JP2001262260A - 原子炉用の改良されたジルコニウム−ニオブ−錫合金 - Google Patents
原子炉用の改良されたジルコニウム−ニオブ−錫合金Info
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Abstract
(57)【要約】
【課題】 燃料外装材、格子および導入管などの原子力
構造材料として用いるための、はるかにより良好な耐腐
食性ジルコニウム系合金を提供すること。 【解決手段】 核燃料外装材用の耐腐食性ジルコニウム
系合金は、Ｎｂ０．６０〜２．０重量％、Ｓｎが０．２
５である時、Ｆｅは０．５０、Ｓｎが０．４０である
時、Ｆｅは０．３５〜０．５０、Ｓｎが０．５０である
時、Ｆｅは０．２５〜０．５０、Ｓｎが０．７０である
時、Ｆｅは０．０５〜０．５０、およびＳｎが１．０で
ある時、Ｆｅは０．０５〜０．５０（図１の領域１０）
であり、ＦｅにＳｎを加算した重量％が０．７５より大
きいＳｎおよびＦｅ、別の他の成分元素０．５０重量％
以下および残部としてのＺｒから本質的に成る低錫含有
率のジルコニウム合金から製造される。
構造材料として用いるための、はるかにより良好な耐腐
食性ジルコニウム系合金を提供すること。 【解決手段】 核燃料外装材用の耐腐食性ジルコニウム
系合金は、Ｎｂ０．６０〜２．０重量％、Ｓｎが０．２
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ある時、Ｆｅは０．０５〜０．５０（図１の領域１０）
であり、ＦｅにＳｎを加算した重量％が０．７５より大
きいＳｎおよびＦｅ、別の他の成分元素０．５０重量％
以下および残部としてのＺｒから本質的に成る低錫含有
率のジルコニウム合金から製造される。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、水、水蒸気および
リチウム化水中での腐食重量の少ない増加によって実証
される改善された耐腐食性を有する、原子炉環境におい
て用いるためのジルコニウム−ニオブ系合金に関する。
リチウム化水中での腐食重量の少ない増加によって実証
される改善された耐腐食性を有する、原子炉環境におい
て用いるためのジルコニウム−ニオブ系合金に関する。
【０００２】
【従来の技術】加圧水炉および沸騰水炉などの原子炉の
開発において、燃料設計は、外装材（cladding）、格子
および導入管などの、すべての炉心構成部品に大幅に増
大した要求を課している。こうした構成部品は、１９８
７年ごろに商品化されたＺＩＲＬＯ（登録商標）組成物
などのジルコニウム系合金から従来通り製造されてい
る。ＺＩＲＬＯ組成物は、米国特許第４，６４９，０２
３号（サボル（Ｓａｂｏｌ）ら）において教示されたよ
うに、極めて耐腐食性であると共に、Ｎｂ約０．５〜
２．０重量％、Ｓｎ０．９〜１．５重量％、Ｍｏ、Ｖ、
Ｆｅ、Ｃｕ、ＮｉまたはＷから選択された第三の合金用
元素０．０９〜０．１１重量％および残部としてのＺｒ
を含有する。この特許は、約０．２５重量％以下、好ま
しくは約０．１重量％の第三の合金用元素を含有する組
成物も教示している。「Ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ ｏｆ
ａ Ｃｌａｄｄｉｎｇ Ａｌｌｏｙ ｆｏｒ Ｈｉｇ
ｈ Ｂｕｒｎｕｐ」，Ｚｉｒｃｏｎｉｕｍ ｉｎ ｔｈ
ｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｉｎｄｕｓｔｒｙ：Ｅｎｇｌｉｓ
ｈ Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ Ｓｙｍｐｏｓｉｕ
ｍ，Ｌ．Ｆ．Ｐ．Ｖａｎ Ｓｗａｎ and Ｃ．Ｍ．Ｅ
ｕｃｋｅｎ，Ｅｄｓ．，Ａｍｅｒｉｃａｎ Ｓｏｃｉｅ
ｔｙ ｆｏｒ Ｔｅｓｔｉｎｇ ａｎｄ Ｍａｔｅｒｉ
ａｌｓ，Ｐｈｉｌａｄｅｌｐｈｉａ，１９８９．ｐｐ．
２２７〜２４４において、改善された特性は、ＺＩＲＬ
Ｏ（合金Ｅ；Ｎｂ０．９９重量％、Ｓｎ０．９６重量
％、Ｆｅ０．１０重量％、残部として主としてジルコニ
ウム）に対する耐腐食性に関して示された。
開発において、燃料設計は、外装材（cladding）、格子
および導入管などの、すべての炉心構成部品に大幅に増
大した要求を課している。こうした構成部品は、１９８
７年ごろに商品化されたＺＩＲＬＯ（登録商標）組成物
などのジルコニウム系合金から従来通り製造されてい
る。ＺＩＲＬＯ組成物は、米国特許第４，６４９，０２
３号（サボル（Ｓａｂｏｌ）ら）において教示されたよ
うに、極めて耐腐食性であると共に、Ｎｂ約０．５〜
２．０重量％、Ｓｎ０．９〜１．５重量％、Ｍｏ、Ｖ、
Ｆｅ、Ｃｕ、ＮｉまたはＷから選択された第三の合金用
元素０．０９〜０．１１重量％および残部としてのＺｒ
を含有する。この特許は、約０．２５重量％以下、好ま
しくは約０．１重量％の第三の合金用元素を含有する組
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ａｌｓ，Ｐｈｉｌａｄｅｌｐｈｉａ，１９８９．ｐｐ．
２２７〜２４４において、改善された特性は、ＺＩＲＬ
Ｏ（合金Ｅ；Ｎｂ０．９９重量％、Ｓｎ０．９６重量
％、Ｆｅ０．１０重量％、残部として主としてジルコニ
ウム）に対する耐腐食性に関して示された。
【０００３】こうした炉心構成部品には、両方ともが潜
在的な腐食問題を引き起こす、より長い要求滞留時間お
よびより高い冷却液温度の形で増大した要求があり続け
た。これらの増大した要求は、加工性および機械的強度
に加えて、改善された耐腐食性および耐水素化性を有す
る合金の開発を促してきた。
在的な腐食問題を引き起こす、より長い要求滞留時間お
よびより高い冷却液温度の形で増大した要求があり続け
た。これらの増大した要求は、加工性および機械的強度
に加えて、改善された耐腐食性および耐水素化性を有す
る合金の開発を促してきた。
【０００４】ジルコニウム合金における水性腐食は複雑
な多段階プロセスである。原子炉内の合金の腐食は、腐
食プロセスにおける各段階に影響を及ぼしうる強い放射
線場の存在によっていっそう複雑になる。酸化の初期段
階では、薄い密な黒い酸化物膜が生成し、これは保護性
であると共に更なる酸化を抑制する。酸化ジルコニウム
のこの密な層は、高圧高温で通常は安定である正方晶相
に富んでいる。酸化が進むにつれて、酸化物層内の圧縮
応力は金属基体内の引張応力によって相殺されることが
可能であり、酸化物は転移する。一旦この転移が起きる
と、酸化物層の一部のみが保護性のまま残る。その後、
転移した酸化物の下で密な酸化物層が再生される。新し
い密な酸化物層は多孔質酸化物の下で成長する。ジルコ
ニウム合金における腐食は、成長と転移のこの反復プロ
セスによって特徴づけられる。最終的には、このプロセ
スは、非保護性多孔質酸化物の比較的厚い外層を生じさ
せる。ジルコニウム合金における腐食プロセスに関する
様々な研究が行われてきた。これらの研究は、照射され
た燃料棒上の酸化物厚さの現場測定から十分に管理され
た実験室条件下で生成された酸化物の詳細なミクロ特性
分析にまで及んでいる。しかしながら、ジルコニウム合
金の原子炉内腐食は極めて複雑で多パラメータのプロセ
スである。それを明確にすることができる単一理論はま
だない。
な多段階プロセスである。原子炉内の合金の腐食は、腐
食プロセスにおける各段階に影響を及ぼしうる強い放射
線場の存在によっていっそう複雑になる。酸化の初期段
階では、薄い密な黒い酸化物膜が生成し、これは保護性
であると共に更なる酸化を抑制する。酸化ジルコニウム
のこの密な層は、高圧高温で通常は安定である正方晶相
に富んでいる。酸化が進むにつれて、酸化物層内の圧縮
応力は金属基体内の引張応力によって相殺されることが
可能であり、酸化物は転移する。一旦この転移が起きる
と、酸化物層の一部のみが保護性のまま残る。その後、
転移した酸化物の下で密な酸化物層が再生される。新し
い密な酸化物層は多孔質酸化物の下で成長する。ジルコ
ニウム合金における腐食は、成長と転移のこの反復プロ
セスによって特徴づけられる。最終的には、このプロセ
スは、非保護性多孔質酸化物の比較的厚い外層を生じさ
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様々な研究が行われてきた。これらの研究は、照射され
た燃料棒上の酸化物厚さの現場測定から十分に管理され
た実験室条件下で生成された酸化物の詳細なミクロ特性
分析にまで及んでいる。しかしながら、ジルコニウム合
金の原子炉内腐食は極めて複雑で多パラメータのプロセ
スである。それを明確にすることができる単一理論はま
だない。
【０００５】腐食は水酸化リチウムの存在下で加速され
る。加圧水炉（ＰＷＲ）の冷却液はリチウムを含有する
ので（ｐＨ調節のために添加されたもの、および/また
は（ｎ、α）反応を介した化学粗調整剤Ｂ10の分解によ
って存在するもの）、リチウムの濃縮による腐食の極端
な加速は避けなければならない。
る。加圧水炉（ＰＷＲ）の冷却液はリチウムを含有する
ので（ｐＨ調節のために添加されたもの、および/また
は（ｎ、α）反応を介した化学粗調整剤Ｂ10の分解によ
って存在するもの）、リチウムの濃縮による腐食の極端
な加速は避けなければならない。
【０００６】米国特許第５，１１２，５７３号および第
５，２３０，７５８号（両方ともフォスター（Ｆｏｓｔ
ｅｒ）ら）には、より経済的に製造されると共に、以前
のＺＩＲＬＯ組成物と類似の耐腐食性を維持しつつより
容易に制御された組成をもたらす改善されたＺＩＲＬＯ
組成物が教示されている。それは、Ｎｂ０．５〜２．０
重量％、Ｓｎ０．７〜１．５重量％、Ｆｅ０．０７〜
０．１４重量％、ＮｉおよびＣｒの少なくとも一種０．
０３〜０．１４重量％、残部としてのＺｒを含有してい
た。この合金は、１５日間における５２０℃での６３３
ｍｇ／ｄｍ2以下の高温重量増加を示した。
５，２３０，７５８号（両方ともフォスター（Ｆｏｓｔ
ｅｒ）ら）には、より経済的に製造されると共に、以前
のＺＩＲＬＯ組成物と類似の耐腐食性を維持しつつより
容易に制御された組成をもたらす改善されたＺＩＲＬＯ
組成物が教示されている。それは、Ｎｂ０．５〜２．０
重量％、Ｓｎ０．７〜１．５重量％、Ｆｅ０．０７〜
０．１４重量％、ＮｉおよびＣｒの少なくとも一種０．
０３〜０．１４重量％、残部としてのＺｒを含有してい
た。この合金は、１５日間における５２０℃での６３３
ｍｇ／ｄｍ2以下の高温重量増加を示した。
【０００７】「Ｉｎ−Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｒｏｓｉ
ｏｎ Ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ ｏｆ ＺＩＲＬＯ ａ
ｎｄ Ｚｉｒｃａｌｏｙ−４」Ｚｉｒｃｏｎｉｕｍ ｉ
ｎｔｈｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｉｎｄｕｓｔｒｙ：Ｔｅｎ
ｔｈ Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ Ｓｙｍｐｏｓｉｕ
ｍ，Ａ．Ｍ．Ｇａｒｄｅ ａｎｄ Ｅ．Ｒ．Ｂｒａｄｌ
ｅｙ Ｅｄｓ．，Ａｍｅｒｉｃａｎ Ｓｏｃｉｅｔｙ
ｆｏｒ Ｔｅｓｔｉｎｇ ａｎｄ Ｍａｔｅｒｉａｌ
ｓ，Ｐｈｉｌａｄｅｌｐｈｉａ １９９４，ｐｐ．７２
４−７４４においてＳａｂｏｌ（サボル）らは、ＺＩＲ
ＬＯ材料が、改善された腐食性能に加えてＺｉｒｃａｌ
ｏｙ−４より優れた寸法安定性も示すことを実証した。
ｏｎ Ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ ｏｆ ＺＩＲＬＯ ａ
ｎｄ Ｚｉｒｃａｌｏｙ−４」Ｚｉｒｃｏｎｉｕｍ ｉ
ｎｔｈｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｉｎｄｕｓｔｒｙ：Ｔｅｎ
ｔｈ Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ Ｓｙｍｐｏｓｉｕ
ｍ，Ａ．Ｍ．Ｇａｒｄｅ ａｎｄ Ｅ．Ｒ．Ｂｒａｄｌ
ｅｙ Ｅｄｓ．，Ａｍｅｒｉｃａｎ Ｓｏｃｉｅｔｙ
ｆｏｒ Ｔｅｓｔｉｎｇ ａｎｄ Ｍａｔｅｒｉａｌ
ｓ，Ｐｈｉｌａｄｅｌｐｈｉａ １９９４，ｐｐ．７２
４−７４４においてＳａｂｏｌ（サボル）らは、ＺＩＲ
ＬＯ材料が、改善された腐食性能に加えてＺｉｒｃａｌ
ｏｙ−４より優れた寸法安定性も示すことを実証した。
【０００８】それより最近になって、米国特許第５，５
６０，７９０号（ニクリナ（Ｎｉｋｕｌｉｎａ）ら）に
は、ミクロ構造がＺｒ−Ｆｅ−Ｎｂ粒子を含有する高錫
含有率のジルコニウム系材料が教示されている。この組
成物は、Ｎｂ０．５〜１．５重量％、Ｓｎ０．９〜１．
５重量％、Ｆｅ０．３〜０．６重量％、少量のＣｕ、
Ｃ、ＯおよびＳｉ、残部としてのＺｒを含有していた。
米国特許第５，９４０，４６４号（マードン（Ｍａｒｄ
ｏｎ）ら）には、低い錫組成の核燃料棒ハウジングまた
は組立導入管の全部または外部を形成するためにジルコ
ニウム合金チューブが教示されている。その組成は、Ｎ
ｂ０．８〜１．８重量％、Ｓｎ０．２〜０．６重量％、
Ｆｅ０．０２〜０．４重量％、炭素含有率３０〜１８０
ｐｐｍ、珪素含有率１０〜１２０ｐｐｍ、酸素含有率６
００〜１８００ｐｐｍおよび残部としてのＺｒである。
マードン（Ｍａｒｄｏｎ）らは、Ｓｎ含有率対Ｆｅ含有
率の広い範囲を教示した。すなわち、Ｓｎ０．０２重量
％においてＦｅは０．２重量％〜０．４重量％であり、
Ｓｎ０．６重量％においてＦｅは０．０２重量％〜０．
４重量％である。Ｓｎの好ましい範囲は、０．２５重量
％〜０．３５重量％であり、Ｆｅの好ましい範囲は、
０．２重量％〜０．３重量％である。
６０，７９０号（ニクリナ（Ｎｉｋｕｌｉｎａ）ら）に
は、ミクロ構造がＺｒ−Ｆｅ−Ｎｂ粒子を含有する高錫
含有率のジルコニウム系材料が教示されている。この組
成物は、Ｎｂ０．５〜１．５重量％、Ｓｎ０．９〜１．
５重量％、Ｆｅ０．３〜０．６重量％、少量のＣｕ、
Ｃ、ＯおよびＳｉ、残部としてのＺｒを含有していた。
米国特許第５，９４０，４６４号（マードン（Ｍａｒｄ
ｏｎ）ら）には、低い錫組成の核燃料棒ハウジングまた
は組立導入管の全部または外部を形成するためにジルコ
ニウム合金チューブが教示されている。その組成は、Ｎ
ｂ０．８〜１．８重量％、Ｓｎ０．２〜０．６重量％、
Ｆｅ０．０２〜０．４重量％、炭素含有率３０〜１８０
ｐｐｍ、珪素含有率１０〜１２０ｐｐｍ、酸素含有率６
００〜１８００ｐｐｍおよび残部としてのＺｒである。
マードン（Ｍａｒｄｏｎ）らは、Ｓｎ含有率対Ｆｅ含有
率の広い範囲を教示した。すなわち、Ｓｎ０．０２重量
％においてＦｅは０．２重量％〜０．４重量％であり、
Ｓｎ０．６重量％においてＦｅは０．０２重量％〜０．
４重量％である。Ｓｎの好ましい範囲は、０．２５重量
％〜０．３５重量％であり、Ｆｅの好ましい範囲は、
０．２重量％〜０．３重量％である。
【０００９】これらの改良されたジルコニウム系組成物
が、改善された耐腐食性および改善された組立特性をも
たらすことが請求されている一方で、経済的な側面は、
より高い冷却液温度、より高い燃焼度、冷却液中のリチ
ウムのより高い濃度、より長いサイクル、およびより長
い炉内滞留時間に向けて原子力発電プラントの運転を駆
り立ててきた。これらは外装材の腐食性能を高めてき
た。燃焼度が７０，０００ＭＷｄ／ＭＴＵに近づき超え
るにつれて、この傾向の持続は、ジルコニウム系合金の
腐食特性のいっそうの改善を要求するであろう。本発明
の合金は、３６０℃のリチウム化水中でさえもこうした
耐腐食性をもたらす。
が、改善された耐腐食性および改善された組立特性をも
たらすことが請求されている一方で、経済的な側面は、
より高い冷却液温度、より高い燃焼度、冷却液中のリチ
ウムのより高い濃度、より長いサイクル、およびより長
い炉内滞留時間に向けて原子力発電プラントの運転を駆
り立ててきた。これらは外装材の腐食性能を高めてき
た。燃焼度が７０，０００ＭＷｄ／ＭＴＵに近づき超え
るにつれて、この傾向の持続は、ジルコニウム系合金の
腐食特性のいっそうの改善を要求するであろう。本発明
の合金は、３６０℃のリチウム化水中でさえもこうした
耐腐食性をもたらす。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】従って、本発明の主た
る目的は、燃料外装材、格子および導入管などの原子力
構造材料として用いるための、はるかにより良好な耐腐
食性ジルコニウム系合金を提供することである。
る目的は、燃料外装材、格子および導入管などの原子力
構造材料として用いるための、はるかにより良好な耐腐
食性ジルコニウム系合金を提供することである。
【００１１】本発明のもう一つの目的は、リチウム化水
中で特に耐加速腐蝕性であるジルコニウム系合金を提供
することである。
中で特に耐加速腐蝕性であるジルコニウム系合金を提供
することである。
【００１２】
【課題を解決するための手段】これらおよびその他の要
求は、Ｎｂ０．６０〜２．０重量％、Ｓｎ含有率とＦｅ
含有率との間の関係が、Ｓｎが０．２５である時、Ｆｅ
は０．５０、Ｓｎが０．４０である時、Ｆｅは０．３５
〜０．５０、Ｓｎが０．５０である時、Ｆｅは０．２５
〜０．５０、Ｓｎが０．７０である時、Ｆｅは０．０５
〜０．５０、およびＳｎが１．０である時、Ｆｅは０．
０５〜０．５０であり、これらのＳｎ対Ｆｅの範囲が図
１の領域１０の実線内の領域を形成し、ＦｅにＳｎを加
算した重量％が０．７５より大きいＳｎおよびＦｅ、別
の他の成分元素０．５０重量％以下および残部としての
Ｚｒから本質的に成る低錫含有率のジルコニウム合金を
提供するによって満たされる。この組成範囲は、水と水
蒸気中での耐全面腐食性および特にリチウム化水環境で
の耐全面腐食性の両方の点でＺｒ−Ｎｂ−Ｓｎ−Ｆｅ合
金の耐腐食性を改善する。こうした合金は、高い耐腐蝕
性能設計のために、本明細書において「原子力構造材
料」と呼ばれる核燃料棒外装材および燃料組立構造部品
(すなわち、格子および導入管)の両方に対して重要であ
る。現行の公称ＺＩＲＬＯ組成物(Ｎｂ１重量％、Ｓｎ
１重量％、Ｆｅ０．１重量％、残部としてのＺｒ)と比
較して、提案された組成物による錫の減少は、全面腐蝕
速度を遅らせることが可能であると共に、最小の鉄プラ
ス錫の含有率をもつことでリチウム化水環境における耐
腐食性を維持することが可能である。
求は、Ｎｂ０．６０〜２．０重量％、Ｓｎ含有率とＦｅ
含有率との間の関係が、Ｓｎが０．２５である時、Ｆｅ
は０．５０、Ｓｎが０．４０である時、Ｆｅは０．３５
〜０．５０、Ｓｎが０．５０である時、Ｆｅは０．２５
〜０．５０、Ｓｎが０．７０である時、Ｆｅは０．０５
〜０．５０、およびＳｎが１．０である時、Ｆｅは０．
０５〜０．５０であり、これらのＳｎ対Ｆｅの範囲が図
１の領域１０の実線内の領域を形成し、ＦｅにＳｎを加
算した重量％が０．７５より大きいＳｎおよびＦｅ、別
の他の成分元素０．５０重量％以下および残部としての
Ｚｒから本質的に成る低錫含有率のジルコニウム合金を
提供するによって満たされる。この組成範囲は、水と水
蒸気中での耐全面腐食性および特にリチウム化水環境で
の耐全面腐食性の両方の点でＺｒ−Ｎｂ−Ｓｎ−Ｆｅ合
金の耐腐食性を改善する。こうした合金は、高い耐腐蝕
性能設計のために、本明細書において「原子力構造材
料」と呼ばれる核燃料棒外装材および燃料組立構造部品
(すなわち、格子および導入管)の両方に対して重要であ
る。現行の公称ＺＩＲＬＯ組成物(Ｎｂ１重量％、Ｓｎ
１重量％、Ｆｅ０．１重量％、残部としてのＺｒ)と比
較して、提案された組成物による錫の減少は、全面腐蝕
速度を遅らせることが可能であると共に、最小の鉄プラ
ス錫の含有率をもつことでリチウム化水環境における耐
腐食性を維持することが可能である。
【００１３】本発明において開示されたような合金から
製造される先進的な燃料集成物を開発すると、運転の余
裕を増加させると共に、高い燃焼度において燃料の信頼
性を改善する。燃料集成物の性能は、燃料外装材および
構造要素の劣化によって制限されることが極めて多い。
炉心内の強い放射線環境は、腐食および水素化の速度の
加速によってこれらの構成部品の劣化を引き起こす。よ
り高い燃焼度への核燃料サイクルの拡大は、燃料サイク
ルコストの削減をもたらすであろう。
製造される先進的な燃料集成物を開発すると、運転の余
裕を増加させると共に、高い燃焼度において燃料の信頼
性を改善する。燃料集成物の性能は、燃料外装材および
構造要素の劣化によって制限されることが極めて多い。
炉心内の強い放射線環境は、腐食および水素化の速度の
加速によってこれらの構成部品の劣化を引き起こす。よ
り高い燃焼度への核燃料サイクルの拡大は、燃料サイク
ルコストの削減をもたらすであろう。
【００１４】
【発明の実施の形態】発明をより良く理解するために、
添付した図面において代表的な実施形態を参照すること
がきる。図１は、本発明の合金が高温の水と水蒸気中お
よびリチウム化水環境において耐腐食性をもたらす一般
的な領域を示す本発明の概念内の錫濃度対鉄濃度の図で
ある。図２は、３６０℃の水または４２７℃の水蒸気に
さらされたサンプルの相対的な腐食速度に対する錫の濃
度の図である。図３は、７０ｐｐｍのリチウムを含有す
る３６０℃の水にさらされたサンプルの相対的な腐食速
度に対するＦｅプラスＳｎの濃度の図である。図４は、
本発明の工程を示すブロック図である。
添付した図面において代表的な実施形態を参照すること
がきる。図１は、本発明の合金が高温の水と水蒸気中お
よびリチウム化水環境において耐腐食性をもたらす一般
的な領域を示す本発明の概念内の錫濃度対鉄濃度の図で
ある。図２は、３６０℃の水または４２７℃の水蒸気に
さらされたサンプルの相対的な腐食速度に対する錫の濃
度の図である。図３は、７０ｐｐｍのリチウムを含有す
る３６０℃の水にさらされたサンプルの相対的な腐食速
度に対するＦｅプラスＳｎの濃度の図である。図４は、
本発明の工程を示すブロック図である。
【００１５】本発明のジルコニウム合金は、Ｎｂ０．６
０〜２．０重量％、およびＳｎが０．２５である時、Ｆ
ｅは０．５０、Ｓｎが０．４０である時、Ｆｅは０．３
５〜０．５０、Ｓｎが０．５０である時、Ｆｅは０．２
５〜０．５０、Ｓｎが０．７０である時、Ｆｅは０．０
５〜０．５０、およびＳｎが１．０である時、Ｆｅは
０．０５〜０．５０であり、ＦｅにＳｎを加算した重量
％が０．７５より大きいＳｎおよびＦｅの重量％から本
質的に成る低錫含有率の合金である。この範囲１０は、
図１の破線内の領域を含む実線内の領域全体である.こ
の組成物(および以下のもの)は、ニッケル、クロム、炭
素、珪素および酸素などの別の他の成分元素０．５％以
下、好ましくは０．３％以下、および残部としてのＺｒ
を有するべきである。これらは、リチウム化水環境にお
いて良好に機能する合金原子力構造材料をもたらす。
０〜２．０重量％、およびＳｎが０．２５である時、Ｆ
ｅは０．５０、Ｓｎが０．４０である時、Ｆｅは０．３
５〜０．５０、Ｓｎが０．５０である時、Ｆｅは０．２
５〜０．５０、Ｓｎが０．７０である時、Ｆｅは０．０
５〜０．５０、およびＳｎが１．０である時、Ｆｅは
０．０５〜０．５０であり、ＦｅにＳｎを加算した重量
％が０．７５より大きいＳｎおよびＦｅの重量％から本
質的に成る低錫含有率の合金である。この範囲１０は、
図１の破線内の領域を含む実線内の領域全体である.こ
の組成物(および以下のもの)は、ニッケル、クロム、炭
素、珪素および酸素などの別の他の成分元素０．５％以
下、好ましくは０．３％以下、および残部としてのＺｒ
を有するべきである。これらは、リチウム化水環境にお
いて良好に機能する合金原子力構造材料をもたらす。
【００１６】好ましい一つの組成物は、Ｓｎが０．６５
である時、Ｆｅは０．１０〜０．５０、Ｓｎが０．７０
である時、Ｆｅは０．０５〜０．５０、Ｓｎが０．８５
である時、Ｆｅは０．０５〜０．５０、Ｓｎが０．９０
である時、Ｆｅは０．０５〜０．５０であり、Ｓｎが
０．６５重量％〜０．９０重量％の範囲であり、Ｆｅに
Ｓｎを加算した重量％が０．７５より大きいＳｎおよび
Ｆｅの重量％を含む、Ｎｂ０．６０〜２．０重量％をも
つ合金に対する重量％範囲を有する。この減少した錫の
範囲は、図１において３５として示した破線内のみの領
域である。
である時、Ｆｅは０．１０〜０．５０、Ｓｎが０．７０
である時、Ｆｅは０．０５〜０．５０、Ｓｎが０．８５
である時、Ｆｅは０．０５〜０．５０、Ｓｎが０．９０
である時、Ｆｅは０．０５〜０．５０であり、Ｓｎが
０．６５重量％〜０．９０重量％の範囲であり、Ｆｅに
Ｓｎを加算した重量％が０．７５より大きいＳｎおよび
Ｆｅの重量％を含む、Ｎｂ０．６０〜２．０重量％をも
つ合金に対する重量％範囲を有する。この減少した錫の
範囲は、図１において３５として示した破線内のみの領
域である。
【００１７】もう一つの好ましい組成物は、Ｓｎが０．
７０である時、Ｆｅは０．０５〜０．５０、Ｓｎが０．
８５である時、Ｆｅは０．０５〜０．５０であり、Ｓｎ
が０．７０重量％〜０．８５重量％の範囲であり、Ｆｅ
にＳｎを加算した重量％が０．７５より大きいＳｎおよ
びＦｅの重量％を含む、Ｎｂ０．６０〜２．０重量％を
もつ合金に対する重量％範囲を有する。錫は強度および
耐クリープ性のために有益であるので、強度またはクリ
ープが限定される用途向けの材料は、より高い錫レベル
（すなわち、規定した範囲内で０．６重量％よりも高
い）をもつ。上述した組成物の中で最も好ましい組成物
は、Ｎｂ０．８〜１．２、別の他の成分元素０．３０重
量％以下および残部としてのＺｒを含有する。高温水と
水蒸気およびリチウム化水中でのオートクレーブ腐食の
結果は、先行技術のＺＩＲＬＯ材料より低い腐食重量増
加（すなわち、より薄い酸化物厚さ）を示す。これらの
結果は、先行技術のＺＩＲＬＯ材料より良好な炉内性能
を示唆している。
７０である時、Ｆｅは０．０５〜０．５０、Ｓｎが０．
８５である時、Ｆｅは０．０５〜０．５０であり、Ｓｎ
が０．７０重量％〜０．８５重量％の範囲であり、Ｆｅ
にＳｎを加算した重量％が０．７５より大きいＳｎおよ
びＦｅの重量％を含む、Ｎｂ０．６０〜２．０重量％を
もつ合金に対する重量％範囲を有する。錫は強度および
耐クリープ性のために有益であるので、強度またはクリ
ープが限定される用途向けの材料は、より高い錫レベル
（すなわち、規定した範囲内で０．６重量％よりも高
い）をもつ。上述した組成物の中で最も好ましい組成物
は、Ｎｂ０．８〜１．２、別の他の成分元素０．３０重
量％以下および残部としてのＺｒを含有する。高温水と
水蒸気およびリチウム化水中でのオートクレーブ腐食の
結果は、先行技術のＺＩＲＬＯ材料より低い腐食重量増
加（すなわち、より薄い酸化物厚さ）を示す。これらの
結果は、先行技術のＺＩＲＬＯ材料より良好な炉内性能
を示唆している。
【００１８】これらの組成物は、ベータ鍛造し、ベータ
熱処理し、迅速に冷却し、アルファ相温度範囲において
熱間加工し、その後、アルファ相温度範囲における中間
焼なましを伴って多数回冷間加工した時、Ｚｒ−Ｎｂ−
Ｆｅおよび/またはベータＮｂ凝結物を含有する。この
目的は、ジルコニウムマトリックス中に小さな凝結物が
一様に分布したミクロ構造をもたらすことである。
熱処理し、迅速に冷却し、アルファ相温度範囲において
熱間加工し、その後、アルファ相温度範囲における中間
焼なましを伴って多数回冷間加工した時、Ｚｒ−Ｎｂ−
Ｆｅおよび/またはベータＮｂ凝結物を含有する。この
目的は、ジルコニウムマトリックス中に小さな凝結物が
一様に分布したミクロ構造をもたらすことである。
【００１９】本発明の材料に対する加工シーケンスの一
つは、図４に示したように（１）乾燥原料を混合する工
程と、（２）前記原料を真空融解する工程と、（３）融
解物を必要な形状に鍛造する工程と、（４）ベータ熱処
理、その後の迅速冷却工程と、（５）熱間加工工程と、
（５’）任意のベータ熱処理、その後の迅速冷却工程
と、（６）多段階の冷間加工および約５００℃〜６５０
℃のアルファ相温度範囲における中間再結晶焼なまし工
程と、（７）約４５０℃〜６２５℃の温度範囲における
ひずみ取り焼なまし、あるいは再結晶焼なましの形を取
った最終焼なまし工程とを含む。
つは、図４に示したように（１）乾燥原料を混合する工
程と、（２）前記原料を真空融解する工程と、（３）融
解物を必要な形状に鍛造する工程と、（４）ベータ熱処
理、その後の迅速冷却工程と、（５）熱間加工工程と、
（５’）任意のベータ熱処理、その後の迅速冷却工程
と、（６）多段階の冷間加工および約５００℃〜６５０
℃のアルファ相温度範囲における中間再結晶焼なまし工
程と、（７）約４５０℃〜６２５℃の温度範囲における
ひずみ取り焼なまし、あるいは再結晶焼なましの形を取
った最終焼なまし工程とを含む。
【００２０】
【実施例】以下の非限定的な実施例によって本発明を説
明する。
明する。
【００２１】実施例 表１は、スポンジ状ジルコニウム＋指定合金添加物の増
分から、１５０ポンド（６７．５ｋｇ）のインゴット
に、その後、小片に二次加工した実験合金を要約してい
る。１５０ポンド（６７．５ｋｇ）のインゴットは、商
業的に加工された材料と大体同じように材料を熱間加工
すると共に冷間加工することを可能にするために十分に
大きかった。インゴットをベータ鍛造し、ベータ熱処理
し、迅速に冷却し、アルファ相温度範囲において熱間圧
延し、その後、多数回冷間圧延し、最終サイズに向け中
間アルファ焼なました。この加工は生産能力に適合する
と共に、アルファ温度範囲での加工による微粒子の凝結
のためにも適するものであった。この加工目的は、ジル
コニウムマトリックス中にベータＮｂおよび/またはＺ
ｒ−Ｎｂ−Ｆｅ粒子の小さな凝結物が一様に分布したミ
クロ構造をもたらすことであった。
分から、１５０ポンド（６７．５ｋｇ）のインゴット
に、その後、小片に二次加工した実験合金を要約してい
る。１５０ポンド（６７．５ｋｇ）のインゴットは、商
業的に加工された材料と大体同じように材料を熱間加工
すると共に冷間加工することを可能にするために十分に
大きかった。インゴットをベータ鍛造し、ベータ熱処理
し、迅速に冷却し、アルファ相温度範囲において熱間圧
延し、その後、多数回冷間圧延し、最終サイズに向け中
間アルファ焼なました。この加工は生産能力に適合する
と共に、アルファ温度範囲での加工による微粒子の凝結
のためにも適するものであった。この加工目的は、ジル
コニウムマトリックス中にベータＮｂおよび/またはＺ
ｒ−Ｎｂ−Ｆｅ粒子の小さな凝結物が一様に分布したミ
クロ構造をもたらすことであった。
【００２２】
【表１】
【００２３】１２のすべての合金は、約０．６重量％の
溶解限度を超えてニオブを有する。３６０℃（６８０°
Ｆ）の純水、４２７℃（８００°Ｆ）の純粋な水蒸気お
よびＬｉＯＨとしてＬｉ７０ｐｐｍを含有する３６０℃
（６８０°Ｆ）の水中ですべての合金を試験した。種々
の環境における合金ごとの腐食速度(ｍｇ／ｄｍ2／ｄａ
ｙ)を表２にまとめている。さらに、合金の相対的な性
能を比較し易くするために相対的な腐食速度を表２に示
している。その目的は、低い熱腐蝕速度（すなわち、純
水および純粋な水蒸気中での低い速度）およびリチウム
化水中での耐加速腐蝕性をもつ組成物を特定することで
あった。これらの両方は、原子炉環境における良好な腐
蝕性能のために重要であると考えられる。
溶解限度を超えてニオブを有する。３６０℃（６８０°
Ｆ）の純水、４２７℃（８００°Ｆ）の純粋な水蒸気お
よびＬｉＯＨとしてＬｉ７０ｐｐｍを含有する３６０℃
（６８０°Ｆ）の水中ですべての合金を試験した。種々
の環境における合金ごとの腐食速度(ｍｇ／ｄｍ2／ｄａ
ｙ)を表２にまとめている。さらに、合金の相対的な性
能を比較し易くするために相対的な腐食速度を表２に示
している。その目的は、低い熱腐蝕速度（すなわち、純
水および純粋な水蒸気中での低い速度）およびリチウム
化水中での耐加速腐蝕性をもつ組成物を特定することで
あった。これらの両方は、原子炉環境における良好な腐
蝕性能のために重要であると考えられる。
【００２４】
【表２】
【００２５】錫（重量％）対鉄（重量％）のグラフであ
る図１は、一般に、優れた腐蝕性能を達成する実線で囲
まれた領域１０を記載している。これは、本発明の最も
広い態様の一般領域である。図１において実線内の破線
によって含まれる領域として示されている減少した錫含
有率３５の領域は、本発明のより狭い態様である。領域
２０は、一般に、合金中での錫含有率の増加につれて純
粋な水および水蒸気中で耐腐蝕性が低下する領域を形成
している。領域３０は、合金がリチウム化水中で劣った
耐腐食性を示す領域を形成している。領域３０の外にあ
ることが本発明に対して必須である。
る図１は、一般に、優れた腐蝕性能を達成する実線で囲
まれた領域１０を記載している。これは、本発明の最も
広い態様の一般領域である。図１において実線内の破線
によって含まれる領域として示されている減少した錫含
有率３５の領域は、本発明のより狭い態様である。領域
２０は、一般に、合金中での錫含有率の増加につれて純
粋な水および水蒸気中で耐腐蝕性が低下する領域を形成
している。領域３０は、合金がリチウム化水中で劣った
耐腐食性を示す領域を形成している。領域３０の外にあ
ることが本発明に対して必須である。
【００２６】図２は、３６０℃（６８０°Ｆ）の水（三
角形として示す）および４２７℃（８００°Ｆ）の水蒸
気（点として示す）の両方の中の合金の相対的な腐蝕速
度に及ぼすＳｎの影響を示すグラフである。３６０℃の
水および４２７℃の水蒸気中の好ましい耐熱腐食性は、
点４０の群として示されている合金７および８を除くす
べての合金について観察される。合金７および８のみが
Ｓｎ含有率が１．０重量％より大きい合金である。
角形として示す）および４２７℃（８００°Ｆ）の水蒸
気（点として示す）の両方の中の合金の相対的な腐蝕速
度に及ぼすＳｎの影響を示すグラフである。３６０℃の
水および４２７℃の水蒸気中の好ましい耐熱腐食性は、
点４０の群として示されている合金７および８を除くす
べての合金について観察される。合金７および８のみが
Ｓｎ含有率が１．０重量％より大きい合金である。
【００２７】リチウム化水中での良好な耐腐食性と悪い
耐腐蝕性との間の明確な分離は、相対的な腐蝕速度対Ｆ
ｅ＋Ｓｎの含有率のプロットである図３において見られ
る。腐蝕挙動の変化が急激であるので、約０．７５重量
％のＦｅ＋Ｓｎの限度を特定した。すなわち、Ｆｅ＋Ｓ
ｎは、リチウムに対する耐加速腐蝕性を達成するために
約０．７５重量％より大きくなければならない。点５０
として示された合金９〜１２のみがリチウム化水中での
加速腐蝕を示した合金であった。さらに、合金９〜１２
のみが表１でまとめたようにＦｅ＋Ｓｎ値が０．７５重
量％より小さい合金であった。
耐腐蝕性との間の明確な分離は、相対的な腐蝕速度対Ｆ
ｅ＋Ｓｎの含有率のプロットである図３において見られ
る。腐蝕挙動の変化が急激であるので、約０．７５重量
％のＦｅ＋Ｓｎの限度を特定した。すなわち、Ｆｅ＋Ｓ
ｎは、リチウムに対する耐加速腐蝕性を達成するために
約０．７５重量％より大きくなければならない。点５０
として示された合金９〜１２のみがリチウム化水中での
加速腐蝕を示した合金であった。さらに、合金９〜１２
のみが表１でまとめたようにＦｅ＋Ｓｎ値が０．７５重
量％より小さい合金であった。
【００２８】実験結果に基づいて、リチウム化水中での
耐加速腐蝕性に加えて良好な熱耐腐食性を達成する以下
の組成を特定した。０．７５重量％より大きいＦｅ＋Ｓ
ｎ（リチウム化水中での耐加速腐食性を保証する）。
１．０重量％以下のＳｎ（より低い錫がより良いという
認識の下で良好な耐熱腐食性をもたらす）。０．０５重
量％〜０．５重量％の間のＦｅ（この制限は、合金群に
含まれるＦｅの範囲に基づいている。スポンジ状ジルコ
ニウムは、一般に、不純物として数百ｐｐｍの鉄も含有
する。低い方の限度は、不純物の限度よりも高いレベル
で存在するとして鉄を特定している）。０．６重量％〜
２．０重量％の間のＮｂ（ニオブは溶解限度を超えなけ
ればならない。合金群中で最も低いＮｂは０．９重量％
であった。従って、Ｎｂの好ましい下界は０．８重量％
である。最大Ｎｂを中性子断面積によって設定すること
ができ、好ましい上限は１．２重量％である）。
耐加速腐蝕性に加えて良好な熱耐腐食性を達成する以下
の組成を特定した。０．７５重量％より大きいＦｅ＋Ｓ
ｎ（リチウム化水中での耐加速腐食性を保証する）。
１．０重量％以下のＳｎ（より低い錫がより良いという
認識の下で良好な耐熱腐食性をもたらす）。０．０５重
量％〜０．５重量％の間のＦｅ（この制限は、合金群に
含まれるＦｅの範囲に基づいている。スポンジ状ジルコ
ニウムは、一般に、不純物として数百ｐｐｍの鉄も含有
する。低い方の限度は、不純物の限度よりも高いレベル
で存在するとして鉄を特定している）。０．６重量％〜
２．０重量％の間のＮｂ（ニオブは溶解限度を超えなけ
ればならない。合金群中で最も低いＮｂは０．９重量％
であった。従って、Ｎｂの好ましい下界は０．８重量％
である。最大Ｎｂを中性子断面積によって設定すること
ができ、好ましい上限は１．２重量％である）。
【００２９】本発明の精神または必須の属性から逸脱せ
ずに他の形で本発明を実現できることが理解されるべき
である。従って、本発明の範囲を示すものとして、添付
したクレームおよび前述した明細書の両方を調べるべき
である。
ずに他の形で本発明を実現できることが理解されるべき
である。従って、本発明の範囲を示すものとして、添付
したクレームおよび前述した明細書の両方を調べるべき
である。
【図１】本発明の合金が高温の水と水蒸気中およびリチ
ウム化水環境において耐腐食性をもたらす一般的な領域
を示す本発明の概念内の錫濃度対鉄濃度の図である。
ウム化水環境において耐腐食性をもたらす一般的な領域
を示す本発明の概念内の錫濃度対鉄濃度の図である。
【図２】３６０℃の水または４２７℃の水蒸気にさらさ
れたサンプルの相対的な腐食速度に対する錫の濃度の図
である。
れたサンプルの相対的な腐食速度に対する錫の濃度の図
である。
【図３】７０ｐｐｍのリチウムを含有する３６０℃の水
にさらされたサンプルの相対的な腐食速度に対するＦｅ
プラスＳｎの濃度の図である。
にさらされたサンプルの相対的な腐食速度に対するＦｅ
プラスＳｎの濃度の図である。
【図４】本発明の工程を示すブロック図である。
１０，２０，３０，３５ 領域
フロントページの続き (51)Int.Cl.7 識別記号 ＦＩ テーマコート゛(参考） Ｇ２１Ｄ 1/00 Ｃ２２Ｆ 1/00 ６８３ // Ｃ２２Ｆ 1/00 ６４１ ６８５Ｚ ６８１ ６９１Ｂ ６８３ ６９２Ａ ６８５ Ｇ２１Ｃ 3/06 Ｎ ６９１ 3/30 Ｖ ６９２ Ｇ２１Ｄ 1/00 Ｗ (71)出願人 500300226 4350 Ｎｏｒｔｈｅｒｎ Ｐｉｋｅ， Ｍ ｏｎｒｏｅｖｉｌｌｅ， ＰＡ 15146− 2866， Ｕ．Ｓ．Ａ. (72)発明者 ジョージ・ピー・サボル アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、エク スポート、マウント・ヴァーノン・アベニ ュー 2342
Claims (16)
- 【請求項１】 Ｎｂ０．６０〜２．０重量％、Ｓｎ含有
率とＦｅ含有率との間の関係が、Ｓｎが０．２５である
時、Ｆｅは０．５０、Ｓｎが０．４０である時、Ｆｅは
０．３５〜０．５０、Ｓｎが０．５０である時、Ｆｅは
０．２５〜０．５０、Ｓｎが０．７０である時、Ｆｅは
０．０５〜０．５０、およびＳｎが１．０である時、Ｆ
ｅは０．０５〜０．５０であり、ＦｅにＳｎを加算した
重量％が０．７５より大きいＳｎおよびＦｅ、別の他の
成分元素０．５０重量％以下および残部としてのＺｒか
ら本質的に成る低錫含有率のジルコニウム合金。 - 【請求項２】 Ｓｎ含有率が０．２５〜１．０重量％で
あり、１．０重量％の上限が良好な耐熱腐蝕性を確実に
し、Ｆｅ含有率に応じて決まる下限がリチウム化水中で
の耐腐蝕性をもたらす、請求項１に記載の合金。 - 【請求項３】 Ｆｅ含有率が０．０５〜０．５重量％で
あると共に、Ｆｅ含有率がＳｎ含有率に応じて決まる、
請求項１に記載の合金。 - 【請求項４】 別の他の成分元素が０．３０以下であ
る、請求項１に記載の合金。 - 【請求項５】 純粋な水と水蒸気およびリチウム化水中
で耐腐食性である、請求項１に記載の合金。 - 【請求項６】 請求項１に記載の合金から製造される原
子力構造材料。 - 【請求項７】 Ｎｂ０．６０〜２．０重量％、Ｓｎ含有
率とＦｅ含有率との間の関係が、Ｓｎが０．６５である
時、Ｆｅは０．１０〜０．５０、Ｓｎが０．７０である
時、Ｆｅは０．０５〜０．５０、Ｓｎが０．８５である
時、Ｆｅは０．０５〜０．５０、Ｓｎが０．９０である
時、Ｆｅは０．０５〜０．５０であり、Ｓｎが０．６５
重量％〜０．９０重量％の範囲であり、ＦｅにＳｎを加
算した重量％が０．７５より大きいＳｎおよびＦｅ、別
の他の成分元素０．５０重量％以下および残部としての
Ｚｒから本質的に成る低錫含有率のジルコニウム合金。 - 【請求項８】 別の他の成分元素が０．３０以下であ
る、請求項７に記載の合金。 - 【請求項９】 純粋な水と水蒸気およびリチウム化水中
で耐腐食性である、請求項７に記載の合金。 - 【請求項１０】 請求項７に記載の合金から製造される
原子力構造材料。 - 【請求項１１】 Ｎｂ０．６０〜２．０重量％、Ｓｎが
０．２５である時、Ｆｅは０．５０、Ｓｎが０．４０で
ある時、Ｆｅは０．３５〜０．５０、Ｓｎが０．５０で
ある時、Ｆｅは０．２５〜０．５０、Ｓｎが０．７０で
ある時、Ｆｅは０．０５〜０．５０、Ｓｎが１．０であ
る時、Ｆｅは０．０５〜０．５０であり、ＦｅにＳｎを
加算した重量％が０．７５より大きいＳｎおよびＦｅ、
別の他の成分元素０．３０重量％以下および残部として
のＺｒから本質的に成る、リチウム化水との接触の環境
において運転する高い鉄含有率で低い錫含有率のジルコ
ニウム合金製の原子力構造材料。 - 【請求項１２】 Ｓｎ含有率が０．２５〜１．０重量％
であり、１．０重量％の上限が良好な耐熱腐蝕性を確実
にし、Ｆｅ含有率に応じて決まる下限がリチウム化水中
での耐腐蝕性をもたらす、請求項１１に記載の合金。 - 【請求項１３】 Ｆｅ含有率が０．０５〜０．５で重量
％あると共に、Ｆｅ含有率がＳｎ含有率に応じて決ま
る、請求項１１に記載の合金。 - 【請求項１４】 別の他の成分元素が０．３０以下であ
る、請求項１１に記載の合金。 - 【請求項１５】 請求項１１に記載の合金から製造され
る原子力構造材料。 - 【請求項１６】 （１）乾燥原料を混合する工程と、
（２）前記原料を真空融解する工程と、（３）融解物を
必要な形状に鍛造する工程と、（４）ベータ熱処理およ
び迅速冷却工程と、（５）熱間加工工程と、（６）アル
ファ相温度範囲における中間再結晶焼なましを伴った冷
間加工工程と、（７）４５０℃〜６２５℃の温度範囲に
おけるひずみ取り焼なましまたは再結晶焼なましの形を
取った最終焼なまし工程とを含む請求項１に記載の合金
を製造する方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US50691300A | 2000-02-18 | 2000-02-18 | |
| US09/506913 | 2000-02-18 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2001262260A true JP2001262260A (ja) | 2001-09-26 |
Family
ID=24016448
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2001038964A Pending JP2001262260A (ja) | 2000-02-18 | 2001-02-15 | 原子炉用の改良されたジルコニウム−ニオブ−錫合金 |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP1259653A1 (ja) |
| JP (1) | JP2001262260A (ja) |
| CN (1) | CN1152146C (ja) |
| AU (1) | AU2001234492A1 (ja) |
| RU (1) | RU2002124765A (ja) |
| SE (1) | SE526648C2 (ja) |
| WO (1) | WO2001061062A1 (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006265725A (ja) * | 2005-03-23 | 2006-10-05 | Westinghouse Electric Co Llc | 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 |
| JP2007192814A (ja) * | 2005-12-29 | 2007-08-02 | General Electric Co <Ge> | 中性子放射及び腐食場にさらされたときの変形性及び制御羽根干渉性を低下させたｌｗｒ流路 |
| JP2008506039A (ja) * | 2004-07-06 | 2008-02-28 | ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー | 沸騰水型原子炉における燃料チャンネルボックス |
| JP2010515826A (ja) * | 2007-01-16 | 2010-05-13 | ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー | 燃料棒の位置決め用のスペーサ格子 |
| JP2011069761A (ja) * | 2009-09-28 | 2011-04-07 | Toshiba Corp | 原子炉制御棒用複合材、その複合材の製造方法およびその複合材を使用した原子炉制御棒 |
| JP2014518330A (ja) * | 2011-06-16 | 2014-07-28 | 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 | 最終熱処理により優れた耐食性及びクリープ耐性を有するジルコニウム合金 |
Families Citing this family (11)
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|---|---|---|---|---|
| KR100461017B1 (ko) | 2001-11-02 | 2004-12-09 | 한국수력원자력 주식회사 | 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 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 |
| FR2860803B1 (fr) | 2003-10-08 | 2006-01-06 | Cezus Co Europ Zirconium | Procede d'elaboration d'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 |
| 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 |
| 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 |
| US7625453B2 (en) * | 2005-09-07 | 2009-12-01 | Ati Properties, Inc. | Zirconium strip material and process for making same |
| SE530673C2 (sv) | 2006-08-24 | 2008-08-05 | Westinghouse Electric Sweden | Vattenreaktorbränslekapslingsrör |
| KR100835830B1 (ko) * | 2007-01-11 | 2008-06-05 | 한국원자력연구원 | β-니오븀 석출물의 분포 제어를 통한 내식성이 우수한지르코늄 합금 핵연료피복관의 제조방법 |
| KR100945021B1 (ko) | 2008-05-09 | 2010-03-05 | 한국원자력연구원 | 보호성 산화막을 형성하는 핵연료피복관용 지르코늄 합금조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료피복관및 이의 제조방법 |
| US10119181B2 (en) | 2013-01-11 | 2018-11-06 | Areva Np | Treatment process for a zirconium alloy, zirconium alloy resulting from this process and parts of nuclear reactors made of this alloy |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4649023A (en) * | 1985-01-22 | 1987-03-10 | Westinghouse Electric Corp. | Process for fabricating a zirconium-niobium alloy and articles resulting therefrom |
| US5112573A (en) * | 1989-08-28 | 1992-05-12 | Westinghouse Electric Corp. | Zirlo material for light water reactor applications |
| US5266131A (en) * | 1992-03-06 | 1993-11-30 | Westinghouse Electric Corp. | Zirlo alloy for reactor component used in high temperature aqueous environment |
| AU7670394A (en) * | 1993-03-04 | 1994-10-24 | Vsesojuzny Nauchno-Issledovatelsky Institut Neorga Nicheskikh Materialov Imeni Akademika A.A. Bochvara | Zirconium-based material, article made of the said material for use in the active zones of atomic reactors, and a process for obtaining such articles |
| 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 |
| US5854818A (en) * | 1997-08-28 | 1998-12-29 | Siemens Power Corporation | Zirconium tin iron alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup |
-
2001
- 2001-01-19 AU AU2001234492A patent/AU2001234492A1/en not_active Abandoned
- 2001-01-19 WO PCT/US2001/001845 patent/WO2001061062A1/en not_active Application Discontinuation
- 2001-01-19 EP EP01906602A patent/EP1259653A1/en not_active Withdrawn
- 2001-01-19 CN CNB018052371A patent/CN1152146C/zh not_active Expired - Lifetime
- 2001-01-19 RU RU2002124765/02A patent/RU2002124765A/ru unknown
- 2001-02-15 JP JP2001038964A patent/JP2001262260A/ja active Pending
-
2002
- 2002-08-19 SE SE0202478A patent/SE526648C2/sv not_active IP Right Cessation
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008506039A (ja) * | 2004-07-06 | 2008-02-28 | ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー | 沸騰水型原子炉における燃料チャンネルボックス |
| JP2006265725A (ja) * | 2005-03-23 | 2006-10-05 | Westinghouse Electric Co Llc | 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 |
| JP2007192814A (ja) * | 2005-12-29 | 2007-08-02 | General Electric Co <Ge> | 中性子放射及び腐食場にさらされたときの変形性及び制御羽根干渉性を低下させたｌｗｒ流路 |
| JP2010515826A (ja) * | 2007-01-16 | 2010-05-13 | ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー | 燃料棒の位置決め用のスペーサ格子 |
| JP2011069761A (ja) * | 2009-09-28 | 2011-04-07 | Toshiba Corp | 原子炉制御棒用複合材、その複合材の製造方法およびその複合材を使用した原子炉制御棒 |
| JP2014518330A (ja) * | 2011-06-16 | 2014-07-28 | 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 | 最終熱処理により優れた耐食性及びクリープ耐性を有するジルコニウム合金 |
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