CN1161482C - 制备用于核燃料棒包层的含铌的基于锆合金的方法 - Google Patents

制备用于核燃料棒包层的含铌的基于锆合金的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN1161482C
CN1161482C CNB021265127A CN02126512A CN1161482C CN 1161482 C CN1161482 C CN 1161482C CN B021265127 A CNB021265127 A CN B021265127A CN 02126512 A CN02126512 A CN 02126512A CN 1161482 C CN1161482 C CN 1161482C
Authority
CN
China
Prior art keywords
under
ingot
annealing
temperature
carried out
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Lifetime
Application number
CNB021265127A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1415771A (zh
Inventor
郑龙焕
白种爀
崔秉权
朴相允
李明镐
南喆
朴政容
郑然浩
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Korea Hydro and Nuclear Power Co Ltd
Kepco Nuclear Fuel Co Ltd
Original Assignee
Korea Atomic Energy Research Institute KAERI
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Korea Atomic Energy Research Institute KAERI filed Critical Korea Atomic Energy Research Institute KAERI
Publication of CN1415771A publication Critical patent/CN1415771A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN1161482C publication Critical patent/CN1161482C/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22C—ALLOYS
    • C22C16/00—Alloys based on zirconium
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22F—CHANGING THE PHYSICAL STRUCTURE OF NON-FERROUS METALS AND NON-FERROUS ALLOYS
    • C22F1/00—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working
    • C22F1/16—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working of other metals or alloys based thereon
    • C22F1/18—High-melting or refractory metals or alloys based thereon
    • C22F1/186—High-melting or refractory metals or alloys based thereon of zirconium or alloys based thereon
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
  • Forging (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat Treatment Of Steel (AREA)
  • Powder Metallurgy (AREA)
  • Fuel-Injection Apparatus (AREA)

Abstract

本发明涉及制备用于核燃料棒包层的具有优异耐腐蚀性的含铌的锆基合金的方法。本发明的方法包括熔化合金、β-锻造、β-淬火、热加工、真空退火、冷加工、中间退火和最终退火，藉此α-Zr基体中的铌浓度从过饱和状态降低至平衡状态，以改善合金的耐腐蚀性。该含铌的锆基合金可应用于轻水反应堆和重水反应堆中芯的核燃料棒包层。

Description

制备用于核燃料棒包层的含铌的基于锆合金的方法
技术领域
本发明涉及制备用于核燃料棒包层的含铌的基于锆的合金(下文称为锆基合金)的方法，其中制备的合金显示出改善的耐腐蚀性。
背景技术
在过去，锆合金已被广泛应用于核反应堆，如轻水反应堆和重水反应堆。这些应用包括核燃料棒包层(nuclear fuel rod cladding)、空间栅格(space grid)和反应堆芯成分。在迄今开发的锆合金中，已广泛应用的有锆合金-2(锆锡合金)和锆合金-4(锆锡合金)。其中，锆合金-2组成为1.20-1.70重量％锡(Sn)、0.07-0.20重量％铁(Fe)、0.05-1.15重量％铬(Cr)、0.03-0.08重量％镍(Ni)、900-1500ppm氧(O)、和余量为锆(Zr)；锆合金-4组成为1.20-1.70重量％锡、0.18-0.24重量％铁、0.07-1.13重量％铬、小于0.07重量％的镍、900-1 500ppm氧、和余量为锆。
由于核电站的操作条件倾向于在高燃耗、增加的操作温度和高pH值下进行，锆合金-2和锆合金-4不能被用作核燃料棒包层。最近，深入和成功的研究和开发集中于增加锆基合金的耐腐蚀性。按照该方式开发的锆基合金的一个显著特征是核燃料棒包层含有能改善耐腐蚀性的铌。
含铌的锆基合金的耐腐蚀性取决于合金成分、沉淀的微观结构大小，和退火条件。尤其是，含有超过1.0重量％铌的锆基合金的耐腐蚀性敏感地随铌含量和退火温度的变化而变化。因此，要制备出用于核燃料棒包层的具有良好耐腐蚀性的含铌的锆基合金，首要任务是建立最佳的制备方法。
现有技术中涉及制备用于核燃料棒包层、空间栅格和反应堆芯成分的含Nb的锆合金的制备方法有下列这些。
美国专利5,838,753、欧洲专利895,247、910,098和1,111,623、和日本专利11,109,072公开了用于高燃耗核燃料的包层管的锆合金的制备方法，所述包层管含有Nb(0.5-3.25重量％)和Sn(0.3-1.8重量％)。该方法包括在高于950℃的β范围温度加热锆合金条(billet)，然后在从(α+β)到α的变化温度下迅速淬火加热的条，形成马氏体结构；在低于600℃下挤出淬火的条形成中空条；在低于590℃下退火挤出的条；冷加工退火的条；和中间退火形成核燃料的包层管。因而，该核燃料的包层管具有其中β-Nb的第二相沉淀均一地、颗粒内地(intragranularly)和颗粒间地(intergranularly)分布到合金基体上的微观结构，由此具有当中子照射时具有良好稳定性的微观结构。
WO专利2001-061062公开了用于制备含有低含量的Sn和0.60-2重量％Nb的核燃料包层管的方法。Sn/Fe的比例为0.25/0.5、0.4/(0.35-0.5)或0.5/(0.25-0.5)。向核燃料包层管中加入超过0.75重量％的Fe+Sn。该方法由以下步骤组成：真空熔炼、锻造、热轧和冷轧、随后退火。由此得到的合金具有小尺寸的β-Nb，和均一分布到锆基体中的Zr-Nb-Fe沉淀。
日本专利2001-208879公开了一种包括焊接部位的核燃料部件组合物，其中含有0.2-1.5重量％Nb的锆合金或锆锡合金在温度400-620℃下进行处理，以增加焊接部位的耐腐蚀性。
WO专利2001-024193和2001-024194公开了用于反应堆芯成分的锆合金。该锆合金含有0.02-1重量％Fe、0.8-2.3重量％Nb、2000ppm或更低的Sn、2000ppm或更低的O，5-35ppm的S和0.25重量％或更低的Cr+V。
日本专利01-1158591公开了制备用于反应堆芯或核燃料包层管结构的锆合金。该方法由以下步骤组成：β-淬火、热加工、冷加工、中间热处理、最终冷加工和最终退火。至少一项热处理应该包括将锆合金加热至750℃以上，以大约40℃/s的速度将其冷却至500℃。然后在450-500℃下进行最终退火。
日本专利06-049608公开了一种用于制备锆合金板的方法，包括以下步骤：进行溶解热处理、热加工、热处理、冷加工和最终退火。在重复冷加工之间进行一次或几次中间热处理，这样累积的退火参数被限制到3×10-18至2×10-16的范围。热加工温度为700-800℃，退火温度为400-650℃。
日本专利04-329855公开了一种用于制备锆合金的方法，包括以下步骤：将Zr-2.5重量％Nb合金组分熔化，将溶液在870℃下进行热处理30分钟，水冷却，在3.9％的加工百分比下进行冷加工，在500℃下退火24小时。当(α+β)型锆合金通过以下步骤制备时锆合金表现出高的耐腐蚀性和抗蠕变性：将溶液进行热处理、在1-5％的加工百分比下进行冷加工和退火。
日本专利63-050453公开了一种用于制备锆合金的方法，包括以下步骤：将含有Nb、Sn和Mo的锆合金进行溶液热处理、在(α+β)相范围或β相范围冷却、冷加工、加热至高于类低共熔体的温度、再冷却、和在低于类低共熔体温度的α相范围退火。由此得到的锆合金表现出高强度和高的耐腐蚀性。
日本专利62-182258公开了一种用于制备锆合金的方法，包括以下步骤：将含有0.2-5重量％Nb、0.5-3重量％Sn、0.1-2重量％Fe、和500-2000ppm O的锆合金在(α+β)相范围或β相范围进行溶液热处理；在高速率下快速冷却；在挤出百分比高于15％下进行冷加工；和在α相范围高于重结晶温度的温度下进行退火。由此得到的锆合金具有良好的延性和耐腐蚀性。并且，含有2.5重量％Nb、1.0重量％Sn、0.15重量％Fe和1210ppm O的锆合金通过包括以下步骤的方法可以制备出9 mm厚冷轧板：在940℃下加热30分钟、水冷却、以40％的挤出百分比进行冷加工、和在400℃下退火20分钟的。该合金表现出类似于含有2.5重量％Nb和1230ppm O的锆合金的机械性质。
关于现有技术如上所述，研究主要涉及常规的用于核燃料包层管的含铌的锆基合金，通过改变所加入的成分的类型和量，使锆合金赋予高的耐腐蚀性。
发明概述
为了完成本发明，我们开发了一种制备具有改善的耐腐蚀性的含铌的锆基合金的最佳方法，耐腐蚀性基于沉淀的大小和类型、累积退火参数和α-Zr基体中的铌浓度。
本发明的目的在于提供一种制备用于核燃料棒包层管的含铌的锆基合金的方法。
为了达到上述目的，本发明提供了一种制备含铌的基于锆合金的方法，包括以下步骤：
将合金成分的锭(ingot)熔化；
在高于1000℃的β相温度下锻造该锭；
在1000℃的β相范围下进行溶液(solution)热处理后，在水中对该锻造的锭进行β-淬火；
在600-640℃的温度下对该β-淬火的锭进行热加工；
在570-610℃的温度下对该热加工的锭进行真空退火；
对该退火的锭进行三至四次冷加工，其中在每次冷加工之间进行中间退火步骤，其中中间退火步骤在真空、570-610℃的温度下进行；和
在470-580℃的温度下对该冷加工的锭进行最终退火，
藉此α-Zr基体中的铌浓度从过饱和状态降低至平衡状态。
在第一个方面，本发明提供了一种制备用于核燃料包层管的锆基合金的方法，所述合金含有1.1-1.7重量％铌(Nb)；600-1600ppm氧(O)；80-120ppm硅(Si)，以及余量为锆(Zr)。
在第二个方面，本发明提供了一种制备用于核燃料包层管的锆基合金的方法，该合金含有1.1-1.7重量％铌；0.01-0.15重量％铜(Cu)；600-1600ppm氧；80-120ppm硅，以及余量为锆。
在第三个方面，本发明提供了一种制备用于核燃料包层管的锆基合金的方法，该合金含有1.1-1.7重量％铌；0.3-0.7重量％锡(Sn)；600-1600ppm氧；80-120ppm硅，以及余量为锆。
在第四个方面，本发明提供了一种制备用于核燃料包层管的锆基合金的方法，该合金含有1.1-1.7重量％铌；0.3-0.7重量％锡；0.05-0.4重量％铁(Fe)；600-1600ppm氧；80-120ppm硅，以及余量为锆。
在第五个方面，本发明提供了一种制备用于核燃料包层管的锆基合金的方法，该合金含有1.1-1.7重量％铌；0.3-0.7重量％锡；0.05-0.4重量％铁；0.05-0.2重量％铬；600-1600ppm氧；80-120ppm硅，以及余量为锆。
在第六个方面，本发明提供了一种制备用于核燃料包层管的基于锆合金的方法，该合金含有1.1-1.7重量％铌；0.3-0.7重量％锡；0.05-0.4重量％铁；0.05-0.2重量％铜；600-1600ppm氧；80-120ppm硅，以及余量为锆。
附图说明
结合附图，根据下列详细描述，可以更清楚地理解本发明的上述和其它目的、特征和其它优点，其中
图1A和1B为显示了分别在580℃和620℃下进行中间真空退火的实验合金28的微观结构的显微照片；
图2图解说明了本发明的合金的各相中相对铌含量与耐腐蚀性间的关系；和
图3图解说明了按照本发明制备的合金的α-Zr基体中含有的铌含量与耐腐蚀性间的关系。
发明详述
本发明的锆基合金通过包括以下步骤的方法进行制备：(a)将合金成分的锭熔化；(b)在高于1000℃的β相温度下锻造该锭；(c)在1000℃的β相范围下进行溶液热处理后，在水中对该锻造的锭进行β-淬火；(d)在600-640℃的温度下对该β-淬火的锭进行热加工；(e)在570-610℃的温度下对该热加工的锭进行真空退火；(f)对该退火的锭进行三至四次冷加工，其中在每次冷加工之间进行中间退火步骤，其中中间退火步骤在真空、570-610℃的温度下进行；和(g)在470-580℃的温度下对该冷加工的锭进行最终退火。
按照本发明的方法，α-Zr基体中的铌含量从过饱和状态降低至平衡状态，其维持在核反应堆的操作温度下。因此，可以改善耐腐蚀性。
在步骤(a)中，将合金成分如Nb、Sn、Fe、Cr、Cu、O和Si与Zr混合，然后熔化。本发明锆合金的所有成分通过真空电弧重熔(VAR)方法熔化。
在步骤(b)中，在高于1000℃的β相温度下锻造锭以破坏其树枝状晶体结构。该锻造温度优选为1100-1200℃。
在步骤(c)中，将该锭在高于1000℃的β相范围下进行溶液热处理，这样合金成分可以变得均匀，然后淬火得到马氏体结构或魏氏结构(widmanstatten structure)。进行该步骤是为了使成分均匀，并控制合金基体中的沉淀的颗粒大小。该溶解热处理温度优选为1050-1100℃的β相范围，以大于300℃/s的冷却速率在从β相范围至低于400℃下进行冷却。
在步骤(d)中，将该β-淬火的锭加工成中空条，热加工以制备适合于冷加工的挤出棒。这时热处理温度优选为600-640℃，更优选为630℃。
在步骤(e)中，在570-610℃、优选580℃下对该热加工的锭进行热处理3小时。
在步骤(f)中，将步骤(e)的挤出棒进行冷加工以形成核燃料包层管(最终大小为外径9.5mm，厚度0.57mm)。然后，在每次冷加工步骤中进行中间真空退火步骤的热处理，以制备出重结晶结构，得到均匀分布的小β-Nb沉淀，Nb的浓度达到平衡浓度。该中间热处理温度为570-610℃，其持续时间通常为30-100小时。另一方面，为了增加制备效率，对挤出棒只进行3次冷加工，以制备最终大小的核燃料包层管。这时，中间退火温度为580℃以控制条件，在该条件下α-Zr基体中的铌浓度变成平衡浓度，热处理时间通常为3-10小时。
在步骤(g)中，对制备成最终大小的核燃料包层管在真空下进行最终退火，本发明的锆合金在470-580℃下进行最终退火3小时。
对本发明的锆合金进行长时间的热处理可以使α-Zr基体中的铌浓度达到平衡浓度，但是由于在这种情况下沉淀的大小可能也会增加，因此要控制该热处理的时间和温度，这样可以限制沉淀的最大尺寸，并且不增加沉淀的平均尺寸。
因而，优选将累积退火参数∑A限制在小于1×10-18小时，这样，沉淀的平均尺寸不超过80nm。其中通过下式限定∑A的值。
(式1)
∑A＝∑tiexp(-Q/RTi)
其中ti为β-淬火后第i步骤中的退火时间，
Ti为β-淬火后第i步骤中的退火温度，Q为活化能，以及
Q/R等于4000K。
按照本发明的各个实施方案，本发明的含铌的锆基合金含有：
1.5重量％Nb，1200ppm O，和100ppm Si，以及余量为锆；
1.2重量％Nb，0.1重量％Cu，1200ppm O，和100ppm Si，以及余量为锆；
1.5重量％Nb，0.4重量％Sn，1200ppm O，100ppm Si，以及余量为锆；
1.5重量％Nb，0.4重量％Sn，0.2重量％Fe，1200ppm O，100ppmSi，以及余量为锆；
1.5重量％Nb，0.4重量％Sn，0.2重量％Fe，0.1重量％Cr，1200ppm O，100ppm Si，以及余量为锆；或
1.5重量％Nb，0.4重量％Sn，0.1重量％Fe，0.1重量％Cu，1200ppm O，100ppm Si，以及余量为锆。
在每个实施方案中，α-Zr基体中的铌含量从过饱和状态降低至平衡状态，其维持在核反应堆的操作温度下。因此，可以改善耐腐蚀性。
根据下列实施例可以更好地理解本发明，其只是为了举例说明本发明，但绝不是为了限制本发明。
实施例1
锆合金1的制备
在下文中描述了总共30种本发明锆合金。并且还描述了制备方法和
优选实施方案。
如表1所示的合金成分如Nb、Sn、Fe、Cr、Cu、O和Si与Zr混合，然后熔化形成锭。
在1100℃的β相范围中进行锻造以破坏其树枝状晶体结构。
随后，在1050℃的β相范围下进行溶液热处理，然后以大于300℃/s的冷却速率在从β相范围至低于400℃下进行冷却，这样使合金成分均匀分布，可以得到马氏体结构或魏氏结构。
该β-淬火的锭在630℃下进行热加工，得到挤出的壳层(extrudedshell)，其适合于加工成空心条(hollow billet)后的冷加工。该热加工后的锭在580℃下热处理3小时。
将该挤出的棒进行四次冷加工，以制备出最终尺寸的核燃料棒包层管，外径为9.5mm，厚度为0.57mm。在每次中间在真空下进行中间热处理。为了测定按照沉淀的类型和大小和α-Zr基体中的铌浓度变化的耐腐蚀性，分别在580℃和620℃的温度下进行中间退火。在每一步骤中，在每一步骤中，其中每步骤的中间退火时间为10小时，总共为30小时。
另一方面，为了提高生产效率，对挤出棒只进行3次冷加工，以制备最终大小的核燃料棒包层管。在580℃的温度下进行中间退火，这样α-Zr基体中的铌浓度维持在平衡浓度，其中每步骤的中间退火时间为5小时，总共中间退火时间为10小时。
在真空、470-580℃下进行具有最终尺寸的管的最终退火3小时，以制备用于核燃料棒包层管的锆基合金。
(表1)
  实验合金     Nb(wt％)     Sn(wt％)     Fe(wt％)     Cr(wt％)     Cu(wt％)  O(ppm)  Si(ppm)     Zr和杂质
    1     1.12     -     -     -     -  1200  110     余量
    2     1.25     -     -     -     -  1400  100     余量
    3     1.32     -     -     -     -  1300  100     余量
    4     1.51     -     -     -     -  1400  90     余量
    5     1.68     -     -     -     -  1200  100     余量
    6     1.35     -     -     -     0.02  1500  90     余量
    7     1.49     -     -     -     0.14  1400  110     余量
    8     1.52     -     -     -     0.11  1400  110     余量
    9     1.59     -     -     -     0.12  1200  100     余量
    10     1.62     -     -     -     0.09  1200  110     余量
    11     1.39     0.45     -     -     -  800  110     余量
    12     1.42     0.25     -     -     -  1000  100     余量
    13     1.51     0.41     -     -     -  1000  110     余量
    14     1.57     0.52     -     -     -  1400  90     余量
    15     1.66     0.62     -     -     -  1300  120     余量
    16     1.1 5     0.37     0.05     -     -  900  120     余量
    17     1.29     0.32     0.11     -     -  1200  90     余量
    18     1.50     0.43     0.12     -     -  1000  110     余量
    19     1.57     0.49     0.23     -     -  1100  110     余量
    20     1.62     0.61     0.35     -     -  1100  100     余量
    21     1.11     0.31     0.09     0.06     -  1000  100     余量
    22     1.28     0.40     0.12     0.10     -  900  80     余量
    23     1.51     0.49     0.22     0.12     -  800  90     余量
    24     1.59     0.59     0.29     0.14     -  1000  110     余量
    25     1.62     0.32     0.37     0.16     -  1100  100     余量
    26     1.14     0.33     0.06     -     0.05  1500  120     余量
    27     1.30     0.32     0.21     -     0.11  1300  110     余量
    28     1.55     0.40     0.23     -     0.10  1100  90     余量
    29     1.61     0.57     0.29     -     0.09  1100  90     余量
    30     1.69     0.61     0.33     -     0.15  1200  120     余量
实验实施例1
耐腐蚀测试
为了测试上述实施例中制备的合金的耐腐蚀性，在高压釜中分别在以下三种条件下进行腐蚀测试150天：360℃的水(18.9MPa)、400℃的蒸汽气氛(10.3Mpa)、和360℃的70ppm LiOH水溶液。
对于表2中的实验合金，进行四次冷加工，中间退火分别在580℃和620℃下进行，在每次冷加工步骤间，在520℃下进行最终退火。一种商业可购买的核燃料包层锆合金-4(锆锡合金)用于对照实验。
(表2)
实验合金     腐蚀测试150天后的重量增加
    360℃水     400℃蒸汽     360℃ 70ppm LiOH
  在580℃下中间退火   在620℃下中间退火   在580℃下中间退火   在620℃下中间退火   在580℃下中间退火   在620℃下中间退火
  1     48     55     99     106     49     57
  2     45     53     102     110     48     55
  3     48     55     101     108     48     56
  4     49     57     105     112     45     52
  5     49     56     104     112     49     57
  6     51     58     95     102     45     53
  7     46     44     101     109     49     56
  8     45     52     97     104     52     60
  9     49     57     103     111     51     58
  10     49     58     102     109     47     55
  11     59     60     102     110     55     63
12 51 59 97 105 51 58
  13     52     59     96     103     53     61
  14     49     56     96     104     50     57
  15     50     58     98     106     51     58
  16     46     53     101     108     48     56
  17     53     61     99     107     54     61
  18     45     52     98     106     45     53
  19     48     56     104     111     49     56
  20     52     59     106     103     51     58
  21     47     54     97     104     49     57
  22     49     57     95     103     52     59
  23     46     53     95     102     47     55
  24     47     55     101     109     49     57
  25     54     61     98     106     55     62
  26     46     53     93     110     46     54
  27     49     57     93     111     48     55
  28     45     52     91     98     49     57
  29     46     54     91     99     51     59
  30     46     53     94     111     49     57
  锆合金-4     58     114     65
从表2的结果发现，与锆合金-4相比，本发明的锆基合金重量增加明显更小，比锆合金-4具有更高的耐腐蚀性。并且，其中在580℃下进行中间退火的锆基合金显示出比其中在620℃下进行中间退火的锆基合金具有更高的耐腐蚀性。
另一方面，进行三次冷加工并在580℃下进行中间退火10小时的锆基合金显示出与进行四次冷加工并在580℃下进行中间退火30小时的锆基合金相似的耐腐蚀性。通过增加冷加工的程度，可以降低为获得良好微观结构所需的中间退火时间。
实验实施例2
合金微观结构的观察
将实验合金3、8、13、18、23和28进行四次冷加工，并分别在580℃和620℃下进行中间退火。通过透射电子显微镜观察获得的实验合金的微观结构。
图1A和1B为显示了实验合金28的微观结构的显微照片。实验合金3、8、13、18、23和28中的沉淀类型和大小的结果如下表3所示。
如图1A和1B所示，即使中间退火温度不同，沉淀的相也会均一地、颗粒内地和颗粒间地分布到合金基体上。
(表3)
实验合金     在580℃下中间退火   在620℃下中间退火
  沉淀的类型   沉淀的平均直径(nm)   沉淀的类型   沉淀的平均直径(nm)
    3   β-NbZr2FeZr3Fe     50   β-ZrZr2FeZr3Fe     100
    8   β-NbZr(Fe，Cu)2     70   β-ZrZr(Fe，Cu)2     120
    13   β-NbZr2FeZr3Fe     62   β-ZrZr2FeZr3Fe     104
    18   β-NbZr2FeZr3Fe     72   β-ZrZr2FeZr3Fe     121
    23   β-NbZr(Fe，Cr)2     79   β-ZrZr(Fe，Cr)2     149
    28   β-NbZr(Fe，Cu)2     77   β-ZrZr(Fe，Cu)2     136
如表3所示，在580℃下进行中间退火的实验合金中β-Nb被沉淀，而在620℃下进行中间退火的实验合金中β-Zr被沉淀。对于在580℃下进行中间退火的合金，沉淀的平均直径为50-80nm，而在620℃下进行中间退火的合金为100-140nm。通过在580℃下进行中间退火而形成β-Nb、并且沉淀的尺寸小于80nm时，得到的含铌的锆基合金显示出改善的耐腐蚀性。
图2图解说明了本发明的合金的各相中含铌的相对含量与耐腐蚀性间的关系。
如图2所示，在580℃下进行中间退火的合金中，含有大量铌的β-Nb被沉淀，α-Zr基体中的铌浓度降低到平衡浓度。另一方面，在620℃下进行中间退火的合金中，含有相对少量铌的β-Zr被沉淀，α-Zr基体中的铌浓度比平衡浓度过度饱和。如图3所示，当在α-Zr基体中的铌浓度为0.3-0.6重量％时，合金的耐腐蚀性最高。当通过在580℃下进行中间退火而使α-Zr基体中的铌浓度降低到平衡浓度时，本发明的锆基合金显示出改善的耐腐蚀性。
已经按照举例说明的方式对本发明进行了描述，可以理解所使用的术语只是为了描述而不是限制。按照上述教导可以对本发明作出很多改变和修饰。因此，可以理解本发明的范围是通过后附的权利要求进行限定，而不会受到上述特定描述的限制。

Claims (30)

1.一种制备用于核燃料包层管的含铌的锆合金的方法，其中所述合金含有1.1-1.7重量％的铌、600-1600ppm的氧、80-120ppm的硅、以及余量为锆，该方法包括以下步骤：
将合金成分的锭熔化；
在高于1000℃的β相温度下锻造所述锭；
在高于1000℃的β相范围下进行溶液热处理后，在水中对所述锻造的锭进行β-淬火；
在600-640℃下对所述β-淬火的锭进行热加工；
在570-610℃下对所述热加工的锭进行真空退火；
对所述退火的锭进行三至四次冷加工，其中在每次冷加工之间进行中间退火步骤，其中中间退火步骤在真空、570-610℃的温度下进行；和
在470-580℃的温度下对所述冷加工的锭进行最终退火，
藉此α-Zr基体中的铌浓度从过饱和状态降低至0.3-0.6重量％的平衡浓度的水平。
2.按照权利要求1的方法，其中在580℃下进行中间退火。
3.按照权利要求1的方法，其中进行四次所述冷加工，并且所述中间退火在580℃下进行30-100小时，藉此在核反应堆的操作温度下将α-Zr基体中的铌浓度维持在平衡浓度。
4.按照权利要求1的方法，其中通过降低退火时间，在低于580℃下进行中间退火3-10小时，以在核反应堆的操作温度下将α-Zr基体中的铌浓度维持在平衡浓度，其中所述退火时间的降低是通过以更高程度的冷加工进行三次所述冷加工实现的。
5.按照权利要求1的方法，其中所述中间退火步骤中的温度和时间是使合金中的β-Nb沉淀限制到最大80nm的平均直径、累积退火参数限制到最大1.0×10-18小时的温度和时间。
6.一种制备用于核燃料包层管的含铌的锆合金的方法，其中所述合金含有1.1-1.7重量％铌、0.01-0.15重量％铜、600-1600ppm氧、80-120ppm硅、以及余量为锆，所述方法包括以下步骤：
将合金成分的锭熔化；
在高于1000℃的β相温度下锻造所述锭；
在高于1000℃的β相范围下进行溶解热处理后，在水中对所述锻造的锭进行β-淬火；
在600-640℃下对所述β-淬火的锭进行热加工；
在570-610℃下对所述热加工的锭进行真空退火；
对所述退火的锭进行三至四次冷加工，其中在每次冷加工之间进行中间退火步骤，其中中间退火步骤在真空、570-610℃的温度下进行；和
在470-580℃的温度下对所述冷加工的锭进行最终退火，
藉此α-Zr基体中的铌含量从过饱和状态降低至0.3-0.6重量％的平衡浓度的水平。
7.按照权利要求6的方法，其中在580℃下进行中间退火。
8.按照权利要求6的方法，其中进行四次所述冷加工，并且中间退火在580℃下进行30-100小时，藉此在核反应堆的操作温度下将α-Zr基体中的铌浓度维持在平衡浓度。
9.按照权利要求6的方法，其中通过降低退火时间，在低于580℃下进行中间退火3-10小时，以在核反应堆的操作温度下将α-Zr基体中的铌浓度维持在平衡浓度，其中所述退火时间的降低是通过以更高程度的冷加工进行三次所述冷加工实现的。
10.按照权利要求6的方法，其中所述中间退火步骤中的温度和时间是使合金中的β-Nb沉淀限制到最大80nm的平均直径、累积退火参数限制到最大1.0×10-18小时的温度和时间。
11.一种制备用于核燃料包层管的含铌的锆合金的方法，其中所述合金含有1.1-1.7重量％铌、0.3-0.7重量％锡、600-1600ppm氧、80-120ppm硅、以及余量为锆，所述方法包括以下步骤：
将合金成分的锭熔化；
在高于1000℃的β相温度下锻造所述锭；
在高于1000℃的β相范围下进行溶液热处理后，在水中对所述锻造的锭进行β-淬火；
在600-640℃下对所述β-淬火的锭进行热加工；
在570-610℃下对所述热加工的锭进行真空退火；
对所述退火的锭进行三至四次冷加工，其中在每次冷加工之间进行中间退火步骤，其中中间退火步骤在真空、570-610℃的温度下进行；和
在470-580℃的温度下对所述冷加工的锭进行最终退火，
藉此α-Zr基体中的铌含量从过饱和状态降低至0.3-0.6重量％的平衡浓度的水平。
12.按照权利要求11的方法，其中在580℃下进行中间退火。
13.按照权利要求11的方法，其中进行四次所述冷加工，并且中间退火在580℃下进行30-100小时，藉此在核反应堆的操作温度下将α-Zr基体中的铌浓度维持在平衡浓度。
14.按照权利要求11的方法，其中通过降低退火时间，在低于580℃下进行中间退火3-10小时，以在核反应堆的操作温度下将α-Zr基体中的铌浓度维持在平衡浓度，其中所述退火时间的降低是通过以更高程度的冷加工进行三次所述冷加工实现的。
15.按照权利要求11的方法，其中所述中间退火步骤中的温度和时间是使合金中的β-Nb沉淀限制到最大80nm的平均直径、累积退火参数限制到最大1.0×10-18小时的温度和时间。
16.一种制备用于核燃料包层管的含铌的锆合金的方法，其中所述合金含有1.1-1.7重量％铌、0.3-0.7重量％锡、0.05-0.4重量％铁、600-1600ppm氧、80-120ppm硅、以及余量为锆，所述方法包括以下步骤：
将合金成分的锭熔化；
在高于1000℃的β相温度下锻造所述锭；
在高于1000℃的β相范围下进行溶液热处理后，在水中对所述锻造的锭进行β-淬火；
在600-640℃下对所述β-淬火的锭进行热加工；
在570-610℃下对所述热加工的锭进行真空退火；
对所述退火的锭进行三至四次冷加工，其中在每次冷加工之间进行中间退火步骤，其中中间退火步骤在真空、570-610℃的温度下进行；和
在470-580℃的温度下对所述冷加工的锭进行最终退火，
藉此α-Zr基体中的铌浓度从过饱和状态降低至0.3-0.6重量％的平衡浓度的水平。
17.按照权利要求16的方法，其中在580℃下进行中间退火。
18.按照权利要求16的方法，其中进行四次所述冷加工，并且中间退火在580℃下进行30-100小时，藉此在核反应堆的操作温度下将α-Zr基体中的铌浓度维持在平衡浓度。
19.按照权利要求16的方法，其中通过降低退火时间，在低于580℃下进行中间退火3-10小时，以在核反应堆的操作温度下将α-Zr基体中的铌浓度维持在平衡浓度，其中所述退火时间的降低是通过以更高程度的冷加工进行三次所述冷加工实现的。
20.按照权利要求16的方法，其中所述中间退火步骤中的温度和时间是使合金中的β-Nb沉淀限制到最大80nm的平均直径、累积退火参数限制到最大1.0×10-18小时的温度和时间。
21.一种制备用于核燃料包层管的含铌的锆合金的方法，其中所述合金含有1.1-1.7重量％铌、0.3-0.7重量％锡、0.05-0.4重量％铁、0.05-0.2重量％铬、600-1600ppm氧、80-120ppm硅、以及余量为锆，其中所述方法包括以下步骤：
将合金成分的锭熔化；
在高于1000℃的β相温度下锻造所述锭；
在高于1000℃的β相范围下进行溶解热处理后，在水中对所述锻造的锭进行β-淬火；
在600-640℃下对所述β-淬火的锭进行热加工；
在570-610℃下对所述热加工的锭进行真空退火；
对所述退火的锭进行三至四次冷加工，其中在每次冷加工之间进行中间退火步骤，所述中间退火步骤在真空、570-610℃的温度下进行；和
在470-580℃的温度下对所述冷加工的锭进行最终退火，
藉此α-Zr基体中的铌浓度从过饱和状态降低至0.3-0.6重量％的平衡浓度的水平。
22.按照权利要求21的方法，其中在580℃下进行中间退火。
23.按照权利要求21的方法，其中进行四次所述冷加工，并且中间退火在580℃下进行30-100小时，藉此在核反应堆的操作温度下将α-Zr基体中的铌浓度维持在平衡浓度。
24.按照权利要求21的方法，其中通过降低退火时间，在低于580℃下进行中间退火3-10小时，以在核反应堆的操作温度下将α-Zr基体中的铌浓度维持在平衡浓度，其中所述退火时间的降低是通过以更高程度的冷加工进行三次所述冷加工实现的。
25.按照权利要求21的方法，其中所述中间退火步骤中的温度和时间是使合金中的β-Nb沉淀限制到最大80nm的平均直径、累积退火参数限制到最大1.0×10-18小时的温度和时间。
26.一种制备用于核燃料包层管的含铌的锆合金的方法，其中所述合金含有1.1-1.7重量％铌、0.3-0.7重量％锡、0.05-0.4重量％铁、0.05-0.2重量％铜、600-1600ppm氧、80-120ppm硅、以及余量为锆，所述方法包括以下步骤：
将合金成分的锭熔化；
在高于1000℃的β相温度下锻造所述锭；
在高于1000℃的β相范围下进行溶液热处理后，在水中对所述锻造的锭进行β-淬火；
在600-640℃下对所述β-淬火的锭进行热加工；
在570-610℃下对所述热加工的锭进行真空退火；
对所述退火的锭进行三至四次冷加工，其中在每次冷加工之间进行中间退火步骤，所述中间退火步骤在真空、570-610℃的温度下进行；和
在470-580℃的温度下对所述冷加工的锭进行最终退火，
藉此α-Zr基体中的铌浓度从过饱和状态降低至0.3-0.6重量％的平衡浓度的水平。
27.按照权利要求26的方法，其中在580℃下进行中间退火。
28.按照权利要求26的方法，其中进行四次所述冷加工，并且中间退火在580℃下进行30-100小时，藉此在核反应堆的操作温度下将α-Zr基体中的铌浓度维持在平衡浓度。
29.按照权利要求26的方法，其中通过降低退火时间，在低于580℃下进行中间退火3-10小时，以在核反应堆的操作温度下将α-Zr基体中的铌浓度维持在平衡浓度，其中所述退火时间的降低是通过以更高程度的冷加工进行三次所述冷加工实现的。
30.按照权利要求26的方法，其中所述中间退火步骤中的温度和时间是使合金中的β-Nb沉淀限制到最大80nm的平均直径、累积退火参数限制到最大1.0×10-18小时的温度和时间。
CNB021265127A 2001-11-02 2002-07-19 制备用于核燃料棒包层的含铌的基于锆合金的方法 Expired - Lifetime CN1161482C (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR10-2001-0068244A KR100461017B1 (ko) 2001-11-02 2001-11-02 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 제조방법
KR200168244 2001-11-02

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1415771A CN1415771A (zh) 2003-05-07
CN1161482C true CN1161482C (zh) 2004-08-11

Family

ID=19715660

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CNB021265127A Expired - Lifetime CN1161482C (zh) 2001-11-02 2002-07-19 制备用于核燃料棒包层的含铌的基于锆合金的方法

Country Status (6)

Country Link
US (1) US6902634B2 (zh)
EP (1) EP1308966B1 (zh)
JP (1) JP3512402B2 (zh)
KR (1) KR100461017B1 (zh)
CN (1) CN1161482C (zh)
DE (1) DE60232634D1 (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2014101660A1 (zh) * 2012-12-27 2014-07-03 中国核动力研究设计院 一种核动力堆芯用锆合金
WO2014101658A1 (zh) * 2012-12-27 2014-07-03 中国核动力研究设计院 一种核动力用锆合金

Families Citing this family (35)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10221475B2 (en) 2004-03-23 2019-03-05 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance
WO2005094504A2 (en) * 2004-03-23 2005-10-13 Westinghouse Electric Company, Llc Zirconium alloys with improved corrosion resistance and method for fabricating zirconium alloys with improved corrosion resistance
US9284629B2 (en) 2004-03-23 2016-03-15 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments
JP5322434B2 (ja) * 2004-06-01 2013-10-23 アレヴァ エヌペ 原子炉を運転する方法
EP1771591B1 (en) * 2004-07-06 2016-12-07 Westinghouse Electric Sweden AB Fuel box in a boiling water nuclear reactor
SE528120C2 (sv) 2004-07-06 2006-09-05 Westinghouse Electric Sweden Förfarande för framställning av plåt för användning i en kokarvattenkärnreaktor, plåt samt förfarande för framställning av bränslebox, samt bränslebox
US9139895B2 (en) 2004-09-08 2015-09-22 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Zirconium alloy fuel cladding for operation in aggressive water chemistry
KR100737700B1 (ko) * 2004-10-28 2007-07-10 한국원자력연구원 지르코늄 합금계 압력관 및 그의 제조방법
KR100733701B1 (ko) * 2005-02-07 2007-06-28 한국원자력연구원 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물
US7625453B2 (en) 2005-09-07 2009-12-01 Ati Properties, Inc. Zirconium strip material and process for making same
FR2909388B1 (fr) * 2006-12-01 2009-01-16 Areva Np Sas Alliage de zirconium resistant a la corrosion en ombres portees pour composant d'assemblage de combustible pour reacteur a eau bouillante,composant realise en cet alliage, assemblage de combustible et son utilisation.
KR100831578B1 (ko) * 2006-12-05 2008-05-21 한국원자력연구원 원자력용 우수한 내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법
US20080160879A1 (en) * 2006-12-31 2008-07-03 3M Innovative Properties Company Method of abrading a zirconium-based alloy workpiece
KR100960894B1 (ko) 2008-02-27 2010-06-04 한국원자력연구원 우수한 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법
KR100999387B1 (ko) * 2008-02-29 2010-12-09 한국원자력연구원 다양한 산소화합물 및 석출상의 제어를 통한 우수한내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법
KR100945021B1 (ko) * 2008-05-09 2010-03-05 한국원자력연구원 보호성 산화막을 형성하는 핵연료피복관용 지르코늄 합금조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료피복관및 이의 제조방법
KR101058872B1 (ko) 2009-01-07 2011-08-23 한국원자력연구원 우수한 내식성 및 크립저항성을 갖는 고농도 몰리브덴 함유지르코늄 합금 조성물, 이의 제조방법 및 이의 용도
KR101265261B1 (ko) 2011-03-09 2013-05-16 한국수력원자력 주식회사 우수한 내식성 및 고강도를 가지는 지르코늄합금의 제조방법
CN102294577B (zh) * 2011-08-29 2013-04-24 中国科学院合肥物质科学研究院 一种中子辐照下内含非直线型轴线流道的部件制备方法
KR20130098618A (ko) 2012-02-28 2013-09-05 한국원자력연구원 사고조건 하의 원자로 내에서 우수한 내산화성을 나타내는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료 피복관 및 이의 제조방법
KR101378066B1 (ko) * 2012-02-28 2014-03-28 한국수력원자력 주식회사 합금원소의 첨가량을 낮추어 부식저항성을 향상시킨 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법
KR20130098621A (ko) 2012-02-28 2013-09-05 한국원자력연구원 가혹한 원자로 가동조건에서 내산화성이 우수한 핵연료피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법
CN102728771A (zh) * 2012-06-26 2012-10-17 江苏金源锻造股份有限公司 一种核岛主轴的锻造方法
US20140185733A1 (en) * 2012-12-28 2014-07-03 Gary Povirk Nuclear fuel element
CN103602838A (zh) * 2013-11-15 2014-02-26 宝鸡市众邦稀有金属材料有限公司 铌锆10合金的制备方法
CN104745875A (zh) * 2013-12-30 2015-07-01 上海核工程研究设计院 一种用于轻水堆较高燃耗下的锆合金材料
KR101557391B1 (ko) * 2014-04-10 2015-10-07 한전원자력연료 주식회사 우수한 저수소흡수성 및 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄합금의 제조방법 및 우수한 저수소흡수성 및 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄합금 조성물
WO2016167398A1 (ko) * 2015-04-14 2016-10-20 한전원자력연료 주식회사 핵연료용 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법
KR101604105B1 (ko) * 2015-04-14 2016-03-16 한전원자력연료 주식회사 우수한 내식성 및 크리프 저항성을 갖는 지르코늄 합금과 그 제조방법
KR101630403B1 (ko) * 2016-01-27 2016-06-14 한전원자력연료 주식회사 다단 열간압연을 적용한 핵연료용 지르코늄 부품의 제조방법
KR102049430B1 (ko) * 2017-03-29 2019-11-27 울산과학기술원 핵연료피복관 및 그의 제조 방법
CN110877186B (zh) * 2018-09-06 2021-12-28 国核宝钛锆业股份公司 一种大规格锆合金薄壁管材的制造方法及大规格锆合金薄壁管材
US20220314289A1 (en) * 2019-12-26 2022-10-06 Joint-Stock Company "Tvel" Manufacturing Method for Zirconium Alloy Tubular Products
CN114703397B (zh) * 2022-03-14 2023-10-10 西安西部新锆科技股份有限公司 一种兼具耐腐蚀和蠕变性能的核反应堆燃料包壳用锆基合金及其制备锆基合金管材的方法
CN115725875A (zh) * 2022-11-18 2023-03-03 上海交通大学 一种低熔点Zr-2.5Nb合金材料和合金制品

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5822364A (ja) * 1981-07-29 1983-02-09 Hitachi Ltd ジルコニウム基合金の製造法
DE3278571D1 (en) * 1981-07-29 1988-07-07 Hitachi Ltd Process for producing zirconium-based alloy
KR840001639A (ko) * 1982-09-29 1984-05-16 벤그트 오만 원자로 연료봉용 지르콘늄-기재합금 피복관의 제조방법
JPS60165580A (ja) * 1984-02-08 1985-08-28 株式会社日立製作所 原子炉燃料用被覆管の製造法
JPS61217793A (ja) * 1985-03-08 1986-09-27 ウエスチングハウス・エレクトリック・コ−ポレ−ション 原子炉燃料被覆管
JP2580273B2 (ja) * 1988-08-02 1997-02-12 株式会社日立製作所 原子炉用燃料集合体およびその製造方法並びにその部材
US5230758A (en) * 1989-08-28 1993-07-27 Westinghouse Electric Corp. Method of producing zirlo material for light water reactor applications
JP2515172B2 (ja) * 1990-09-20 1996-07-10 原子燃料工業株式会社 核燃料用被覆管の製造法
FR2729000A1 (fr) * 1994-12-29 1996-07-05 Framatome Sa Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire et tubes conformes a ceux ainsi obtenus
FR2737335B1 (fr) * 1995-07-27 1997-10-10 Framatome Sa Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube
US5838753A (en) * 1997-08-01 1998-11-17 Siemens Power Corporation Method of manufacturing zirconium niobium tin alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
US5854818A (en) * 1997-08-28 1998-12-29 Siemens Power Corporation Zirconium tin iron alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
JPH11194189A (ja) * 1997-10-13 1999-07-21 Mitsubishi Materials Corp 耐食性およびクリープ特性にすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金管の製造方法
FR2799210B1 (fr) 1999-09-30 2001-11-30 Framatome Sa Alliage a base de zirconium et procede de fabrication de composant pour assemblage de combustible nucleaire en un tel alliage
FR2799209B1 (fr) 1999-09-30 2001-11-30 Framatome Sa Alliage a base de zirconium et procede de fabrication de composant pour assemblage de combustible nucleaire en un tel alliage
KR100334252B1 (ko) * 1999-11-22 2002-05-02 장인순 니오븀이 첨가된 핵연료피복관용 지르코늄 합금의 조성물
AU2001234492A1 (en) 2000-02-18 2001-08-27 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium niobium-tin alloy for use in nuclear reactors and method of its manufacture
KR100382997B1 (ko) * 2001-01-19 2003-05-09 한국전력공사 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법
KR100441562B1 (ko) * 2001-05-07 2004-07-23 한국수력원자력 주식회사 우수한 내식성과 기계적 특성을 갖는 지르코늄 합금핵연료 피복관 및 그 제조 방법

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2014101660A1 (zh) * 2012-12-27 2014-07-03 中国核动力研究设计院 一种核动力堆芯用锆合金
WO2014101658A1 (zh) * 2012-12-27 2014-07-03 中国核动力研究设计院 一种核动力用锆合金
GB2523975A (en) * 2012-12-27 2015-09-09 Nuclear Power Inst China Zirconium alloy for nuclear power reactor core
GB2523976A (en) * 2012-12-27 2015-09-09 Nuclear Power Inst China Zirconium alloy for nuclear power
GB2523975B (en) * 2012-12-27 2017-12-20 Nuclear Power Inst China Zirconium alloy for nuclear power reactor core
GB2523976B (en) * 2012-12-27 2018-10-17 Nuclear Power Inst China Zirconium alloy for nuclear power

Also Published As

Publication number Publication date
CN1415771A (zh) 2003-05-07
US6902634B2 (en) 2005-06-07
KR100461017B1 (ko) 2004-12-09
KR20030037137A (ko) 2003-05-12
JP3512402B2 (ja) 2004-03-29
EP1308966A1 (en) 2003-05-07
JP2003149365A (ja) 2003-05-21
EP1308966B1 (en) 2009-06-17
DE60232634D1 (de) 2009-07-30
US20030098105A1 (en) 2003-05-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1161482C (zh) 制备用于核燃料棒包层的含铌的基于锆合金的方法
CN1198956C (zh) 具有优异耐腐蚀性能和机械性能的锆合金以及用锆合金制造核燃料涂层管的方法
CN1131329C (zh) 制造高燃耗核燃料所用含铌锆合金管和薄片的方法
CN1030261A (zh) 用于核反应堆的锆基合金管的制造方法及其应用
CN1818111A (zh) 具有优异抗蠕变性的锆基合金
US20100128834A1 (en) Zirconium alloys with improved corrosion resistance and method for fabricating zirconium alloys with improved corrosion resistance
CN1993489A (zh) 用于核反应堆的燃料包壳管的制造方法及由此得到的管
CN1421537A (zh) 用于核燃料包复层的含铌锆合金
JP2001262260A (ja) 原子炉用の改良されたジルコニウム−ニオブ−錫合金
CN103650659B (zh) 一种核反应堆用锆基合金板材的制备方法
CN1827813A (zh) 一种耐超临界水腐蚀的锆合金材料
KR101630403B1 (ko) 다단 열간압연을 적용한 핵연료용 지르코늄 부품의 제조방법
CN1087037C (zh) 用作燃料棒包覆层的新型锆合金
KR101058872B1 (ko) 우수한 내식성 및 크립저항성을 갖는 고농도 몰리브덴 함유지르코늄 합금 조성물, 이의 제조방법 및 이의 용도
JP4982654B2 (ja) 耐食性が改善されたジルコニウム合金および耐食性が改善されたジルコニウム合金の製造方法
CN105441717B (zh) 一种核动力堆芯结构材料用锆基合金
US10221475B2 (en) Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance
JP3483804B2 (ja) 耐食性ジルコニウム基合金管の製造方法
KR20130098621A (ko) 가혹한 원자로 가동조건에서 내산화성이 우수한 핵연료피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법
JPH1081929A (ja) ジルコニウム合金および合金管とその製造方法

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
ASS Succession or assignment of patent right

Owner name: KOREAN NUCLEAR FUEL KK

Free format text: FORMER OWNER: KOREA ATOMIC ENERGY RESEARCH INSTITUTE

Effective date: 20130304

C41 Transfer of patent application or patent right or utility model
TR01 Transfer of patent right

Effective date of registration: 20130304

Address after: South Korea

Patentee after: KEPCO NUCLEAR FUEL Co.,Ltd.

Patentee after: KOREA HYDRO & NUCLEAR POWER Co.,Ltd.

Address before: Daejeon

Patentee before: Korea Atomic Energy Research Institute

Patentee before: KOREA HYDRO & NUCLEAR POWER Co.,Ltd.

CX01 Expiry of patent term

Granted publication date: 20040811

CX01 Expiry of patent term