FR2693476A1 - Produit extérieurement en alliage de Zr, son procédé de fabrication et son utilisation. - Google Patents

Produit extérieurement en alliage de Zr, son procédé de fabrication et son utilisation. Download PDF

Info

Publication number
FR2693476A1
FR2693476A1 FR9208760A FR9208760A FR2693476A1 FR 2693476 A1 FR2693476 A1 FR 2693476A1 FR 9208760 A FR9208760 A FR 9208760A FR 9208760 A FR9208760 A FR 9208760A FR 2693476 A1 FR2693476 A1 FR 2693476A1
Authority
FR
France
Prior art keywords
ppm
alloy
content
product
sep
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.)
Granted
Application number
FR9208760A
Other languages
English (en)
Other versions
FR2693476B1 (fr
Inventor
Charquet Daniel
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.)
Compagnie Europeenne du Zirconium Cezus SA
Original Assignee
Compagnie Europeenne du Zirconium Cezus SA
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 Compagnie Europeenne du Zirconium Cezus SA filed Critical Compagnie Europeenne du Zirconium Cezus SA
Priority to FR929208760A priority Critical patent/FR2693476B1/fr
Priority to RU93033694A priority patent/RU2117711C1/ru
Priority to JP5170426A priority patent/JP2894928B2/ja
Publication of FR2693476A1 publication Critical patent/FR2693476A1/fr
Application granted granted Critical
Publication of FR2693476B1 publication Critical patent/FR2693476B1/fr
Priority to US08/310,040 priority patent/US5622574A/en
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • G21C3/07Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22CALLOYS
    • C22C16/00Alloys based on zirconium
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
  • Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)

Abstract

L'invention a pour objet un produit (O3 à O8) ayant au moins une face extérieure formée par un alliage de Zr (X) comprenant les éléments d'addition suivants (% en masse): Sn 0,40 à 1,70- Fe 0,05 à 0,25- Cr 0,03 à 0,16- Ni moins de 0,08; les teneurs maximales en impuretés suivantes (ppm): Al 75- B 0,5- Cd 0,5- C 270- Co 20- Cu 50- Hf 100- H2 25- Mg 20- Mn 50- Mo 50- N2 65- Si 120- Ti 50- W 10- U total 3,5; O2 et Zr le solde, caractérisé en ce que ledit alliage de Zr (X) a une teneur en Ni supérieure à 70 ppm et inférieure à 300 ppm. L'invention a aussi pour objets le procédé de fabrication employé pour ce produit et les utilisations correspondantes dans des réacteurs nucléaires à eau. L'application du produit y est faite sous forme d'éléments combustibles ou de pièces de structure.

Description

PRODUIT EXTERIEUREMENT EN ALLIAGE DE Zr, SON PROCEDE DE FABRICATION ET SON
UTILISATION
La présente invention concerne un produit extérieurement en alliage de Zr, qu'il soit plaque ou entierement en cet alliage, son procedé de fabrication et son utilisation sous forme le plus souvent façonnée ou assemblée dans un réacteur nucléaire à eau.
Les deux principaux alliages de zirconium utilisés dans les réacteurs nucléaires à eau sont d'une part le zircaloy 2 qui contient 1,2 à 1,7% d'étain, 0,07 à 0,2% de fer, 0,05 à 0,15% de chrome et 0,03 à 0,08% de nickel, et d'autre part le zircaloy 4 qui contient 1,2 à 1,7% d'etain, 0,18 à 0,24% de fer et 0,07 à 0,13% de chrome, le nickel ayant une teneur maximale de 0,007%. Ces alliages sont utilises pour les tubes de gainage des combustibles et pour la realisation des pièces de structure des assemblages, leurs compositions sont donnees par les spécifications
ASTM B 352, sous les désignations respectives de nuances "R 60802" et "R 60804".
Dans les réacteurs à eau bouillante où la corrosion est soit uniforme, soit de type nodulaire, on utilise plutôt le zircaloy 2, le zircaloy 4 ayant toutefois eté utilisé pour des boîtiers et des espaceurs. Dans les réacteurs à eau pressurisée où la corrosion est généralement uniforme, on utilise plutôt le zircaloy 4.
La résistance à la corrosion nodulaire est appréciée par la mesure du gain de masse après test de 24 heures à 500 C en vapeur; la résistance à la corrosion uniforme est appréciée par la mesure du gain de masse après test à 400 C en eau pressurisée pendant 14 jours. Pour la corrosion dans l'eau et dans la vapeur (eau bouillante), on demande à la fois une bonne résistance à la corrosion uniforme et une bonne résistance à la corrosion nodulaire ainsi qu'un très faible taux d'absorption d'hydrogène.
Les zircaloy 2 et 4 n'ont pas les mêmes comportements vis à vis des deux formes de corrosion et de l'absorption d'hydrogène, et il est difficile d'avoir des conditions de transformation permettant d'utiliser chaque alliage avec de bons résultats dans les deux types de réacteurs.
La demanderesse a cherché à mettre au point un produit plus facilement adaptable à ces deux types de réacteurs et de corrosion.
EXPOSE DE L'INVENTION
L'invention a pour objet un produit ayant au moins une face extérieure formée par un alliage de Zr comprenant les éléments d'addition suivants en en masse) : Sn 0,40 à 1,70 - Fe 0,05 à 0,25 - Cr 0,03 à 0,16 - Ni moins de 0,08; les teneurs maximales en impuretés suivantes (ppm) : Al 75
B 0,5- Cd 0,5- C 270- Co 20- Cu 50- Hf 100- H2 25- Mg 20- Mn 50- Mo 50
N2 65- Si 120- Ti 50- W 10- U total 3,5; 02 et Zr le solde, caractérisé en ce que ledit alliage de Zr a une teneur en Ni supérieure à 70 ppm et inférieure à 300 ppm.
La teneur en oxygène (02) de l'alliage est typiquement comprise entre 500 et 1400 ppm. Les teneurs limites en impuretes sont celles du zircaloy 2 et du zircaloy 4 (spécifications ASTM B352). L'addition de Ni n'est plus une impureté comme pour le zircaloy 4, mais une addition volontaire faible dont les essais ont montré qu'elle entraîne une amélioration surprenante de la resistance à la corrosion nodulaire. On peut dire qu'il s'agit d'un alliage de Zr du type "zircaloy 4 dopé au nickel", toutefois la teneur en
Sn peut y être abaissée jusqu'à 0,4% pour améliorer la résistance à la corrosion uniforme.
Cette amélioration de la tenue à la corrosion nodulaire n'entraîne pas une augmentation du taux d'absorption d'hydrogène qui reste inférieur à celui du zircaloy 2. L'absorption d'hydrogene est conditionnée à la fois par la réaction d'oxydation de Zr par l'eau, donnant la formation d'oxyde du type
Zr02 et un dégagement d'hydrogene (H2), et par l'absorption de cet H2 par l'alliage de Zr. Et pour un même gain de masse dans les tests à 500"C le zircaloy 2 absorbe beaucoup plus d'hydrogène que le zircaloy 4, ce qui le fragilise progressivement et peut réduire sa durée de vie. Cette absorption de H2 plus forte du zircaloy 2, jusqu'à 50% de plus, est attribuée surtout à la présence de Ni, environ 0,05%. La présence de Ni dans les alliages de Zr est généralement connue comme favorisant l'absorption d'hydrogène.Mais, dans l'alliage de Zr de l'invention, l'ajout de Ni effectue n'entraîne pas d'augmentation du taux d'absorption d'hydrogène. La résultante des deux effets signalés, vitesse d'oxydation et absorption du H2 de la réaction, est donc de façon inattendue favorable.
L'amélioration de leur tenue à la corrosion nodulaire entraîne une insensibilité beaucoup plus grande des produits de l'invention aux conditions de la transformation succédant à une trempe de l'ébauche depuis le domaine béta, de préférence avec refroidissement rapide d'au moins 10 C par seconde jusqu'à 600"C. Le domaine des transformations fournissant des produits utilisables dans les deux types de réacteurs, parce que ayant à la fois une bonne résistance à la corrosion uniforme et une bonne résistance à la corrosion nodulaire, est fortement élargi.
Le facteur durée A = i ti exp(- 40 000/Ti), dans lequel ti et Ti sont respectivement les durées de traitement (h) et les températures (Kelvin) de chacun des traitements successifs thermomécaniques et/ou mecaniques et thermiques succedant au traitement de trempe depuis bêta, est maintenant compris entre 3x10 19 h et 6x10 18 h, alors que les intervalles admissibles sont respectivement de 5x10 19 h à 2xl018 h pour le zircaloy 4 et de 3xl0 19 h à 7x10 18 h pour le zircaloy 2 (figure 2). L'intérêt pratique est considérable.Les indications données sont valables pour l'ensemble de l'intervalle de teneurs en Sn de l'invention (0,4 à 1,7%), la teneur en Sn de la matrice ne modifiant pas en particulier la cinétique de croissance des precipités et de façon générale la correspondance entre le facteur durée "A" du produit et l'évolution de sa résistance à la corrosion uniforme ou nodulaire. Cette résistance s'améliore lorsque la teneur en Sn diminue sensiblement et est par exemple comprise entre 0,4 et 0,8%, l'alliage etant alors particulièrement adapté à une utilisation en couche exterieure de tubes de gai nage. La question des domaines de transformation des produits de l'invention sera reprise à propos du procédé de fabrication et dans les Exemples.
L'alliage de Zr du produit de l'invention a une teneur en Ni de préférence au moins égale à 100 ppm, la diminution du gain de masse à 500"C s'accompagnant alors d'un resserrement des résultats. La teneur en Ni est de préférence encore comprise entre 150 et 290 ppm, les avantages précédents étant plus marqués et le gain de masse à 500"C étant inférieur ou égal à celui d'un produit en zircaloy 2, avec un taux d'absorption d'hydrogène plus faible. La limitation de la teneur maximale en Ni permet d'éviter une diminution prononcée de la résistance à la corrosion uniforme pour les facteurs duree "A" relativement faibles. Lorsque la teneur en Sn est de 1,2 à 1,7% et de préférence 1,2 à 1,5%, l'alliage de Zr est du type zircaloy 4 modifié par l'addition de Ni de l'invention.C'est un zircaloy 4 modifié par cette addition de nickel, lorsque les intervalles de teneurs en Fe, Cr, (Fe+Cr+Ni) sont ceux de la nuance R 60804 de 1'ASTM B352, à savoir : Fe 0,18 à 0,24%- Cr 0,07 à 0,13%-(Fe+Cr+Ni) 0,28 à 0,37%.
Le produit de l'invention est typiquement sous l'une quelconque des formes suivantes - ebauche de tube de gainage, connue comme TREX ("tubular reduced
extrusion"), ou tube de gainage; - barre ou portion de barre, en particulier sous forme de bouchon pour
crayon combustible, entièrement en alliage de Zr selon l'invention; - feuillard, le plus souvent d'épaisseur 0,3 à 1 mm, ou tôle d'épaisseur
habituelle 1,5 à 3 mm, et les pièces de structure conformées qui en
résultent telles que respectivement des grilles d'espacement et des
boîtiers.
Les tubes de gainage et les ébauches de tubes de gai nage, peuvent être en plusieurs couches, tels les tubes dits "duplex" ou "triplex". Les couches sont liées métallurgiquement entre elles par une co-extrusion, la couche extérieure étant en alliage selon l'invention et representant typiquement au moins 3% et de préférence 5 à 15% de l'épaisseur du tube.
L'invention a aussi pour objet un procédé de fabrication, utilisable pour l'obtention du produit de l'invention décrit précédemment, dans lequel on élabore un lingot en alliage de Zr comprenant (% en masse) Sn 0,40 à 1,70
Fe 0,05 à 0,25- Cr 0,03 à 0,16- Ni moins de 0,08 et les teneurs maximales en impuretés suivantes (ppm) : Al 75- B 0,5- Cd 0,5- C 270- Co 20- Cu 50
Hf 100- H2 25- Mg 20- Mn 50- Mo 50- N2 65- Si 120- Ti 50- W 10- U total 3,5 et 2 et Zr : le solde, puis on le dégrossit à chaud en ebauche, on le trempe depuis le domaine bêta, puis on transforme cette ébauche par une succession de traitements thermomêcaniques et/ou mécaniques et thermiques, les températures et durée des traitements thermomécaniques ou thermiques étant alors repérees par un facteur durée A
A = # ti exp(- 40 000/Ti), dans lequel ti et Ti sont respectivement les durées de traitement (h) et les températures (Kelvin) de chacun des traitements successifs, A étant limité pour l'ensemble de ces traitements, caractérisé en ce que ledit lingot a une teneur en Ni supérieure à 70 ppm et inférieure à 300 ppm, et de préférence en ce que le facteur durée A est compris entre 3xlO 19 et 6xl018 h.
L'introduction de la faible teneur en Ni indiquée permet d'améliorer fortement la résistance à la corrosion nodulaire du produit obtenu sans dégrader sa résistance à la corrosion uniforme. Pour que ces résistances soient toutes deux d'excellent niveau, il est préférable d'ajuster "A" comme indiqué, donc avec des limites beaucoup plus larges que celles attribuées respectivement aux produits en zircaloy 2 et en zircaloy 4. Le procédé s'applique aux ébauches de tubes de gainage duplex ou triplex, l'ébauche en alliage de Zr selon l'invention étant, après sa trempe depuis le domaine bêta, assemble avec au moins une ébauche intérieure en alliage de Zr différent. Les teneurs en Ni préférentielles du lingot sont celles déjà indiquées pour le produit.Pour obtenir des résultats de corrosion encore plus réguliers, "A" est de préférence compris entre 4xl019 h et 5xl018 h. I1 a aussi été déterminé par la demanderesse que la résistance à la corrosion nodulaire peut être encore améliorée si on maintient alors le facteur durée "A partiel", calculé de la même façon que "A" mais sans tenir compte du traitement thermique final, en-dessous de 1,6x10 19 h et de préférence en-dessous de 10 19 h. Cette condition etant respectée, la résistance à la corrosion nodulaire du produit recuit en final est améliorée par le choix d'un traitement thermique final consistant en un recuit au-dessus de 720"C, ce recuit comportant alors 2 à 15 min au-dessus de 720 C et de préférence 3 à 10 min entre 740 C et 7600C.
L'invention a encore pour objet l'utilisation du produit obtenu dans un réacteur nucléaire à eau bouillante ou à eau pressurisée, ce produit y faisant partie d'un élément combustible ou y étant sous forme d'une pièce de structure.
AVANTAGES DE L'INVENTION a) Par rapport à un produit en alliage sans Ni, tel que le zircaloy 4,
amélioration surprenante de la résistance à la corrosion nodulaire pour
des conditions de transformation donnee; b) les variations de "A" permises pour obtenir des produits valables pour
les deux types de réacteurs à eau sont considerablement augmentées : le
calcul du facteur de confort A maxi/A mini donne 20 pour l'invention,
au lieu de 4 pour le zircaloy 4, tandis que le zircaloy 2 souffre d'une
absorption d'hydrogène pouvant être redhibitoire; c) l'amélioration de la résistance à la corrosion nodulaire des produits
de l'invention n'y entraîne pas d'augmentation de l'absorption d'hydrogene.
EXEMPLES - La figure 1 représente sous forme graphique des résultats d'essais de
corrosion nodulaire sur des échantillons à teneur en Ni échelonnée.
- La figure 2 représente l'influence des conditions de transformation des
produits en zircaloy 2, en zircaloy 4, et en alliage selon l'invention,
sur leur résistance à la corrosion.
1/ Essais sur des échantillons de teneurs en N1 différentes
On a preparé des échantillons de tôle d'épaisseur 1 mm, dont la
transformation après trempe dans le domaine beta était faite dans les
mêmes conditions avec un facteur durée "A" de 4,7 x 10-18 h, le recuit
final étant de 2 h à 650 C et les tôles étant recristallisées. Les
nuances reprises dans le Tableau 1 de resultats, comprennent un temoin
en zircaloy 4 (Zy 4) contenant 18 ppm de Ni et un temoin en zircaloy 2
(Zy 2) contenant 660 ppm de Ni.
Les résultats (Tableau l et Figur-e-l) montrent que l'ajout de 150 à
environ 180 ppm de Ni (alliage de l'invention X) est suffisant pour
obtenir une tenue à la corrosion nodulaire équivalente à celle du Zy 2.
La dispersion des résultats diminue fortement ainsi que le gain de
poids des l'alliage X à 77 ppm de Ni (essais 03 et 04).
L'addition de Ni des échantillons X n'entraine pas une augmentation de
leur taux d'absorption d'hydrogene qui reste au niveau de 32% alors
qu'il est de 40% pour le zircaloy 2.
2/ Influence des conditions de transformation des produits sur leurs
résistances à la corrosion à 400 C et à 500 V
Le graphique de la figure 2 présente en abscisses les facteurs durée
"A" (h) selon une échelle logarithmique, et en ordonne les gains de
poids (mg/dm2) observés après des tests de deux types
- corrosion uniforme 100 jours à 400 C, de durée augmentée par rapport
au test habituel de 14 j,
- corrosion nodulaire 24h à 500 C,
Le domaine de "A" où l'on a une bonne tenue à la corrosion, jugée par
les gains de poids, aussi bien à la corrosion uniforme qu'à la
corrosion nodulaire est plus important pour le zircaloy 2 (3xl019 à
7 x 10-18 h) que pour le zircaloy 4 (5xlO 19h à 2xl018 h), et la plus
grande sensibilité aux gammes de transformation du zircaloy 4 entraîne
des résultats de corrosion plus dispersés que pour le zircaloy 4.
Les resultats des essais precédents sont reportes, sous forme de deux
points représentatifs des échantillons, sur la partie du graphique
concernant la corrosion nodulaire : l'essai 02 du Zy4, et un point
moyen correspondant aux essais 05 à 08 de l'alliage X de l'invention.
On voit de quelle façon le domaine A du Zy 4 est ici déplacé vers les
durées plus grandes, c'est-à-dire plus de confort thermique pour la
gamme de transformation.
Dans le cas de la corrosion uniforme, les modifications de nature et de
taille des précipités entraînent une amélioration et permettent
d'adopter un minimum plus faible pour l'intervalle des "A" utilisables,
rejoignant le minimum propre au Zy 2 ou adoptant de préférence une
valeur intermédiaire de 4xl019 h.
TABLEAU 1- Résultats des essais de corrosion nodulaire 24 h à 500 C
Figure img00080001
<tb> Repère <SEP> Nature <SEP> Teneur <SEP> en <SEP> N1 <SEP> (ppm) <SEP> Gain <SEP> de <SEP> masse
<tb> <SEP> 01 <SEP> Zy <SEP> 4 <SEP> 18 <SEP> 57
<tb> 02 <SEP> " <SEP> " <SEP> 118
<tb> 03 <SEP> 77 <SEP> 62
<tb> 04 <SEP> " <SEP> 73
<tb> X
<tb> 05 <SEP> (invention) <SEP> 117 <SEP> 59
<tb> 06 <SEP> " <SEP> 50
<tb> # <SEP> 07 <SEP> <SEP> 1 <SEP> I <SEP> 212 <SEP> I <SEP> 48 <SEP> I
<tb> I <SEP> O8 <SEP> I <SEP> 1 <SEP> " <SEP> 1 <SEP> 43 <SEP> # <SEP>
<tb> 09 <SEP> Zy <SEP> 2 <SEP> 660 <SEP> 51
<tb> 10 <SEP> " <SEP> " <SEP> 48
<tb>

Claims (11)

    REVENDICATIONS 1. Produit (03 à 08) ayant au moins une face exterieure formée par un alliage de Zr (X) comprenant les éléments d'addition suivants (% en masse) : Sn 0,40 à 1,70- Fe 0,05 à 0,25- Cr 0,03 à 0,16- Ni moins de 0,08; les teneurs maximales en impuretés suivantes (ppm) : A1 75 B 0,5- Cd 0,5- C 270- Co 20- Cu 50- Hf 100- H2 25- Mg 20- Mn 50- Mo 50 N2 65- Si 120- Ti 50- W 10- U total 3,5; O2 et Zr le solde, caractérisé en ce que ledit alliage de Zr (X) a une teneur en Ni superieure à 70 ppm et inferieure à 300 ppm.
  1. 2. Produit selon la revendication 1, caractérise en ce que ladite teneur
    en Ni est au moins égale à 100 ppm.
  2. 3. Produit selon la revendication 1, caractérise en ce que ladite teneur
    en Ni est comprise entre 150 et 290 ppm.
  3. 4. Produit selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en
    ce que la teneur en Sn dudit alliage est comprise entre 1,2 et 1,7%.
  4. 5. Produit selon la revendication 4, caractérisé en ce que ladite teneur
    en Sn est comprise entre 1,2 et 1,5%.
  5. 6. Produit selon l'une quelconque des revendications 4 ou 5, caractérisé
    en ce que ledit alliage de Zr comprend : Fe 0,18 à 0,24- Cr 0,07 à 0,13
    et (Fe+Cr+Ni) 0,28 à 0,37.
  6. 7. Produit selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisé en
    ce qu'il est une ébauche de tube de gainage ou un tube de gainage,
    ledit alliage de Zr constituant au moins 3% de son epaisseur.
  7. 8. Produit selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en
    ce qu'il est une barre ou portion de barre et est entièrement en ledit
    alliage.
  8. 9. Produit selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé en
    ce qu'il est un feuil lard ou une tôle et est entièrement en ledit
    alliage.
  9. 10. Procédé de fabrication d'un produit, utilisable pour l'obtention du
    produit (03 à 08) de l'une quelconque des revendications 1 à 9, dans
    lequel on élabore un lingot en alliage de Zr (X) comprenant (% en
    masse) Sn 0,40 à 1,70- Fe 0,05 à 0,25- Cr 0,03 à 0,16- Ni moins de 0,08
    et les teneurs maximales en impuretés suivantes (ppm) :A1 75- B 0,5
    Cd 0,5- C 270- Co 20- Cu 50- Hf 100- H2 25- Mg 20- Mn 50- Mo 50- N2 65
    Si 120- Ti 50- W 10- U total 3,5 et 2 et Zr: le solde, puis on la
    dégrossit à chaud en ebauche, on trempe cette ébauche depuis le domaine
    bêta, puis on la transforme par une succession de traitements
    thermomécaniques et/ou mécaniques et thermiques, les températures et
    durées des traitements thermomecaniques ou thermiques étant alors
    repérés par un facteur durée A
    A= ti exp (-40 000/Ti), dans lequel ti et Ti sont respectivement les
    durées de traitement (h) et les températures (Kelvin) de chacun des
    traitements successifs, A étant limité pour l'ensemble de ces
    traitements, caractérisé en ce que ledit lingot a une teneur en Ni
    supérieure à 70 ppm et inférieure à 300 ppm, et en ce que le facteur
    durée A est compris entre 3xl019 et 6xl018 h.
    ll.Procédé de fabrication selon la revendication 10, caractérisé en ce que
    ladite ébauche est, après sa trempe depuis le domaine bêta, assemblée
    avec au moins une ébauche intérieure en un alliage de Zr different,
    ledit produit étant une ébauche de tube de gainage ou un tube de
    gainage duplex ou triplex.
  10. 12. Procédé de fabrication selon l'une quelconque des revendications 10 ou
    11, caractérisé en ce que ladite teneur en Ni est comprise entre 100 et
    290 ppm, et de préférence entre 150 et 290 ppm.
    13.Procédé selon l'une quelconque des revendications 10 à 12, caractérisé
    en ce que le facteur durée A est compris entre 4xl019 et 5 x 10-18 h.
    14.Procédé selon l'une quelconque des revendications 10 à 13, caractérisé
    en ce que un facteur durée "A partiel", calculé sans tenir compte du
    traitement thermique final, est maintenu en-dessous de 1,6 x 10-19 h et
    de préférence en-dessous de 10 19 h et en ce que le traitement
    thermique final est un recuit de 2 à 15 min au-dessus de 720 C.
  11. 15.Utilisation du produit de l'une quelconque des revendications 1 à 9,
    faisant partie d'un élément combustible ou étant sous forme de pièce de
    structure, dans un réacteur nucléaire à eau bouillante ou à eau
    pressurisée.
FR929208760A 1992-07-09 1992-07-09 Produit extérieurement en alliage de Zr, son procédé de fabrication et son utilisation. Expired - Fee Related FR2693476B1 (fr)

Priority Applications (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR929208760A FR2693476B1 (fr) 1992-07-09 1992-07-09 Produit extérieurement en alliage de Zr, son procédé de fabrication et son utilisation.
RU93033694A RU2117711C1 (ru) 1992-07-09 1993-07-08 Продукт с наружной поверхностью из сплава циркония и способ его изготовления
JP5170426A JP2894928B2 (ja) 1992-07-09 1993-07-09 外側がZr合金で作られた製品とその製造方法と使用
US08/310,040 US5622574A (en) 1992-07-09 1994-09-22 Product externally alloyed with ZR, method for manufacture of same, and use of same

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR929208760A FR2693476B1 (fr) 1992-07-09 1992-07-09 Produit extérieurement en alliage de Zr, son procédé de fabrication et son utilisation.

Publications (2)

Publication Number Publication Date
FR2693476A1 true FR2693476A1 (fr) 1994-01-14
FR2693476B1 FR2693476B1 (fr) 1994-09-02

Family

ID=9431927

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FR929208760A Expired - Fee Related FR2693476B1 (fr) 1992-07-09 1992-07-09 Produit extérieurement en alliage de Zr, son procédé de fabrication et son utilisation.

Country Status (4)

Country Link
US (1) US5622574A (fr)
JP (1) JP2894928B2 (fr)
FR (1) FR2693476B1 (fr)
RU (1) RU2117711C1 (fr)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0712938A1 (fr) * 1994-11-21 1996-05-22 General Electric Company Alliage de zirconium

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20080192233A1 (en) * 2000-08-18 2008-08-14 Veil Corporation Near infrared electromagnetic radiation absorbing composition and method of use
KR100382997B1 (ko) * 2001-01-19 2003-05-09 한국전력공사 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법
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
SE530673C2 (sv) * 2006-08-24 2008-08-05 Westinghouse Electric Sweden Vattenreaktorbränslekapslingsrör
JP5585883B2 (ja) 2007-12-26 2014-09-10 トリウム・パワー、インク 核燃料集合体、核燃料集合体を含む軽水炉、及び核燃料集合体の使用方法
WO2010074592A1 (fr) 2008-12-25 2010-07-01 Ториум Пауэр Инк. Assemblage combustible de réacteur à eau ordinaire (variantes), réacteur à eau ordinaire et élément combustible de l'assemblage combustible
US8116423B2 (en) 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
WO2011143172A1 (fr) 2010-05-11 2011-11-17 Thorium Power, Inc. Assemblage de combustible à noyau d'alliage de combustibles métalliques et son procédé de fabrication
CN109548765B (zh) * 2019-01-04 2024-01-02 鄱阳县黑金刚钓具有限责任公司 一种鱼钩及其制造方法

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2772964A (en) * 1954-03-15 1956-12-04 Westinghouse Electric Corp Zirconium alloys
US3097094A (en) * 1960-09-06 1963-07-09 Westinghouse Electric Corp Zirconium alloys
US3148055A (en) * 1960-04-14 1964-09-08 Westinghouse Electric Corp Zirconium alloys
JPH02213437A (ja) * 1989-02-14 1990-08-24 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 原子炉用高耐食性ジルコニウム合金
EP0468093A1 (fr) * 1990-07-25 1992-01-29 Combustion Engineering, Inc. Alliage de zirconium résistant à la corrosion

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS59179773A (ja) * 1983-03-30 1984-10-12 Nuclear Fuel Ind Ltd 核燃料複合被覆管製造用の熱処理方法
US4775508A (en) * 1985-03-08 1988-10-04 Westinghouse Electric Corp. Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation
EP0196286B1 (fr) * 1985-03-12 1989-05-17 Santrade Ltd. Procédé de fabrication de tubes en alliage de zirconium à haute résistance à la corrosion pour réacteurs nucléaires thermiques
JPH0625389B2 (ja) * 1985-12-09 1994-04-06 株式会社日立製作所 高耐食低水素吸収性ジルコニウム基合金及びその製造法
US4879093A (en) * 1988-06-10 1989-11-07 Combustion Engineering, Inc. Ductile irradiated zirconium alloy
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
US5242515A (en) * 1990-03-16 1993-09-07 Westinghouse Electric Corp. Zircaloy-4 alloy having uniform and nodular corrosion resistance
US5437747A (en) * 1993-04-23 1995-08-01 General Electric Company Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2772964A (en) * 1954-03-15 1956-12-04 Westinghouse Electric Corp Zirconium alloys
US3148055A (en) * 1960-04-14 1964-09-08 Westinghouse Electric Corp Zirconium alloys
US3097094A (en) * 1960-09-06 1963-07-09 Westinghouse Electric Corp Zirconium alloys
JPH02213437A (ja) * 1989-02-14 1990-08-24 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 原子炉用高耐食性ジルコニウム合金
EP0468093A1 (fr) * 1990-07-25 1992-01-29 Combustion Engineering, Inc. Alliage de zirconium résistant à la corrosion

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0712938A1 (fr) * 1994-11-21 1996-05-22 General Electric Company Alliage de zirconium
US5699396A (en) * 1994-11-21 1997-12-16 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloy for extended-life fuel cladding

Also Published As

Publication number Publication date
RU2117711C1 (ru) 1998-08-20
US5622574A (en) 1997-04-22
JP2894928B2 (ja) 1999-05-24
JPH06242276A (ja) 1994-09-02
FR2693476B1 (fr) 1994-09-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0552098B1 (fr) Crayon de combustible nucléaire et procédé de fabrication de la gaine d&#39;un tel crayon
JP4022257B2 (ja) 核燃料集合体用管およびその製造方法
FR2693476A1 (fr) Produit extérieurement en alliage de Zr, son procédé de fabrication et son utilisation.
EP2099943B1 (fr) Alliage de zirconium resistant a la corrosion en ombres portees pour composant d&#39;assemblage de combustible pour reacteur a eau bouillante, composant realise en cet alliage, assemblage de combustible et son utilisation
EP0296972B1 (fr) Procédé de fabrication d&#39;un tube en alliage à base de zirconium pour réacteur nucléaire et applications
EP0802264B1 (fr) Alliage à base de zirconium résistant au fluage et à la corrosion par l&#39;eau et la vapeur, procédé de fabrication, et utilisation dans un réacteur nucléaire
JP2957280B2 (ja) 沸騰水型原子炉用燃料棒被覆管
FR2729000A1 (fr) Procede de fabrication d&#39;un tube pour assemblage de combustible nucleaire et tubes conformes a ceux ainsi obtenus
JP2010007185A (ja) 核燃料アッセンブリのための合金とチューブ
EP1670963B1 (fr) Procede d&#39; elaboration d&#39;un produit plat en alliage de zirconium, produit plat ainsi obtenu et grille de reacteur de centrale nucleaire realisee a partir de ce produit plat
EP1216479B1 (fr) Alliage a base de zirconium et procede de fabrication de composant pour assemblage de combustible nucleaire en un tel alliage
JP3923557B2 (ja) 核燃料集合体用のジルコニウム基合金管およびその製造方法
FR2624136A1 (fr) 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
EP0307268B1 (fr) Procédé de fabrication d&#39;une grille-entretoise pour un assemblage combustible d&#39;un réacteur nucléaire
EP0808503B1 (fr) Tube en alliage a base de zirconium pour assemblage combustible de reacteur nucleaire et procede de fabrication d&#39;un tel tube
JPH11148990A (ja) 核燃料棒を被覆する管の製造法、核燃料被覆管、ジルコニウム合金の製造法および構造部材の製造法
JP2010501850A (ja) 水反応器燃料クラッドチューブ
JPH0528357B2 (fr)
FR2858332A1 (fr) Procede de fabrication d&#39;un produit plat en alliage de zirconium, produit plat ainsi obtenu et element d&#39;un assemblage combustible pour reacteur de centrale nucleaire realise a partir de ce produit plat
EP1583849A2 (fr) Procede de fabrication d&#39;un demi-produit en alliage de zirconium pour l&#39;elaboration d&#39;un produit long et utilisation
US7715518B2 (en) Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear boiling water reactor
JPH03124393A (ja) Al製熱交換器の冷媒通路用ブレージングシート
KR102049430B1 (ko) 핵연료피복관 및 그의 제조 방법
JPH08100231A (ja) 高耐食性ジルコニウム合金およびその製造方法
JPH0961570A (ja) 耐食性、特に耐一様腐食性と耐水素吸収性に優れたジルコニウム合金系原子炉炉心内構造材の製造方法

Legal Events

Date Code Title Description
ST Notification of lapse