JP2914457B2 - Zirlo型材料 - Google Patents
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- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
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- C22C38/18—Ferrous alloys, e.g. steel alloys containing chromium
- C22C38/40—Ferrous alloys, e.g. steel alloys containing chromium with nickel
- C22C38/58—Ferrous alloys, e.g. steel alloys containing chromium with nickel with more than 1.5% by weight of manganese
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- B29—WORKING OF PLASTICS; WORKING OF SUBSTANCES IN A PLASTIC STATE IN GENERAL
- B29C—SHAPING OR JOINING OF PLASTICS; SHAPING OF MATERIAL IN A PLASTIC STATE, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; AFTER-TREATMENT OF THE SHAPED PRODUCTS, e.g. REPAIRING
- B29C33/00—Moulds or cores; Details thereof or accessories therefor
- B29C33/38—Moulds or cores; Details thereof or accessories therefor characterised by the material or the manufacturing process
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- C—CHEMISTRY; METALLURGY
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- 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
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Description
【発明の詳細な説明】 〈産業上の利用分野〉 本発明は、耐蝕性を向上させる組成を持つジルコニウ
ム系材料に関する。
ム系材料に関する。
〈従来の技術〉 加圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉などの原子炉の開
発において燃料を設計する場合、クラッディング、グリ
ッド、ガイドチューブ等の炉心コンポーネントに課され
る要求が著しく大きくなる。従来は、これらのコンポー
ネントは、ジルカロイ−2(Zircaloy−2)及びジルカ
ロイ−4(Zircaloy−4)のようなジルコニウム系合金
類でつくられてきた。これらのコンポーネントに課され
る大きな要求とは、必要な滞留時間の長期化及び構造材
料をさらに薄くすることであり、これらは何れも潜在的
な腐蝕の問題と水素化物形成の問題とを惹き起こす。こ
のような大きな要求の存在により、耐蝕性及び水素化に
対する抵抗性が向上するとともに従来のジルカロイ類と
同等の加工性及び機械的諸特性を持つ合金類の開発が促
進されている。この種の材料類としては、ジルコニウ
ム、ニオブ、錫及び第三の合金成分を合むジルコニウム
合金類、たとえは、1重量%のニオブと、1重量%の錫
と、通常は少なくとも0.15重量%の鉄とを含有するジル
コニウム合金を、挙げることができる。既に提案されて
いるジルコニウム、ニオブ、錫及び鉄の合金類の例とし
ては、キャスタルデリ等(Castaldelli et al.)の提案
した合金類(原子力工業におけるジルコニウムの第5回
会議ASTM STP754、1982年、105〜126頁に収載の「将来
有望なジルコニウム合金類の長時間試験」と題する報文
を参照されたい)があり、キャスタルデリ等はジルコニ
ウム・1Nb・1Sn・0.5Fe合金を試験し、0.15〜0.20のFe
を合有するジルコニウム・1Nb・1Snに言及している。
発において燃料を設計する場合、クラッディング、グリ
ッド、ガイドチューブ等の炉心コンポーネントに課され
る要求が著しく大きくなる。従来は、これらのコンポー
ネントは、ジルカロイ−2(Zircaloy−2)及びジルカ
ロイ−4(Zircaloy−4)のようなジルコニウム系合金
類でつくられてきた。これらのコンポーネントに課され
る大きな要求とは、必要な滞留時間の長期化及び構造材
料をさらに薄くすることであり、これらは何れも潜在的
な腐蝕の問題と水素化物形成の問題とを惹き起こす。こ
のような大きな要求の存在により、耐蝕性及び水素化に
対する抵抗性が向上するとともに従来のジルカロイ類と
同等の加工性及び機械的諸特性を持つ合金類の開発が促
進されている。この種の材料類としては、ジルコニウ
ム、ニオブ、錫及び第三の合金成分を合むジルコニウム
合金類、たとえは、1重量%のニオブと、1重量%の錫
と、通常は少なくとも0.15重量%の鉄とを含有するジル
コニウム合金を、挙げることができる。既に提案されて
いるジルコニウム、ニオブ、錫及び鉄の合金類の例とし
ては、キャスタルデリ等(Castaldelli et al.)の提案
した合金類(原子力工業におけるジルコニウムの第5回
会議ASTM STP754、1982年、105〜126頁に収載の「将来
有望なジルコニウム合金類の長時間試験」と題する報文
を参照されたい)があり、キャスタルデリ等はジルコニ
ウム・1Nb・1Sn・0.5Fe合金を試験し、0.15〜0.20のFe
を合有するジルコニウム・1Nb・1Snに言及している。
オーゼンナイト0.5(Ozhennite 0.5)として知られて
いるもう一つの合金は、0.18〜0.22重量%のSnと、0.09
〜0.11重量%のNbと、0.09〜0.11重量%のFeと、0.09〜
0.11重量%のNiとを含有し、これらの元素類全てがZrと
合金したものである。1987年3月10日付で付与された米
国特許第4,649,023号(以下、ZIRLO特許という)は、0.
5〜2.0重量%のNbと、0.9〜1.5重量%のSnと、0.09〜0.
11重量%のFe、Cr、Mo、V、Cu、Ni、又はWから選択さ
れた第三成分とから成る組成物全般を包含し、冷間加工
工程間における焼鈍温度が500℃〜650℃(932゜F〜1202゜
F)である組成物及び製造方法に関する特許である。
いるもう一つの合金は、0.18〜0.22重量%のSnと、0.09
〜0.11重量%のNbと、0.09〜0.11重量%のFeと、0.09〜
0.11重量%のNiとを含有し、これらの元素類全てがZrと
合金したものである。1987年3月10日付で付与された米
国特許第4,649,023号(以下、ZIRLO特許という)は、0.
5〜2.0重量%のNbと、0.9〜1.5重量%のSnと、0.09〜0.
11重量%のFe、Cr、Mo、V、Cu、Ni、又はWから選択さ
れた第三成分とから成る組成物全般を包含し、冷間加工
工程間における焼鈍温度が500℃〜650℃(932゜F〜1202゜
F)である組成物及び製造方法に関する特許である。
〈本発明の目的物〉 本発明は、ZIRLOよりも鉄、クロム及びニッケルの総
量が多い組成を持つZIRLO型の材料に関する。
量が多い組成を持つZIRLO型の材料に関する。
本発明による合金は、0.5〜2.0重量%のニオブと、0.
7〜1.5重量%の錫と、0.07〜0.14重量%の鉄と、少なく
とも0.03〜0.14重量%のニッケル及びクロムの1種とを
合有し、鉄、ニッケル及びクロムの総量が少なくとも0.
12重量%であり、最大220ppmの炭素を含有し、残部が本
質的にジルコニウムから成る。本発明合金は、好ましく
は、0.03〜0.08重量%のクロムと、0.03〜0.08重量%の
ニッケルとを合有する。また、好ましくは、本発明合金
は約649℃〜704℃(1200゜F〜1300゜F)の温度で中間再結
晶焼鈍を行ない、最終寸法にする前に2度ベータ冷却ま
たはベータ処理(beta guench)を行なう。
7〜1.5重量%の錫と、0.07〜0.14重量%の鉄と、少なく
とも0.03〜0.14重量%のニッケル及びクロムの1種とを
合有し、鉄、ニッケル及びクロムの総量が少なくとも0.
12重量%であり、最大220ppmの炭素を含有し、残部が本
質的にジルコニウムから成る。本発明合金は、好ましく
は、0.03〜0.08重量%のクロムと、0.03〜0.08重量%の
ニッケルとを合有する。また、好ましくは、本発明合金
は約649℃〜704℃(1200゜F〜1300゜F)の温度で中間再結
晶焼鈍を行ない、最終寸法にする前に2度ベータ冷却ま
たはベータ処理(beta guench)を行なう。
〈作用〉 本発明による材料は、ZIRLO特許の特許請求の範囲に
記載されているZIRLO組成物と同様の耐蝕性を示し、同
様の耐蝕性を維持しつつジルカロイの再利用ができ、組
成の制御も容易であるので、ZIRLOよりも経済的に製造
できる。
記載されているZIRLO組成物と同様の耐蝕性を示し、同
様の耐蝕性を維持しつつジルカロイの再利用ができ、組
成の制御も容易であるので、ZIRLOよりも経済的に製造
できる。
〈実施例〉 添付の図面を参照しつつ以下の詳細な説明を読めば、
特許請求の範囲に記載の本発明はより明確になると考え
る。
特許請求の範囲に記載の本発明はより明確になると考え
る。
本発明のZIRLO型材料は、0.5〜2.0重量%のニオブ
と、0.7〜1.5重量%の錫と、0.07〜0.14重量%の鉄と、
0.03〜0.14重量%の少なくともニッケル及びクロムの1
種とを含有し、鉄、ニッケル及びクロムの総量が少なく
とも0.12重量%であり、最大220ppmの炭素を含有し、残
部が本質的にジルコニウムである組成を持つ。一実施例
においては、0.08〜0.12重量%のFeと、300〜800ppmのC
rと、300〜800ppmのNiと、50〜200ppmのCとを含有する
(Cr+Niは600〜1200ppmである)。本発明の材料は、ZI
RLO特許に記載の組成を持つZIRLO材料と同等の耐蝕性を
示す。本発明組成物は、ジルカロイ材料の相当割合の再
利用を可能にする。
と、0.7〜1.5重量%の錫と、0.07〜0.14重量%の鉄と、
0.03〜0.14重量%の少なくともニッケル及びクロムの1
種とを含有し、鉄、ニッケル及びクロムの総量が少なく
とも0.12重量%であり、最大220ppmの炭素を含有し、残
部が本質的にジルコニウムである組成を持つ。一実施例
においては、0.08〜0.12重量%のFeと、300〜800ppmのC
rと、300〜800ppmのNiと、50〜200ppmのCとを含有する
(Cr+Niは600〜1200ppmである)。本発明の材料は、ZI
RLO特許に記載の組成を持つZIRLO材料と同等の耐蝕性を
示す。本発明組成物は、ジルカロイ材料の相当割合の再
利用を可能にする。
帯状材料の製造実験で用いた処理手順を図に概略的に
示してある。帯状材料処理方法は、ZIRLO特許に記載の
チューブ処理と同様である。最終寸法にする前の2度ベ
ータ冷却による寸法変化を受けた配管を合む配管につい
ての長期間腐蝕の結果を表1に示す。ベータ冷却の結
果、後転移腐蝕率(post-transition corrosion rate)
が僅かに減少する。
示してある。帯状材料処理方法は、ZIRLO特許に記載の
チューブ処理と同様である。最終寸法にする前の2度ベ
ータ冷却による寸法変化を受けた配管を合む配管につい
ての長期間腐蝕の結果を表1に示す。ベータ冷却の結
果、後転移腐蝕率(post-transition corrosion rate)
が僅かに減少する。
3回、4回又は5回縮径を行なうことにより、TREXを
最終寸法の配管にすることができる。成功した幾つかの
管シェル縮径工程を表2に列挙1する。押出品に約593
℃(1100゜F;アルファ相領域)において押出後焼鈍処理
を施すのが好ましい。試料の一般的な中間焼鈍温度は53
9℃(1100゜F)であるが、特に沸騰水型原子炉での耐蝕
性向上のためには、後述するように中間再結晶焼鈍を64
9℃〜704℃(1200゜F〜1300゜F)で行なうのが好ましい。
さらに耐蝕性を向上させるためには、合金を後工程ベー
タ冷却処理するのが好ましい。
最終寸法の配管にすることができる。成功した幾つかの
管シェル縮径工程を表2に列挙1する。押出品に約593
℃(1100゜F;アルファ相領域)において押出後焼鈍処理
を施すのが好ましい。試料の一般的な中間焼鈍温度は53
9℃(1100゜F)であるが、特に沸騰水型原子炉での耐蝕
性向上のためには、後述するように中間再結晶焼鈍を64
9℃〜704℃(1200゜F〜1300゜F)で行なうのが好ましい。
さらに耐蝕性を向上させるためには、合金を後工程ベー
タ冷却処理するのが好ましい。
上述したように、寸法減少の後工程時に管シェルのベ
ータ冷却処理を行なうことにより幾分かの耐蝕性の向上
が得られるけれども、ベータ冷却処理によって熱クリー
プ二次速度が幾分か増大する。上記の同時出願明細書に
記載したように、後工程でのベータ冷却処理を施したZI
RLOの面積減縮を減少させ若しくは中間焼鈍温度を高め
又はこれらの両処理を併用することにより、二次熱クリ
ープをたとえば1.68×10-5/時間程度に低下させること
もできる。
ータ冷却処理を行なうことにより幾分かの耐蝕性の向上
が得られるけれども、ベータ冷却処理によって熱クリー
プ二次速度が幾分か増大する。上記の同時出願明細書に
記載したように、後工程でのベータ冷却処理を施したZI
RLOの面積減縮を減少させ若しくは中間焼鈍温度を高め
又はこれらの両処理を併用することにより、二次熱クリ
ープをたとえば1.68×10-5/時間程度に低下させること
もできる。
実施例I ジルコニウム・スポンジを用いて調製した一連のZIRL
OインゴットをC、Cr及びNi付加物とともに溶融してこ
れらの元素類がZIRLOの腐蝕に及ぼす影響を調べた。イ
ンゴットの組成を表3に示す。ZLと標識されている試料
はZIRLOを示し、ZLCと標識されている試料はZIRLOに炭
素を付加した試料を示し、ZL4と標識きれた試料は約50
%の再利用ジルカロイ−4を含有する本発明による材料
を示し、ZL2と標識された試料は約50%の再利用ジルカ
ロイ−2を含有する本発明による材料を示す。管製造法
を模擬した製造方法により、インゴットから厚さ1.524m
m(0.060インチ)の帯片を製造した。行なった試験は、
約400℃(750゜F)での水蒸気腐蝕試験及び70ppmの酸化
リチウム付加水による腐蝕試験(これらの試験は加圧水
型原子炉に適用できるものと考えられ、その結果は表4
に示してある)及び520℃での水蒸気腐蝕試験(この試
験は沸騰水型原子炉に適用できると考えられ、その結果
は表5に示してある)である。表4及び表5に示す腐蝕
試験での重量増加はmg/dm2単位で表示してある。ZIRLO
帯片試料を593℃(1100゜F)、677℃(1250゜F)及び762
℃(1350゜F)で中間焼鈍処理した。表4及び表5には試
料ZL−A及び試料ZL−Bの腐蝕試験結果を示してある
が、これらの試料はZLと同一組成であり試料ZLの場合に
行なった593℃(1100゜F)の中間焼鈍温度に代えてそれ
ぞれ677℃(1250゜F)及び762℃(1350゜F)の中間焼鈍温
度を用いた試料である。特に中間焼鈍温度を677℃(125
0゜F)にすることにより、重量増加によって示される400
℃での水蒸気腐蝕及び520℃での水蒸気腐蝕が減少して
いる。従って、合金は約649℃(1200゜F)乃至704℃(13
00゜F)の温度で中間再結晶焼鈍処理するのが好ましい
(同様に、最終寸法にする前に2段階のベータ冷却処理
するのが好ましい)。
OインゴットをC、Cr及びNi付加物とともに溶融してこ
れらの元素類がZIRLOの腐蝕に及ぼす影響を調べた。イ
ンゴットの組成を表3に示す。ZLと標識されている試料
はZIRLOを示し、ZLCと標識されている試料はZIRLOに炭
素を付加した試料を示し、ZL4と標識きれた試料は約50
%の再利用ジルカロイ−4を含有する本発明による材料
を示し、ZL2と標識された試料は約50%の再利用ジルカ
ロイ−2を含有する本発明による材料を示す。管製造法
を模擬した製造方法により、インゴットから厚さ1.524m
m(0.060インチ)の帯片を製造した。行なった試験は、
約400℃(750゜F)での水蒸気腐蝕試験及び70ppmの酸化
リチウム付加水による腐蝕試験(これらの試験は加圧水
型原子炉に適用できるものと考えられ、その結果は表4
に示してある)及び520℃での水蒸気腐蝕試験(この試
験は沸騰水型原子炉に適用できると考えられ、その結果
は表5に示してある)である。表4及び表5に示す腐蝕
試験での重量増加はmg/dm2単位で表示してある。ZIRLO
帯片試料を593℃(1100゜F)、677℃(1250゜F)及び762
℃(1350゜F)で中間焼鈍処理した。表4及び表5には試
料ZL−A及び試料ZL−Bの腐蝕試験結果を示してある
が、これらの試料はZLと同一組成であり試料ZLの場合に
行なった593℃(1100゜F)の中間焼鈍温度に代えてそれ
ぞれ677℃(1250゜F)及び762℃(1350゜F)の中間焼鈍温
度を用いた試料である。特に中間焼鈍温度を677℃(125
0゜F)にすることにより、重量増加によって示される400
℃での水蒸気腐蝕及び520℃での水蒸気腐蝕が減少して
いる。従って、合金は約649℃(1200゜F)乃至704℃(13
00゜F)の温度で中間再結晶焼鈍処理するのが好ましい
(同様に、最終寸法にする前に2段階のベータ冷却処理
するのが好ましい)。
400℃及び520℃での水蒸気腐蝕試験及び360℃での70p
pmのLiを含有する水による腐蝕試験における試料ZLCの
挙動からわかるように、本発明の合金中においては炭素
は腐蝕を増大させないので最大220ppmの炭素の含有が許
容される。520℃における長時間試験にもかかわらず、
何れの試料についても白色球状腐蝕(white nodular co
rrosion)は認められなかった。この結果と重量増加が
少ないこととも考え合わせると、試験に供した合金の全
てが沸騰水型原子炉の環境条件下において耐腐蝕性が極
めて高いことを示している。試料ZL及び試料ZLCの挙動
は、約120乃至290ppmのクロムの添加によっては、400℃
及び520℃における水蒸気による腐蝕は増大しないこと
を示している。試料ZLC及び試料ZL4の挙動はクロムの付
加量を約290ppmから645ppmに増大すると、400℃及び520
℃における水蒸気による腐蝕が増大することを示してい
る。試料ZL4及び試料ZL2の挙動は、ニッケルの添加によ
り400℃及び520℃における水蒸気による腐蝕が減少する
ことを示している。なお、ここで注目すべきことは、ク
ロム及びニッケルの添加によって70ppmのリチウムを合
む360℃の水による腐蝕は増大しないということであ
る。上述の工程変更を加えた本発明によるZIRLO合金
は、上記のZIRLO特許で処理されたZIRLOよりも優れてい
る可能性が大きい。しかしながら、さらに重要なこと
は、本発明によるZIRLO合金は、ジルカロイの再利用を
可能にするので、より経済的に製造でき、しかも本質的
に少なくともZIRLOと同等の耐蝕性を有することであ
る。また、組成範囲が広いことからも、より経済的に製
造できる。試料ZLC及び試料ZL4の挙動が示すように、ク
ロムの付加量を約290ppmから645ppmに増加すると、400
℃及び520℃での水蒸気による腐蝕が増大する。試料ZL4
及び試料ZL2の挙動が示すように、ニッケルの添加によ
り400℃及び520℃での水蒸気による腐蝕は減少する。
pmのLiを含有する水による腐蝕試験における試料ZLCの
挙動からわかるように、本発明の合金中においては炭素
は腐蝕を増大させないので最大220ppmの炭素の含有が許
容される。520℃における長時間試験にもかかわらず、
何れの試料についても白色球状腐蝕(white nodular co
rrosion)は認められなかった。この結果と重量増加が
少ないこととも考え合わせると、試験に供した合金の全
てが沸騰水型原子炉の環境条件下において耐腐蝕性が極
めて高いことを示している。試料ZL及び試料ZLCの挙動
は、約120乃至290ppmのクロムの添加によっては、400℃
及び520℃における水蒸気による腐蝕は増大しないこと
を示している。試料ZLC及び試料ZL4の挙動はクロムの付
加量を約290ppmから645ppmに増大すると、400℃及び520
℃における水蒸気による腐蝕が増大することを示してい
る。試料ZL4及び試料ZL2の挙動は、ニッケルの添加によ
り400℃及び520℃における水蒸気による腐蝕が減少する
ことを示している。なお、ここで注目すべきことは、ク
ロム及びニッケルの添加によって70ppmのリチウムを合
む360℃の水による腐蝕は増大しないということであ
る。上述の工程変更を加えた本発明によるZIRLO合金
は、上記のZIRLO特許で処理されたZIRLOよりも優れてい
る可能性が大きい。しかしながら、さらに重要なこと
は、本発明によるZIRLO合金は、ジルカロイの再利用を
可能にするので、より経済的に製造でき、しかも本質的
に少なくともZIRLOと同等の耐蝕性を有することであ
る。また、組成範囲が広いことからも、より経済的に製
造できる。試料ZLC及び試料ZL4の挙動が示すように、ク
ロムの付加量を約290ppmから645ppmに増加すると、400
℃及び520℃での水蒸気による腐蝕が増大する。試料ZL4
及び試料ZL2の挙動が示すように、ニッケルの添加によ
り400℃及び520℃での水蒸気による腐蝕は減少する。
添付の図面は、処理手順を概略的に示す工程図である。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 サミュエル・オースチン・ウースター アメリカ合衆国,モンタナ州,ブッテ, レッドウッド・ドライブ 18 (72)発明者 ジョージ・ポール・サボル アメリカ合衆国,ペンシルベニア州,エ キスポート,モリス・ストリート 37 (56)参考文献 特公 昭50−20938(JP,B1) (58)調査した分野(Int.Cl.6,DB名) C22C 16/00 C22F 1/18
Claims (9)
- 【請求項1】0.5〜2.0重量%のニオブと、0.7〜1.5重量
%の錫と、0.07〜0.14重量%の鉄と、0.03〜0.14重量%
のニッケル及びクロムの少なくとも1種とを含有し、
鉄、ニッケル及びクロムの総量が少なくとも0.12重量%
であり、最大220ppmの炭素を含有し、残部が本質的にジ
ルコニウムから成ることを特徴とする合金。 - 【請求項2】前記合金が0.03〜0.08重量%のクロムと、
0.03〜0.08重量%のニッケルとを含有することを特徴と
する請求項第1項に記載の合金。 - 【請求項3】前記合金が少なくとも0.0250重量%のクロ
ムと、少なくとも0.0075重量%のニッケルとを含有する
ことを特徴とする請求項第1項に記載の合金。 - 【請求項4】前記合金が少なくとも0.0075重量%のクロ
ムと、少なくとも0.0250重量%のニッケルとを含有する
ことを特徴とする請求項第1項に記載の合金。 - 【請求項5】前記合金が少なくとも0.0150重量%の炭素
を含有することを特徴とする請求項第1項に記載の合
金。 - 【請求項6】前記合金が0.030〜0.045重量%のクロム
と、0.040〜0.080重量%のニッケルとを含有することを
特徴とする請求項第1項に記載の合金。 - 【請求項7】ジルコニウムを合金にし、押出後焼鈍を行
ない、一連の中間面積減縮及び中間再結晶焼鈍を行な
い、中間再結晶焼鈍の少なくとも一工程は後工程ベータ
冷却であり、次いで最終焼鈍を行なう材料処理方法にお
いて、ジルコニウムを合金にして、0.5〜2.0重量%のニ
オブと、0.7〜1.5重量%の錫と、0.07〜0.14重量%の鉄
と、0.03〜0.14重量%の少なくともニッケル及びクロム
の1種とを含有し、鉄、ニッケル及びクロムの総量が少
なくとも0.12重量%であり、最大220ppmの炭素を含有
し、残部が本質的にジルコニウムから成る合金を製造
し、前記合金を少なくとも649℃乃至704℃(1200゜F乃至
13000゜F)の温度で中間再結晶焼鈍することを特徴とす
る方法。 - 【請求項8】前記合金を後工程ベータ冷却処理すること
を特徴とする請求項第7項に記載の方法。 - 【請求項9】前記合金が0.08〜0.12重量%のFeと、300
〜800ppmのCrと、300〜800ppmのNiと、50〜220ppmのC
とを含有し、Cr+Niが600〜1200ppmであることを特徴と
する請求項第1項に記載の合金。
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US5266131A (en) * | 1992-03-06 | 1993-11-30 | Westinghouse Electric Corp. | Zirlo alloy for reactor component used in high temperature aqueous environment |
FR2693476B1 (fr) * | 1992-07-09 | 1994-09-02 | Cezus Co Europ Zirconium | Produit extérieurement en alliage de Zr, son procédé de fabrication et son utilisation. |
DE69329100T2 (de) * | 1992-12-09 | 2001-03-22 | Koninklijke Philips Electronics N.V., Eindhoven | 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 |
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 |
US5330589A (en) * | 1993-05-25 | 1994-07-19 | Electric Power Research Institute | Hafnium alloys as neutron absorbers |
US5366690A (en) * | 1993-06-18 | 1994-11-22 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with tin, nitrogen, and niobium additions |
FR2730089B1 (fr) * | 1995-01-30 | 1997-04-30 | Framatome Sa | Tube en alliage a base de zirconium pour assemblage combustible de reacteur nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube |
FR2737335B1 (fr) * | 1995-07-27 | 1997-10-10 | Framatome Sa | Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube |
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 |
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 |
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 |
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 |
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 |
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 |
FR2789404B1 (fr) * | 1999-02-05 | 2001-03-02 | Commissariat Energie Atomique | Alliage de zirconium et de niobium comprenant de l'erbium comme poison neutronique consommable, son procede de preparation et piece comprenant ledit alliage |
EP1259653A1 (en) * | 2000-02-18 | 2002-11-27 | Westinghouse Electric Company LLC | Zirconium niobium-tin-iron alloy for use in nuclear reactors and method of its manufacture |
DE10332239B3 (de) * | 2003-07-16 | 2005-03-03 | Framatome Anp Gmbh | Zirkoniumlegierung und Bauteile für den Kern von leichtwassergekühlten Kernreaktoren |
US9284629B2 (en) | 2004-03-23 | 2016-03-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments |
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 |
US10221475B2 (en) | 2004-03-23 | 2019-03-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance |
US20060227924A1 (en) * | 2005-04-08 | 2006-10-12 | Westinghouse Electric Company Llc | High heat flux rate nuclear fuel cladding and other nuclear reactor components |
US7625453B2 (en) | 2005-09-07 | 2009-12-01 | Ati Properties, Inc. | Zirconium strip material and process for making same |
KR100831578B1 (ko) * | 2006-12-05 | 2008-05-21 | 한국원자력연구원 | 원자력용 우수한 내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법 |
KR20080074568A (ko) * | 2007-02-09 | 2008-08-13 | 한국원자력연구원 | 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금조성물 및 이의 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 |
ES2886336T3 (es) | 2011-06-16 | 2021-12-17 | Westinghouse Electric Co Llc | Procedimiento de fabricación de un tubo de revestimiento a base de circonio con resistencia a la fluencia mejorada debido a tratamiento térmico final |
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 |
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 |
CN110964946A (zh) * | 2019-12-18 | 2020-04-07 | 佛山科学技术学院 | 一种锆合金 |
Family Cites Families (19)
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 |
DE1207096B (de) * | 1961-03-23 | 1965-12-16 | Euratom | Verfahren zur Verbesserung der Korrosionsbestaendigkeit von Zirkoniumlegierungen |
US3121034A (en) * | 1962-03-13 | 1964-02-11 | Anderko Kurt | Zirconium alloy treatment process |
US3567522A (en) * | 1965-12-15 | 1971-03-02 | Westinghouse Electric Corp | Method of producing zirconium base alloys |
US3575806A (en) * | 1967-11-24 | 1971-04-20 | Ca Atomic Energy Ltd | Hydriding resistant zirconium alloy components |
US3865635A (en) * | 1972-09-05 | 1975-02-11 | Sandvik Ab | Method of making tubes and similar products of a zirconium alloy |
FR2219978B1 (ja) * | 1973-03-02 | 1976-04-30 | Commissariat Energie Atomique | |
CA1027781A (en) * | 1975-05-06 | 1978-03-14 | Brian A. Cheadle | High strength sn-mo-nb-zr alloy tubes and method of making same |
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 |
US4212686A (en) * | 1978-03-03 | 1980-07-15 | Ab Atomenergi | Zirconium alloys |
US4584030A (en) * | 1982-01-29 | 1986-04-22 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium alloy products and fabrication processes |
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 |
US4649023A (en) * | 1985-01-22 | 1987-03-10 | Westinghouse Electric Corp. | Process for fabricating a zirconium-niobium alloy and articles resulting therefrom |
US4775508A (en) * | 1985-03-08 | 1988-10-04 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation |
JPH076018B2 (ja) * | 1986-07-29 | 1995-01-25 | 三菱マテリアル株式会社 | 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Zr合金 |
US4814136A (en) * | 1987-10-28 | 1989-03-21 | Westinghouse Electric Corp. | Process for the control of liner impurities and light water reactor cladding |
US4879093A (en) * | 1988-06-10 | 1989-11-07 | Combustion Engineering, Inc. | Ductile irradiated zirconium alloy |
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