ジルカロイ-4被覆管の照射成長に及ぼす水素吸収の影響

Effect of hydrogen absorption on irradiation growth of Zircaloy-4 cladding tube

垣内 一雄 ; 天谷 政樹  

Kakiuchi, Kazuo; Amaya, Masaki

燃料の炉内長期使用時の寸法安定性を把握するために、原子力規制庁からの委託事業として、改良ジルコニウム合金を含む種々の燃料被覆管材料を対象とした照射成長試験をノルウェー・ハルデン炉にて実施した。本発表では、腐食に伴い被覆管に吸収された水素が照射成長挙動に及ぼす影響について報告する。照射試験前に予め水素を吸収させたジルカロイ-4被覆管の試験片(約200ppmおよび約400ppm)と吸収させていない試験片の試験結果を比較したところ、腐食に伴い吸収される水素が照射温度における固溶限を超え水素化物として析出した場合には、析出しない場合に比べ、照射成長量が大きくなる傾向を示した。このことから、照射成長挙動を評価する上では、被覆管での水素の固溶、析出挙動の考慮の必要性が示唆された。

The irradiation growth test for various type of improved Zr alloy had been performed in Norway Halden reactor in order to understand the dimension stability for long-term usage of PWR fuel as a technical program sponsored by Nuclear Regulation Authority, Japan. In this presentation, we report the effect of the hydrogen absorption on the irradiation growth behavior. Comparing the test results of Zircaloy-4 specimens with or without pre-charged hydrogen (about 200 ppm and 400 ppm) before the irradiation test, if the hydrogen due to the corrosion during the irradiation test exceeds the hydrogen solubility in the irradiation temperature, the irradiation growth of the specimen with the pre-charged hydrogen tended to be larger than that without the pre-charged hydrogen. This suggests that it is necessary to consider the solid solution and precipitation behavior of hydrogen in the cladding tube from the point of evaluating the irradiation growth behavior.