JP2018514649A - 優れた腐食抵抗性を有する核燃料被覆管用ジルコニウム合金及びその製造方法 - Google Patents
優れた腐食抵抗性を有する核燃料被覆管用ジルコニウム合金及びその製造方法 Download PDFInfo
- Publication number
- JP2018514649A JP2018514649A JP2017553417A JP2017553417A JP2018514649A JP 2018514649 A JP2018514649 A JP 2018514649A JP 2017553417 A JP2017553417 A JP 2017553417A JP 2017553417 A JP2017553417 A JP 2017553417A JP 2018514649 A JP2018514649 A JP 2018514649A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- stage
- heat treatment
- nuclear fuel
- rolled
- zirconium alloy
- 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
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
- G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22C—ALLOYS
- C22C16/00—Alloys based on zirconium
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B22—CASTING; POWDER METALLURGY
- B22D—CASTING OF METALS; CASTING OF OTHER SUBSTANCES BY THE SAME PROCESSES OR DEVICES
- B22D21/00—Casting non-ferrous metals or metallic compounds so far as their metallurgical properties are of importance for the casting procedure; Selection of compositions therefor
- B22D21/002—Castings of light metals
- B22D21/005—Castings of light metals with high melting point, e.g. Be 1280 degrees C, Ti 1725 degrees C
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B22—CASTING; POWDER METALLURGY
- B22D—CASTING OF METALS; CASTING OF OTHER SUBSTANCES BY THE SAME PROCESSES OR DEVICES
- B22D7/00—Casting ingots, e.g. from ferrous metals
- B22D7/005—Casting ingots, e.g. from ferrous metals from non-ferrous metals
-
- 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
- C22F1/02—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working in inert or controlled atmosphere or vacuum
-
- 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
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
- G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
- G21C21/10—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings by extrusion, drawing, or stretching by rolling, e.g. "picture frame" technique
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Heat Treatment Of Steel (AREA)
Abstract
Description
最近では、原子炉の経済性向上の一環として、核燃料サイクルコストの削減のために高燃焼度核燃料が考慮されているが、既存のジルカロイ−2及びジルカロイ−4を核燃料被覆管n材料として使用する場合に腐食が加速化され、それにより水素脆化、機械的特性の低下を引き起こす問題が発生している。
したがって、腐食抵抗性に優れたジルコニウム合金の開発が非常に必要であり、これにより多くの研究が行われてきた。
このとき、ジルコニウム合金の腐食抵抗性と機械的特性は、添加される合金元素の種類、量及び製造工程によって諸特性が大きく左右されるので、必ず合金元素及び製造工程に対する最適化が要求される。
先行技術について考察すると、米国特許第5,024,809号では、錫0.5〜2.0重量%、ビスマス0.5〜2.5重量%を必須元素とし、モリブデン、ニオブ、テルルの合計を0.5〜1.0重量%とし、残部はジルコニウムから構成することにより、耐食性が向上したジルコニウム合金を設計した。
前記合金は、ジルコニウムチューブ上に純粋ジルコニウムを用いて内部障壁(inner barrier)層を被覆した後、この層と金属学的な結合を成し、内側のジルカロイ保護層として設計された。このときの厚さは内側チューブの約1〜30%とした。
米国特許第6,261,516号では、ニオブ及び錫が添加された系列と、ニオブ、錫、鉄が添加された系列に分けて製造する方法であって、ニオブ0.8〜1.2重量%、錫0.2〜0.5重量%、鉄0.1〜0.3重量%を必須とし、クロム、モリブデン、銅及びマンガンのうちの少なくとも1種の元素0.1〜0.3重量%、ケイ素80〜120ppm、酸素600〜1400ppm、残部のジルコニウムから構成され、錫の含有量を減少させながら必須元素以外の溶質元素を0.3重量%以下で含むことにより、耐食性を向上させたジルコニウム合金を製造した。
前記合金は、1パスあたり0.5mmの間隔で45〜50%の圧下率で2回にわたって冷間圧延を行い、最終熱処理を応力除去熱処理の温度範囲である470℃で3時間行った。
前記合金は、700℃で熱処理した後、70%の圧下率で熱間圧延を行い、しかる後に、1次中間熱処理を700℃で行い、圧下率30%で1次冷間圧延を行った後、2次及び3次熱処理を610℃で行い、さらに圧延を2回行った。
最終熱処理は、応力除去熱処の理温度範囲である480℃で3時間行った。
前記合金は、700℃で熱処理した後、60%の圧下率で熱間圧延を行い、冷間圧延を1次30%、2次50%の圧下率で2回行い、中間熱処理を1次680℃、2次580℃で行った。
最終熱処理は、応力除去熱処理の温度範囲である505℃で行った。
これらの先行技術からも分かるように、原子力発電所の核燃料被覆管を含む炉心材料に使用されるジルコニウム合金に対して、ジルカロイ−4など、様々な研究方向が提示された。
しかし、現在の原子力発電所は、経済的な効率を向上させるために運転条件が過酷になり、従来のジルカロイ−4などで製造された核燃料被覆管は、使用限界に到達した。よって、腐食抵抗性を向上させ、高燃焼/長サイクル運転で核燃料の健全性を確保することができるジルコニウム合金を得るために、研究が盛んに進められている。
また、上記の目的を達成するための本発明に係る核燃料被覆管用ジルコニウム合金の製造方法は、ジルコニウム合金組成元素の混合物を溶解してインゴット(Ingot、鋳塊)に製造する第1段階と;前記第1段階で製造されたインゴットを1000〜1050℃(β)で30〜40分間溶体化熱処理した後、水に急冷させるβ−焼入れ(β−Quenching)を行う第2段階と;前記第2段階で熱処理されたインゴットを630〜650℃で20〜30分間予熱した後、60〜65%の圧下率で熱間圧延する第3段階と;前記第3段階で熱間圧延された圧延材を570〜590℃で3〜4時間1次中間真空熱処理した後、30〜40%の圧下率で1次冷間圧延する第4段階と;前記第4段階で1次冷間圧延された圧延材を560〜580℃で2〜3時間2次中間真空熱処理した後、50〜60%の圧下率で2次冷間圧延する第5段階と;前記第5段階で2次冷間圧延された圧延材を560〜580℃で2〜3時間3次中間真空熱処理した後、30〜40%の圧下率で3次冷間圧延する第6段階と;前記第6段階で3次冷間圧延された圧延材を最終真空熱処理する第7段階と;を含んでなることを特徴とする。
本発明に係る核燃料被覆管用ジルコニウム合金は、ニオブ0.5〜1.2重量%、モリブデン0.4〜0.8重量%、銅0.1〜0.15重量%、鉄0.15〜0.2重量%及び残部のジルコニウムから構成される。
または、本発明に係る核燃料被覆管用ジルコニウム合金は、ニオブ0.4〜0.5重量%、モリブデン0.3〜0.4重量%、銅0.1〜0.15重量%、鉄0.15〜0.2重量%及び残部のジルコニウムから構成される。
または、本発明に係る核燃料被覆管用ジルコニウム合金は、ニオブ1.1〜1.2重量%、モリブデン0.3〜0.4重量%、銅0.1〜0.15重量%、鉄0.15〜0.2重量%及び残部のジルコニウムから構成される。
または、本発明に係る核燃料被覆管用ジルコニウム合金は、ニオブ0.4〜0.5重量%、モリブデン0.7〜0.8重量%、銅0.1〜0.15重量%、鉄0.15〜0.2重量%及び残部のジルコニウムから構成される。
本発明に係る核燃料被覆管用ジルコニウム合金の製造方法は、ジルコニウム合金組成元素の混合物を溶解してインゴット(Ingot)に製造する第1段階と;前記第1段階で製造されたインゴットを1000〜1050℃(β)で30〜40分間溶体化熱処理した後、水に急冷させるβ−焼入れ(β−Quenching)を行う第2段階と;前記第2段階で熱処理されたインゴットを630〜650℃で20〜30分間予熱した後、60〜65%の圧下率で熱間圧延する第3段階と;前記第3段階で熱間圧延された圧延材を580〜590℃で3〜4時間1次中間真空熱処理した後、30〜40%の圧下率で1次冷間圧延する第4段階と;前記第4段階で1次冷間圧延された圧延材を570〜580℃で2〜3時間2次中間真空熱処理した後、50〜60%の圧下率で2次冷間圧延する第5段階と;前記第5段階で2次冷間圧延された圧延材を570〜580℃で2〜3時間3次中間真空熱処理した後、30〜40%の圧下率で3次冷間圧延する第6段階と;前記第6段階で3次冷間圧延された圧延材を最終真空熱処理する第7段階と;を含んでなる。
<実施例1〜9>ジルコニウム合金の製造1〜9
下記表1のような組成及び熱処理で構成されるジルコニウム合金を用いて、次のような方法によって板材ジルコニウム合金を製造した。
ジルコニウム合金を構成する化学組成及び最終熱処理の範囲は、下記表1に示すとおりである。
まず、第1段階は、ジルコニウム合金組成元素を真空アーク溶解方法(VAR、Vacuum Arc Remelting)を用いてインゴット(Ingot)に製造する。
このとき、不純物が偏析したり合金組成が不均一に分布したりするのを防ぐために、約3回程度繰り返し行い、アーク溶解装置のチャンバ内に真空を10−5torr以下で十分に維持した後、合金溶解を行ってインゴットを製造する。
冷却過程の間に試験片の表面で酸化するのを防止するために、アルゴンなどの不活性ガスを注入して冷却する。
使用されたジルコニウムは、ASTM B349に明示された原子力グレードのジルコニウムスポンジ(Zirconium Sponge)であり、ニオブ、モリブデン、鉄、銅などの添加元素は、99.99%以上の高純度の元素を使用する。
第2段階では、製造されたインゴット内の合金組成を均質化し、微細な析出物を得るために、インゴットをβ−領域で熱処理した後、水を用いて急冷する。
インゴット(Ingot)の酸化を防止するために、厚さ1mmのステンレス鋼板(Stainless Steel Plate)で被覆してスポット溶接を行い、前記熱処理を約30〜40分間1,000〜1,050℃で行う。
また、β−焼入れは、基地金属内の第2相析出物(SPP、Secondary Phase Particle)の大きさを均一に分布させ且つ制御するために行い、水冷の方法で約300℃/sec以上の冷却速度で冷却させる。
第3段階では、β−焼入れ済みの試験片の熱間圧延を行う。
このとき、630〜650℃で約20〜30分間予熱した後、約60〜65%の圧下率で圧延を行う。
もし上記の温度から外れる場合、次の第4段階の加工に適した圧延材を得ることは難しい。
また、熱間圧延時の圧下率が60%未満である場合には、ジルコニウム材料の集合組織が不均一であって水素脆化抵抗性が低下するという問題があり、熱間圧延時の圧下率が80%以上である場合には、向後の加工性に問題があると報告されている。
熱間圧延された圧延材は、被覆されたステンレス鋼板(Stainless Steel Plate)を除去した後、水:硝酸:フッ酸の体積比が50:40:10である酸洗溶液を用いて酸化膜及び不純物を除去し、残っている酸化膜は後続工程のためにワイヤーブラシ(Wire Brush)を用いて機械的に完全に除去する。
熱間圧延後の残留応力を除去し、1次冷間加工の際に試験片の破損を防ぐために、約580〜590℃で約3〜4時間の1次真空熱処理を行う。
このとき、熱処理中に酸化するのを防止するために、試験片をステンレスフォイル(stainless foil)で包み、真空度を10−5torr以下に維持して行う。
中間真空熱処理は、再結晶熱処理温度まで上昇させて熱処理することが好ましく、もし上記の温度範囲から外れる場合には、腐食抵抗性が低下する問題が発生するおそれがある。
1次中間真空熱処理済みの前記圧延材に対して、1パスあたり約0.3mmの間隔で約40〜50%の圧下率で1次冷間圧延を行う。
(5)2次中間真空熱処理及び2次冷間圧延
1次冷間圧延された圧延材に対して、570〜580℃で約2〜3時間2次中間真空熱処理を行う。
もし前記中間熱処理の温度から外れる場合には、腐食抵抗性が低下する問題が発生するおそれがある。
2次中間真空熱処理済みの前記圧延材に対して、1パスあたり約0.3mmの間隔で約50〜60%の圧下率で2次冷間圧延を行う。
2次冷間圧延された圧延材に対して、570〜580℃で2〜3時間3次中間真空熱処理を行う。
もし前記中間熱処理の温度から外れる場合には、耐食性が低下する問題が発生するおそれがある。
3次中間真空熱処理済みの前記圧延材に対して、1パスあたり約0.3mmの間隔で約30〜40%の圧下率で3次冷間圧延を行う。
(7)最終真空熱処理
3次冷間圧延された圧延材に対して、最終熱処理を10−5torr以下の高真空雰囲気で行う。
最終熱処理は、3つの温度範囲で行い、応力除去熱処理(SRA、Stress、Relief Annealing);460〜470℃、部分再結晶熱処理(PRXA、Partial Recrystallization Annealing);510〜520℃、完全再結晶熱処理(RXA、Recrystallization Annealing);580〜590℃で約8時間行う。
原子力発電所で使用されている商用のジルコニウム合金であるジルカロイ−4被覆管を使用した。
<試験例1>腐食抵抗性の実験
本発明に係るジルコニウム合金組成物の優れた腐食抵抗性を調べるために、次の腐食試験を行った。
実施例1〜9のジルコニウム合金を用いて上記の製造工程で板材試験片を製造した後、サイズ20mm×20mm×1.0mmの板材腐食試験片を製作し、#400〜#1200のSiC研磨紙を用いて段階別に機械的研磨を行った。
表面研磨済みの試験片は、水:硝酸:フッ酸=50:40:10(体積比)の溶液を用いて酸洗処理し、アセトンで超音波洗浄した後、乾燥機で24時間以上十分に乾燥させた。
合金の腐食程度を測定するために、オートクレーブ(auto clave)への装入前に、前記合金の表面積と初期重量を測定した。
装入された試験片は、360℃、18.6MPaの純水雰囲気及び70ppmのLi雰囲気のスタティックオートクレーブ(static autoclave)を用いて100日間腐食試験を行った。
腐食試験を行う際に、実施例1〜9及び比較例1のジルカロイ−4試験片を一緒に入れて試験した。
腐食試験後50日、75日、100日の合計3回にわたって試験片を取り出してそれぞれの重量を測定した後、重量増加量を計算して腐食程度を定量的に評価した。その結果を下記表2に示す。
100日後のWater雰囲気での腐食特性は、実施例1〜9では17〜21mg/dm2、比較例では46mg/dm2の大きな重量増加量を示し、実施例1〜9の組成と熱処理条件での腐食抵抗性が大幅に向上したことが分かる。
Li雰囲気中での腐食特性は、比較例1では75日後に重量増加量が大幅に増加して100日後には約72mg/dm2を示すが、これに対し、実施例1〜9では100日後に26〜51mg/dm2を示すので、重量増加量が大きく異なることが分かる。
特に、錫を除去し、モリブデンと銅を添加した合金は、520℃と580℃の熱処理条件では純水条件と高濃度リチウム条件の両方ともで優れた腐食抵抗性を示すことが分かる。
本発明の明細書に記載した好適な実施例は、例示的なもので、限定的なものではない。本発明の範囲は添付された請求の範囲によって示されており、それらの特許請求の範囲の意味中に入るすべての変形例も本発明に含まれるというべきである。
Claims (6)
- ニオブ0.5〜1.2重量%、モリブデン0.4〜0.8重量%、銅0.1〜0.15重量%、鉄0.15〜0.2重量%及び残部のジルコニウムから構成されることを特徴とする、核燃料被覆管用ジルコニウム合金。
- ニオブ0.4〜0.5重量%、モリブデン0.3〜0.4重量%、銅0.1〜0.15重量%、鉄0.15〜0.2重量%及び残部のジルコニウムから構成されることを特徴とする、核燃料被覆管用ジルコニウム合金。
- ニオブ1.1〜1.2重量%、モリブデン0.3〜0.4重量%、銅0.1〜0.15重量%、鉄0.15〜0.2重量%及び残部のジルコニウムから構成されることを特徴とする、核燃料被覆管用ジルコニウム合金。
- ニオブ0.4〜0.5重量%、モリブデン0.7〜0.8重量%、銅0.1〜0.15重量%、鉄0.15〜0.2重量%及び残部のジルコニウムから構成されることを特徴とする、核燃料被覆管用ジルコニウム合金。
- ジルコニウム合金組成元素の混合物を溶解してインゴット(Ingot)に製造する第1段階と、
前記第1段階で製造されたインゴットを1000〜1050℃(β)で30〜40分間溶体化熱処理した後、水に急冷させるβ−焼入れ(β−Quenching)を行う第2段階と、
前記第2段階で熱処理されたインゴットを630〜650℃で20〜30分間予熱した後、60〜65%の圧下率で熱間圧延する第3段階と、
前記第3段階で熱間圧延された圧延材を580〜590℃で3〜4時間1次中間真空熱処理した後、30〜40%の圧下率で1次冷間圧延する第4段階と、
前記第4段階で1次冷間圧延された圧延材を570〜580℃で2〜3時間2次中間真空熱処理した後、50〜60%の圧下率で2次冷間圧延する第5段階と、
前記第5段階で2次冷間圧延された圧延材を570〜580℃で2〜3時間3次中間真空熱処理した後、30〜40%の圧下率で3次冷間圧延する第6段階と、
前記第6段階で3次冷間圧延された圧延材を最終真空熱処理する第7段階とを含んでなることを特徴とする、核燃料被覆管用ジルコニウム合金の製造方法。 - 前記圧延材は、460〜470℃、510〜520℃、580〜590℃の3つの温度区間で8〜9時間最終真空熱処理を行うことを特徴とする、請求項5に記載の核燃料被覆管用ジルコニウム合金の製造方法。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR10-2015-0052710 | 2015-04-14 | ||
KR1020150052710A KR101604103B1 (ko) | 2015-04-14 | 2015-04-14 | 우수한 부식저항성을 갖는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 및 그 제조방법 |
PCT/KR2015/005319 WO2016167404A1 (ko) | 2015-04-14 | 2015-05-27 | 우수한 부식저항성을 갖는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 및 그 제조방법 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2018514649A true JP2018514649A (ja) | 2018-06-07 |
JP6734867B2 JP6734867B2 (ja) | 2020-08-05 |
Family
ID=55645690
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2017553417A Active JP6734867B2 (ja) | 2015-04-14 | 2015-05-27 | 優れた腐食抵抗性を有する核燃料被覆管用ジルコニウム合金及びその製造方法 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (2) | US20160307651A1 (ja) |
EP (1) | EP3284837B1 (ja) |
JP (1) | JP6734867B2 (ja) |
KR (1) | KR101604103B1 (ja) |
CN (1) | CN107429331B (ja) |
WO (1) | WO2016167404A1 (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2021132119A1 (ja) * | 2019-12-26 | 2021-07-01 | 株式会社クラレ | 塩化ビニル系樹脂組成物及び成形品 |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR20220023761A (ko) * | 2019-12-26 | 2022-03-02 | 조인트-스탁 컴퍼니 “티브이이엘” | 지르코늄 합금 배관의 제조방법 |
KR20220023762A (ko) * | 2019-12-26 | 2022-03-02 | 조인트-스탁 컴퍼니 “티브이이엘” | 지르코늄 합금 배관의 제조방법 |
CN113613807B (zh) * | 2019-12-26 | 2023-12-26 | Tvel股份公司 | 锆合金管状产品制造方法 |
CN113732102A (zh) * | 2020-05-27 | 2021-12-03 | 国核宝钛锆业股份公司 | 一种小口径薄壁包壳管材制造方法及包壳管材 |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6360248A (ja) * | 1986-08-29 | 1988-03-16 | Hitachi Ltd | 高耐食ジルコニウム合金製品の製造法 |
JP2001181761A (ja) * | 1999-11-22 | 2001-07-03 | Korea Atom Energ Res Inst | 核燃料クラッディングに適するニオブ含有ジルコニウム合金 |
JP2008144261A (ja) * | 2006-12-05 | 2008-06-26 | Korea Atom Energ Res Inst | 原子力用ジルコニウム合金組成物及びその製造方法 |
US20130220494A1 (en) * | 2012-02-28 | 2013-08-29 | Korea Hydro And Nuclear Power Co., Ltd. | Zirconium alloys for a nuclear fuel cladding having a superior corrosion resistance by reducing an amount of alloying elements and methods of preparing a zirconium alloy nuclear fuel caldding using thereof |
Family Cites Families (19)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4814136A (en) | 1987-10-28 | 1989-03-21 | Westinghouse Electric Corp. | Process for the control of liner impurities and light water reactor cladding |
JPH01116057A (ja) * | 1987-10-30 | 1989-05-09 | Hitachi Ltd | 原子炉用スペーサの製造法 |
FR2626291B1 (fr) | 1988-01-22 | 1991-05-03 | Mitsubishi Metal Corp | Alliage a base de zirconium a utiliser comme assemblage pour combustible dans un reacteur nucleaire |
US5024809A (en) | 1989-05-25 | 1991-06-18 | General Electric Company | Corrosion resistant composite claddings for nuclear fuel rods |
JPH08253828A (ja) | 1995-03-14 | 1996-10-01 | Sumitomo Metal Ind Ltd | 高耐食性ジルコニウム合金 |
KR100286871B1 (ko) * | 1998-10-21 | 2001-04-16 | 장인순 | 내부식성과 기계적 특성이 우수한 지르코늄합금 조성물 |
KR100261665B1 (ko) | 1998-02-04 | 2000-07-15 | 장인순 | 우수한 부식저항성과 고강도를 갖는 지르코늄 합금조성물 |
KR100382997B1 (ko) * | 2001-01-19 | 2003-05-09 | 한국전력공사 | 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법 |
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 |
CN101175864A (zh) * | 2004-03-23 | 2008-05-07 | 西屋电气有限责任公司 | 具有改良耐蚀性的锆合金及具有改良耐蚀性的锆合金的制造方法 |
US9284629B2 (en) * | 2004-03-23 | 2016-03-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments |
CN101528957B (zh) * | 2006-10-16 | 2012-07-04 | 法国原子能委员会 | 含有铒的锆合金和制备并成形该合金的方法以及含有该合金的结构部件 |
CN100510134C (zh) * | 2007-09-13 | 2009-07-08 | 上海大学 | 一种耐疖状腐蚀的改进型Zr-4合金及其制备方法 |
KR100960894B1 (ko) * | 2008-02-27 | 2010-06-04 | 한국원자력연구원 | 우수한 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법 |
KR101058872B1 (ko) * | 2009-01-07 | 2011-08-23 | 한국원자력연구원 | 우수한 내식성 및 크립저항성을 갖는 고농도 몰리브덴 함유지르코늄 합금 조성물, 이의 제조방법 및 이의 용도 |
CN101935778B (zh) * | 2010-08-17 | 2011-12-28 | 苏州热工研究院有限公司 | 一种用于核反应堆的锆基合金及其制备方法 |
KR20130098618A (ko) | 2012-02-28 | 2013-09-05 | 한국원자력연구원 | 사고조건 하의 원자로 내에서 우수한 내산화성을 나타내는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료 피복관 및 이의 제조방법 |
CN103194650B (zh) * | 2013-04-10 | 2015-08-19 | 苏州热工研究院有限公司 | 一种Zr-1Nb合金的制备方法 |
FR3025929B1 (fr) | 2014-09-17 | 2016-10-21 | Commissariat Energie Atomique | Gaines de combustible nucleaire, procedes de fabrication et utilisation contre l'oxydation. |
-
2015
- 2015-04-14 KR KR1020150052710A patent/KR101604103B1/ko active IP Right Grant
- 2015-05-27 WO PCT/KR2015/005319 patent/WO2016167404A1/ko unknown
- 2015-05-27 CN CN201580078743.3A patent/CN107429331B/zh active Active
- 2015-05-27 EP EP15889284.4A patent/EP3284837B1/en active Active
- 2015-05-27 JP JP2017553417A patent/JP6734867B2/ja active Active
-
2016
- 2016-04-13 US US15/097,341 patent/US20160307651A1/en not_active Abandoned
-
2019
- 2019-11-08 US US16/677,904 patent/US11195628B2/en active Active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6360248A (ja) * | 1986-08-29 | 1988-03-16 | Hitachi Ltd | 高耐食ジルコニウム合金製品の製造法 |
JP2001181761A (ja) * | 1999-11-22 | 2001-07-03 | Korea Atom Energ Res Inst | 核燃料クラッディングに適するニオブ含有ジルコニウム合金 |
JP2008144261A (ja) * | 2006-12-05 | 2008-06-26 | Korea Atom Energ Res Inst | 原子力用ジルコニウム合金組成物及びその製造方法 |
US20130220494A1 (en) * | 2012-02-28 | 2013-08-29 | Korea Hydro And Nuclear Power Co., Ltd. | Zirconium alloys for a nuclear fuel cladding having a superior corrosion resistance by reducing an amount of alloying elements and methods of preparing a zirconium alloy nuclear fuel caldding using thereof |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2021132119A1 (ja) * | 2019-12-26 | 2021-07-01 | 株式会社クラレ | 塩化ビニル系樹脂組成物及び成形品 |
CN114867785A (zh) * | 2019-12-26 | 2022-08-05 | 株式会社可乐丽 | 氯乙烯系树脂组合物和成型品 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP3284837A1 (en) | 2018-02-21 |
CN107429331B (zh) | 2020-06-23 |
EP3284837B1 (en) | 2019-10-23 |
JP6734867B2 (ja) | 2020-08-05 |
KR101604103B1 (ko) | 2016-03-25 |
US20160307651A1 (en) | 2016-10-20 |
US20200075181A1 (en) | 2020-03-05 |
CN107429331A (zh) | 2017-12-01 |
US11195628B2 (en) | 2021-12-07 |
EP3284837A4 (en) | 2018-12-26 |
WO2016167404A1 (ko) | 2016-10-20 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR100831578B1 (ko) | 원자력용 우수한 내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법 | |
US11195628B2 (en) | Method of manufacturing a corrosion-resistant zirconium alloy for a nuclear fuel cladding tube | |
JP6588104B2 (ja) | 優れた耐食性及びクリープ抵抗性を有するジルコニウム合金、及びその製造方法 | |
KR20080074568A (ko) | 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금조성물 및 이의 제조방법 | |
KR101557391B1 (ko) | 우수한 저수소흡수성 및 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄합금의 제조방법 및 우수한 저수소흡수성 및 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄합금 조성물 | |
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 | |
JP2011168819A (ja) | オーステナイト系ステンレス鋼、その製造方法 | |
KR20090092489A (ko) | 우수한 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법 | |
KR20080065749A (ko) | 냉각수 및 수증기 부식 저항성이 우수한 지르코늄 합금조성물 | |
KR20140118949A (ko) | 가혹한 원자로 가동조건에서 내산화성이 우수한 핵연료피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법 | |
KR20130098621A (ko) | 가혹한 원자로 가동조건에서 내산화성이 우수한 핵연료피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법 | |
JP3235611B2 (ja) | 耐食性に優れた水素吸収の少ないジルコニウム合金とその製造方法 | |
JP2600057B2 (ja) | 高耐食原子燃料用被覆管、スペーサ及びチャンネルボックスとその燃料集合体並びにその製造法 | |
KR20090079866A (ko) | 냉각수 및 수증기 부식 저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물 | |
KR20080097380A (ko) | 냉각수 및 수증기 부식 저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물 | |
KR100296952B1 (ko) | 핵연료 피복관용 지르코늄 합금조성물 및 제조방법 | |
KR20140120290A (ko) | 사고조건 하의 원자로 내에서 우수한 내산화성을 나타내는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료 피복관 및 이의 제조방법 | |
KR100916642B1 (ko) | 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법 | |
KR100916652B1 (ko) | 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법 | |
JPH0849030A (ja) | 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 | |
JP2001220632A (ja) | 耐食性に優れた水素吸収の少ないジルコニウム合金とその製造方法 | |
KR20100093869A (ko) | 부식저항성과 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20171011 |
|
A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20181010 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20181016 |
|
A601 | Written request for extension of time |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601 Effective date: 20190111 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20190315 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20190827 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20190904 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20200212 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20200501 |
|
TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20200616 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20200710 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 6734867 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |