(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
１．０重量％のスズ、１．２重量％のクロム、０．１重量％の鉄及び残部のジルコニウムと不可避不純物から成る組成を有し、且つ５００〜２０００ｐｐｍの酸素を含有することを特徴とするジルコニウム基合金。
【請求項２】
ニッケルを含有しない請求項１記載のジルコニウム基合金。
【請求項３】
請求項１又は２に記載のジルコニウム基合金で製造されたことを特徴とする軽水型原子炉用の部品。
【請求項４】
前記原子炉部品が燃料チャネル、燃料被覆管又は燃料棒スペーサである請求項３記載の軽水型原子炉用の部品。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する分野】
本発明は、原子炉部品を製造するために有用な合金に関するものである。更に詳しく言えば、本発明は燃料チャネル、燃料被覆管及び燃料棒スペーサのごとき軽水型原子炉用の部品を製造するために有用なジルコニウム基合金に関する。
【０００２】
【発明の背景】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）は、有限数の中性子を放出し得る核分裂性物質で製造された燃料棒の束から成る燃料集合体を含んでいる。核分裂の結果として高速の中性子が放出されるが、それらは水によってより遅い速度に減速され、従って核分裂連鎖反応を引起こすことが可能となる。各々の燃料集合体は、金属で製造された筒形のチャネル部材（以後は「燃料チャネル」と呼ぶ）によって包囲されている。これらの燃料チャネルは細長い筒形の部品であって、寄生的に中性子を吸収することがある。従来の技術に従えば、それらを製造するための好適な材料は１２５ミル程度の厚さを有するジルコニウム基合金である。ジルコニウム基合金は、中性子吸収断面積が小さく、十分な強度を有し、かつ炉水及び蒸気中において良好な耐食性を示すため、原子炉内において使用されている。
【０００３】
炉内における寸法安定性及び耐食性は、燃料チャネル、燃料被覆管及び燃料棒スペーサのごとき原子炉部品の重要な性質である。中性子の寄生吸収を最少限に抑えるため、燃料チャネル、燃料被覆管及び燃料棒スペーサはジルカロイで製造されるのが通例であるが、これは少量の鉄、スズ及びその他の合金元素を含有するジルコニウム基合金である。詳しく述べれば、ジルカロイ−２は約１．５重量％のスズ、０．１５重量％の鉄、０．１重量％のクロム、０．０５重量％のニッケル及び０．１重量％の酸素を含有するのに対し、ジルカロイ−４は実質的にニッケルを含有せずかつ約０．２重量％の鉄を含有する点を除けばジルカロイ−２と同様なものである。かかるジルカロイの優れた耐食性は、従来、（たとえば、誘導加熱及び水冷を用いて）チャネル材料を高温に加熱してから急冷することによって得られていた。
【０００４】
燃料チャネル及び燃料被覆管のごとき炉心部品についてより長い寿命を要求するように原子炉の設計が変更されたのに伴い、従来使用されてきたジルカロイ及びその他のジルコニウム基合金に比べて改善された性質〔特に、耐食性及び水素化（水素吸収）抵抗性〕を有する合金を沸騰水型原子炉において使用することが必要となっている。なお、ジルコニウム基合金における水素化の傾向は脆化を誘起する点で有害であることが知られている。
【０００５】
【発明の概要】
本発明は、改善された組合せの耐食性及び水素化抵抗性並びに良好な強度及び加工性を有する合金に関する。これらの性質のため、かかる新規な合金は燃料チャネル、燃料被覆管及び燃料棒スペーサのごときＢＷＲ部品用として極めて好適である。
【０００６】
本発明の合金は、１．０重量％のスズ（Ｓｎ）、１．２重量％のクロム（Ｃｒ）、０．１重量％の鉄（Ｆｅ）及び実質的に残部のジルコニウム（Ｚｒ）から成り且つ５００〜２０００ｐｐｍの酸素を含有するジルコニウム基合金である。ここで使用される「実質的に残部のジルコニウム」という表現は、ジルコニウムが残りの重量百分率を占める主要元素であることを意味している。とは言え、本発明の合金における耐食性及び水素化抵抗性の改善並びに良好な強度及び延性の達成を妨害しないその他の元素が、原子炉用のスポンジジルコニウム中に通常見出される不純物として、あるいは非妨害レベルで存在していても差支えない。たとえば、原子炉用のスポンジジルコニウム中に見出される不純物としては、７５ｐｐｍ以下のアルミニウム、０．４ｐｐｍ以下のホウ素、０．４ｐｐｍ以下のカドミウム、２７０ｐｐｍ以下の炭素、２００ｐｐｍ以下のクロム、２０ｐｐｍ以下のコバルト、５０ｐｐｍ以下の銅、１００ｐｐｍ以下のハフニウム、２５ｐｐｍ以下の水素、１５００ｐｐｍ以下の鉄、２０ｐｐｍ以下のマグネシウム、５０ｐｐｍ以下のマンガン、５０ｐｐｍ以下のモリブデン、７０ｐｐｍ以下のニッケル、１００ｐｐｍ以下のニオブ、８０ｐｐｍ以下の窒素、１２０ｐｐｍ以下のケイ素、５０ｐｐｍ以下のスズ、１００ｐｐｍ以下のタングステン、５０ｐｐｍ以下のチタン及び３．５ｐｐｍ以下のウランが挙げられる。なお、本発明の合金は、実質的にニッケルを含有しないことが好ましい。ここで使用される「実質的にニッケルを含有しない」という表現は、合金が痕跡量（すなわち、約７０ｐｐｍ以下）のニッケルしか含有しないことを意味する。
【０００７】
【好適な実施の態様の詳細な説明】
本発明は、改善された組合せの耐食性及び水素化抵抗性並びに良好な強度及び加工性を有する１群のジルコニウム基合金に関する。かかる合金は、１．０重量％のＳｎ、１．２重量％のＣｒ、０．１重量％のＦｅ及び実質的に残部のＺｒから成り、５００〜２０００ｐｐｍの酸素を含有する。スズの含量は、これらの合金の腐食性能の変動を低減させると共に、強度を付与するように選定された。クロムは腐食性能を向上させる。鉄は小さくて一様な析出物粒度を与えるが、これは耐食性にとって望ましいものである。本発明の好適な合金の一例は、実質的にニッケルを含有しない。
【０００８】
【実施例】
下記表１中に示された組成を有する数種のジルコニウム基合金を調製した。表１中、VAが本発明のジルコニウム合金である。
【０００９】
【表１】
0004086331.tif 000002
【００１０】
上記の合金で平板を作製し、切断して試験片とし、そして沸騰水型原子炉内で２回の完全な原子炉サイクルにわたり照射した。かかる試験片が受けた中性子のフルエンスは（２〜４）×１０25個／ｍ2 であった。合金Ｖ、ＶＡ及びＶＢに関する腐食性能データを下記に示す。また、比較のため、燃料被覆管や燃料チャネルのごときＢＷＲ部品用の標準的な材料であるジルカロイ−２に関する腐食データも示されている。
【００１１】
２回の完全な原子炉サイクルにわたって原子炉内で照射を受けた結果として生じた試験片の重量増加を測定したが、その結果を下記表２中に示す。
【００１２】
【表２】
0004086331.tif 000003
【００１３】
重量増加は腐食性能の尺度であって、重量増加が大きいほど腐食の程度が大きいことを示し、従って耐食性が低いことを示す。表２中のデータによれば、本発明に従って製造された合金ＶＡ及びＶＢの耐食性は、本発明の範囲外のジルカロイ−２及びその他の合金の耐食性よりも優れていたことが実証される。
更にまた、ジルカロイ−２から成る２個の照射済み試験片における水素化レベルはそれぞれ２３ｐｐｍＨ2 及び１３３ｐｐｍＨ2 であった。それに対し、本発明の合金ＶＢから成る１個の照射済み試験片は１０ｐｐｍ未満のＨ2 レベルを示した。重量増加が少なくかつ水素化レベルが低いことは、原子炉の炉心内環境に暴露されるジルコニウム基合金にとって良好な性質である。
【００１４】
表２中の腐食による重量増加データはまた、（本発明の範囲外の）合金Ｖから成る試験片が沸騰水型原子炉内の高温水中において高度で変動し易い腐食を受けることをも示している。本発明の合金の場合のごとく、合金Ｖに０．１〜１．０重量％のスズを添加すれば腐食の程度及び変動性が低下する。このことは、本発明の合金ＶＡ及びＶＢに関して示された腐食による重量増加データの値が小さいことによって実証される。
【００１５】
下記表３中には、ジルカロイ−２、合金ＶＡ及び合金ＶＢの板から成る非照射試験片及び照射済み試験片の各種の機械的特性の測定によるデータが示されている。表３中のデータは、照射済みの合金ＶＡ及びＶＢがジルカロイ−２よりも高い強度（ＵＴＳ）並びに高い延性（ＵＥ及びＴＥ）を有することを示している。
【００１６】
【表３】
0004086331.tif 000004
【００１７】
要するに、１．０重量％のＳｎ、１．２重量％のＣｒ、０．１重量％のＦｅ及び実質的に残部のＺｒから成る組成を有し、且つ５００〜２０００ｐｐｍの酸素を含有する合金は、ジルカロイ−２に比べ、改善された組合せの耐食性及び水素化抵抗性並びに改善された照射後強度及び延性を有している。従って、本発明に基づく元素組成を有する合金は、燃料チャネル、燃料被覆管及び燃料棒スペーサのごとく、高レベルの中性子フルエンスに暴露されるＢＷＲ部品用として好適である。