专利名称:锆合金制核反应堆燃料被覆管的制作方法
技术领域：
本发明涉及锆合金制核反应堆燃料被覆管，该被覆管具有高强度；而且对于高温高压水或含有氢氧化锂(以下以LiOH表示)的高温高压水溶液也有优良的耐腐蚀性，因此，不仅使细径化和薄壁化成为可能，而且可能长期地发挥优良的性能。
背景技术：
一般，例如像轻水反应堆那样的核反应堆配备的燃料被覆管具有如下功能将收容于其内部的作为放射性物质的燃料所产生的热传送给作为与燃料被覆管的外周面接触流动的冷却水的高温高压水，和通常含有几个ppm左右的LiOH的高温高压水溶液等。此燃料被覆管通常用泽卡洛伊锆锡合金(Zircaloy)等的锆合金制造。
另一方面，近年来为适应核反应堆的高性能化，除要求燃料被覆管细径化和薄壁化之外，对于上述冷却水的耐蚀性还要求更进一步提高。然而，目前的现状是以上述泽卡洛伊锆锡合金为主，历来所提出的各种Zr合金制的燃料被覆管还不能具备充分满足对于这些要求的强度和耐蚀性。
发明的公开本发明人从上述观点出发，首先，进行了为要开发具有高强度的Zr合金制核反应堆燃料被覆管的研究，得到了如下的研究结果含有以质量％(以下的％表示质量)计的Nb1.35～2.15％，余量由Zr和不可避免的杂质构成的组成的Zr合金，与历来作为核反应堆燃料被覆管广泛使用的泽卡洛伊锆锡合金相比，具有高强度；而且即使对于高温高压水也显示优良的耐蚀性，因此，基于该Zr合金，燃料被覆管的细径化和薄壁化成为可能。
本发明就是基于上述研究结果而完成的，本发明提出由用有含Nb1.35～2.15％、余量由Zr和不可避免的杂质构成的组成的Zr合金所构成的、具有高强度的Zr合金制核反应堆燃料被覆管。
再者，将构成本发明的核反应堆燃料被覆管的Zr合金的Nb含量设定为1.35～2.15％的理由是当Nb含量不足1.35％时，由Nb成分所致的强度提高的作用不充分，故不能确保所期望的高强度；另一方面，如Nb含量超过2.15％，则制管时的热加工性和冷加工性降低，难以谋求所期望的细径化和薄壁化。
另外，本发明人从上述那样的观点出发，进行了为要开发具有高强度、而且耐蚀性也优良的Zr合金制核反应堆燃料被覆管的研究，得到了如下研究结果具有以质量％计，含Nb1.35～2.15％、Cr0.01～0.7％、余量由Zr和不可避免的杂质构成的组成的锆合金与历来作为核反应堆燃料被覆管而广泛使用的泽卡洛伊锆锡合金相比，具有高强度；而且对于高温高压水或含有LiOH的高温高压水溶液也能显示优良的耐蚀性，因此，只要采用该Zr合金就能使燃料被覆管的细径化和薄壁化成为可能；而且，使用寿命更能进一步延长。
本发明就是基于上述研究结果作成的。本发明提出由具有含Nb0.4～2.15％、Cr0.01～0.7％、余量为Zr和不可避免的杂质构成的组成的Zr合金构成的、具有高强度和优良耐蚀性的Zr合金制核反应堆燃料被覆管。
再者，所以将构成本发明的核反应堆燃料被覆管的Zr合金中的Nb含量设定为0.4～2.15％的理由是当Nb的含量不足0.4％，则由Nb成分所致的强度和耐蚀性的提高效果不充分，故不能确保所期望的高强度和优良的耐蚀性；另一方面，当Nb含量超过2.15％，则如上所述，同样是制管时的热加工性和冷加工性降低，难以谋求所期望的细径化和薄壁化。
又，Cr含量之所以设定为0.01～0.7％的理由是如其含量不足0.01％，则由Cr成分和Nb成分的共存所致的耐蚀性提高效果不充分；另一方面，当其含量超过0.7％时，则与Nb成分的情况相同，热加工性和冷加工性降低。
优选的实施方案以下，用实施例具体说明本发明的核反应堆燃料被覆管。
实施例1将具有表1所示成分组成的Zr合金用真空电弧炉熔制，铸造直径350mm的合金锭，对此合金锭进行热锻，锻成直径220mm的棒材。其次，对此棒材进行1050℃加热后水冷构成的固溶化处理后，在750℃加热的状态下进行热挤压加工，形成具有外径80mm×内径50mm尺寸的管坯。通过再对此管坯边施加在600℃下的中间退火边进行6次的冷轧，从而制成具有外径8mm×内径7mm尺寸的，本发明燃料被覆管1～5和历来燃料被覆管1、2。
再者，作为历来燃料被覆管1、2都是以相当于历来作为Zr合金而公知的2种泽卡洛伊锆锡合金的组成的Zr合金作为材料的。
而且，为了评价本发明的燃料被覆管1～5和历来的燃料被覆管1、2的强度的目的，测定了它们的抗拉强度。另外，为了评价它们的耐蚀性的目的，在相当于轻水反应堆的燃料被覆管所受的腐蚀条件下进行了腐蚀试验。在腐蚀试验中，将切成长度50mm的试片放在静置式的高压釜中，在用离子交换水(电导率0.1μsv以下)的360℃，饱和水蒸气压的高温高压水中放置150天，测定了因氧化膜生成所致的增重。
将它们的结果一并示于表1。再者，在表1中，腐蚀的增加量是以单位面积的增加量示出的。
表1
从表1的结果可知本发明的燃料被覆管1～5任一种都比历来的燃料被覆管具有高的强度；而且显示与它们具有同等的耐蚀性。
如上所述那样，此实施例的核反应堆燃料被覆管由于具有高的强度，从而可能适应核反应堆的高性能化而要求的细径化和薄壁化也可能充分适应。
实施例2用与实施例1相同的方法制造具有表2所示的成分组成的、本发明的燃料被覆管6～16和历来的燃料被覆管3、4。
再者作为历来燃料被覆管3、4的材料都具有相当于作为锆合金而已知的2种泽卡洛伊锆锡合金的组成。
并且，为了评价强度的目的，对本发明的燃料被覆管6～16和历来的燃料被覆管3、4测定了抗性强度。并且为了评价耐蚀性的目的，用与实施例1同样的方法进行腐蚀试验，同时，将切成长为50mm的试片放在静置式的高压釜中，使用离子交换水(电导率0.1μSv以下)和LiOH特级试剂调制的含有LiOH0.01mol/L的、360℃、饱和水蒸汽压的高温高压水溶液中放置90天，进行了加速腐蚀试验，测定由于生成氧化膜所致的增重。
将它们的结果一并示于表2。再者，在表2中，腐蚀的增加量与表1一样地表示每单位面积的增加量。
表2
从表示的结果可知本发明燃料被覆管6～16中任一种也比历来燃料被覆管3、4具有高的强度；而且，对于高温高压水或含有LiOH的高温高压水溶液也具有优良的耐蚀性。
如上所述那样，由于此实施例的核反应堆燃料被覆管具有高的强度，从而可能适应核反应堆的高性能化，并对所要求的细径化和薄壁化也可能充分适应。而且，由于具有优良的耐蚀性，使其使用寿命的更加延长成为可能。
权利要求
1.一种Zr合金制核反应堆燃料被覆管，其特征在于其由具有以质量％计，含Nb1.35～2.15％、余量由Zr和不可避免的杂质构成的组成的Zr合金所构成。
2.一种Zr合金制核反应堆燃料被覆管，其特征在于，其由具有以质量％计，含Nb0.4～2.15％、Cr0.01～0.7％、余量由Zr和不可避免的杂质构成的组成的Zr合金所构成。
专利摘要
本发明为提供具有高强度和优良耐蚀性的Zr合金制核反应堆燃料被覆管而作。本发明核反应堆燃料被覆管由如下Zr合金构成:由具有含Nb:1.35～2.15质量%、余量由Zr和不可避免的杂质构成的组成的Zr合金,或者,由具有含Nb:0.4～2.15质量%、Cr:0.01～0.7质量%、余量由Zr和不可避免的杂质构成的组成的Zr合金所构成。
文档编号G21C3/02GKCN1365119SQ02101538
公开日2002年8月21日 申请日期2002年1月9日
发明者矶部毅, 村井琢弥 申请人:三菱麻铁里亚尔株式会社导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan