專利名稱:鋯合金制核反應(yīng)堆燃料被覆管的制作方法
技術(shù)領(lǐng)域：
本發(fā)明涉及鋯合金制核反應(yīng)堆燃料被覆管，該被覆管具有高強度；而且對于高溫高壓水或含有氫氧化鋰(以下以LiOH表示)的高溫高壓水溶液也有優(yōu)良的耐腐蝕性，因此，不僅使細徑化和薄壁化成為可能，而且可能長期地發(fā)揮優(yōu)良的性能。
背景技術(shù)：
一般，例如像輕水反應(yīng)堆那樣的核反應(yīng)堆配備的燃料被覆管具有如下功能將收容于其內(nèi)部的作為放射性物質(zhì)的燃料所產(chǎn)生的熱傳送給作為與燃料被覆管的外周面接觸流動的冷卻水的高溫高壓水，和通常含有幾個ppm左右的LiOH的高溫高壓水溶液等。此燃料被覆管通常用澤卡洛伊鋯錫合金(Zircaloy)等的鋯合金制造。
另一方面，近年來為適應(yīng)核反應(yīng)堆的高性能化，除要求燃料被覆管細徑化和薄壁化之外，對于上述冷卻水的耐蝕性還要求更進一步提高。然而，目前的現(xiàn)狀是以上述澤卡洛伊鋯錫合金為主，歷來所提出的各種Zr合金制的燃料被覆管還不能具備充分滿足對于這些要求的強度和耐蝕性。
發(fā)明的公開本發(fā)明人從上述觀點出發(fā)，首先，進行了為要開發(fā)具有高強度的Zr合金制核反應(yīng)堆燃料被覆管的研究，得到了如下的研究結(jié)果含有以質(zhì)量％(以下的％表示質(zhì)量)計的Nb1.35～2.15％，余量由Zr和不可避免的雜質(zhì)構(gòu)成的組成的Zr合金，與歷來作為核反應(yīng)堆燃料被覆管廣泛使用的澤卡洛伊鋯錫合金相比，具有高強度；而且即使對于高溫高壓水也顯示優(yōu)良的耐蝕性，因此，基于該Zr合金，燃料被覆管的細徑化和薄壁化成為可能。
本發(fā)明就是基于上述研究結(jié)果而完成的，本發(fā)明提出由用有含Nb1.35～2.15％、余量由Zr和不可避免的雜質(zhì)構(gòu)成的組成的Zr合金所構(gòu)成的、具有高強度的Zr合金制核反應(yīng)堆燃料被覆管。
再者，將構(gòu)成本發(fā)明的核反應(yīng)堆燃料被覆管的Zr合金的Nb含量設(shè)定為1.35～2.15％的理由是當Nb含量不足1.35％時，由Nb成分所致的強度提高的作用不充分，故不能確保所期望的高強度；另一方面，如Nb含量超過2.15％，則制管時的熱加工性和冷加工性降低，難以謀求所期望的細徑化和薄壁化。
另外，本發(fā)明人從上述那樣的觀點出發(fā)，進行了為要開發(fā)具有高強度、而且耐蝕性也優(yōu)良的Zr合金制核反應(yīng)堆燃料被覆管的研究，得到了如下研究結(jié)果具有以質(zhì)量％計，含Nb1.35～2.15％、Cr0.01～0.7％、余量由Zr和不可避免的雜質(zhì)構(gòu)成的組成的鋯合金與歷來作為核反應(yīng)堆燃料被覆管而廣泛使用的澤卡洛伊鋯錫合金相比，具有高強度；而且對于高溫高壓水或含有LiOH的高溫高壓水溶液也能顯示優(yōu)良的耐蝕性，因此，只要采用該Zr合金就能使燃料被覆管的細徑化和薄壁化成為可能；而且，使用壽命更能進一步延長。
本發(fā)明就是基于上述研究結(jié)果作成的。本發(fā)明提出由具有含Nb0.4～2.15％、Cr0.01～0.7％、余量為Zr和不可避免的雜質(zhì)構(gòu)成的組成的Zr合金構(gòu)成的、具有高強度和優(yōu)良耐蝕性的Zr合金制核反應(yīng)堆燃料被覆管。
再者，所以將構(gòu)成本發(fā)明的核反應(yīng)堆燃料被覆管的Zr合金中的Nb含量設(shè)定為0.4～2.15％的理由是當Nb的含量不足0.4％，則由Nb成分所致的強度和耐蝕性的提高效果不充分，故不能確保所期望的高強度和優(yōu)良的耐蝕性；另一方面，當Nb含量超過2.15％，則如上所述，同樣是制管時的熱加工性和冷加工性降低，難以謀求所期望的細徑化和薄壁化。
又，Cr含量之所以設(shè)定為0.01～0.7％的理由是如其含量不足0.01％，則由Cr成分和Nb成分的共存所致的耐蝕性提高效果不充分；另一方面，當其含量超過0.7％時，則與Nb成分的情況相同，熱加工性和冷加工性降低。
優(yōu)選的實施方案以下，用實施例具體說明本發(fā)明的核反應(yīng)堆燃料被覆管。
實施例1將具有表1所示成分組成的Zr合金用真空電弧爐熔制，鑄造直徑350mm的合金錠，對此合金錠進行熱鍛，鍛成直徑220mm的棒材。其次，對此棒材進行1050℃加熱后水冷構(gòu)成的固溶化處理后，在750℃加熱的狀態(tài)下進行熱擠壓加工，形成具有外徑80mm×內(nèi)徑50mm尺寸的管坯。通過再對此管坯邊施加在600℃下的中間退火邊進行6次的冷軋，從而制成具有外徑8mm×內(nèi)徑7mm尺寸的，本發(fā)明燃料被覆管1～5和歷來燃料被覆管1、2。
再者，作為歷來燃料被覆管1、2都是以相當于歷來作為Zr合金而公知的2種澤卡洛伊鋯錫合金的組成的Zr合金作為材料的。
而且，為了評價本發(fā)明的燃料被覆管1～5和歷來的燃料被覆管1、2的強度的目的，測定了它們的抗拉強度。另外，為了評價它們的耐蝕性的目的，在相當于輕水反應(yīng)堆的燃料被覆管所受的腐蝕條件下進行了腐蝕試驗。在腐蝕試驗中，將切成長度50mm的試片放在靜置式的高壓釜中，在用離子交換水(電導(dǎo)率0.1μsv以下)的360℃，飽和水蒸氣壓的高溫高壓水中放置150天，測定了因氧化膜生成所致的增重。
將它們的結(jié)果一并示于表1。再者，在表1中，腐蝕的增加量是以單位面積的增加量示出的。
表1


從表1的結(jié)果可知本發(fā)明的燃料被覆管1～5任一種都比歷來的燃料被覆管具有高的強度；而且顯示與它們具有同等的耐蝕性。
如上所述那樣，此實施例的核反應(yīng)堆燃料被覆管由于具有高的強度，從而可能適應(yīng)核反應(yīng)堆的高性能化而要求的細徑化和薄壁化也可能充分適應(yīng)。
實施例2用與實施例1相同的方法制造具有表2所示的成分組成的、本發(fā)明的燃料被覆管6～16和歷來的燃料被覆管3、4。
再者作為歷來燃料被覆管3、4的材料都具有相當于作為鋯合金而已知的2種澤卡洛伊鋯錫合金的組成。
并且，為了評價強度的目的，對本發(fā)明的燃料被覆管6～16和歷來的燃料被覆管3、4測定了抗性強度。并且為了評價耐蝕性的目的，用與實施例1同樣的方法進行腐蝕試驗，同時，將切成長為50mm的試片放在靜置式的高壓釜中，使用離子交換水(電導(dǎo)率0.1μSv以下)和LiOH特級試劑調(diào)制的含有LiOH0.01mol/L的、360℃、飽和水蒸汽壓的高溫高壓水溶液中放置90天，進行了加速腐蝕試驗，測定由于生成氧化膜所致的增重。
將它們的結(jié)果一并示于表2。再者，在表2中，腐蝕的增加量與表1一樣地表示每單位面積的增加量。
表2


從表示的結(jié)果可知本發(fā)明燃料被覆管6～16中任一種也比歷來燃料被覆管3、4具有高的強度；而且，對于高溫高壓水或含有LiOH的高溫高壓水溶液也具有優(yōu)良的耐蝕性。
如上所述那樣，由于此實施例的核反應(yīng)堆燃料被覆管具有高的強度，從而可能適應(yīng)核反應(yīng)堆的高性能化，并對所要求的細徑化和薄壁化也可能充分適應(yīng)。而且，由于具有優(yōu)良的耐蝕性，使其使用壽命的更加延長成為可能。
權(quán)利要求
1.一種Zr合金制核反應(yīng)堆燃料被覆管，其特征在于其由具有以質(zhì)量％計，含Nb1.35～2.15％、余量由Zr和不可避免的雜質(zhì)構(gòu)成的組成的Zr合金所構(gòu)成。
2.一種Zr合金制核反應(yīng)堆燃料被覆管，其特征在于，其由具有以質(zhì)量％計，含Nb0.4～2.15％、Cr0.01～0.7％、余量由Zr和不可避免的雜質(zhì)構(gòu)成的組成的Zr合金所構(gòu)成。
專利摘要
本發(fā)明為提供具有高強度和優(yōu)良耐蝕性的Zr合金制核反應(yīng)堆燃料被覆管而作。本發(fā)明核反應(yīng)堆燃料被覆管由如下Zr合金構(gòu)成:由具有含Nb:1.35～2.15質(zhì)量%、余量由Zr和不可避免的雜質(zhì)構(gòu)成的組成的Zr合金,或者,由具有含Nb:0.4～2.15質(zhì)量%、Cr:0.01～0.7質(zhì)量%、余量由Zr和不可避免的雜質(zhì)構(gòu)成的組成的Zr合金所構(gòu)成。
文檔編號G21C3/02GKCN1365119SQ02101538
公開日2002年8月21日 申請日期2002年1月9日
發(fā)明者磯部毅, 村井琢彌 申請人:三菱麻鐵里亞爾株式會社導(dǎo)出引文BiBTeX, EndNote, RefMan