ES2886336T3 - Procedimiento de fabricación de un tubo de revestimiento a base de circonio con resistencia a la fluencia mejorada debido a tratamiento térmico final - Google Patents
Procedimiento de fabricación de un tubo de revestimiento a base de circonio con resistencia a la fluencia mejorada debido a tratamiento térmico final Download PDFInfo
- Publication number
- ES2886336T3 ES2886336T3 ES16000804T ES16000804T ES2886336T3 ES 2886336 T3 ES2886336 T3 ES 2886336T3 ES 16000804 T ES16000804 T ES 16000804T ES 16000804 T ES16000804 T ES 16000804T ES 2886336 T3 ES2886336 T3 ES 2886336T3
- Authority
- ES
- Spain
- Prior art keywords
- alloy
- weight percent
- zirconium
- temperature
- heat treatment
- 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.)
- Active
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
-
- 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
-
- 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
-
- 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
-
- 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
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Heat Treatment Of Articles (AREA)
- Powder Metallurgy (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Heat Treatment Of Steel (AREA)
Abstract
Un procedimiento de fabricación de un tubo de revestimiento de aleación en base a circonio que presenta una resistencia mejorada a la fluencia para uso en un entorno de temperatura elevada de un reactor nuclear, el procedimiento comprendiendo las etapas: (a) fundir al vacío lingotes, los lingotes comprendiendo: 0,4 a 1,5 por ciento de peso de niobio; 0,1 a 0,8 por ciento en peso de estaño; 0,01 a 0,6 por ciento en peso de hierro, opcionalmente, 0,05 a 0,5 por ciento en peso de cromo y un resto de al menos 97 por ciento en peso de circonio que incluye impurezas, en el que las impurezas son inferiores a 0,006 por ciento en peso; (b) forjar los lingotes fundidos para producir una aleación; (c) realizar templado de fase beta de la aleación; (d) extrudir la aleación; (e) laminar en frío la aleación para reducirla en un 55%; (f) recocer a una temperatura de 554 a 607 °C (1030 a 1125 °F) para producir una aleación recocida; (g) realizar una segunda etapa de laminación en frío para reducir en un 70-80%; y realizar un segundo recocido intermedio a una temperatura de 554 a 577 °C (1030 a 1070 °F); (h) realizar una tercera etapa de laminación en frío para reducir en un 70-80%; y realizar un tercer recocido intermedio a una temperatura de 554 a 577 °C (1030 a 1070 °F); y (i) someter la aleación a un tratamiento térmico final de recristalización parcial a una temperatura de 427 a 704 °C (800 a 1300 °F), de forma que entre el 80% y el 95% se recristalice y entre el 5% y el 20% se recueza con alivio de la tensión.
Description
DESCRIPCIÓN
Procedimiento de fabricación de un tubo de revestimiento a base de circonio con resistencia a la fluencia mejorada debido a tratamiento térmico final
ANTECEDENTES DE LA INVENCIÓN
1. Campo de la invención
La presente invención se refiere en general a un procedimiento de fabricación de un tubo de revestimiento a base de circonio para uso en conjuntos de reactores de combustible nuclear. Específicamente, la invención se refiere a una nueva tecnología que mejora la fluencia en el reactor de las aleaciones en base a Zr-Nb mediante un tratamiento térmico final esencial y crítico.
2. Descripción de la técnica anterior
En el desarrollo de los reactores nucleares, tal como los reactores de agua a presión y los reactores de agua en ebullición, los diseños de combustible imponen exigencias significativamente mayores a todos los componentes del combustible, tal como el revestimiento, las rejillas, los tubos guía y similares. Tales componentes se fabrican convencionalmente a partir de aleaciones a base de circonio comercialmente denominadas ZIRLO, que contienen aproximadamente 0,5-2,0 % en peso de Nb; 0,9-1,5 % en peso de Sn; y 0,09-0,11 % en peso de un tercer elemento de aleación seleccionado entre Mo, V, Fe, Cr, Cu, Ni o W, con el resto de Zr, según las enseñanzas de la Solicitud de Patente de los EE. UU. Núm. 4.649.023 (Sabol et al.). Dicha patente también enseña composiciones que contienen hasta aproximadamente un 0,25 % en peso del tercer elemento de aleación, pero preferentemente un 0,1 % en peso.
Se han incrementado las exigencias a estos componentes del núcleo del reactor nuclear, en forma de tiempos de permanencia requeridos más largos y temperaturas de refrigerante más elevadas, lo que provoca un aumento de la corrosión de las aleaciones. Estas mayores exigencias han impulsado el desarrollo de aleaciones con una mayor resistencia a la corrosión y a la hidruración, así como una fabricabilidad y propiedades mecánicas adecuadas. Otras publicaciones en este ámbito son las Solicitudes de Patente de los EE. UU. Núm. 5.940.464 y 6.514.360 (Mardon et al. y Jeong et al.) y el Certificado de Nuevo Examen U.S. 5.940.464 C1 (ambos de Mardon et al.), así como el documento "Advanced Cladding Material for PWR Application: AXIOM™, Pan et al., Proceedings of 2010 LWR Fuel Performance/Top Fuel/WRFPM, Orlando, FL 09/26-29/2010 ("documento técnico").
Mardon et al. enseñan tubos de aleación en base a circonio para formar la totalidad o la porción exterior de un tubo de revestimiento de combustible nuclear o de guía de montaje con una composición baja en estaño: 0,8-1,8 % en peso de Nb; 0,2-0,6 % en peso de Sn, 0,02-0,4 % en peso de Fe, con un contenido de carbono de 30-180 ppm, un contenido de silicio de 10-120 ppm y un contenido de oxígeno de 600-1800 ppm, con el resto de Zr. Jeong et al. enseñan una aleación de niobio que contiene circonio para la aplicación de combustible nuclear de alta quemado que contiene Nb, Sn, Fe, Cr, Zr con posible adición de Cu. El "documento técnico" de Pan et al. enumera las aleaciones tal como X1, X4, X5, XSA, pero deliberadamente sólo describe de forma muy general los porcentajes de peso de la composición real, siendo muy vago en este sentido. Pan et al. informan sobre la resistencia a la tracción, el alargamiento y los datos de las pruebas de fluencia, y muestra micrografías y datos sobre la corrosión en el reactor y el espesor del óxido.
Sabol et al. en "In-Reactor Corrosion Performance of ZIRLO and Zircaloy-4," Zirconium in the Nuclear Industry: Tenth International Symposium, A.M. Garde and E.R. Bradley Eds., American Society for Testing and Materials, ASTm STP 1245, Philadelfia 1994, pp. 724-744, demostraron que, además de un mejor rendimiento frente a la corrosión, el material ZIRLO también tiene una mayor estabilidad dimensional (específicamente, la fluencia por irradiación y el crecimiento por irradiación) que Zircaloy-4. Más recientemente, la Solicitud de Patente de los EE. UU. Núm. 5.560.790 (Nikulina et al.) enseñó materiales en base a circonio con alto contenido de estaño en los que la microestructura contenía partículas de Zr-Fe-Nb. La composición de la aleación contenía 0,5-1,5 % en peso de Nb; 0,9-1,5 % en peso de Sn; 0,3-0,6 % en peso de Fe, con cantidades menores de Cr, C, O y Si, el resto de Zr.
Foster et al., en la Patente de los EE. UU. 5.125.985, presenta un procedimiento directo para controlar la fluencia mediante el uso de la reducción del área final y la temperatura de recocido intermedia. Una disminución de la reducción del área final disminuye la fluencia, y un aumento de la temperatura de recocido intermedio disminuye la fluencia. En diferentes aplicaciones, la fluencia en el reactor puede ser más importante que la corrosión en el reactor. Un ejemplo de esto son las barras de combustible que contienen pastillas de combustible revestidas de ZrB2. El ZrB2 es un absorbente de neutrones. Cuando se absorben los neutrones, se libera gas He que aumenta la presión interna de la barra. En este caso, es necesario un revestimiento resistente a la fluencia para que el espacio entre el combustible y el revestimiento permanezca cerrado. Un hueco cerrado entre el combustible y el revestimiento garantiza que las temperaturas del combustible no aumenten debido a la formación de un hueco de gas He entre el combustible y el revestimiento. La nueva tecnología presentada a continuación en el Sumario de la Invención mostrará que la fluencia del revestimiento en el reactor puede mejorarse mediante el tratamiento térmico final.
Por lo tanto, sigue existiendo una necesidad vital, incluso en esta fase tardía del desarrollo de la energía nuclear, de nuevas aleaciones de revestimiento de circonio que muestren una mejor resistencia a la fluencia en el reactor con respecto a las aleaciones conocidas en este campo. Y, como puede verse, estas patentes y documentos sobre la
técnica de los revestimientos proporcionan un área de la técnica extremadamente compacta, en la que sólo cambios muy pequeños han demostrado, después de largas pruebas, mejoras importantes y drásticas. Por lo tanto, las mejoras menores pueden establecer fácilmente la patentabilidad en esta área específica. El documento WO2004/040587 A1 desvela un procedimiento de producción de un tubo de revestimiento para el combustible nuclear de un reactor nuclear de agua a presión.
Y. I. Jung et al. "Behavior of a recrystallization in HANA-4 and HANA-6 zirconium-based alloys", JOURNAL OF ALLOYS AND COMPOUNDS, vol. 479, no. 1-2, 24 (2009), pg. 423-426 es un estudio sobre la recristalización de bandas fundidas, laminadas en caliente y laminadas en frío de las aleaciones de circonio HANA-4 (Zr-1,5Nb-0,4Sn-0,2Fe-0,1Cr) y HANA-6 (Zr-1,1Nb-0,05Cu) midiendo su dureza micro-Vickers y utilizando un microscopio óptico así como un microscopio electrónico de transmisión.
Y. I. Jung et al. "Effect of Cr on the creep properties of zirconium alloys", JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS, vol.
396, no. 2-3 (2010) pg. 303-306 es un estudio del efecto del elemento Cr en aleaciones a base de circonio (Zr-1,2Nb-0,1Cr, Zr-1,2Nb-0,5Cr, Zr-1,2Nb-0,3Sn-0,1Cr, y Zr-1,2Nb-0,2Sn-0,3Cr) con microestructuras parcial y totalmente recristalizadas sobre las propiedades de fluencia, en la que las láminas de aleación fueron fabricadas por fundición, laminación en caliente, laminación en frío tres veces (las láminas siendo recocidas intercaladamente) y recocido final.
En consecuencia, un objeto de la presente invención es proporcionar un procedimiento de fabricación un tubo de revestimiento a base de circonio con una resistencia mejorada a la fluencia por irradiación en el reactor.
SUMARIO DE LA INVENCIÓN
De acuerdo con la presente invención, este objeto se logra mediante un procedimiento como el definido en la reivindicación 1, que proporciona resultados inesperados con respecto a la resistencia a la fluencia por irradiación en el reactor mediante la selección de una aleación específica de Zr-Nb y una combinación específica de tratamiento térmico final.
BREVE DESCRIPCIÓN DE LOS DIBUJOS
La FIG. 1 es un gráfico que representa el espesor del óxido debido a la corrosión frente al límite elástico a temperatura ambiente y la microestructura final asociada de la aleación Low-Sn ZIRLO 0,77;
La FIG.2 es un gráfico que representa el espesor del óxido debido a la corrosión frente al límite elástico a temperatura ambiente y la microestructura final de la aleación asociada del ZIRLO Estándar;
La FIG. 3 es un gráfico que representa la tasa de fluencia por irradiación en el reactor frente a la tensión de fluencia fabricada a temperatura ambiente y la microestructura final asociada de la aleación Sn ZIRLO 0,77;
La FIG.4 es un gráfico que representa el espesor del óxido debido a la corrosión en función del quemado para el ZIRLO Estándar, ZIRLO optimizado y las aleaciones X1, X4 y X5;
La FIG. 5A es un diagrama de flujo de un procedimiento de formación de tubos de aleación en base a circonio;
La FIG. 5B es un diagrama de flujo de un procedimiento de formación de bandas de aleación en base a circonio.
DESCRIPCIÓN DE LAS REALIZACIONES PREFERENTES
Haciendo referencia ahora a los dibujos, la FIG. 1 muestra de forma muy importante que el espesor del óxido depende del tratamiento térmico final. La Figura 1 presenta la corrosión de Sn ZIRLO 0,77. Todos los revestimientos se fabricaron a partir del mismo lingote y recibieron un procesamiento idéntico, excepto el tratamiento térmico final. El revestimiento recibió tres tratamientos térmicos finales de SRA, PRXA y RXA. La corrosión más alta (el mayor espesor de óxido) se produjo en el revestimiento con el tratamiento térmico final RXA (totalmente recristalizado). Los revestimientos con los tratamientos térmicos finales SRA y PRXA (15% a 20%) mostraron una corrosión significativamente menor.
La FIG. 2 muestra de forma muy importante los datos de corrosión del espesor del óxido en el reactor para el ZIRLO Estándar (1,02 % en peso de Sn) irradiado durante 1, 2 y 3 ciclos en el PWR de la Unidad 2 de Vogtle. Todos los revestimientos se fabricaron a partir del mismo lingote y recibieron un procesamiento idéntico, excepto el tratamiento térmico final. El revestimiento recibió dos tratamientos térmicos finales diferentes de SRA y RXA. La FIG. 2 muestra, de forma muy importante, que el espesor del óxido depende del tratamiento térmico final, tal y como muestran los datos de ZIRLO de 0,77 % en peso de Sn de la FIG. 1. La corrosión más alta (el mayor espesor de óxido) se produjo en el revestimiento con el tratamiento térmico final RXA. El revestimiento con el tratamiento térmico final SRA mostró una corrosión significativamente menor.
Como se ha discutido anteriormente, dependiendo de la aplicación, la mejora de la resistencia a la fluencia en el reactor puede ser tan importante como la mejora de la resistencia a la corrosión. La fluencia en el reactor también depende del tratamiento térmico final. La FIG. 3, de manera muy importante, presenta la tasa de fluencia en el reactor
en estado estacionario para el ZIRLO de 0,77 % en peso de Sn (que es la reivindicación 1 de la presente invención) irradiado durante 1, 2 y 3 ciclos en el PWR de la Unidad 2 de Vogtle (véase el párrafo 6).
La FIG. 3 muestra que la mayor resistencia a la fluencia en el reactor (es decir, la menor tasa de fluencia en el reactor) la presenta el revestimiento con un tratamiento térmico final RXA. La menor resistencia a la fluencia en el reactor (es decir, la mayor tasa de fluencia en el reactor) la presenta el revestimiento con un tratamiento térmico final SRA. El tratamiento térmico final PRXA presenta una resistencia intermedia a la fluencia en el reactor. Por lo tanto, tanto el SRA como el PRXA son eficaces en este sentido, siendo el RXA el mejor. Por lo tanto, el efecto del tratamiento térmico final sobre la fluencia en el reactor es opuesto al de la corrosión en el reactor. Como resultado, el revestimiento puede optimizarse para mejorar al máximo la resistencia a la corrosión en el reactor con un tratamiento térmico final SRA o PRXA (15-20% de RXA), o para mejorar al máximo la resistencia a la fluencia en el reactor con un tratamiento térmico final PRXA (80-95% de RXA) o RXA.
Con mayor detalle, cada uno de estos "términos", RXA, PRXA, SRA, etc. se define de la siguiente manera:
• SRA significa - tratamiento térmico en el que la microestructura está recocida con alivio de la tensión.
• RXA significa - tratamiento térmico en el que la microestructura está totalmente recristalizada.
• PRXA (15-20% RXA) significa - tratamiento térmico en el que el 15-20% de la microestructura se recristaliza y el 80-85% de la microestructura está recocida con alivio de la tensión.
• PRXA (80-95% RXA) significa - tratamiento térmico en el que el 80-95% de la microestructura se recristaliza y el 5-20% de la microestructura está recocida con alivio de la tensión.
Véase que las designaciones SRA, PRXA y RXA anteriores representan descripciones más detalladas de los procedimientos del proceso de tratamiento térmico final. Cabe aclarar que esta área de la técnica no es un área en la presentación de patentes en la que las conclusiones amplias son sugestivas de aleaciones mejoradas dentro de intervalos amplios; en los que, por ejemplo, 0,4 a 1,5 por ciento de peso de niobio y 0,1 a 0,8 por ciento de peso de estaño, deben considerarse enseñados o evidentes en vista de una enseñanza de 0,0 a 3,0 por ciento de peso de niobio y 0,1 a 3,5 por ciento de peso de estaño. Como se muestra en la FIG. 4, el ZIRLO Estándar comparado con las composiciones x 4 y X5 muestra la diferencia drástica que suponen unas pocas décimas de porcentaje en peso de elementos en esta área:
ZIRLO Estándar: 0,5-2 % en peso de Nb; 0,9-1,5 % en peso de Sn
X4: 1 % en peso de Nb; 0 % en peso de Sn, etc. o
X5: 0,7 % en peso de Nb; 0,3 % en peso de Sn, etc;
en el que estos cambios menores, aparentemente reducidos y muy importantes, en los elementos componentes proporcionan una mejora extraordinaria del espesor del óxido. Específicamente, con un quemado de 70 GWd/MTU, el espesor del óxido se reduce al menos en un factor de 3,5.
La FIG. 4, de forma muy drástica, ilustra a 75 GWd/MTU un intervalo de espesor de óxido de aproximadamente 35-40 micrómetros para la aleación X1, y un intervalo de aproximadamente 16 a 26 micrómetros para las aleaciones X4 y X5, mostrando todos estos mejoras críticas en relación con el ZIRLO Estándar.
La presente divulgación incluye proporcionar una aleación en base a circonio para uso en un entorno de temperatura elevada de un reactor nuclear, la aleación tiene de 0,2 a 1,5 por ciento en peso de niobio, de 0,01 a 0,6 por ciento en peso de hierro, y elementos de aleación adicionales seleccionados de 0,0 a 0,8 por ciento en peso de estaño, 0,0 a 0,5 por ciento en peso de cromo, 0,0 a 0,3 por ciento en peso de cobre, 0,0 a 0,3 por ciento en peso de vanadio, 0,0 a 0,1 por ciento en peso de níquel, el resto de al menos 97 por ciento en peso de circonio, incluidas las impurezas. A continuación se describen otras aleaciones ampliamente mejoradas.
Aleación X4: Una aleación en base al circonio (denominada aleación X4) para uso en un entorno de temperatura elevada de un reactor nuclear tiene de 0,6 a 1,5 por ciento en peso de niobio, de 0,02 a 0,3 por ciento en peso de Cu, de 0,01 a 0,1 por ciento en peso de hierro, de 0,15 a 0,35 por ciento en peso de cromo, el resto de al menos 97 por ciento en peso de circonio, incluidas las impurezas.
Aleación X5: Una aleación en base al circonio (denominada aleación X5) tiene de 0,2 a 1,5 por ciento en peso de niobio, de 0,25 a 0,45 por ciento en peso de hierro, de 0,05 a 0,4 por ciento en peso de estaño, de 0,15 a 0,35 por ciento en peso de cromo, de 0,01 a 0,1 por ciento en peso de níquel, y el resto, al menos 97 por ciento en peso de circonio, incluidas las impurezas.
Aleación X1: Una aleación a base de circonio (denominada Aleación X1) tiene de 0,4 a 1,5 por ciento en peso de niobio, de 0,05 a 0,4 por ciento en peso de estaño, de 0,01 a 0,1 por ciento en peso de hierro, de 0,02 a 0,3 por ciento en peso de cobre, de 0,12 a 0,3 por ciento en peso de vanadio, de 0,0 a 0,5 por ciento en peso de cromo, el resto al menos 97 por ciento en peso de circonio, incluidas las impurezas.
Aleación X6: Una aleación en base a circonio (denominada aleación X6 y referida como ZIRLO "optimizado"), mostrada en la FIG. 4, tiene de 0,4 a 1,5 por ciento en peso de niobio, de 0,1 a 0,8 por ciento en peso de estaño, de 0,01 a 0,6 por ciento en peso de hierro, de 0,0 a 0,5 por ciento en peso de cromo, el resto al menos 97 por ciento en peso de circonio, incluidas las impurezas. Esta aleación sigue siendo muy superior al ZIRLO Estándar.
El tratamiento térmico final de la aleación X1 es PRXA (-'80% RXA), que se asocia con una resistencia máxima y mejorada (baja) a la fluencia en el reactor. Además, hay que tener en cuenta que la resistencia a la corrosión de la aleación X1 se incrementa significativamente en relación con el ZIRLO Estándar, en un factor de 2,2 a un bombeo de 70 GWd/MTU (véase la FIG. 4), debido a la disminución del Sn y a la adición de Cu. Además, si la cantidad de RXA en el tratamiento térmico final PRXA de la aleación X1 disminuye a aproximadamente 15-20%, la resistencia a la corrosión de la aleación X1 mejoraría aún más.
El tratamiento térmico final de la aleación X4 es PRXA (-80% RXA), que se asocia con la máxima mejora de la resistencia a la fluencia en el reactor. A un quemado de 70 GWd/MTU, la resistencia a la corrosión de la aleación X4 se incrementa en un factor de aproximadamente 3,5 (véase la FIG. 4) en relación con el ZIRLO Estándar. Véase que la resistencia a la corrosión de la aleación X4 aumenta significativamente en relación con el ZIRLO Estándar debido a la disminución del Sn y a las adiciones de Cu y Cr. Además, si la cantidad de RXA en el tratamiento térmico final PRXA de la aleación X4 disminuye a aproximadamente 15-20% PRXA (15-20% RXA), la resistencia a la corrosión de la aleación X4 mejoraría aún más.
El tratamiento térmico final de la aleación X5 es PRXA (-50% RXA), que se considera intermedio entre la máxima resistencia mejorada a la fluencia en el reactor y la máxima resistencia mejorada a la corrosión en el reactor. La Fig. 4 muestra que a un quemado de 70 GWd/MTU, la resistencia a la corrosión de la aleación X5 se incrementa en un factor de aproximadamente 3,0 en relación con el ZIRLO Estándar. Véase que la resistencia a la corrosión de la aleación X5 aumenta significativamente en relación con el ZIRLO estándar debido a la disminución del Sn, el aumento del Fe y la adición de Cr.
En las FIGS. 5A y 5B se muestra una secuencia de etapas para formar un revestimiento, una banda, un tubo o un objeto similar conocido en la técnica a partir de una aleación de la presente invención. Para crear tubos de revestimiento, como se muestra en la FIG. 5a , se fabricaron aleaciones de circonio de composición a partir de lingotes fundidos al vacío o de otro material similar conocido en la técnica. Los lingotes se fundieron preferentemente al vacío a partir de una esponja de circonio con una cantidad específica de elementos de aleación. A continuación, los lingotes se forjaron en un material y, posteriormente, se sometieron a un proceso de templado de fase p. El templado de fase p se realiza normalmente calentando el material (también conocido como tocho) hasta su temperatura p, entre aproximadamente 1273 y 1343 K. El templado suele consistir en enfriar rápidamente el material con agua. El templado de fase p va seguido de la extrusión. A continuación, el procesamiento incluye el trabajo en frío de la carcasa del tubo mediante una pluralidad de etapas de reducción en frío, alternando con una serie de recocidos intermedios a una temperatura establecida. Las etapas de reducción en frío se realizan preferentemente en un molino de laminación. Los recocidos intermedios se realizan a una temperatura en el intervalo de 516 a 607 °C (960 a 1125 °F). El material puede ser opcionalmente retemplado de fase p antes del final y formado en un artículo del mismo. También se muestra el tratamiento térmico final discutido anteriormente.
Para las tuberías, una secuencia más preferente de eventos después de la extrusión incluye inicialmente la reducción en frío del material en un molino de laminación, un recocido intermedio con una temperatura de aproximadamente 554 a 607 °C (1030 a 1125 °F), una segunda etapa de reducción en frío, un segundo recocido intermedio dentro de un intervalo de temperatura de aproximadamente 554 a 577 °C (1030° a 1070 °F), una tercera etapa de reducción en frío, y un tercer recocido intermedio dentro de un intervalo de temperatura de aproximadamente 554 a 577 °C (1030° a 1070 °F). La etapa de reducción previa al primer recocido intermedio es una extrusión con reducción de tubo (TREX), que reduce preferentemente el tubo en un 55%. Las reducciones subsiguientes reducen preferentemente el tubo en aproximadamente 70-80%.
Es preferente que cada pasada de reducción en el molino de laminación reduzca el material en formación en al menos un 51%. A continuación, el material pasa preferentemente por una reducción final en frío. A continuación, el material se procesa con un recocido final a temperaturas de aproximadamente 427 a 704 °C (800-1300 °F).
Para crear la banda, se fabricaron aleaciones de composición a base de circonio a partir de lingotes fundidos al vacío u otro material similar conocido en la técnica. Los lingotes se fundieron preferentemente por arco a partir de una esponja de circonio con una cantidad específica de elementos de aleación. Los lingotes se forjaron a continuación en un material de sección transversal rectangular y, a continuación, se sometieron a un proceso de templado p. A continuación, el procesamiento, como se muestra en la FIG. 5B, incluye una etapa de laminación en caliente después del templado beta, el trabajo en frío mediante una o una pluralidad de etapas de laminación en frío y recocido intermedio, en el que la temperatura de recocido intermedio se lleva a cabo a una temperatura de aproximadamente
515,56 - 596,1 °C (960-1105 °F). A continuación, el material pasa preferentemente por un paso final y un recocido, en el que la temperatura final de recocido está en el intervalo de aproximadamente 426,77 - 704,44 °C (800-1300 °F). También se muestra el tratamiento térmico final discutido anteriormente.
Una secuencia más preferente para crear la banda de aleación incluye una temperatura de recocido intermedia dentro de un intervalo de aproximadamente 554,44 - 576,67 ° C (1030 - 1070 °F). Además, la pasada en el molino reduce preferentemente el material que se está formando en al menos un 40%.
Se ha descubierto que la resistencia a la corrosión mejora con recocidos intermedios que también estaban consistentemente en el intervalo de 515,56 - 596,1 °C (960-1105 °F), más preferentemente aproximadamente 554,44 - 576,67 ° C (1030 - 1070 °F), en oposición a las típicas temperaturas de recocido anteriores que están por encima de los 596,1 °C (1105 °F) para al menos uno de las temperatura de recocido. La composición preferente de las aleaciones, que se discute más adelante, se muestra en la Tabla 2. Los intervalos de las composiciones se presentan en la Tabla 3.
Tabla 2.
Tabla 3
La invención utiliza una aleación ZIRLO de bajo contenido en estaño designada Aleación X6 ("Zirlo optimizado"). La FIG. 4 muestra que la resistencia a la corrosión en el reactor de la aleación X6 se incrementa en un factor de 1,5 con respecto al ZIRLO Estándar. La reducción del estaño aumenta la resistencia a la corrosión. Sin embargo, el estaño aumenta la resistencia a la fluencia en el reactor, y una cantidad demasiado pequeña de estaño dificulta el mantenimiento de la resistencia a la fluencia deseada de la aleación. De este modo, el estaño óptimo de esta aleación
debe equilibrar estos dos factores. Como resultado, la invención utiliza una aleación con bajo contenido de estaño que contiene esencialmente, en porcentaje en peso, 0,4 - 1,5% de Nb; 0,1 - 0,8% de Sn, 0,01 - 0,6% de Fe, el resto al menos 97% de Zr, incluidas las impurezas, designada en adelante en la presente memoria aleación X6. Una composición preferente de la aleación X6 tiene intervalos de porcentaje en peso de aproximadamente 1,0% de Nb, aproximadamente 0,65% de Sn, aproximadamente 0,1% de Fe y al menos 97% de Zr, incluyendo impurezas.
El estaño puede disminuirse si se incluyen otros elementos de aleación para sustituir el efecto reforzador del estaño. Una segunda realización preferente de la aleación X6 ("Zirlo optimizado") tiene generalmente los mismos porcentajes en peso más 0,05-0,5% de Cr, designada en adelante en la presente memoria como aleación X6+Cr. Una realización preferente de la aleación X6+Cr tiene aproximadamente 1,0% de Nb, aproximadamente 0,65% de Sn, aproximadamente 0,1% de Fe y aproximadamente 0,2% de Cr.
Aunque se ha expuesto una descripción completa de la invención de acuerdo con los dictados de los estatutos de patentes, debe comprenderse que puede recurrirse a modificaciones sin apartarse del ámbito de las reivindicaciones adjuntas. Por ejemplo, el tiempo de los recocidos intermedios puede variar ampliamente.
Claims (4)
1. Un procedimiento de fabricación de un tubo de revestimiento de aleación en base a circonio que presenta una resistencia mejorada a la fluencia para uso en un entorno de temperatura elevada de un reactor nuclear, el procedimiento comprendiendo las etapas:
(a) fundir al vacío lingotes, los lingotes comprendiendo:
0,4 a 1,5 por ciento de peso de niobio;
0,1 a 0,8 por ciento en peso de estaño;
0,01 a 0,6 por ciento en peso de hierro,
opcionalmente, 0,05 a 0,5 por ciento en peso de cromo y
un resto de al menos 97 por ciento en peso de circonio que incluye impurezas, en el que las impurezas son inferiores a 0,006 por ciento en peso;
(b) forjar los lingotes fundidos para producir una aleación;
(c) realizar templado de fase beta de la aleación;
(d) extrudir la aleación;
(e) laminar en frío la aleación para reducirla en un 55%;
(f) recocer a una temperatura de 554 a 607 °C (1030 a 1125 °F) para producir una aleación recocida;
(g) realizar una segunda etapa de laminación en frío para reducir en un 70-80%; y realizar un segundo recocido intermedio a una temperatura de 554 a 577 °C (1030 a 1070 °F);
(h) realizar una tercera etapa de laminación en frío para reducir en un 70-80%; y realizar un tercer recocido intermedio a una temperatura de 554 a 577 °C (1030 a 1070 °F); y
(i) someter la aleación a un tratamiento térmico final de recristalización parcial a una temperatura de 427 a 704 °C (800 a 1300 °F), de forma que entre el 80% y el 95% se recristalice y entre el 5% y el 20% se recueza con alivio de la tensión.
2. El procedimiento de la reivindicación 1, que incluye una última etapa de reducción por laminación en frío hasta el tamaño final entre el tercer recocido intermedio y antes del tratamiento térmico final.
3. El procedimiento de la reivindicación 1, en el que los lingotes comprenden:
1,0% de peso de niobio;
0,65% de peso de estaño;
0,1 por ciento en peso de hierro;
opcionalmente, 0,2 por ciento en peso de cromo; y
un resto de al menos 97 por ciento en peso de circonio que incluye impurezas, en el que las impurezas son inferiores a 0,006 por ciento en peso.
4. El procedimiento de la reivindicación 3, en el que los lingotes comprenden:
0,2 por ciento en peso de cromo.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US13/161,563 US9284629B2 (en) | 2004-03-23 | 2011-06-16 | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| ES2886336T3 true ES2886336T3 (es) | 2021-12-17 |
Family
ID=47357410
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| ES16000804T Active ES2886336T3 (es) | 2011-06-16 | 2012-05-18 | Procedimiento de fabricación de un tubo de revestimiento a base de circonio con resistencia a la fluencia mejorada debido a tratamiento térmico final |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (2) | EP2721188A4 (es) |
| JP (1) | JP5982474B2 (es) |
| KR (1) | KR101929608B1 (es) |
| CN (2) | CN103608475A (es) |
| ES (1) | ES2886336T3 (es) |
| TW (1) | TWI545201B (es) |
| WO (1) | WO2012173738A1 (es) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2016167400A1 (ko) * | 2015-04-14 | 2016-10-20 | 한전원자력연료 주식회사 | 고온산화 및 부식 저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법 |
| CN110284027B (zh) * | 2019-08-06 | 2020-04-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种耐碱性水质腐蚀的锆基合金 |
| CN112708790B (zh) * | 2020-12-23 | 2022-02-11 | 西部新锆核材料科技有限公司 | 一种锆或锆合金挤压轧制薄壁型材的制备方法 |
| CN112828308A (zh) * | 2020-12-31 | 2021-05-25 | 中核北方核燃料元件有限公司 | 一种锆合金格架激光增材制造方法 |
Family Cites Families (28)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4648912A (en) * | 1982-01-29 | 1987-03-10 | Westinghouse Electric Corp. | High energy beam thermal processing of alpha zirconium alloys and the resulting articles |
| US4649023A (en) | 1985-01-22 | 1987-03-10 | Westinghouse Electric Corp. | Process for fabricating a zirconium-niobium alloy and articles resulting therefrom |
| JP2674052B2 (ja) * | 1988-01-22 | 1997-11-05 | 三菱マテリアル株式会社 | 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金 |
| JPS63145735A (ja) * | 1986-12-08 | 1988-06-17 | Sumitomo Metal Ind Ltd | ジルコニウム合金 |
| JPS63213629A (ja) * | 1987-03-03 | 1988-09-06 | Mitsubishi Atom Power Ind Inc | ジルコニウム基合金 |
| JPH01119650A (ja) * | 1987-11-04 | 1989-05-11 | Hitachi Ltd | 原子炉燃料集合体用チヤンネルボツクスの製造方法 |
| DE3805124A1 (de) | 1988-02-18 | 1989-08-31 | Siemens Ag | Kernreaktorbrennelement |
| JP2548773B2 (ja) * | 1988-06-06 | 1996-10-30 | 三菱重工業株式会社 | ジルコニウム基合金とその製造方法 |
| US5112573A (en) | 1989-08-28 | 1992-05-12 | Westinghouse Electric Corp. | Zirlo material for light water reactor applications |
| US5125985A (en) * | 1989-08-28 | 1992-06-30 | Westinghouse Electric Corp. | Processing zirconium alloy used in light water reactors for specified creep rate |
| US5230758A (en) * | 1989-08-28 | 1993-07-27 | Westinghouse Electric Corp. | Method of producing zirlo material for light water reactor applications |
| SE463790B (sv) * | 1989-10-27 | 1991-01-21 | Sandvik Ab | Metod foer framstaellning av kapslingsroer foer braenslestavar i kaernreaktorer |
| EP0643144B1 (de) | 1993-03-04 | 1997-12-29 | Vsesojuzny Nauchno-Issledovatelsky Institut Neorga Nicheskikh Materialov Imeni Akademika A.A. Bochvara, | Material auf zirkonbasis, daraus hergestelltes teil für den einsatz in der aktiven zone eines atomreaktors und verfahren zur herstellung dieses teiles |
| FR2730089B1 (fr) | 1995-01-30 | 1997-04-30 | Framatome Sa | Tube en alliage a base de zirconium pour assemblage combustible de reacteur nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube |
| FR2737335B1 (fr) * | 1995-07-27 | 1997-10-10 | Framatome Sa | Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube |
| 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 |
| 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 |
| SE525808C2 (sv) * | 2002-10-30 | 2005-05-03 | Westinghouse Atom Ab | Förfarande, användning och anordning avseende kapslingrör för kärnbränsle samt en bränslepatron för en nukleär tryckvattenreaktor |
| EP1730318A4 (en) * | 2004-03-23 | 2010-08-18 | Westinghouse Electric Corp | ZIRCONIUM ALLOYS WITH IMPROVED CORROSION RESISTANCE AND METHOD FOR PRODUCING ZIRCONIUM ALLOYS WITH IMPROVED CORROSION RESISTANCE |
| KR100733701B1 (ko) * | 2005-02-07 | 2007-06-28 | 한국원자력연구원 | 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물 |
| JP4982654B2 (ja) * | 2005-03-23 | 2012-07-25 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 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 |
| SE530673C2 (sv) * | 2006-08-24 | 2008-08-05 | Westinghouse Electric Sweden | Vattenreaktorbränslekapslingsrör |
| 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. |
| SE530783C2 (sv) * | 2007-01-16 | 2008-09-09 | Westinghouse Electric Sweden | Spridargaller för positinering av bränslestavar |
| KR20080074568A (ko) * | 2007-02-09 | 2008-08-13 | 한국원자력연구원 | 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금조성물 및 이의 제조방법 |
-
2012
- 2012-05-18 ES ES16000804T patent/ES2886336T3/es active Active
- 2012-05-18 EP EP12800643.4A patent/EP2721188A4/en not_active Withdrawn
- 2012-05-18 JP JP2014515830A patent/JP5982474B2/ja active Active
- 2012-05-18 CN CN201280029053.5A patent/CN103608475A/zh active Pending
- 2012-05-18 CN CN201810867175.0A patent/CN108950306A/zh active Pending
- 2012-05-18 WO PCT/US2012/038471 patent/WO2012173738A1/en active Application Filing
- 2012-05-18 KR KR1020147000611A patent/KR101929608B1/ko active IP Right Grant
- 2012-05-18 EP EP16000804.1A patent/EP3064605B1/en active Active
- 2012-06-14 TW TW101121397A patent/TWI545201B/zh not_active IP Right Cessation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR101929608B1 (ko) | 2018-12-14 |
| CN108950306A (zh) | 2018-12-07 |
| EP2721188A4 (en) | 2015-04-29 |
| JP5982474B2 (ja) | 2016-08-31 |
| JP2014518330A (ja) | 2014-07-28 |
| EP3064605A1 (en) | 2016-09-07 |
| EP2721188A1 (en) | 2014-04-23 |
| TW201303034A (zh) | 2013-01-16 |
| TWI545201B (zh) | 2016-08-11 |
| CN103608475A (zh) | 2014-02-26 |
| WO2012173738A1 (en) | 2012-12-20 |
| KR20140058492A (ko) | 2014-05-14 |
| EP3064605B1 (en) | 2021-03-31 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US20060243358A1 (en) | Zirconium alloys with improved corrosion resistance and method for fabricating zirconium alloys with improved corrosion | |
| ES2886336T3 (es) | Procedimiento de fabricación de un tubo de revestimiento a base de circonio con resistencia a la fluencia mejorada debido a tratamiento térmico final | |
| US20130220493A1 (en) | Zirconium alloys for a nuclear fuel cladding having a superior oxidation resistance in a reactor accident condition, zirconium alloy nuclear fuel claddings prepared by using thereof and methods of preparing the same | |
| KR101378066B1 (ko) | 합금원소의 첨가량을 낮추어 부식저항성을 향상시킨 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법 | |
| KR20060122823A (ko) | 편평 지르코늄 합금 제품을 제조하는 방법과, 이로 인해얻어진 편평 제품 및 이러한 편평 제품으로부터 제조된원자력 발전소 반응기 그리드 | |
| SE533124C2 (sv) | Spridare för kärnbränslestavar | |
| KR100261665B1 (ko) | 우수한 부식저항성과 고강도를 갖는 지르코늄 합금조성물 | |
| JP6535752B2 (ja) | 多段熱間圧延を適用した核燃料用ジルコニウム部品の製造方法 | |
| KR100960894B1 (ko) | 우수한 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법 | |
| US9725791B2 (en) | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments | |
| US10221475B2 (en) | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance | |
| 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 | |
| JP4975390B2 (ja) | 高燃焼度用燃料被覆管の製造方法 | |
| US20130220495A1 (en) | Zirconium alloys for a nuclear fuel cladding having a superior oxidation resistance in a severe reactor operation condition and methods of preparing a zirconium alloy nuclear cladding by using thereof | |
| KR20140118949A (ko) | 가혹한 원자로 가동조건에서 내산화성이 우수한 핵연료피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법 | |
| KR20130098622A (ko) | 고온 가압수 및 수증기 부식환경에서 우수한 내식성을 보유한 핵연료피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법 | |
| KR101088111B1 (ko) | 부식저항성과 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물 | |
| KR20140120290A (ko) | 사고조건 하의 원자로 내에서 우수한 내산화성을 나타내는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료 피복관 및 이의 제조방법 | |
| JPH1081929A (ja) | ジルコニウム合金および合金管とその製造方法 | |
| JP2001349972A (ja) | ジルコニウム基合金とその製法およびそれを用いた核燃料集合体部材 | |
| JPS62180047A (ja) | ジルコニウム基合金部材の製造法 |