FR2576322A1 - Procede pour le formage d'articles a partir d'alliages de zirconium - Google Patents

Procede pour le formage d'articles a partir d'alliages de zirconium Download PDF

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Abstract

ARTICLES TELS QUE TUBES QUI ONT UNE EXCELLENTE RESISTANCE A LA CORROSION EN PRESENCE DE VAPEUR D'EAU A DES TEMPERATURES ELEVEES ET A LA FIXATION D'HYDROGENE. PROCEDE POUR LE FORMAGE D'ARTICLES A PARTIR D'ALLIAGES A BASE DE ZIRCONIUM CONTENANT DE 0,5 A 1 DE NIOBIUM, JUSQU'A 1,5 D'ETAIN ET JUSQU'A 0,25 D'UN TROISIEME ELEMENT D'ALLIAGE TEL QUE LE FER, LE CHROME, LE MOLYBDENE, LE VANADIUM, LE CUIVRE, LE NICKEL ET LE TUNGSTENE. LES ARTICLES SONT FORMES PAR TRAITEMENT BETA DE L'ALLIAGE, DEFORMATION INITIALE DE CELUI-CI A UNE TEMPERATURE INFERIEURE A 650C ET DEFORMATION PLUS POUSSEE DE CELUI-CI DANS DES STADES DE TRAVAIL A FROID EGALEMENT A UNE TEMPERATURE INFERIEURE A 650C, RECUIT DU MATERIAU ENTRE LES STADES DE TRAVAIL A FROID A UNE TEMPERATURE ALLANT DE 500 A 650C, ET RECUIT FINAL DE CELUI-CI A UNE TEMPERATURE INFERIEURE A 650C, POUR DONNER DES ARTICLES AYANT UNE MICROSTRUCTURE CONSTITUEE DE FINS PRECIPITES DE MOINS DE 8 10M (800A) DISPERSES DE FACON HOMOGENE DANS L'ENSEMBLE DU ZIRCONIUM.

Description

-1 - Procédé pour le formage d'articles à partir d'alliages de zirconium
La présente invention concerne un procédé pour le formage d'articles, soit en tant que produits intermédiaires, soit en tant que produits finals, à partir d'alliages de zirconium. Les produits résultants ont une microstructure particulière qui permet au matériau de résister à la corrosion
en présence de vapeur d'eau à température élevée.
Dans le développement de réacteurs nucléaires, tels que réacteurs à eau pressurisée et réacteurs à eau bouillante, les types de combustibles imposent des exigences nettement accrues à l'ensemble des éléments du coeur du réacteur, tels
que revêtements métalliques, grilles, conaaites et-simtliîres.
De tels éléments sont fabriqués-traditionnellement à partir des alliages à base de zirconium, le Zircaloy-2 et le Zircalo -4. Les exigences accrues vis-à-vis de ces composants consistent en des temps de séjour requis plus longs et en des éléments structuraux plus minces, ces deux facteurs étant des causes de corrosion potentielle et/ou de problèmes de fixation d'hydrogène. Ces exigences accrues ont conduit au
développement d'alliages possédant une résistance à la corro-
sion et à la fixation d'hydrogène améliorée ainsi que la
moulabilité et les propriétés mécaniques qui sont caracté-
ristiques des Zircaloys traditionnels. Une catégorie de ces
matériaux est constituée par les alliages à base de zirco-
nium qui contiennent du zirconium, du niobium, de l'étain et un troisième élément, comme par exemple un alliage de zirconium contenant 1% en poids de niobium, 1% en poids d'étain et 0,1% en poids de fer. La seule restriction technique qui pourrait empêcher l'utilisation de ces alliages est que ceux-ci ne
manifestent normalement une résistance optimale à la corro-
sion et à la fixation d'hydrogène qu'après avoir été refroidis rapidement a partir de températures élevées situées dans les limites du traitement bêta (850-950 C) puis vieillis -2- pendant de longues périodes, comme par exemple pendant 8-24 heures aux environs de 500-600 C. Ce type de traitement ne peut pas être aisément appliqué à tous les éléments du coeur requis et l'utilité de ces alliages est donc strictement limitée. En conséquence, l'objet de la présente invention est un procédé pour le formage d'articles à partir d'un alliage de zirconium contenant, en pourcentage en poids, de 0,5 à 2,0% de niobium, jusqu'à 1,5% d'étain et jusqu'à 0,25% de fer, chrome, molybdène, vanadium, cuivre, nickel ou tungstène en tant que troisième élément, caractérisé par le traitement bêta d'une billette dudit alliage; la déformation initiale de ladite billette bêta-traitée à une température inférieure à 650 C, puis la déformation plus poussée de ladite billette
bêta-recuite dans des stades de travail à froid à une tempé-
rature inférieure à 650 C; le recuit dudit matériau entre lesdits stades de travail à froid à une température allant
de 500 à 650 C; et enfin le recuit dudit matériau à une tem-
pérature inférieure à 650 C.
Ces articles font preuve d'une excellente résistance
à la corrosion en présence de milieux aqueux à des tempéra-
tures élevées, ainsi qu'une résistance à la fixation d'hydrogène.
Les alliages sont bêta-trempés et ensuite traités à des températures plus basses que les températures de recuit ordinaires. Pour le formage de tubes par exemple, l'alliage bêta-trempé est extrudé à une température égale ou inférieure à 650 C, et entre les stades de travail à froid subséquents, l'article est soumis à des recuits de travail à froid à une température égale ou inférieure à 650 C. L'article résultant est soumis à un recuit final à une température elle aussi
inférieure à 650 C et de préférence aux environs de 500 C.
Les articles en alliage résultants ont une microstructure qui comprend de fins précipités ayant une taille moyenne de particules inférieure à 8 x 10-8 m (800 A), dispersés
de façon homogène dans la masse.
-3- Bien que les quantités d'étain et de troisième élément d'alliage présentes puissent aller jusqu'aux pourcentages en poids indiqués, les quantités minimales présentes sont celles suffisantes pour donner dans les articles fabriqués à partir de celles-ci la résistance à la corrosion désirée. Un alliage particulièrement utile s'est révélé être un alliage à base de zirconium contenant 1% en poids de niobium,
1% en poids d'étain et 0,1% en poids de fer.
De préférence, les particules des éléments d'alliage dispersées de façon homogène ont une taille de particules
moyenne inférieure à 5 x 10-8 m (500 A).
Dans une réalisation de l'invention, on soumet d'abord les alliages à un traitement bêta par chauffage de l'alliage à 950-1000"C et refroidissement brusque decelui-ci dans
l'eau a une température inférieure à la température de transi-
tion alpha + bêta-- alpha. Dans le formage de tubes, qui
fait l'objet de la description ci-après, la billette est
ensuite préparée pour l'extrusion par forage d'un trou axial le long de l'axe central de la billette, usinage du diamètre
externe aux dimensions désirées, et application d'un lubri-
fiant sur les surfaces de la billette. Le diamètre de la billette est ensuite réduit par extrusion à une température inférieure à la température traditionnelle, au-dessous de 700 C, dans une filière tronconique et sur un mandrin. On peut ensuite effectuer-un recuit bêta de la gaine de tube
extrudée par chauffage, en fonction de lValliage, a une tempé-
rature de 850-10509C, suivie de refroidissement rapide. La billette peut être ensuite travaillée a froid par laminage pas de pèlerin, dans une zone de fabrication primaire,
pour diminuer l'épaisseur de la paroi et le diamètre externe.
Ce produit intermédiaire est appelé un TREX (Tube Reduced Extrusion= produit extrudé réduit en forme de tube) et il peut être ensuite envoyé à un laminoir à tubes pour être soumis à un travail à froid, un recuit intermédiaire à basse température et à un recuit final selon les stades de fabrication -4-
de la présente invention pour donner des tubes.
On illustre l'invention plusen détail à l'aide de l'exemple descriptif et non limitatif ci-après, en se référant aux dessins ci-annexés, sur lesquels: la figure 1 est un schéma de fabrication d'une réalisa- tionselon la présente invention; les figures 2A, B, C et D montrent des images photomicrographiques au microscope électronique à transmission
illustrant la distribution et la taille de précipités caracté-
ristiques observées dans un tube stabilisé par recuit obtenu selon le présent procédé; et
les figures 3A, B, C et D montrent des images photo-
micrographiques au microscope électronique à transmission
illustrant la distribution et la taille de précipités carac-
téristiques observés dans un tube complètement recuit obtenu
selon le présent procédé.
Si l'on se réfère à la figure 1, un alliage à base de zirconium a été transformé en revêtement métallique tubulaire
à paroi mince à partir d'un alliage à base de zirconium conte-
nant, en poids, 1% de niobium, 1% d'étain et 0,1% de fer, le reste étant constitué de zirconium. Un lingot d'alliage à base de zirconium, ayant la composition donnée dans le tableau IV, a été fragmenté par traitement classique puis bêta-forgé à partir d'une billette de 30 cm (12 pouces) de diamètre en une billette d'environ 15 cm (6 pouces) de diamètre (stade 1). On a bêta-traité la billette de 15 cm (stade 2)
par maintien du lingot pendant 15 minutes dans un four aux -
environs de 968-996 C (1775-1825 F) et par refroidissement brusque de la billette dans de l'eau. La billette bêta-traitée a été ensuite usinée, forée, et examinée en préparation de l'extrusion. La billette creuse eialliage à base de zirconium a été enÉuite chauffée aux environs de 649 C (1200 F) et extrudée (stade 3) en un tube creux ayant un diamètre externe de 6,25 cm (2,5 pouces) et une épaisseur de paroi de 1,07 cm
(0,43 pouce).
-5- Le tube creux extrudé a été bêta-recuit (stade 4) à 954 C (1750 F) pendant 15 minutes- en préparation du premier
stade de travail à froid.
Le produit extrudé bêta-recuit a été soumis dans le stade 5 à un laminage à pas de pélerin pour donner un TREX ayant un diamètre externe de 4,44 cm (1,75 pouce) et une épaisseur de paroi de 0,76 cm (0,3 pouce). Le TREX a été ensuite soumis à un recuit de travail à froid (stade 6) pendant 8 heures à 600 C (1112 F). Après le recuit de travail à froid du TREX, celui-ci a été transformé par laminage à pas de pélerin à froid (stade 7) en une gaine de tube ayant un diamètre externe de 3,17 cm 41,25 pouce) et une épaisseur de paroi de 0,5 cm (0,2 pouce). La gaine de tube a été soumise à un autre recuit de travail à froid (stade 8) pendant 8 heures aux environs de 580 C (1076 F). La gaine de tube recuite a été à nouveau transformée par laminage à pas de pélerin à froid (stade 9) en une gaine de tube ayant un diamètre externe de 1,8 cm (0,70 pouce) et une épaisseur de paroi de 0,18 cm (0,07 pouce). On a soumis la gaine de tube à un nouveau recuit de travail à froid (stade 10) pendant 8 heures aux environs de 580 C (1076 F). On a effectué un troisième laminage à pas de pélerin de la gaine de tube (stade 11) pour obtenir un tube ayant un diamètre externe de 1,07 cm
(0,423 pouce) et une épaisseur de paroi de 0,063 cm (0,025 pouce).
Ce tube a été ensuite soumis à un recuit final (stade 12)
pendant 7,5 heures aux environs de 480 C (896 F).
Le revêtement métallique pour combustible nucléaire obtenu selon le présent procédé a été soumis à des essais de comportement hors réacteur et en réacteur et il a fait preuve d'une résistance à la corrosion et d'une résistance à fixation d'hydrogène nettement supérieures à celles du revêtement métallique pour combustible nucléaire à base de Zircalop-4. On a testé la résistance à la corrosion de sections stabilisées par recuit de tubes préparés selon le présent -6- procédé dans un autoclave statique en présence d'eau à 3160C (10,6 MPa), d'eau à 360 C (18,6 MPa) et de vapeur d'eau à 427 C (10,3 MPa), en comparant les valeurs de la vitesse de corrosion et de la fixation d'hydrogène à celles obtenues avec du Zircaloy -4. Les résultats des essais sont donnés dans le tableau I (corrosion) et dans le tableau II (fixation d'hydrogène):
Tableau I
Vitesses de corrosion linéaires après transition, hors réacteur, manifestées par les revêtements métalliques pour combustibles en alliage Zr-Nb(1,0)-Sn(1,0)-Fe(0,1) et en Zircaloy-4 de référence Température Vitesse de corrosion Alliage ( C) (mg/dm2/jour) Zr-Nb-Sn-Fe 316 0,09
" 360 0,33
" 427 2,48
Zircalo -4 316 0,10
Y--4 31 6 0,1 0
" 360 0,57
" 427 6,05
Tableau II
Vitesses de fixation d'hydrogène hors réacteur manifestées par les revêtements métalliques pour combustible en alliage Zr-Nb(1,0)-Sn(1,0)Fe(0,1) et en Zircalo -4 de référence Température % de la valeur Vitesse de ( C) théorique (X ) fixation d'hydrogène Alliage _(mq/dm2/iour) Zr-NbSn-Fe 316 4,4 2,2 0,6
" 360 6,2 2,2 2,3
" R_ 427 27,7 5,8 79,5
Zircaloy-4 316 12,7 9,0 2,2
" 360 12,7 4,4 8,6
427 51,6 13,1 122,4
-7- Il ressort des tableaux ci-dessus que le revêtement métallique pour combustible en alliage Zr-Nb-Sn-Fe de la présente invention manifeste des vitesses de corrosion à la chaleur après transition plus faibles aux trois températures et des vitesses de fixation d'hydrogène trois à quatre fois
plus faibles par comparaison avec le Zircalo -4.
Des barres de combustibles utilisant un revêtement
métallique fabriqué selon la présente invention ont été irra-
diées dans le réacteur à eau pressurisée BR-3 installé a Mol, Belgique. Les examens après irradiation (Post Irradiation Examination= PIE) effectués après exposition pendant un cycle
d'opération ont montré un comportement vis-a-vis de la corro-
sion en réacteur supérieur a celui du Zircalo -4, en accord avec les résultats obtenus hors réacteur. Les résultats de la comparaison sont indiqués dans le tableau III:
Tableau III
Epaisseurs d'oxyde mesurées sur des barres de combustible BR-3 après un cycle d'irradiation (7,5 mois d'exposition) Alliage Hauteur (mm) Epaisseur d'oxyde Moyenne (pm) (m) Zr-Nb-Sn-Fe 81 2,56 t' 287 3,55
- 467 3,97 3,468
" 666 3,96
" 848 3,30
Zircaloi -4 2,63 Sirea10X4-81 263
"À 272 4,00
" 416 4,23 3,656
", 675 4,22
869 3,20
Le présent procédé donne une distribution uniforme de très fines particules de précipité dans la microstructure de l'alliage. La microstructure d'une tubulure en alliage a base de zirconium contenant 1, 0% de niobium, 1,0% d'étain et 0,1% de fer, qui avait été stabilisée par recuit avec un recuit final de 7,5 heures à 480 C (896 F), est représentée sur les figures 2 A, B, C et D. Les figures 3 A, B, C et D montrent la microstructure d'un tube du même alliage que celui de la figure 2, qui avait été complètement recuit aux
environs de 590 C (1094 F) pendant une période de 8 heures.
Dans le tube complètement recuit obtenu selon la présente invention, formé à partir d'un alliage à base de zirconium contenant 1,0% de niobium, 1,0% d'étain et 0,1% de fer, qui avait été complètement recuit pendant 8 heures à 600 C (1112 F), la taille de particulesmoyenne des précipités
était 3,30 x 10-8 m (330 A) de diamètre moyen, avec une concen-
tration en particules égale à 4 x 1014/cm3. Cette taille de précipite représente une dispersion relativement fine, en particulier si on la compare à un diamètre moyen de 3 x 10- m (3000 A) correspondant à la taille de particules
dans un alliage à base de Zircaloe -4 traité de façon classique.
Bien que les avantages de la présente invention aient été décrits en rapport avec un alliage a base de zirconium contenant 1% de niobium, 1% d'étain et 0,1% de fer, dans la fabrication d'un tube à paroi mince, ayant une épaisseur de paroi inférieure à 0,10 cm (0,04 pouce), à utiliser en tant que revêtement métallique pour combustible nucléaire, on estime que la présente invention est également applicable à d'autres alliages tels que définis précédemment et a la fabrication d'autres articles, matériaux en feuille ou plaques par exemple. On estime donc que la présente invention est applicable a des alliages à base de zirconium contenant du niobium, de l'étain et du fer en d'autres pourcentages en poids que ceux décrits plus haut, et a des alliages à base de zirconium contenant du niobium, de l'étain et, en tant que troisième -élément d'alliage, en plus du fer et à la place de celui-ci, d'autres éléments tels que le chrome, le molybdène, le vanadium, le cuivre, le nickel et le tungstène, -9- le troisième élément d'alliage étant présent en une quantité
totale inférieure à environ 0,25% en poids.
Dans le formage de matériau en feuille ou de plaques selon le présent procédé, on abaisse la température de laminage à environ 650 C ou moins, avec comme requis un certain nombre de passes de laminage à chaud exécutées au-dessous de cette tEmpérature, avec un recuit final également au-dessous de cette température, pour obtenir des articles comportant les précipités dispersés de façon homogène, de taille inférieure
à 8 x 10-8 m (800 A) environ,dans l'ensemble du matériau.
-10-
Tableau IV
Composition d'un lingot en alliage à base de zirconium contenant 1% en poids de niobium, 1% en poids d'étain et 0,1% en poids de fer, traité selon l'invention Spéc. Soemet du lingot Base du lingot Nb 0.9-1.1 1.01 0. 96 Sn 0.9-1.1 0.97 0.94 Fe 0.09-0.11 0.10 0.09 0 1000-1600ppm 1370 1490 Zr Complément
A1 75 <35 <35
B 0.5 <0.2 - <0.2
Cd 0.5 <0.2 <0.2
1 C 120 60 70
Cl 20 <5 <5 Co 20 <10 <10 Cu 50 <25 <25 Cr 50 <50 <50
H 20 5 6
Hf 75 40 39 Pb 50 <50 <50 Mn 50 <25 <25
N 50 29 28
Ni 50 <35 <35 Si 80 <50 <50 Ti 50 <40 <40
W 100 <25 <25
UT 3.5 0.5
U-235 0.025 0.0045
-11 -

Claims (6)

REVENDICATIONS
1. Procédé pour le formage d'articles à partir d'un alliage de zirconium contenant, en pourcentage.en poids, de 0 5 à 2,0% de niobium, jusqu'à 1, 5% d'étain et jusqu'à 0,25% de fer, chrome, molybdène, vanadium, cuivre, nickel ou tungstène en tant que troisième élément, caractérisé par le traitement bêta d'une billette dudit alliage; la déformation initiale de ladite billette bêta-traitée à une température inférieure à 650 C, puis la déformation plus poussée de ladite billette
beta-recuite dans des stades de travail à froid à une tempé-
rature inférieure à 650 C; le recuit dudit matériau entre lesdits stades de travail à froid à une temperature allant -à aeriau à une :de 5.00 a *6500C; et enfin le-recuit dudit matériau à une
température inférieure à 650 C.
2 Procédé selon la-revendication 1, caractérisé par le fait que l'alliage de zirconium contient environ 1%
en poids de niobium et environ 1% en poids d'étain.
3. Procédé selon la revendication 1 ou 2, caractérisé par le fait que l'alliage de zirconium contient environ 0,1%
en poids dudit troisième élément.
4. Procédé selon la revendication 1, 2 ou 3, caracté-
risé par le fait que le recuit du matériau entre chacun des stades de travail à froid est effectué à une température allant de 550 à 600'C pendant une période allant jusqu'à
8 heures.
5. Procédé selon la revendication 4, caractérisé
par le fait que le recuit final est effectué à une tempéra-
ture inférieure à 5000 C.
6. Procédé selon l'une quelconque des revendications
1 a 5, caractérisé par le fait qu'après la déformation initiale de la billette bêta-traitée et avant la déformation plus pousséee ladite billette est bêta-recuite par chauffage de
celle-ci à une temperature allant de 850 à 1050 C et refroi-
dissement rapide de celle-ci.
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0198570A2 (fr) * 1985-01-22 1986-10-22 Westinghouse Electric Corporation Procédé de fabrication de tubes à parois minces en un alliage zirconium-niobium
US5017336A (en) * 1988-01-22 1991-05-21 Mitsubishi Kinzoku Kabushiki Kaisha Zironium alloy for use in pressurized nuclear reactor fuel components
WO1996006956A1 (fr) * 1994-08-31 1996-03-07 Combustion Engineering, Inc. Alliage de zirconium avec du tungstene et du nickel
FR2776821A1 (fr) * 1998-03-31 1999-10-01 Framatome Sa Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire

Families Citing this family (73)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0762224B2 (ja) * 1986-02-03 1995-07-05 株式会社日立製作所 高強度高耐食性ジルコニウム基合金部材の製造法
JPS62180047A (ja) * 1986-02-03 1987-08-07 Hitachi Ltd ジルコニウム基合金部材の製造法
FR2599049B1 (fr) * 1986-05-21 1988-07-01 Cezus Co Europ Zirconium Procede de fabrication d'un feuillard en zircaloy 2 ou zircaloy 4 partiellement recristallise et feuillard obtenu
JPH0762197B2 (ja) * 1986-07-25 1995-07-05 株式会社神戸製鋼所 原子炉用ジルコニウム合金
US4963323A (en) * 1986-07-29 1990-10-16 Mitsubishi Kinzoku Kabushiki Kaisha Highly corrosion-resistant zirconium alloy for use as nuclear reactor fuel cladding material
JPH0762225B2 (ja) * 1986-08-29 1995-07-05 株式会社日立製作所 高耐食ジルコニウム合金製品の製造法
US4863685A (en) * 1987-04-23 1989-09-05 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloys
ES2022509B3 (es) * 1987-04-23 1991-12-01 Gen Electric Aleaciones de circonio resistentes a la corrosion.
US4876064A (en) * 1987-04-23 1989-10-24 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloys containing bismuth
FR2624136B1 (fr) * 1987-12-07 1992-06-05 Cezus Co Europ Zirconium Tube, barre ou tole en alliage de zirconium, resistant a la fois a la corrosion uniforme et a la corrosion nodulaire et procede de fabrication correspondant
JP2687538B2 (ja) * 1988-01-22 1997-12-08 三菱マテリアル株式会社 原子炉燃料集合体用Zr合金
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
US4879093A (en) * 1988-06-10 1989-11-07 Combustion Engineering, Inc. Ductile irradiated zirconium alloy
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
JP2559136B2 (ja) * 1988-10-26 1996-12-04 三菱マテリアル株式会社 原子炉燃料被覆管支持格子用Zr合金
JP2726299B2 (ja) * 1989-02-14 1998-03-11 日本核燃料開発株式会社 原子炉用高耐食性ジルコニウム合金
US4990305A (en) * 1989-06-28 1991-02-05 Westinghouse Electric Corp. Single peak radial texture zircaloy tubing
US5230758A (en) * 1989-08-28 1993-07-27 Westinghouse Electric Corp. Method of producing 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
US5112573A (en) * 1989-08-28 1992-05-12 Westinghouse Electric Corp. Zirlo material for light water reactor applications
FR2664907B1 (fr) * 1990-07-17 1997-12-05 Cezus Zirconium Cie Europ Procede de fabrication d'une tole ou feuillard en zircaloy de bonne formabilite et feuillards obtenus.
US5211774A (en) * 1991-09-18 1993-05-18 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with superior ductility
SE9103052D0 (sv) * 1991-10-21 1991-10-21 Asea Atom Ab Zirkoniumbaserad legering foer komponenter i kaernreaktorer
US5244514A (en) * 1992-02-14 1993-09-14 Combustion Engineering, Inc. Creep resistant zirconium alloy
US5266131A (en) * 1992-03-06 1993-11-30 Westinghouse Electric Corp. Zirlo alloy for reactor component used in high temperature aqueous environment
DE69329100T2 (de) * 1992-12-09 2001-03-22 Koninkl Philips Electronics Nv Ladungsgekoppelte Anordnung
US5254308A (en) * 1992-12-24 1993-10-19 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with improved post-irradiation properties
US5278882A (en) * 1992-12-30 1994-01-11 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with superior corrosion resistance
US5305359A (en) * 1993-05-13 1994-04-19 General Electric Company Dimensionally stable and corrosion-resistant fuel channels and related method of manufacture
US5366690A (en) * 1993-06-18 1994-11-22 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with tin, nitrogen, and niobium additions
SE502866C2 (sv) * 1993-06-30 1996-02-05 Asea Atom Ab Bränsleelement för tryckvattenreaktor vars ledrör är slutvärmebehandlade i två steg
FR2737335B1 (fr) 1995-07-27 1997-10-10 Framatome Sa Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube
US5805656A (en) * 1996-04-08 1998-09-08 General Electric Company Fuel channel and fabrication method therefor
JP3726367B2 (ja) * 1996-08-09 2005-12-14 三菱マテリアル株式会社 軽水炉用燃料棒およびその製造方法
JP3564887B2 (ja) * 1996-08-09 2004-09-15 三菱マテリアル株式会社 軽水炉用燃料棒およびその製造方法
UA53696C2 (uk) * 1997-03-12 2003-02-17 Откритоє Акціонєрноє Общєство "Чєпєцкій Мєханічєскій Завод" Спосіб виготовлення трубних виробів з цирконієвих сплавів (варіанти)
US5844959A (en) * 1997-08-01 1998-12-01 Siemens Power Corporation Zirconium niobium tin alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
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
US5835550A (en) * 1997-08-28 1998-11-10 Siemens Power Corporation Method of manufacturing 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
KR100286871B1 (ko) 1998-10-21 2001-04-16 장인순 내부식성과 기계적 특성이 우수한 지르코늄합금 조성물
US7985373B2 (en) * 1998-03-31 2011-07-26 Framatome Anp Alloy and tube for nuclear fuel assembly and method for making same
US20040118491A1 (en) * 1998-03-31 2004-06-24 Jean-Paul Mardon Alloy and tube for nuclear fuel assembly and method for making same
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
US7194980B2 (en) * 2003-07-09 2007-03-27 John Stuart Greeson Automated carrier-based pest control system
US20060243358A1 (en) * 2004-03-23 2006-11-02 David Colburn Zirconium alloys with improved corrosion resistance and method for fabricating zirconium alloys with improved corrosion
US9284629B2 (en) 2004-03-23 2016-03-15 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments
US10221475B2 (en) 2004-03-23 2019-03-05 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance
US7132651B2 (en) * 2004-04-23 2006-11-07 Framatome Anp, Inc. In-situ BWR and PWR CRUD flake analysis method and tool
EP1771591B1 (fr) * 2004-07-06 2016-12-07 Westinghouse Electric Sweden AB Capsule de combustible destinee a un reacteur nucleaire a eau bouillante
FR2874119B1 (fr) * 2004-08-04 2006-11-03 Framatome Anp Sas Procede de fabrication d'un tube de gainage de combustible pour reacteur nucleaire, et tube ainsi obtenu
US9139895B2 (en) * 2004-09-08 2015-09-22 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Zirconium alloy fuel cladding for operation in aggressive water chemistry
US8043448B2 (en) * 2004-09-08 2011-10-25 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Non-heat treated zirconium alloy fuel cladding and a method of manufacturing the same
KR100733701B1 (ko) * 2005-02-07 2007-06-28 한국원자력연구원 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물
US20060227924A1 (en) * 2005-04-08 2006-10-12 Westinghouse Electric Company Llc High heat flux rate nuclear fuel cladding and other nuclear reactor components
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.
KR100831578B1 (ko) * 2006-12-05 2008-05-21 한국원자력연구원 원자력용 우수한 내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법
KR100835830B1 (ko) * 2007-01-11 2008-06-05 한국원자력연구원 β-니오븀 석출물의 분포 제어를 통한 내식성이 우수한지르코늄 합금 핵연료피복관의 제조방법
JP5916286B2 (ja) * 2010-11-08 2016-05-11 株式会社日立製作所 高耐食ジルコニウム合金材料の製造方法
US8831166B2 (en) * 2011-02-04 2014-09-09 Battelle Energy Alliance, Llc Zirconium-based alloys, nuclear fuel rods and nuclear reactors including such alloys, and related methods
KR101929608B1 (ko) 2011-06-16 2018-12-14 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 최종 열처리로 인해 개선된 부식/크리프 저항을 갖는 지르코늄계 합금 제품 및 그 제조방법
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
KR101630403B1 (ko) 2016-01-27 2016-06-14 한전원자력연료 주식회사 다단 열간압연을 적용한 핵연료용 지르코늄 부품의 제조방법
US10446276B2 (en) 2016-06-21 2019-10-15 Westinghouse Electric Company Llc Method of manufacturing a SiC composite fuel cladding with inner Zr alloy liner
US11289213B2 (en) 2017-08-31 2022-03-29 Westinghouse Electric Company Llc Control rods for light water reactors
US20190139654A1 (en) 2017-10-31 2019-05-09 Westinghouse Electric Company, Llc High temperature nuclear fuel system for thermal neutron reactors
AR110991A1 (es) 2018-02-21 2019-05-22 Comision Nac De Energia Atomica Cnea Aleaciones de circonio con resistencia a la corrosión y temperatura de servicio mejoradas para usar en el revestimiento del combustible y las partes estructurales del núcleo de un reactor nuclear

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2894866A (en) * 1958-01-21 1959-07-14 Marion L Picklesimer Method for annealing and rolling zirconium-base alloys
US3121034A (en) * 1962-03-13 1964-02-11 Anderko Kurt Zirconium alloy treatment process
US3865635A (en) * 1972-09-05 1975-02-11 Sandvik Ab Method of making tubes and similar products of a zirconium alloy
US4212686A (en) * 1978-03-03 1980-07-15 Ab Atomenergi Zirconium alloys
EP0071193A1 (fr) * 1981-07-29 1983-02-09 Hitachi, Ltd. Procédé de fabrication d'un alliage à base de zirconium
EP0085553A2 (fr) * 1982-01-29 1983-08-10 Westinghouse Electric Corporation Procédés de fabrication d'alliage de zirconium
EP0198570A2 (fr) * 1985-01-22 1986-10-22 Westinghouse Electric Corporation Procédé de fabrication de tubes à parois minces en un alliage zirconium-niobium

Family Cites Families (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3005706A (en) * 1958-05-27 1961-10-24 Westinghouse Electric Corp High strength alloys of zirconium
DE1249531B (de) * 1962-04-19 1967-09-07 Metallgesellschaft Aktiengesellschaft Frankfurt/M Verfahren zur Herstellung eines Ausgangsmatenals fur Drahte und Bander aus Supraleitern auf Niobbasis
GB988069A (en) * 1962-09-26 1965-04-07 Imp Metal Ind Kynoch Ltd Improvements in or relating to zirconium-base alloys
US3567522A (en) * 1965-12-15 1971-03-02 Westinghouse Electric Corp Method of producing zirconium base alloys
US3645800A (en) * 1965-12-17 1972-02-29 Westinghouse Electric Corp Method for producing wrought zirconium alloys
US3575806A (en) * 1967-11-24 1971-04-20 Ca Atomic Energy Ltd Hydriding resistant zirconium alloy components
US3689324A (en) * 1968-09-27 1972-09-05 George W Wiener Process for obtaining preferred orientation in zirconium and its alloy
US3826124A (en) * 1972-10-25 1974-07-30 Zirconium Technology Corp Manufacture of tubes with improved metallic yield strength and elongation properties
US3884728A (en) * 1973-02-26 1975-05-20 Exxon Nuclear Co Inc Thermo-mechanical treatment of zirconium alloys
FR2219978B1 (fr) * 1973-03-02 1976-04-30 Commissariat Energie Atomique
US4094706A (en) * 1973-05-11 1978-06-13 Atomic Energy Of Canada Limited Preparation of zirconium alloys
CA988748A (en) * 1973-05-11 1976-05-11 Donald J. Cameron High strenght corrosion-resistant zirconium aluminum alloys
CA1014833A (fr) * 1974-07-12 1977-08-02 Stuart R. Macewen Alliage a base de zirconium et methode de fabrication
US4169743A (en) * 1974-12-23 1979-10-02 General Electric Company Zirconium-base alloy nuclear fuel container and method
CA1027781A (fr) * 1975-05-06 1978-03-14 Brian A. Cheadle Procede de fabrication de tubes tres resistants en alliage de sn-mo-nb-zr
FR2334763A1 (fr) * 1975-12-12 1977-07-08 Ugine Aciers Procede permettant d'ameliorer la tenue a chaud du zirconium et de ses alliages
US4238251A (en) * 1977-11-18 1980-12-09 General Electric Company Zirconium alloy heat treatment process and product
CA1163120A (fr) * 1980-07-08 1984-03-06 Brian A. Cheadle Tubes en alliage a base de zr a coefficient de dilatation reduit pour reacteurs
JPS57210961A (en) * 1981-06-19 1982-12-24 Toshiba Corp Manufacture of fuel cladding pipe for nuclear reactor
US4450016A (en) * 1981-07-10 1984-05-22 Santrade Ltd. Method of manufacturing cladding tubes of a zirconium-based alloy for fuel rods for nuclear reactors
JPS5822366A (ja) * 1981-07-29 1983-02-09 Hitachi Ltd ジルコニウム基合金の製造法
JPS5822365A (ja) * 1981-07-29 1983-02-09 Hitachi Ltd ジルコニウム基合金の製造方法
SE434679B (sv) * 1982-07-01 1984-08-06 Asea Ab Anordning vid hermetiskt slutna lastceller for eliminering av inverkan pa metverdet av en skillnad mellan trycket i ett givarrum och atmosferstrycket

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2894866A (en) * 1958-01-21 1959-07-14 Marion L Picklesimer Method for annealing and rolling zirconium-base alloys
US3121034A (en) * 1962-03-13 1964-02-11 Anderko Kurt Zirconium alloy treatment process
US3865635A (en) * 1972-09-05 1975-02-11 Sandvik Ab Method of making tubes and similar products of a zirconium alloy
US4212686A (en) * 1978-03-03 1980-07-15 Ab Atomenergi Zirconium alloys
EP0071193A1 (fr) * 1981-07-29 1983-02-09 Hitachi, Ltd. Procédé de fabrication d'un alliage à base de zirconium
EP0085553A2 (fr) * 1982-01-29 1983-08-10 Westinghouse Electric Corporation Procédés de fabrication d'alliage de zirconium
EP0198570A2 (fr) * 1985-01-22 1986-10-22 Westinghouse Electric Corporation Procédé de fabrication de tubes à parois minces en un alliage zirconium-niobium

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0198570A2 (fr) * 1985-01-22 1986-10-22 Westinghouse Electric Corporation Procédé de fabrication de tubes à parois minces en un alliage zirconium-niobium
EP0198570A3 (en) * 1985-01-22 1987-10-14 Westinghouse Electric Corporation Process for producing a thin-walled tubing from a zirconium-niobium alloy
US5017336A (en) * 1988-01-22 1991-05-21 Mitsubishi Kinzoku Kabushiki Kaisha Zironium alloy for use in pressurized nuclear reactor fuel components
WO1996006956A1 (fr) * 1994-08-31 1996-03-07 Combustion Engineering, Inc. Alliage de zirconium avec du tungstene et du nickel
FR2776821A1 (fr) * 1998-03-31 1999-10-01 Framatome Sa Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire
WO1999050854A1 (fr) * 1998-03-31 1999-10-07 Framatome Alliage et tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube

Also Published As

Publication number Publication date
US4649023A (en) 1987-03-10
JP2575644B2 (ja) 1997-01-29
JPS61170552A (ja) 1986-08-01
FR2576322B1 (fr) 1994-04-08

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