JP2014077152A

JP2014077152A - Ｚｒ合金及びその製造方法

Info

Publication number: JP2014077152A
Application number: JP2012223766A
Authority: JP
Inventors: Tetsuya Matsunaga; 哲也松永; Hiroyuki Abe; 弘亨阿部; Hiroki Sato; 裕樹佐藤; Tomonori Abe; 友紀阿部
Original assignee: Tohoku University NUC
Current assignee: Tohoku University NUC
Priority date: 2012-10-09
Filing date: 2012-10-09
Publication date: 2014-05-01

Abstract

【課題】十分な耐クリープ性を備え、熱中性子の透過性を向上させた核燃料被覆管や核燃料構造部材に好適なＺｒ合金及びその製造方法を提供する。
【解決手段】Si：1〜2.8質量％及び、残部Zrおよび不可避不純物からなるＺｒ合金であって、金属間化合物規則格子Ｚｒ_３ＳｉとＺｒから成る共晶相と、Ｚｒから成る母相の結晶粒からなる事を特徴とするＺｒ合金、および、本Ｚｒ合金を500〜600℃の温度範囲での焼なまし熱処理をおこなうＺｒ合金の製造方法。
【選択図】図２

Description

本発明は、優れた耐クリープ性を持つZr合金及びその製造方法に関するもので、特に、Zr-Siの組成を持つZr合金を溶解して、焼なましを行い製造する、核燃料被覆管として好適なZr合金に関するものである。

現在、原子力発電用の燃料被覆管に使用されるZr合金には、Zrに錫(Sn)、鉄(Fe)、クロム(Cr)等を添加したジルカロイ2（Sn1.20〜1.70質量％, Fe 0.07〜0.20質量％, Cr 0.05〜1.15質量％，Ni 0.03〜0.08質量％，O 900〜1500ppm，Zr残部）や、ジルカロイ４（Sn 1.20〜1.70質量％，Fe 0.18〜0.24質量％，Cr 0.07〜1.13質量％，O 900〜1500 ppm，Ni <0.007質量％，Zr残部）が、それぞれ沸騰水型、加圧水型軽水炉に対し用いられている。どちらの合金も原子力用部材として使用実績が十分であり、また、これら合金は現在の使用条件では問題なく使用されていると考えられる。

しかし、ジルカロイ２やジルカロイ４は、中性子照射により膨張した燃料ペレットと接触すると、再結晶温度以上に加熱され、局所的な組織の回復が生じる。これと併せ、燃料ペレットから放出されるFPガス（Fission Product Gas）等により、被覆管の周方向に応力が生じ、クリープ変形が進行することで、被覆管の割れを助長する恐れがある。また近年、規格化温度（融点）の0.3以下の低温において最密六方構造を有する金属、合金のみで生じる新しいクリープ機構が報告された。このクリープは、最密六方構造の低い対称性のため、粒内で転位が交切せず、粒界まで運動した後、粒界に吸収されることで生じる。そのため、特に原子炉の冷温停止又は起動から通常運転までの過渡期において、現行Zr合金の許容応力が低下する可能性があり、その安全性に問題が生じる可能性がある。

原子力発電用の燃料被覆管としては、次期燃料被覆管としてジルカロイの組成を参考に、耐食性向上のためSnの添加量を減らし、CuとTaの含有量が0.1質量％≦Cu+Ta≦0.45質量％になるように調整した合金が提案されているが、本合金は、最密六方構造の合金であり、結晶構造に起因したクリープの抑制、停止をすることはできない。（例えば、特許文献１参照）

また、耐食性及び機械的特性向上のために、Nb+Snの添加量を0.35〜1.0質量％と調整したZr-Nb-Sn-Fe-Cr-Cuも提案されている。しかし本合金も最密六構造を有しており、耐クリープ性の向上は不十分である。（特許文献２参照）

特開2001-200633号公報特開2002-332533号公報

本発明は、優れた耐クリープ性を持ち、熱中性子の透過性を向上させたZr合金およびその製造方法を提供することにある。

本発明によれば、Si：1〜2.8質量％及び、残部 Zrおよび不可避不純物からなるＺｒ合金であって、金属間化合物規則格子Ｚｒ_３ＳｉとＺｒから成る共晶相と、Ｚｒから成る母相の結晶粒からなる事を特徴とするＺｒ合金が得られる。ZrとSiの共晶反応を利用し、母相Zrをより高硬度の金属間化合物との共晶相で被膜することで、粒界への転位の吸収を阻害しクリープ変形を抑制できる新しい燃料被覆管用Zr合金が得られる。具体的には、Zrに1〜2.8質量%のSiを添加し、500〜600℃の温度範囲での焼なまし熱処理を実施したZr合金である。

尚、Siが１質量％未満の時は、Zr₃Siが少なく、クリープ抑制の効果が得られない。また、2.8質量％を越えると共晶組成以外の合金成分が発生するので、好ましくない。更に、500〜600℃の温度範囲内でで焼なますことで、破断伸びを増加させる事が出来る。

本発明により、Zr合金の耐クリープ性を格段に向上させ、且つ、熱中性子の透過性を上げるという効果が得られる。さらに、添加元素を従来のSn、Fe、Crから熱中性子吸収断面積の小さいSiにすることにより、これまでのZr合金よりも熱中性子の透過性を向上させることが可能である。

Zr-Si合金のX線回折の結果。○がZr、△がZr₃Siである。波長分散型X線分析の結果。図２(a)はZr、図２(b)はSiをそれぞれ検出結果。温度294 K（ａ）］及び573 K（ｂ）で、大気中でのジルカロイ4とZr-Si合金のクリープ曲線。

Zrと2.8質量%に調整したSi小片を、アルゴン雰囲気アーク溶解炉を用いて溶製した。得られた試料よりチル層を除し、600℃にて3時間焼きなましZr-Si合金を作製した。得られた合金を耐水研磨紙、アルミナ、コロイダルシリカで研磨し表面を鏡面に仕上げた。図1は、得られた合金のX線解析結果を示す。図1から作成した合金は、ZrとZr₃Siでなる合金であることが分かる。

また、図2は、波長分散型X線分析装置を用いてZr及びSiの検出結果を示す。図2(b)から母相Zrの周りをSiが覆っていた構造であると分かる。図1のX線解析と併せると、図2でSiが検出された所はZr₃Siを含んだZrとの共晶相であることが分かる。

図3は、クリープ試験は温度294 K（ａ）及び573 K（ｂ）、大気中で行ったクリープ曲線を示す。クリープひずみは、温度294 Kではひずみゲージ、573 Kでは変位計で測定した。図3には、同程度の応力を負荷したジルカロイ4のクリープ試験結果も併せて示したが、ジルカロイ4より本発明のZr-Si合金の方がひずみ量は小さく、クリープが抑制されていることが分かる。

本発明は、軽水炉及び重水炉型原子力発電所の原子炉心内で核燃料被覆管として有用に応用できる。

Claims

Si：1〜2.8質量％及び、残部 Zrおよび不可避不純物からなるＺｒ合金であって、金属間化合物Ｚｒ_３ＳｉとＺｒから成る共晶相と、Ｚｒから成る母相の結晶粒からなる事を特徴とするＺｒ合金。
請求項１に記載の化学組成を有するＺｒ合金を作成した後、500〜600℃の温度範囲での焼なまし熱処理をおこなう事を特徴とするＺｒ合金の製造方法。