐腐蚀性Hf合金。
本发明是一种按重量算，Sn0.03～0.5％,Fe0.05～0.5％,Zr0.1～4.5％剩余部分实质上为Hf的高耐腐蚀性Hf合金。
本发明是一种按重量算，含有Sn0.03～1.5％,Fe0.03～2.0％,Zr0.1～4.5％,Hf和Zr的合计量为97％以上，(Sn/Fe)的比为0.2～1.6的高耐腐蚀性Hf合金。
本发明是一种按重量算，Sn0.03～0.5％,Fe0.03～0.5％,Cr0.03～0.5％,Zr0.1～4.5％，剩余部分实质上为Hf的高耐腐蚀性Hf合金。
本发明是一种按重量算，含有Sn0.03～1.5％,Fe0.03～2.0％,Cr0.03～1.5％,Zr0.1～4.5％,Hf和Zr的合计量为97％以上，(Sn/Fe+Cr)的比为0.05～0.5的高耐腐蚀性Hf合金。
本发明是一种按重量算，Sn0.03～0.5％,Cr0.03～0.5％,Zr0.1～4.5％，剩余部分实质上为Hf的高耐腐蚀性Hf合金。
本发明是一种按重量算，含有Sn0.03～1.5％,Fe0.03～2.0％,Cr0.03～1.5％,Nb0.03～1.5％,Zr0.1～45％,Hf和Zr的合计量为97％以上，(Sn/Fe+Cr+Nb)的比为0.1～0.5的高耐腐蚀性Hf合金。
本发明是一种按重量算，含有Sn0.03～0.5％,Fe0.03～0.5％,Cr0.03～0.5％,Nb0.05～0.5％,Zr0.1～4.5％，剩余部分实质上为Hf的高耐腐蚀性Hf合金。
本发明是一种高耐腐蚀性Hf基合金，其特征是由Hf基合金构成，该基合金具有97重量％的Hf，该Hf合金在用热轧进行了厚度50％的轧制后的室温下的维氏硬度为220～250，在410℃进行8小时和在530℃进行16小时的水蒸汽中的加热后，其腐蚀增量为50mg/cm2以下。
本发明是一种核反应堆控制棒用中子吸收体，该中子吸收体由按重量算含有Cr0.03～1.5％,Sn0.03～1.5％,Fe0.03～2.0％中的至少一种，且Hf和Zr0.1～4.5％的合计量为97％以上的Hf合金或上述的各种Hf合金构成，或者由在这些合金的表面上具有合金本身的氧化膜的合金构成，并由长方形筒状的长构件构成。
本发明是一种核反应堆用控制棒，在具备手柄，连接到该手柄上的壳，设于该壳内的中子吸收体，使该壳十字状地配合设置的拉杆，设于该拉杆的下方控制在核反应堆中的下落速度的下落速度限制器，以及设于该下落速度限制器的下部的连接插座的核反应堆控制棒中，其特征是上述中子吸收体，由按重量算含有Cr0.03～1.5％,Sn0.03～1.5％,Fe0.03～2.0％中的至少一种，且Hf和Zr0.1～4.5％的合计量为97％以上的Hf合金或上述的各种Hf合金构成，或者由在这些合金的表面上具有合金本身的氧化膜的合金构成，并由长方形筒状的长构件构成。
本发明是一种在核反应堆压力容器内具备中子源管道，反应堆心支持板，中子测定管，控制棒，护套，上部栅格板，和具有被覆管及元件盒(channel box)的燃料组件的构造构件的核反应堆，其特征是所述控制棒由上述的控制棒构成。
本发明是一种用由收纳于核反应堆压力容器内的核燃料得到的热输出使蒸汽汽轮机转动，并借助于该蒸汽汽轮机的转动驱动发电机，由此得到电能输出的核电站，其特征是上述核反应堆的热输出大于3200MW，核反应堆压力大于7.0Mpa，核反应堆水温在288℃以上，上述电能输出大于1100MW，上述核反应堆压力容器内具备中子源管道，反应堆心支持板，中子测定管，控制棒，护套，上部栅格板的各个构件，所述控制棒由上述的控制棒构成。
本发明采用以特定的关系复合添入锡，锆，铬，铁和铌的办法，显著地提高了在高温水中的耐腐蚀性，而且采用使由氧化反应得到的氧化物变成致密的物质的新型的铪合金构成控制棒的办法，大幅度地提高了核反应堆用控制棒的寿命。
对元素给Hf的耐腐蚀性带来的影响进行研究的结果，首次得知通过适量添加不损害Hf的机械性质的量的锡、铁、铬和铌，可以得到形成致密的氧化层和大幅度改善耐腐蚀性的效果。
锆在制造铪时就存在，其含有量为0.1～4.5重量％，特别是该量为0.5～2.0％是理想的。
作为合金元素的添加量(重量％)Sn应为0.03～1.50％，若不足0.03％，则对于强度和耐腐蚀性没有足够的效果，反过来，若含有量超过了1.5％，氧化膜的形成将会变得显著，故是不希望的。特别是该量为0.03～0.5％是理想的。
Cr即便单独添加0.03～1.5％也是有效的，若与锡进行复合添加则氧化膜更为稳定且会变成致密的构造。特别是该量为0.05～0.5％是理想的。
Fe为0.03～2.0％时显著地提高耐腐蚀性。但是，单独添加Fe将变成伴随有团块状的腐蚀的不稳定的氧化膜，故进行与Sn的复合添加，用均一腐蚀形成的办法使氧化膜致密化。若Fe添加超过2.0％，则材料的延展性会降低。特别是该量为0.05～0.5％是理想的。
Nb添加0.01～105％的微量即可，若单独添加，则腐蚀会稍稍加速，使耐腐蚀性降低，但借助于Sn,Fe和Cr的复合添加却有抑制腐蚀且使氧化膜变得强硬的作用。特别是Nb可以减弱因Sn,Fe和Cr的添加而形成的硬度的增加，故可以对增加Sn、Fe和Cr以改善耐腐蚀性作出贡献。特别是Nb为0.05～0.5％是理想的。
同样，对于Sn+Fe或者Cr的添加，采用对前者加上Cr，对后者加上Sn的办法，可以同样地减弱硬度的增加，对耐腐蚀性、耐氧化性的提高作出贡献。
(Sn/Fe)比理想的是0.2～1.6％.在这一范围内可以得到高的耐腐蚀性。
(Sn/Fe+Cr+Nb)比为0.1～0.5％同样可以得到高的耐腐蚀性而不会提高硬度。
采用使Hf与Zr的合计量为97％以上的办法，在可以得到作为中子吸收材料的重要的功能的同时，还可以得到变成为棒状，长方形筒状的塑性加工性高的材料。
更为具体地说来，本发明是一种控制棒，其特征是在十字形的横截面形状的拉杆的各边的顶端安装有具有U字横截面形状的壳，在该壳的内部收纳由截面为圆棒状、板状或中空椭圆形状的铪合金构成的反应度控制构件。
作为本发明的沸水型核反应堆用控制棒的制造方法，其特征是把导电构件当作阴极，把铪合金当作阳极进行连接，并在硼酸铵，溴酸的电解液中进行阳极氧化。
理想是把白金或不锈钢等当作阴极，把铪合金当作阳极进行连接，在上述的电解液中用直流电源在从恒压10V到300V的范围内进行阳极氧化。
为了在管形状的铪合金的内外部表面上形成氧化被膜，本发明的制造方法的其特征是，在管内插入阴极构件，同时，在管外表面上设置阴极构件，使阴极构件电气导通，并用电解处理装置进行阳极氧化。


图1是表示氧化膜厚度与Cr量的关系的曲线。
图2是表示氧化膜厚度与Sn量的关系的曲线。
图3是表示氧化膜厚度与Sn量的关系的曲线。
图4是表示腐蚀增量与Sn+Fe+Cr+Nb量之间的关系的曲线。
图5是表示腐蚀增量与(Sn/Fe)比之间的关系的曲线。
图6是表示腐蚀增量与(Sn/Fe+Cr)比之间的关系的曲线。
图7是表示腐蚀增量与(Sn/Fe+Cr+Nb)比之间的关系的曲线。
图8是表示腐蚀增量与Fe或Sn量之间的关系的曲线。
图9是表示热轧后的硬度与Sn+Fe+Cr+Nb之间的关系的曲线。
图10是表示腐蚀增量与热轧后的硬度之间的关系的曲线。
图11是核反应堆用控制棒的局部剖开斜视图。
图12是核反应堆控制棒用中子吸收体的斜视图。
图13是核反应堆控制棒用中子吸收体的斜视图。
图14是核反应堆堆心的局部剖开斜视图。
实施例[实施例1]在表1中(用重量％)列出了供实验用材料的化学成分。No.2,3,6～8,11,12,14,17和18是本发明所用的材料，No.20、21是现有的材料，其它则是比较用的材料。
材料的化学成分粗分起来有单独添加Cr的合金，有Sn和Fe及Sn和Cr的二元系合金，有Sn和Cr和Nb及Sn和Fe和Nb的三元系合金，有Sn和Fe和Cr和Nb的四元系合金。作为在制造铪时的杂质残留下来的Zr最大量4.5％，在本发明的材料中变成为最大为0.02～3.0％。表1
各个样品，在用电弧熔化反复进行2次熔化变成为所希望的锭之后，在1100℃在真空中加热1小时，施行调质热处理，接着，在1000℃进行热轧，使之成为所希望的板厚。再在820℃进行退火，交互地反复进行在冷轧后，820℃下的退火，使之成为厚度为1.7mm的薄板。
表2列出了合金的各种特性。腐蚀特性是从410℃8小时和530℃16小时的水蒸汽中加热进行的2步腐蚀实验结果进行表面观察，求出腐蚀增量和氧化膜厚度后评价的。机械特性用热轧、冷轧作业性和硬度等进行评价。热轧在1000℃进行，使厚度为10mm的锭进行2次通过而使之变成为5mm。在本实施例中，在维持该热轧后的状态不变的室温下测定维氏硬度，了解本加工硬化的程度。然后，在820℃进行1小时的加热退火，进行3次冷轧，其间进行同一温度下的退火，使之变成1～2.5mm的厚度。加工率按厚度减少率计算为20～30％。在表内，加工的难易表示冷轧的难易，定为困难的，指的是即便是厚度减少率为10％也会破裂的样品。表2
单独添加Cr的合金在添加量为0.02～1.50wt％时，腐蚀量相当少，氧化膜厚度也在2微米以下，而且是一种致密的氧化物生成。至于加工性也示出了良好的特性。若作为Cr的添加量进行整理，则如图1所示，其量非常少也对耐腐蚀性有效，即便是量大的2.0wt％也表现出耐腐蚀性的改善。但是大量地含有Cr，会妨害材料的延展性，是不希望的。
对于Sn-Fe这种2元系合金来说，虽然即便是单独添加Fe也是有效的，但氧化膜是团块状腐蚀形态，并不一定理想。因此，采用Sn复合的办法使氧化膜变成均一的形态，可以阻止剥离性的氧化膜的形成。其效果示于图2。但是，大量的Sn和Fe的添加会减少构件的延展性，在薄板制造中将成为一个障碍。
若用Sn-Fe-Cr3元系合金，各个元素都会对耐腐蚀性作出贡献，由于象这样地含有多种元素，故即便是各自的添加量是少量的也可以得到有效的特性。至于腐蚀特性，如图3所示，在Fe,Cr和Sn分别含有0.05wt％时，氧化膜厚度为2微米以下，而且是致密的氧化膜生成，具有完全看不到剥离现象的优良的耐腐蚀性。
若用Sn-Fe-Cr这种3元系合金，Nb的含有在氧化膜的形成中将促进均一腐蚀，具有阻止氧化物剥离的效果。
下边说明Sn-Fe-Cr-Nb4元系合金。该合金在腐蚀性的改善上自不待言，其机械方面的性质，特别是用做高强度的构件是合适的。但是延展性与别的发明合金比估计要低，在制造板时需要细心注意。
另外，关于在高温水中的腐蚀特性，曾实施了288℃、80kg/cm2长时间腐蚀试验，已经确认具有优良的耐腐蚀性。
图4是表明腐蚀增量与Sn+Fe+Cr+Nb量之间的关系的曲线图。如图所示，可以看出，因Cr,Sn+Cr,Sn+Fe+Cr,Nb和Sn+Fe+Sn+Nb量的微量添加，可以得到50mg/dm2以下的高的耐腐蚀性。即便是添加1％以上也得不到比这更大的效果。
图5的曲线图示出了腐蚀增量与(Sn/Fe)比之间的关系。由图可知，在(Sn/Fe)比为0.2～1.6时腐蚀量为40mg/dm2，而在(Sn/Fe)比为0.3～1.2时则表现出30mg/dm2以下的高耐腐蚀性。
图6示出了腐蚀增量与(Sn+Fe+Cr)比之间的关系，可知0.05～0.5是理想的。
图7示出了腐蚀增量与(Sn+Fe+Cr+Nb)比之间的关系，由图可知在0.1以上，量越大则越能表现出40mg/dm2以下的腐蚀量。特别是0.1～0.5是理想的。
图8的曲线图示出了腐蚀增量与Fe或Sn的含有量之间的关系，由图可知，如果是单独的Fe，则在0.03％以上时具有50mg/dm2以下的高耐腐蚀性，而采用向含有0.1～0.3％的Fe的物质中掺入0.03～0.3％的Sn的办法，可以得到30mg/dm2以下的高耐腐蚀性。
图9的曲线图示出了在保持热轧后的的轧制状态不变时的维氏硬度(Hv)和Sn,Sn+Cr,Sn+Fe+Cr,Nb,Sn+Fe+Cr+Nb含有量之间的关系。由图可知，特别是由于Sn+Fe和Cr的添加使硬度急剧变高，故采用使前者为0.3％以下，后者为0.5％以下的办法，可以得到加工硬化硬度为Hv260以下的难于加工硬化的柔软的加工品。含有Sn+Cr,Sn+Fe+Cr,Nb以及NB+Fe-Cr+Nb的Hf合金的加工硬化硬度的增加几乎没有发现。
图10示出了腐蚀增量与硬度之间的关系。在本实施例中，采用使之变成恰当的组成成分的办法，可以得到腐蚀增量在50mg/dm2以下，加工硬化硬度Hv300以下的加工品，可得到加工性高且高耐腐蚀性。图11是使用了本发明的Hf合金的沸水型核反应堆用控制棒的斜视图。在本实施例中，用表1的No.12所示的重量，借助于电弧熔化熔制含有0.09％Sn,0.10％Fe,0.09％Cr和0.85％Zr，剩余部分实质上是Hf的锭。两次熔化后，施行在1100℃、1小时的真空中的调质热处理以求得添加元素的均一化。接着，2次进行热轧(1000℃加热)，然后，进行850℃、1小时加热的退火。为了使之变成规定的薄板，反复进行冷轧和退火(820℃1小时加热)最终制成1.7mm厚的薄板。把长板材加压加工成图12的形状，再合在一起进行TIG焊接，制成图13所示的长方形筒状的反应度控制构件27，装到SUS316L的控制棒壳23中去。该壳到处都设有贯通孔，Hf合金的反应度控制构件27总是与反应堆水接触。因此，该构件要求在高温水中的耐腐蚀性，本实施例中的Hf合金与实施例1一样，腐蚀增量为20mg/dm2以下，氧化膜厚度为2.0微米以下，热轧加工后的Hv为250以下。本实施例中的反应度控制构件27宽为100mm，厚度为10mm，在各个控制棒壳中，各插入2个反应度控制构件27，十字状地具有4个壳。图中，22是手柄，23是壳，24是拉杆，25是下落速度限制器，26是连接插座，27是作为中子吸收体的反应度控制构件。用实施例2的边已变成平坦的筒状的反应度控制构件，在其表面上形成阳极氧化膜。本实施例所述的反应度控制构件与图11～13所示的构件相同。如图所示，在十字形的拉杆24各片的端部设置坡口端形状，把加工成U形截面的壳23焊接到该拉杆24的个片上，在所形成的空间内每一个翼片放入2条具有椭圆形状截面的反应度控制构件27。另外，反应度控制构件27有时候在控制棒轴方向上使板厚变化，有时候成为在轴方向上进一步分割的条数。
在本实施例中，是用在实施例2中所示的铪合金板加工制作的构件。首先，借助于用弯板机进行的板弯曲加工处理使长板材的两端部因弯曲加工而具有曲率。其次，施行用于进行焊接的坡口机械加工。其次，进行焊接前的尺寸确认和清洗处理，使コ形的构件彼此间对接，并借助于焊接形成椭圆管形状。其次，进行机械加工，在椭圆管上形成冷却孔和用来进行固定的孔等，然后进行精加工处理。在该工序结束后的阶段，浸泡到电解槽内进行氧化被膜处理。
在电解槽内，设有用来对铪合金的外表面进行氧化处理的不锈钢阴极棒和用来对铪合金管内表面进行氧化处理的不锈钢阴极棒，向电解槽内灌满电解液。在成为氧化处理对象的该椭圆形状截面的反应度控制构件上，为了与控制棒构造构件之间进行固定，在长边方向的端部设有圆孔，并利用该圆孔进行下钓。通过圆孔，用导体进行悬挂，通过升降机连接到直流电源的+电极上。另一方面，从电解槽内的阴极上引出导体，连接到直流电源的一电极上。
在本实施例中，把长度约为1800mm，宽度约为50mm的上述的反应度控制构件分4各步骤进行表面处理。
在步骤1，把上述的管的1/4长度浸泡到电解槽中，用直流电源通电使之形成氧化被膜。在氧化被膜稳定之后，用该升降装置使被氧化处理金属铪管下降，再把该铪管的2/4长度浸泡到电解槽内进行氧化处理。以下，依次从步骤3到步骤4进行稳定的氧化被膜的形成。
用以上的工序，在表面上形成了氧化被膜后进行尺寸检查，在清洗之后回到通常的向控制棒内部装配控制棒工序，收纳已经施行了氧化处理的反应度控制构件的控制棒即被制成。
电解液应用硼酸铵[1％(NH4)20·5B2O3]。作为阳极氧化的一般性的电解液，虽然除此之外还可以用KOH或NaOH，但是，出于作为杂质难于把硼酸离子放入铪棒中去的考虑，应用了上述电解液。
在室温中，在上述2极之间分别用1A/dm2的电流密度加上恒压100V、200V和300V。通电保持时间定为使在试验片上形成的氧化被膜稳定下来的约5分钟左右。
对于用以上的方法进行了阳极氧化处理的试验片，进行外观检查、耐腐蚀性试验和硬度试验。外观检查的结果表明，各个电流的试验片都形成了同样的以Hf为主含有合金元素的氧化被膜。另外，由于电压的影响，从100V到300V所形成的被膜的色调从深蓝向深绿变化。这是所形成的氧化被膜厚度的变化，因而，可以用色调来某种程度地判断被膜厚度。
对所得到的反应度控制构件，在试验温度为410℃/8hr+530℃/16hr，压力为105kg/cm2，熔存氧200～400ppb，流量10L/hr的条件下，进行腐蚀试验。形成了阳极氧化被膜的铪合金构件与未形成氧化被膜的母材比，腐蚀增量不到一半，耐腐蚀性得到改善。
此外，用微维氏硬度计测定阳极氧化被膜的硬度的结果表明，形成了阳极氧化被膜的铪合金构件，与没有形成氧化被膜的母材比，表面的硬度增加到1.5倍以上。亦即，显示出了耐磨损性的提高。借助于氧化处理形成了表面保护膜的反应度控制构件，可以防止在以下的工序中的损伤和磨耗，可以在保持更为均质的表面状态的同时装配到控制棒内部中去。
此外，在使用实际的反应堆期间，在寻求长期维持反应度控制能力，比现状更进一步地延长使用方面，可以确保在反应堆内氧化环境下的长期的耐腐蚀性。图14是使用了实施例2和3的控制棒的核反应堆的反应堆心的局部剖面斜视图。
本核反应堆在蒸汽温度286℃，蒸汽压力70.7atg下运行，作为发电输出功率可以进行500、800、1100MW的发电。各个名称如下。反应堆心具备中子源管道51，反应堆心支持板52，中子测量检测管53，控制棒54，反应堆心护罩55，上部栅格板56，燃料组件57，上镜喷嘴58，弯喷嘴59，压力容器盖60，凸缘61，测量用喷嘴62，气水分离器63，护罩头64，给水入口喷嘴65，射流泵66，蒸汽干燥机68，蒸汽出口喷嘴69，给水喷雾器70，反应堆心射流用喷嘴71，下部反应堆心栅格板72，再循环水入口喷嘴73，挡板74和控制棒导引管75。
上述上部栅格板56具有凸轮体、凸缘和栅格板，这些可以使用SUS316钢多晶轧制构件。栅格板35仅仅相互交叉而没有相互固定。此外，反应堆心支持板52也同样可以使用SUS316钢多晶轧制构件，可以用一张轧制板制造，设有安装燃料支持配件的孔，在圆周面上固定到反应堆容量上。因此，是一种不论哪一个部件在受中子照射的中心部分都没有焊接部分的构造。
具有可以用电动马达进行微驱动的控制棒驱动机构，转子可以用把含有25wt％的铬的镍合金粉和粒径20～30微米的铬碳化物(Cr2O3)按体积比混合10％进行烧结制成的转子。装配32组由高强度Fe基合金构成的枢轴(pin)，用在模拟实际反应堆的高温水中循环的办法进行相当于40年的负荷驱动试验。试验结果充分满足设计标准，转子和枢轴因磨耗产生的尺寸变化都很小。此外，也完全没有发现快速停堆驱动时的微击荷重下的破坏。
本实施例中的控制棒驱动机构，是一种通过用马达使之转动的活塞驱动用的螺杆，通过空中活塞借助于驱动活塞上下驱动控制棒的机构，用焊接法连接到反应堆压力容器上。控制棒在控制棒引导管内驱动。水压驱动活塞采用在紧急时借助于水插入管插入水的办法使控制棒向上方快速地举起，与驱动活塞分离开来。特别是与高温水接触的部分要使用SUS316L。此外，控制棒的构造被作成为靠自重下落。
图15是用控制棒驱动机构11驱动的控制棒1，燃料组件(A)、(B)，燃料支持配件14，反应堆心支持板12的组装配置图。图11(A)是没有手柄的燃料组件，配置在图11(C)的b部分。(B)有手柄，配置在图11(C)的a部分。燃料支持配件14固定为与反应堆心支持板接触，支持燃料组件。
控制棒1在本实施例中在拔出时用B4C，在运转的控制时用实施例2的Hf合金。B4C在用热轧作成了基本管子后，用皮尔格式轧机反复进行冷轧和退火的办法制得。此外，壳使用SUS316L钢，在反复进行冷轧和退火后用焊接法制得。
BWR燃料组件由下述部分构成多根燃料棒和使它们相互以规定的间隔进行保持的多级衬垫，还有收纳它们的方筒状的元件盒，配置在保持已经把燃料颗粒放到燃料被覆管内的燃料棒的两端的上部垫板，下部垫板和衬垫的中心部分的挤水棒(water rod)，用来搬运整个组件的手柄。此外，在制造这些燃料组件时，可以经由通常的工序组装。
元件盒把借助于衬垫一体化的燃料棒和挤水棒收纳于内部，上部垫板和下部垫板在用挤水棒固定好了的状态下使用。燃料元件盒的形状为用等离子体焊接法把2分割后的长度为4m，厚度为80、100、120mm的3种コ形板加工材料焊接起来的方筒形状。该构件起着在核电站运行时对在燃料棒表面上产生的蒸汽和在燃料棒间流动的高温水进行整流，强制性地向上部引导的作用。由于内部压力比外部稍高，故在长时间内在把方筒向外侧推压的应力的作用的状态下使用。
本实施例中的元件盒如下所述地进行热处理。板厚方向的<0001>晶向的取向率(Fr值)为0.25～0.6，长度方向的取向率(Fl)为0.25～0.4，宽度方向的取向率(Ft)为0.25～0.4。理想的是Fr为0.25～0.5,Fl为0.25～0.36,Ft为0.25～0.36。通过用热处理使其这样地取向的办法，βZr晶粒大小平均为50～300微米(理想的是100～200微米)，可以显著地防止照射伸长，结果是不产生弯曲，得以防止元件盒与控制棒之间的干扰。因此，即便是燃烧度为45GWd/t以上，即便是配置在周边的装置也不会产生弯曲，即便是更高的50或60GWd/t也可以完全没问题地使用。此外，对于现有的燃烧度32GWd/t，也可以在交换燃料后使用。
元件盒，是对其合金成分如表3所示的锆基合金板材冷轧弯曲加工成“コ”形，作成为长4m的2个コ形构件，再把它们用激光或等离子体焊接作成的方筒。把焊接部分的凹凸处修整成平坦表面。对该方筒高频感应加热到β相温度范围，并用从设在高频感应线圈的正下边的喷嘴喷出来的冷却水使之急冷。方筒以一定的速度从上向下地通过线圈，全部热处理结束。调整方筒的送入速度和高频电源的功率，使得加热温度为1100℃，且在980℃以上的保持时间超过10秒。另外，处理温度理想的是1000～1200℃，特别是可以用在1050～1100℃下保持3～10秒的办法进行。热处理在把奥氏体不锈钢制作的心棒用螺杆把两端固定在筒上后进行。由表可知，6角柱的(0002)底面与柱面为(1010)的面一起，作为F值不论是Fr、Fl和Ft都大体上变成为1/3，变成为完全随机的晶向取向。这种物体的βZr平均晶粒大小约为100微米。在施行了该热处理后，高尺寸精度地进行成型喷砂处理和酸洗，在除去了表面氧化膜后，施行用水蒸汽进行的蒸压(autoclave)处理。表3
还有，作为元件盒的另一个例子，相对于上述的壁厚恒定的元件盒，作成了一种犄角部分的厚度比边部要厚，边部的壁厚在上部比下部要薄的这种具有长边方向壁厚分布的元件盒。这样的成型加工在热处理后进行。成型加工用先进行屏蔽然后用氟化氢和硝酸的混合酸水熔液进行的化学腐蚀或机械加工的办法进行，在本实施例中，是把外面一侧加工成凹状。这样的壁厚分布也可以在内面一侧作成凹状。
用以上的构成得到的BWR电站的主要的规格为反应堆温度为288℃，运转率85％以上，更为理想的是90％以上，特别理想的是92％，热效率为35％。与实施例4一样，本实施例示出了把本发明的燃料组件和控制棒驱动机构应用到新型沸水式核电站用反应堆(ABWR)中去的例子。
核反应堆压力容器是核电站的中心机器，在ABWR中，特别是安装内部泵的喷嘴部分，是一种套筒型的最佳形状即便是在核反应堆压力容器内部产生了温度和压力变化，也不会影响内部泵的旋转功能，向电动机部分的热传导也会减少。
此外，反应堆内的构造物也减少了因采用内部泵而产生的对流动振动的影响。反应堆堆心流量的测量考虑到内部泵的部分运转的状态，包括用实验进行的验证在内要确保精度。流向汽轮机的蒸汽流量的测量，用设置在核反应堆压力容器的主蒸汽喷嘴部分上的文丘里(Venturi)式构造进行，为的是确保测量精度。RPV(核反应堆压力容器)在构成冷却构件的压力边界的同时，还具有内置并保持压力容器内部构造物的功能。
在现有的RPV中，虽然因收纳764个燃料组件、射流泵和内部构造物其内径变成了大约6.4m，但是，在ABWR中，因燃料组件增加到872个，且为了确保内部泵在反应堆内的处理空间，内径变成了大约7.1m。现有的RPV的内部高度为22m，但在ABWR中，因下述(a)～(d)的原因而变成了21m。
(a)由于采用了高效率气水分离器而缩短了支架管道的长度。
(b)由于采用了FMCRD而去掉了限制棒落下速度限制器。
(c)因变更上盖和主凸缘构造降低了上盖的高度。
(d)降低了下镜的碟型形状的高度。
下镜形状随着内部泵的采用，考虑到应当确保内部泵向压力容器的下部安装所需要的空间，并考虑到冷却水的循环把下镜的形状从现有的半球形改成了碟形。此外，把内部泵锻造成一体，变成为焊接线数少的设计。
支持板应确保内部泵的处理等所需要的空间的同时，还要在轴架内设置内部泵用的热交换器，故在躯体部分作成了圆锥形。
随着内部泵的采用，由于取消了现有的核电站的冷却剂的再循环出口入口喷嘴，故躯体部分反应堆心区域以下变成为没有大口径喷嘴的区域，没有必要假定大的冷却剂丧失事故。
在现有的核电站中，流量限制器虽然设置在到达主蒸汽管上边的隔离阀的下降部分上，但是采用把它设置在主蒸汽喷嘴上的办法，可以提高对主蒸汽管管道破裂事故的安全余量，可以使收容容器空间最佳化。
反应堆内构造物位于RPV内，除了反应堆内的支持和冷却剂的流道的形成，以及对在反应堆心内发生的热水、蒸汽进行气水分离的功能等的主要的作用之外，还要确保在假想事故下冷却水的反应堆心注水路等，因其特性要求充分的健全性和可靠性。
ABWR电站用蒸汽汽轮机·发电机设备的基本规格，若拿50Hz用设备来比较，与BWR核电站比较，ABWR核电站中，核反应堆热输出增加了19.2％，电力输出增加了23.3％，是一种高效率形式的核电站。
在本实施例中，也可以得到与实施例4同样的寿命、定期检查、运行效率和热效率。
如上所述倘采用本发明，则由于显著地改善了在高温水中的中子吸收体的耐腐蚀性，故核反应堆控制棒在核反应堆内的使用期限可以飞跃地延长。除此之外，在该控制棒上生成的氧化膜是致密的，难于剥离而且稳定，故使用完毕的控制棒的个数可以减少，同时，还可以长期维持反应度控制能力，所以可以显著地减少放射性废弃物的量。
权利要求
1．一种高耐腐蚀性Hf合金，按其特征是重量算，Cr0.03～0.8％,Zr0.1～4.5％，剩余部分实质上为Hf。
2．一种高耐腐蚀性Hf合金，其特征是按重量算，Sn0.03～0.5％,Fe0.05～0.5％,Zr0.1～4.5％剩余部分实质上为Hf。
3．一种高耐腐蚀性Hf合金，其特征是按重量算，含有Sn0.03～1.5％,Fe0.03～2.0％,Zr0.1～4.5％,Hf和Zr的合计量为97％以上，(Sn/Fe)的比为0.2～1.6。
4．一种高耐腐蚀性Hf合金，其特征是按重量算，Sn0.03～0.5％,Fe0.03～0.5％,Cr0.03～0.5％,Zr0.1～4.5％，剩余部分实质上为Hf。
5．一种高耐腐蚀性Hf合金，其特征是按重量算，含有Sn0.03～1.5％,Fe0.03～2.0％,Cr0.03～1.5％,Zr0.1～4.5％,Hf和Zr的合计量为97％以上，(Sn/Fe+Cr)的比为0.05～0.5。
6．一种高耐腐蚀性Hf合金，其特征是按重量算，Sn0.03～0.5％,Cr0.03～0.5％,Zr0.1～4.5％，剩余部分实质上为Hf。
7．一种高耐腐蚀性Hf合金，其特征是按重量算，含有Sn0.03～1.5％,Fe0.03～2.0％,Cr0.03～1.5％,Nb0.03～1.5％,Zr0.1～4.5％,Hf和Zr的合计量为97％以上，(Sn/Fe+Cr+Nb)的比为0.1～0.5。
8．一种高耐腐蚀性Hf合金，其特征是按重量算，含有Sn0.03～0.5％,Fe0.03～0.5％,Cr0.03～0.5％,Nb0.05～0.5％,Zr0.1～4.5％，剩余部分实质上为Hf。
9．一种高耐腐蚀性Hf基合金，其特征是由具有97重量％以上的Hf的Hf基合金构成，该Hf基合金在用热轧进行了厚度50％的轧制后的室温下的维氏硬度为220～250，在410℃进行8小时和在530℃进行16小时的在水蒸汽中的加热后，其腐蚀增量为50mg/cm2以下。
10．一种核反应堆控制棒用中子吸收体，其特征是该中子吸收体由按重量算含有Cr0.03～1.5％,Sn0.03～1.5％,Fe0.03～2.0％中的至少一种，且Hf和Zr0.1～45％的合计量为97％以上Hf合金构成，并由长方形筒状的长构件构成。
11．一种核反应堆控制棒用中子吸收体，其特征是由权利要求1～9中任何一项所述的Hf合金构成，并由长方形筒状的长构件构成。
12．权利要求11所述的核反应堆控制棒用中子吸收体，其特征是在上述长构件表面上形成有该构件的氧化膜。
13．一种核反应堆控制棒，具备手柄，连接到该手柄上的壳，设于该壳内的中子吸收体，使该壳十字状地配合设置的拉杆，设于该拉杆的下方控制在核反应堆中的下落速度的下落速度限制器，以及设于该下落速度限制器的下部的连接插座，其特征是上述中子吸收体，由按重量算含有Cr0.03～1.5％,Sn0.03～1.5％,Fe0.03～2.0％中的至少一种，且Hf和Zr0.1～4.5％的合计量为97％以上的Hf合金构成，并由长方形筒状的长构件构成。
14．一种核反应堆控制棒，具备手柄，连接到该手柄上的壳，设于该壳内的中子吸收体，使该壳十字状地配合设置的拉杆，设于该拉杆的下方控制在核反应堆中的下落速度的下落速度限制器，设于该下落速度限制器的下部的连接插座，其特征是上述中子吸收体由权利要求1或12所述的中子吸收体构成。
15．一种核反应堆，在核反应堆压力容器内具备中子源管道，反应堆心支持板，中子测定管，控制棒，护套，上部栅格板，和具有被覆管及元件盒(channel box)的燃料组件的构造构件，其特征是上述控制棒由权利要求14所述控制棒构成。
16．一种核电站，用由收纳于核反应堆压力容器内的核燃料得到的热输出使蒸汽汽轮机转动，并借助于该蒸汽汽轮机的转动驱动发电机，由此得到电能输出，其特征是上述核反应堆的热输出大于3200MW，核反应堆压力大于7.0Mpa，核反应堆水温在288℃以上，上述电能输出大于1100MW，上述核反应堆压力容器内具备中子源管道，反应堆心支持板，中子测定管，控制棒，护套，以及上部栅格板的各个构件，所述控制棒由权利要求14所述的控制棒构成。
全文摘要
本发明的目的是提供一种塑性加工性高,且具有高耐腐蚀性的铪(Hf)合金及使用了该合金的核反应堆控制棒用中子吸收体和核反应堆用控制棒。本发明是一种核反应堆控制棒用中子吸收体,由含有Cr0.03—1.5%,Sn0.03—1.5%,Fe0.03—2.0%中的至少一种,Hf和Zr0.1—4.5%的合计量为97%以上的特定的组分的Hf合金,或其合金构成,并由长方形筒状的长构件构成。
文档编号C22F1/18GK1236018SQ9910414
公开日1999年11月24日 申请日期1999年3月19日 优先权日1998年3月19日
发明者高濑磐雄, 稻垣正寿, 藤枝正, 小泉章 申请人:株式会社日立制作所