JP3407876B2 - 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 - Google Patents

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

Info

Publication number
JP3407876B2
JP3407876B2 JP2000071204A JP2000071204A JP3407876B2 JP 3407876 B2 JP3407876 B2 JP 3407876B2 JP 2000071204 A JP2000071204 A JP 2000071204A JP 2000071204 A JP2000071204 A JP 2000071204A JP 3407876 B2 JP3407876 B2 JP 3407876B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
range
weight
alloy
ppm
corrosion resistance
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.)
Expired - Lifetime
Application number
JP2000071204A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2001181761A (ja
Inventor
ヤン ホァン ジョン
ジョン ヒュク バエク
ビョン クォン チョイ
ケオン ホ キム
ミュン ホ リ
サン ユン パク
チェオル ナン
ヨン ホ ジュン
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.)
Korea Atomic Energy Research Institute KAERI
Original Assignee
Korea Atomic Energy Research Institute KAERI
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 Korea Atomic Energy Research Institute KAERI filed Critical Korea Atomic Energy Research Institute KAERI
Publication of JP2001181761A publication Critical patent/JP2001181761A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP3407876B2 publication Critical patent/JP3407876B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22CALLOYS
    • C22C16/00Alloys based on zirconium
    • 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
    • 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)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat Treatment Of Steel (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、優れた耐食性を有
するニオブ含有ジルコニウム(Zr)合金の組成物に関
する。特に、本発明は、核燃料クラッディング用Zr合
金に関する。
【0002】
【従来の技術】Zr合金は、中性子の吸収断面積が小さ
いこと、卓越した耐食性および良好な機械的強度から、
燃料棒クラッディングおよび原子炉心の構造成分として
広く使用されてきた。ニオブ(Nb)が、耐食性を向上
させ、水素取込みを減少させることに加えて、機械的強
度およびクリープ特性を向上させることはよく知られて
いる。それ故、最近開発された核燃料クラッディング用
Zr合金は、Nbを含むことを特徴とする。しかし、Z
r合金中の過剰量のNbは、合金のプロセス条件によ
り、耐食性および水素取込みに影響を及ぼすために、熱
処理条件を最適化する必要がある。
【0003】核燃料クラッディング用Nb含有ジルコニ
ウム合金の従来技術として、米国特許第5,254,3
08号は、合金の強度を維持するために、Sn量を減ら
し、NbおよびFeを含ませたZr合金を開示してい
る。この合金は、Snを0.45から0.75重量%の
範囲で(典型的には0.6重量%)、Feを0.4から
0.53重量%の範囲で(典型的には0.45重量
%)、Crを0.2から0.3重量%の範囲で(典型的
には0.25重量%)、Nbを0.3から0.5重量%
の範囲で(典型的には0.45重量%)、Niを0.0
12から0.03重量%の範囲で(典型的には0.02
%)、Siを50から200ppmの範囲で(典型的に
は100ppm)、およびOを1000から2000p
pmの範囲で(典型的には1600ppm)含む。ま
た、Fe/Cr比は1.5であり、Nbの量は、Feの
量に従って決定し、これは水素取込みに影響を及ぼす。
良好な耐食性および合金強度が、Ni、Si、Cおよび
Oの量の調節により得られた。
【0004】米国特許第5,334,345号は、耐食
性および水素取込み耐性を向上させるために、Snを
1.0から2.0重量%の範囲で、Feを0.07から
0.70重量%の範囲で、Crを0.05から0.15
重量%の範囲で、Niを0.16から0.40重量%の
範囲で、Nbを0.015から0.30重量%の範囲で
(典型的には0.015から0.20重量%)、Siを
0.002から0.05重量%の範囲で(典型的には
0.015から0.05重量%)、およびOを900か
ら1600ppmの範囲で含む合金を開示する。
【0005】主にSn、NおよびNb量を調節した、米
国特許第5,336,690号は、Snを0から1.5
重量%の範囲で(典型的には0.6重量%)、Feを0
から0.24重量%の範囲で(典型的には0.12重量
%)、Crを0から0.15重量%の範囲で(典型的に
は0.10重量%)、Nを0から2300ppmの範囲
で、Siを0から100ppmの範囲で(典型的には1
00ppm)、Oを0から1600ppmの範囲で(典
型的には1200ppm)、およびNbを0から0.5
重量%の範囲で(典型的には0.45重量%)含む合金
を開示する。
【0006】米国特許第5,211,774号に開示さ
れたZr合金は、開発により中性子照射環境下における
延性、クリープ強度および耐食性の特性が向上し、Sn
を0.8から1.2重量%の範囲で、Feを0.2から
0.5重量%の範囲で(典型的には0.35重量%)、
Crを0.1から0.4重量%の範囲で(典型的には
0.25重量%)、Nbを0から0.6重量%の範囲
で、Siを50から200ppmの範囲で(典型的には
50ppm)、およびOを90から1800ppmの範
囲で(典型的には1600ppm)含む。Siの量を調
節することにより、合金のプロセス条件の変動に伴う、
水素取込みおよび耐食性の変動を減少することが目的で
ある。
【0007】欧州特許第195,155号は、Snを
0.1から0.3重量%の範囲で、Feを0.05から
0.2重量%の範囲で、Nbを0.05から0.4重量
%の範囲で、Cr、NiまたはCrおよびNiを0.0
3から0.1重量%の範囲で、および二重型燃料クラッ
ディングを含む、Zr合金を開示した。この合金におい
て、Fe+Cr+Ni量は、0.25重量%を超えるこ
とはできず、Oは300から1200ppmの範囲で含
まれた。
【0008】欧州特許第468,093号または米国特
許第5,080,861号は、高燃焼度における耐食性
を向上させるために、Nbを0から0.6重量%の範囲
で、Sbを0から0.2重量%の範囲で、Teを0から
0.2重量%の範囲で、Snを0.5から1.0重量%
の範囲で、Feを0.18から0.24重量%の範囲
で、Crを0.07から0.13重量%の範囲で、Oを
900から2000ppmの範囲で、Niを0から70
ppmの範囲で、およびCを0から200ppmの範囲
で含む、Zr合金を開示する。この合金において、沈殿
物のサイズは、1200から1800Åに制限され、合
金はTe(テルル)またはSb(アンチモン)の代わり
にBi(ビスマス)を0.2重量%まで含み得る。
【0009】上記の特許のものと類似した組成物を有す
るZr合金が、欧州特許第345,531号に示唆され
た。この合金は、Nbを0から0.6重量%の範囲で、
Moを0から0.1重量%の範囲で、Snを1.2から
1.7重量%の範囲で、Feを0.07から0.24重
量%の範囲で、Crを0.05から0.13重量%の範
囲で、Niを0から0.08重量%の範囲で、およびO
を900から1800ppmの範囲で含んだ。
【0010】欧州特許第532,830号のZr合金
は、向上した耐食性、照射下での安定性、機械的強度お
よびクリープ耐性を有する。それは、Nbを0から0.
6重量%の範囲で;Snを0.8から1.2重量%の範
囲で;Feを0.2から0.5重量%の範囲で(典型的
には0.35重量%);Crを0.1から0.4重量%
の範囲で(典型的には0.25重量%);Siを50か
ら200ppmの範囲で(典型的には100ppm);
およびOを900から1800ppmの範囲で(典型的
には1600ppm)含む。
【0011】NbおよびVを含む仏国特許第2,62
4,136号のZr合金は、Feを0.1から0.35
重量%の範囲で、Vを0.1から0.4重量%の範囲
で、Oを0.05から0.3重量%の範囲で、Snを0
から0.25重量%の範囲で、およびNbを0から0.
25重量%の範囲で含み、V/Fe比は0.5以上であ
る。また、この特許は、合金の最適製造プロセスを開示
する。
【0012】日本国特許第62,180,027号は、
機械的強度および団塊耐食性を向上させるために、Nb
を1.7から2.5重量%の範囲で、Snを0.5から
2.2重量%の範囲で、Feを0.04から1.0重量
%の範囲で含む、Zr合金を開示する。この合金におい
て、FeおよびMoの含量は、0.2から1.0重量%
に制限された。
【0013】日本国特許第2,213,437号は、団
塊耐食性を向上させる、Zr−Sn−Fe−V合金の他
にNb含有合金を開示する。この合金は、Zr合金を
0.25から1.5重量%の範囲で、Nbを0.15か
ら1.0重量%の範囲で、およびFe、およびZr合金
を0.25から1.5重量%の範囲で、Nbを0.5か
ら1.0重量%の範囲で、Snを0.05から0.15
重量%の範囲で、およびNiを含む。
【0014】日本国特許62,207,835号は、Z
r合金を0.2から2.0重量%の範囲で、Nbを0.
5から3.0重量%の範囲で、Snを900から250
0ppmの範囲で、およびOを含む、Zr−Nb−Sn
を基本とする合金を開示する。
【0015】日本国特許第62,297,449号は、
耐食性、延性および強度の向上のために、Nbを1から
2.5重量%の範囲で、Snを0.5から2.0重量%
の範囲で、Moを0.1から1.0重量%の範囲で、M
o+Nbを1.5から2.5重量%の範囲で含む合金組
成物およびα+βまたはβ領域における溶液処理による
プロセスを開示する。
【0016】Feを含有する以外は上記の特許のものと
類似した組成物を有するZr合金が、日本国特許第6
2,180,027号に示唆された。この合金は、Nb
を1.7から2.5重量%の範囲で、Snを0.5から
2.2重量%の範囲で、Feを0.04から1.0重量
%の範囲で、およびMoを0.2から1.0重量%の範
囲で含み、ただしFeとMoの総量は、0.2から1.
0重量%の範囲である。
【0017】米国特許第4,863,685号、4,9
86,975号、5,024,809号および5,02
6,516号は、Snを0.5から2.0重量%の範囲
で、および他の溶質成分を約0.5から1.0重量%の
範囲で含むZr合金を開示する。該合金は、Oを0.0
9から0.16重量%の範囲で含む。より具体的には、
米国特許第4,863,685号で開示された合金は、
Snに加えて、他の溶質成分、例えばMo、Teおよび
その混合物、またはNb−Te、Nb−Moを含む。米
国特許第4,986,975号で開示された合金組成物
は、Cu、Ni、Fe等の溶質成分を0.24から0.
40重量%の範囲で含み、Cuは合金中に0.05重量
%以上含まれなければならない。
【0018】米国特許第5,024,809号および第
5,026,516号は、溶質成分としてMo、Nb、
Te等を含む合金を開示する。ここで量は0.5から
1.0重量%の範囲に制限され、これは米国特許第4,
863,685号と同一であった。BiまたはBi+S
nを0.5から2.5重量%の範囲で添加した。
【0019】米国特許第4,938,920号は、ジル
カロイ(Zircaloy)−4と比較して耐食性が向
上した合金を開示し、ここで、Snの量は0から0.8
重量%の範囲に、およびVは0から0.3重量%の範囲
に、およびNbは0から1重量%の範囲に減少した。こ
の合金において、Feが0.2から0.8重量%の範囲
で、Crが0から0.4重量%の範囲で添加され、F
e、Cr、およびVの総量は、0.25から1.0重量
%の範囲に制限された。また、Oの量は、1000から
1600ppmの範囲であった。0.8重量%Sn−
0.22重量%Fe−0.11重量%Cr−0.14重
量%O、0.4重量%Nb−0.67重量%Fe−0.
33重量%Cr−0.15重量%O、0.75重量%F
e−0.25重量%V−0.1重量%Oまたは0.25
重量%Sn−0.2重量%Fe−0.15重量%V−
0.1重量%Oを含む合金は、200日間、400℃の
蒸気条件下でジルカロイ−4よりも約60%上回る優れ
た耐食性、およびジルカロイ−4と同じ引っ張り強さを
示した。
【0020】従来のジルカロイ−4の合金組成物は、米
国特許第4,963,323号または日本国特許第1,
188,646号において修飾され、耐食性が向上した
核燃料クラッディング用材料が開発された。すなわち、
この合金では、Sn量を減らし、Nbを埋め合わせとし
て添加し、窒素の量を60ppm以下に調節した。Zr
合金は、Snを0.2から1.15重量%の範囲で、F
eを0.19から0.6重量%の範囲で(好ましくは
0.19から0.24重量%)、Crを0.07から
0.4重量%の範囲で(好ましくは0.07から0.1
3重量%)、Nbを0.05から0.5重量%の範囲
で、および60ppm以下のNを含む。
【0021】また、ジルカロイ−4の組成物は、米国特
許第5,017,336号において、Nb、Ta、Vお
よびMoの添加により修飾された。特に、Zr合金は、
Snを0.2から0.9重量%の範囲で、Feを0.1
8から0.6重量%の範囲で、Crを0.07から0.
4重量%の範囲で、Nbを0.05から0.5重量%の
範囲で、Taを0.01から0.2重量%の範囲で、V
を0.05から1重量%の範囲で、およびMoを0.0
5から1重量%の範囲で含む。
【0022】米国特許第5,196,163号または日
本国特許第63,035,751号は、その組成物が本
質的にジルカロイ−4のそれと類似し、Ta並びにS
n、FeおよびCr、および所望によりNbを含む、Z
r合金を開示する。この合金は、Snを0.2から1.
15重量%の範囲で、Feを0.19から0.6重量%
の範囲で(好ましくは0.19から0.24重量%)、
Crを0.07から0.4重量%の範囲で(好ましくは
0.07から0.13重量%)、Taを0.01から
0.2重量%の範囲で、Nbを0.05から0.5重量
%の範囲で、および60ppm以下のNを含む。
【0023】上記合金と類似した組成物を有するZr合
金が、仏国特許第2,769,637号に開示された。
特に、この合金は、Snを0.2から1.7重量%の範
囲で、Feを0.18から0.6重量%の範囲で、Cr
を0.07から0.4重量%の範囲で、Nbを0.05
から1.0重量%の範囲で、所望によりTaを0.01
から0.1重量%の範囲でおよび60ppm以下のNを
含む。また、組成物により変動する熱処理も記載した。
【0024】米国特許第5,560,790号は、Nb
を0.5から1.5重量%の範囲で、Snを0.9から
1.5重量%の範囲で、Feを0.3から0.6重量%
の範囲で、Crを0.005から0.2重量%の範囲
で、Cを0.005から0.04重量%の範囲で、Oを
0.05から0.15重量%の範囲で、およびSiを
0.005から0.015重量%の範囲で含む合金を開
示する。沈殿物、Zr(Nb、Fe)、Zr(Fe、
Cr、Nb)および(Zr、Nb)Fe間の距離は、
0.20から0.40μmの範囲に制限され、Feを含
む沈殿物の容積は沈殿物の総容積の60%までに制限さ
れた。
【0025】日本国特許第5,214,500号は、耐
食性および沈殿物のサイズが向上した、合金組成物を開
示する。この合金組成物は、Snを0.5から2.0重
量%の範囲で、Feを0.05から0.3重量%の範囲
で、Crを0.05から0.3重量%の範囲で、Niを
0.05から0.15重量%の範囲で、Oを0.05か
ら0.2重量%の範囲で、Nbを0から1.2重量%の
範囲で含み、バランスはZrであり、沈殿物のサイズは
0.5μm以下に制限される。
【0026】日本国特許第8,086,954号は、α
型における熱および冷圧延中に誘導された熱処理変動、
およびSnを0.4から1.7重量%の範囲で、Feを
0.25から0.75重量%の範囲で、Crを0.05
から0.30重量%の範囲で、Niを0から0.10重
量%の範囲で、およびNbを0から1.0重量%の範囲
で含むZr合金を開示する。
【0027】日本国特許第8,114,688号は、応
力腐食割れおよび水素取込みによる二次攻撃を減少させ
るために、Nbを0.05から0.75重量%の範囲で
およびSiを0から0.02重量%の範囲で含むSn−
Fe−Cr−Ni合金で形成した内部層を有する二重型
Zr合金を開示する。
【0028】日本国特許第9,111,379号は、団
塊腐食を防ぐために、Snを0.5から1.7重量%の
範囲で、Feを0.1から0.3重量%の範囲で、Cr
を0.05から0.2重量%の範囲で、Cuを0.05
から0.2重量%の範囲で、Nbを0.01から1.0
重量%の範囲で、およびNiを0.01から0.20重
量%の範囲で含む、Zr合金を開示する。
【0029】日本国特許第10,273,746号は、
Snを0.3から0.7重量%の範囲で、Feを0.2
から0.25重量%の範囲で、Crを0.1から0.1
5重量%の範囲で、およびNbを0.05から0.20
重量%の範囲で含む、作業性および耐食性の向上したZ
r合金を開示する。
【0030】欧州特許第198,570号において、N
bの量は、Zr−Nb合金において1から2.5重量%
に制限され、熱処理温度が示唆された。この特許におい
て、Nbを含む第二型を均一に分布し、そのサイズは約
800Å以下である。
【0031】米国特許第5,125,985号は、Nb
を0.5から2.0重量%の範囲で、Snを0.7から
1.5重量%の範囲で、およびFe、NiおよびCrか
らなる群から選択した1つ以上の成分を0.07から
0.28重量%の範囲で含む合金を開示する。クリープ
強度は、製造法に従って調節し得る。このとき、製造法
は、熱処理β−急冷の導入を特徴とする。
【0032】上記したように、従来技術の核燃料クラッ
ディング用Zr合金は、耐食性を向上するために、Nb
を含むことを特徴とする。しかし、厳しい操作環境を考
慮すると、燃料棒クラッディング用材料としてのジルカ
ロイの使用は、制限されてくる。それ故、優れた耐食性
および高い強度を有する改善されたZr合金の開発が必
要とされている。
【0033】我々、本発明の発明者は、新規ジルカロイ
−4における耐食性の亢進を調査し、そこで我々は、F
e、Mo、Cu、Mn等を少量添加することにより、Z
r合金の耐食性を向上させるNb含有Zr合金を開発し
た。
【0034】
【発明が解決すべき課題】本発明の目的は、優れた耐食
性を有する新規Zr合金の組成物を提供することであ
る。
【0035】本発明の別の目的は、核燃料クラッディン
グ用のZr合金を提供することである。
【0036】上記の目的を達成するために、本発明は、
優れた耐食性を有する改善されたNb含有Zr合金を提
供する。
【0037】
【課題を解決するための手段】本発明は、Nb;Fe、
Mo、Cu、MnおよびCrからなる群から選択された
1つ以上の成分;O;Si;所望によりSnを含み;残
部(バランス)はZrである、Zr合金に包含される効
果の顕著なZn合金を提供する。
【0038】本発明の第1は、Nbを0.8から1.2
重量%の範囲で;Mo、CuおよびMnからなる群から
選択された1つの成分をそれぞれ0.1から0.3重量
%の範囲で;Oを600から1400ppmの範囲で;
Siを80から120ppmの範囲で含み;バランスは
Zrである、Zr合金である。 本発明の第2は、Nbを
0.8から1.2重量%の範囲で;Feを0.1から
0.3重量%の範囲で;Mo、CuおよびMnからなる
群から選択された1つの成分を0.1から0.3重量%
の範囲で;Oを600から1400ppmの範囲で;S
iを80から120ppmの範囲で含み;バランスはZ
rである、Zr合金である。
【0039】本発明の第3は、Nbを1.3から1.8
重量%の範囲で;スズ(Sn)を0.2から0.5重量
%の範囲で;Fe、Mo、CuおよびMnからなる群か
ら選択された1つの成分を0.1から0.3重量%の範
囲で;Oを600から1400ppmの範囲で;Siを
80から120ppmの範囲で含み;バランスはZrで
ある、Zr合金である。
【0040】本発明の第4は、Nbを1.3から1.8
重量%の範囲で;Snを0.2から0.5重量%の範囲
で;Feを0.1から0.3重量%の範囲で;クロム
(Cr)、Mo、CuおよびMnからなる群から選択さ
れた1つの成分を0.1から0.3重量%の範囲で;O
を600から1400ppmの範囲で;Siを80から
120ppmの範囲で含み;バランスはZrである、Z
r合金である。
【0041】本発明の第5は、Nbを1.3から1.8
重量%の範囲で;Snを0.2から0.5重量%の範囲
で;Feを0.1から0.3重量%の範囲で;Cr、
o、CuおよびMnからなる群から選択された1つの成
分を0.1から0.3重量%の範囲で;Oを600から
1400ppmの範囲で;Siを80から120ppm
の範囲で含み;バランスはZrである、Zr合金であ
る。 本発明の第6は、Nbを0.8から1.2重量%の
範囲で;Snを0.8から1.2重量%の範囲で;Fe
を0.2から0.4重量%の範囲で;Mo、Cuおよび
Mnからなる群から選択された1つの成分を0.1から
0.3重量%の範囲で;Oを600から1400ppm
の範囲で;Siを80から120ppmの範囲で含み;
バランスはZrである、Zr合金である。
【0042】
【好ましい実施例の態様】機械的強度および耐食性、特
に本発明のNb含有Zr合金の耐食性は、少量のFe、
Mo、Cu、Mn等を含ませることにより向上する。
【0043】腐食促進および照射クリープ、特に前者
は、高燃焼度燃料クラッディングにおける主な関心事で
ある。それ故、本発明は主にZr合金の耐食性の向上を
目標とする。
【0044】中性子効果、製造コスト、作業性およびZ
rとの合金形成特性を、合金形成成分の選択において考
慮した。また、耐食性、水素取込み、機械的特性および
クリープ行動に対する各合金形成成分の効果を、現在ま
での刊行論文に基づき詳細に評価し、他の成分の効果も
詳細に再検討した。Zr合金形成成分および各合金形成
成分の量は、上記に基づいて決定した。次いで、本発明
者は、優れた耐食性および高強度を有するZr合金組成
物を構築した。特に、耐食性は、Fe、Mo、Cu、M
n等を少量添加することにより向上した。
【0045】本発明は、Nbを0.8から1.2重量%
の範囲で;Fe、Mo、CuおよびMnからなる群から
選択された1つ以上の成分をそれぞれ0.1から0.3
重量%の範囲で;Oを600から1400ppmの範囲
で;Siを80から120ppmの範囲で含み;バラン
スはZrである、Zr合金を提供する。
【0046】好ましくは、Zr合金は、Nbを0.8か
ら1.2重量%の範囲で;Fe、Mo、CuおよびMn
からなる群から選択された1つの成分を0.1から0.
3重量%の範囲で;Oを600から1400ppmの範
囲で;Siを80から120ppmの範囲で含み;バラ
ンスはZrである。
【0047】また、Zr合金は、Nbを0.8から1.
2重量%の範囲で;Feを0.1から0.3重量%の範
囲で;Mo、CuおよびMnからなる群から選択された
1つの成分を0.1から0.3重量%の範囲で;Oを6
00から1400ppmの範囲で;Siを80から12
0ppmの範囲で含み;バランスはZrである。
【0048】さらにまた、本発明は、Nbを1.3から
1.8重量%の範囲で;スズ(Sn)を0.2から0.
5重量%の範囲で;Fe、Mo、CuおよびMnからな
る群から選択された1つの成分を0.1から0.3重量
%の範囲で;Oを600から1400ppmの範囲で;
Siを80から120ppmの範囲で含み;バランスは
Zrである、Zr合金を提供する。
【0049】好ましくは、Zr合金は、Nbを1.3か
ら1.8重量%の範囲で;Snを0.2から0.5重量
%の範囲で;Feを0.1から0.3重量%の範囲で;
Oを600から1400ppmの範囲で;Siを80か
ら120ppmの範囲で含み;バランスはZrである。
【0050】また、Zr合金は、Nbを1.3から1.
8重量%の範囲で;Snを0.2から0.5重量%の範
囲で;Mo、CuおよびMnからなる群から選択された
1つの成分を0.1から0.3重量%の範囲で;Oを6
00から1400ppmの範囲で;Siを80から12
0ppmの範囲で含み;バランスはZrである。
【0051】さらに、本発明は、Nbを1.3から1.
8重量%の範囲で;Snを0.2から0.5重量%の範
囲で;Feを0.1から0.3重量%の範囲で;クロム
(Cr)、Mo、CuおよびMnからなる群から選択さ
れた1つの成分を0.1から0.3重量%の範囲で;O
を600から1400ppmの範囲で;Siを80から
120ppmの範囲で含み;バランスはZrである、Z
r合金を提供する。
【0052】さらに、本発明は、Nbを0.3から1.
2重量%の範囲で;Snを0.4から1.2重量%の範
囲で;Feを0.1から0.5重量%の範囲で;Mo、
CuおよびMnからなる群から選択された1つの成分を
0.1から0.3重量%の範囲で;Oを600から14
00ppmの範囲で;Siを80から120ppmの範
囲で含み;バランスはZrである、Zr合金を提供す
る。
【0053】好ましくは、Zr合金は、Nbを0.6か
ら1.0重量%の範囲で;Snを0.4から0.8重量
%の範囲で;Feを0.1から0.3重量%の範囲で;
Mo、CuおよびMnからなる群から選択された1つの
成分を0.1から0.3重量%の範囲で;Oを600か
ら1400ppmの範囲で;Siを80から120pp
mの範囲で含み;バランスはZrである。
【0054】また、Zr合金は、Nbを0.8から1.
2重量%の範囲で;Snを0.8から1.2重量%の範
囲で;Feを0.2から0.4重量%の範囲で;Mo、
CuおよびMnからなる群から選択された1つの成分を
0.1から0.3重量%の範囲で;Oを600から14
00ppmの範囲で;Siを80から120ppmの範
囲で含み;バランスはZrである。
【0055】さらにまた、Zr合金は、Nbを0.3か
ら0.5重量%の範囲で;Snを0.6から1.0重量
%の範囲で;Feを0.2から0.5重量%の範囲で;
Moを0.1から0.3重量%の範囲で;Oを600か
ら1400ppmの範囲で;Siを80から120pp
mの範囲で含み;バランスはZrである。
【0056】本発明の各合金形成成分の組成物範囲の特
徴および臨界は、下記に詳述する。
【0057】(1)ニオブ(Nb) Nbは、Zrのβ型を安定化させることが知られてい
る。材料の耐食性および作業性は、0.5重量%以下の
Nbを添加した場合に向上すると言われている。しか
し、また、Zr合金は、1.0重量%のNbを添加した
場合に優れた耐食性を示すとも言われている。また、N
bは、水素取込みおよび強度を向上させることが知られ
ている。高濃度のNbを含む合金は熱処理条件に敏感で
あり、本発明においては1.8重量%以下のNbを添加
する。
【0058】(2)スズ(Sn) Snは、Zrのα型を安定化し、Zr合金の強度を高め
る。少量のSnでは、所望の強度およびクリープ耐性は
得られない。逆に、耐食性を考慮すると、Snの量は減
らすことが望ましい。本発明者は、強度および耐食性の
両方を考慮してSn量を決定した。特に、耐食性を向上
させるためにSn量を減らし、一方、強度を維持するた
めにSnの代わりに他の合金形成成分と交換して添加す
る必要がある。本発明のSn量は、Nb量により調節
し、本発明においては1.2重量%以下のSnを添加す
る。
【0059】(3)鉄(Fe) Feは、耐食性を高めることが知れらており、Feは、
0.1から0.6重量%の範囲で添加される場合、典型
的に耐食性を向上させると言われている。また、Fe
は、機械的特性および水素取込みに対して効果を及ぼす
ことが知られている。それ故、Fe量は、本発明におい
て0.1から0.5重量%に制限される。
【0060】(4)クロム(Cr) Crは、Feと同様、耐食性を高めることが知られてお
り、好ましいCrの量は、本発明において0.1から
0.3重量%に制限される。
【0061】(5)モリブデン(Mo) Moは、耐食性および強度を向上させることが知られて
いる。0.05重量%以下のMoは、耐食性に影響を及
ぼすが、0.5重量%以上のMoは、強度に影響を及ぼ
す。それ故、Moは、好ましくは、0.1から0.3重
量%の範囲で添加する。
【0062】(6)銅(Cu)およびマンガン(Mn) CuおよびMnは、特に少量で添加した場合、耐食性を
向上させることが知られている。それ故、CuおよびM
n量は、それぞれ、0.1から0.3重量%の範囲に制
限される。
【0063】(7)酸素(O) Oは、固溶体硬化により合金の機械的強度を向上させ
る。しかし、Oを大量に添加した場合、作業性は低下す
る。それ故、Oは、典型的には、600から1400p
pmの範囲で添加する。
【0064】(8)シリコン(Si) 水素取込みを減少させ、腐食率の遷移時間を遅延させる
ために、Siを80から120ppmの範囲で添加す
る。
【0065】本発明のNb含有Zr合金は、優れた耐食
性を有する。それ故、本発明のZr合金は、原子力プラ
ントの原子炉心における、燃料棒クラッディング、スペ
ーサーグリッドおよび他の構造成分のための材料として
利用できる。および、本発明のZr合金を使用すること
により、高燃焼度および伸張サイクルにおける、上記の
構造成分の材料用の核燃料棒の完全性を達成することが
できる。
【0066】本発明は、以下の実施例に照らしてより解
明され得、これは説明するためのものであり、本発明を
限定するものではない。 <実施例1から22>Zr合金1から22の製造 以下の表1の組成物を有するZr合金を製造した。以下
の表1は、化学的分析により決定した本発明におけるZ
r合金の化学的組成物を列挙する。
【0067】
【表1】
【0068】製造プロセスを以下に記載する。
【0069】(1)インゴットの製造 インゴットは、表1で示した合金組成物を、真空アーク
再融解(VAR)法を使用して、400gの金属粒に融
解することにより製造した。このプロセスを5回繰り返
し、不純物の偏析および合金形成成分の不均一な分散を
防いだ。
【0070】融解プロセスは、直径70mmの水冷銅炉
中、約2×10−1トール、電流1,000Aおよび冷
水圧1kgf/cmの条件において実施した。チャン
バー圧を1×10−5トールまで下げ、チャンバーをア
ルゴンガスで満たし、融解プロセス中の合金の酸化を防
いだ。合金を融解した後、チャンバー圧を1×10
トールに維持し、チャンバーをアルゴンガスを流すこと
により冷却し、冷却プロセス中にサンプル表面が酸化す
るのを防いだ。
【0071】(2)β−熱処理 β−熱処理は、合金組成物を均一化するために、β−領
域でインゴットを溶液処理することにより実施した。サ
ンプルを、厚さ1mmのステンレス鋼でクラッディング
し、1050℃で20分間加熱し、次いで、水中で冷却
してサンプルの酸化を防いだ。その後、サンプルを80
℃で24時間十分に乾燥させ、クラッディング中の残余
水を除去した。
【0072】(3)熱圧延および熱処理 熱圧延は、100トンサイズの圧延機を使用することに
より実施した。サンプルを650℃で20分間予備加熱
した後、1回の通過でその厚さを70%圧延した。熱圧
延後、クラッディングを除去し、酸化層(これはβ−処
理または熱圧延において形成された)を酸洗い溶液(H
F:濃HNO:HO=5:45:50(v/v/
v)で除去した。また、酸洗い後に一部残余した酸化物
は、電気ワイヤーブラシを使用することにより機械的に
完全に除去した。
【0073】(4)冷圧延および熱処理 サンプルを590℃で30分間アニールして、熱圧延後
の残余ひずみを除去し、冷作業中に生じ得るサンプルの
破損を防いだ。サンプルを、最初に、冷圧延して、70
トンサイズの圧延機の使用により1回の通過で約0.5
mm厚さを減少させた(厚さ50%減少)。最初の冷圧
延後、サンプルを再結晶のために580℃でアニールし
た。冷圧延プロセスは2回実施し、それぞれ厚さが45
%および50%減少した。サンプルの最終熱処理は、4
70℃で3時間実施し、応力を緩和した。
【0074】<実験的実施例>腐食試験 15×25×0.7mmの試料を、Zr合金シートを用
いて製造し、800グリッドに研磨し、溶液(HF:濃
HNO:HO=5:45:50(v/v/v)で酸
洗いした。
【0075】腐食試験は、360℃の水(189.9M
pa)、360℃の70ppmのLiOH水溶液および
400℃の蒸気(10.3MPa)の雰囲気のオートク
レーブ中で100から250日間実施した。腐食率は、
腐食した試料の重量増の測定により定量的に判断した。
核クラッディングに使用されてきた慣用的なジルカロイ
−4を比較として使用した。腐食試験の結果は下記の表
2に示す。
【0076】
【表2】
【0077】表2に示されるように、本発明のZr合金
は、以前から存在するジルカロイ−4よりも良好な耐食
性を示した。100日目、120日目および250日目
における360℃の水の雰囲気のオートクレーブ中にお
ける腐食したジルカロイ−4の重量増は、それぞれ、5
0、74、94mg/dmであった。一方、本発明の
腐食したZr合金の重量増は、ジルカロイ−4よりも小
さかった。本発明のZr合金は、水の雰囲気に加えて、
LiOH水溶液および蒸気の雰囲気においても優れた耐
食性を示した。特に、ジルカロイ−4と本発明のZr合
金の重量増の差は、試験時間が経つにつれて増加した。
すなわち、本発明のZr合金の耐食性は、以前から存在
しているジルカロイ−4と比較してより長い時間保たれ
た。
【0078】本発明は、例示的に記載され、使用した用
語は、限定ではなくむしろ説明のためと理解される。本
発明の多くの修飾および変更が上記の教義に照らして可
能である。それ故、添付の請求の範囲の範囲内で、本発
明は、特記したものとは別の方法でも実施し得る。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ジョン ヤン ホァン 大韓民国 テジョン−シ 305−333 ユ ソン−ク オーエウン−ドン ハンビッ ト アパート #103−502 (72)発明者 バエク ジョン ヒュク 大韓民国 テジョン−シ 305−345 ユ ソン−ク シンサン−ドン ハンウール アパート #105−1801 (72)発明者 チョイ ビョン クォン 大韓民国 テジョン−シ 302−223 ス ー−ク タンバン−ドン ハンガラム アパート #10−1304 (72)発明者 キム ケオン ホ 大韓民国 テジョン−シ 305−333 ユ ソン−ク オーエウン−ドン ハンビッ ト アパート #128−404 (72)発明者 リ ミュン ホ 大韓民国 テジョン−シ 305−350 ユ ソン−ク カジェオン−ドン キット アパート #13−404 (72)発明者 パク サン ユン 大韓民国 テジョン−シ 305−345 ユ ソン−ク シンサン−ドン ハンウール アパート #111−1601 (72)発明者 ナン チェオル 大韓民国 テジョン−シ 305−503 ユ ソン−ク ソンガン−ドン チュンソン アパート #511−405 (72)発明者 ジュン ヨン ホ 大韓民国 テジョン−シ 305−333 ユ ソン−ク オーエウン−ドン ハンビッ ト アパート #118−602 (56)参考文献 特開 平2−213437(JP,A) 特開 平8−68884(JP,A) 特開 昭63−290233(JP,A) 特開 平9−111379(JP,A) 特開 平11−286736(JP,A) (58)調査した分野(Int.Cl.7,DB名) C22C 16/00 G21C 3/07

Claims (8)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 ニオブ(Nb)を0.8−1.2重量%
    の範囲で;モリブデン (Mo)、銅(Cu)およびマンガン(M
    n)からなる群から選択された1つの成分をそれぞれ
    0.1から0.3重量%の範囲で; 酸素(O)を600から1400ppmの範囲で; シリコン(Si)を80から120ppmの範囲で含
    み; 残部がZrである、合金組成物からなることを特徴とす
    るジルコニウム(Zr)合金。
  2. 【請求項2】 Nbを0.8から1.2重量%の範囲
    で; Feを0.1から0.3重量%の範囲で; Mo、CuおよびMnからなる群から選択された1つの
    成分を0.1から0.3重量%の範囲で; Oを600から1400ppmの範囲で; Siを80から120ppmの範囲で含み; 残部がZrである、合金組成物からなることを特徴とす
    るジルコニウム合金。
  3. 【請求項3】 Nbを1.3から1.8重量%の範囲
    で; スズ(Sn)を0.2から0.5重量%の範囲で; Fe、Mo、CuおよびMnからなる群から選択された
    1つの成分を0.1から0.3重量%の範囲で; Oを600から1400ppmの範囲で; Siを80から120ppmの範囲で含み; 残部がZrである、合金組成物からなることを特徴をす
    ジルコニウム合金
  4. 【請求項4】 合金組成物が、Nbを1.3から1.8
    重量%の範囲で; Snを0.2から0.5重量%の範囲で; Feを0.1から0.3重量%の範囲で; Oを600から1400ppmの範囲で; Siを80から120ppmの範囲で; 含むことを特徴とする、請求項3に記載のジルコニウム
    合金
  5. 【請求項5】 合金組成物が、Nbを1.3から1.8
    重量%の範囲で; Snを0.2から0.5重量%の範囲で; Mo、CuおよびMnからなる群から選択された1つの
    成分を0.1から0.3重量%の範囲で; Oを600から1400ppmの範囲で; Siを80から120ppmの範囲で; 含むことを特徴とする、請求項3に記載のジルコニウム
    合金。
  6. 【請求項6】 Nbを1.3から1.8重量%の範囲
    で; Snを0.2から0.5重量%の範囲で; Feを0.1から0.3重量%の範囲で; クロム(Cr)、Mo、CuおよびMnからなる群から
    選択された1つの成分を0.1から0.3重量%の範囲
    で; Oを600から1400ppmの範囲で; Siを80から120ppmの範囲で含み; 残部がZrである、合金組成物からなることを特徴とす
    るジルコニウム合金。
  7. 【請求項7】 Nbを0.6から1.0重量%の範囲
    Snを0.4から0.8重量%の範囲で; Feを0.1から0.3重量%の範囲で; Mo、CuおよびMnからなる群から選択された1つの
    成分を0.1から0.3重量%の範囲で; Oを600から1400ppmの範囲で; Siを80から120ppmの範囲で含み; 残部がZrである合金組成物からなることを特徴とする
    ジルコニウム合 金。
  8. 【請求項8】 Nbを0.8から1.2重量%の範囲
    で; Snを0.8から1.2重量%の範囲で; Feを0.2から0.4重量%の範囲で; Mo、CuおよびMnからなる群から選択された1つの
    成分を0.1から0.3重量%の範囲で; Oを600から1400ppmの範囲で; Siを80から120ppmの範囲で含み; 残部がZrである合金組成物からなることをことを特徴
    とするジルコニウム合金。
JP2000071204A 1999-11-22 2000-03-14 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 Expired - Lifetime JP3407876B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1999-51889 1999-11-22
KR1019990051889A KR100334252B1 (ko) 1999-11-22 1999-11-22 니오븀이 첨가된 핵연료피복관용 지르코늄 합금의 조성물

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2001181761A JP2001181761A (ja) 2001-07-03
JP3407876B2 true JP3407876B2 (ja) 2003-05-19

Family

ID=19621157

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2000071204A Expired - Lifetime JP3407876B2 (ja) 1999-11-22 2000-03-14 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

Country Status (4)

Country Link
US (1) US6261516B1 (ja)
JP (1) JP3407876B2 (ja)
KR (1) KR100334252B1 (ja)
CN (3) CN1109764C (ja)

Families Citing this family (33)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100441562B1 (ko) * 2001-05-07 2004-07-23 한국수력원자력 주식회사 우수한 내식성과 기계적 특성을 갖는 지르코늄 합금핵연료 피복관 및 그 제조 방법
KR100461017B1 (ko) * 2001-11-02 2004-12-09 한국수력원자력 주식회사 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 제조방법
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
EP1751774B1 (fr) * 2004-06-01 2012-10-03 Areva NP Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire et utilisation d'un alliage specifique de gaine de crayon de combustible pour reduire l'endommagement par interaction pastilles/gaine
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
KR100733701B1 (ko) * 2005-02-07 2007-06-28 한국원자력연구원 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물
JP4982654B2 (ja) * 2005-03-23 2012-07-25 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 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
JP4628875B2 (ja) * 2005-06-06 2011-02-09 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン 水素添加方法および水素添加試験片
SE530673C2 (sv) * 2006-08-24 2008-08-05 Westinghouse Electric Sweden Vattenreaktorbränslekapslingsrör
FR2909388B1 (fr) * 2006-12-01 2009-01-16 Areva Np Sas Alliage de zirconium resistant a la corrosion en ombres portees pour composant d'assemblage de combustible pour reacteur a eau bouillante,composant realise en cet alliage, assemblage de combustible et son utilisation.
KR100831578B1 (ko) * 2006-12-05 2008-05-21 한국원자력연구원 원자력용 우수한 내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법
CN101270426B (zh) * 2008-03-24 2010-06-23 中国核动力研究设计院 用于核反应堆的锆基合金
KR101088111B1 (ko) 2009-02-17 2011-12-02 한국원자력연구원 부식저항성과 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물
CN102140595B (zh) * 2011-01-12 2012-11-21 苏州热工研究院有限公司 一种核燃料包壳用锆合金
US8831166B2 (en) * 2011-02-04 2014-09-09 Battelle Energy Alliance, Llc Zirconium-based alloys, nuclear fuel rods and nuclear reactors including such alloys, and related methods
KR101341135B1 (ko) 2011-05-11 2013-12-13 충남대학교산학협력단 우수한 기계적 특성과 내식성을 갖는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금
CN102181750B (zh) * 2011-06-02 2012-07-25 苏州热工研究院有限公司 一种锆合金材料及其制备方法
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
CN102268571A (zh) * 2011-06-30 2011-12-07 苏州热工研究院有限公司 一种锆合金材料
CN102251149A (zh) * 2011-06-30 2011-11-23 苏州热工研究院有限公司 一种核反应堆包壳材料用锆-锡-铌系锆合金
KR20130098618A (ko) * 2012-02-28 2013-09-05 한국원자력연구원 사고조건 하의 원자로 내에서 우수한 내산화성을 나타내는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료 피복관 및 이의 제조방법
KR101378066B1 (ko) * 2012-02-28 2014-03-28 한국수력원자력 주식회사 합금원소의 첨가량을 낮추어 부식저항성을 향상시킨 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법
CN103898368B (zh) * 2012-12-27 2017-05-17 中国核动力研究设计院 一种核燃料组件用锆基合金
FR3025929B1 (fr) * 2014-09-17 2016-10-21 Commissariat Energie Atomique Gaines de combustible nucleaire, procedes de fabrication et utilisation contre l'oxydation.
KR101604103B1 (ko) 2015-04-14 2016-03-25 한전원자력연료 주식회사 우수한 부식저항성을 갖는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 및 그 제조방법
CN105018794A (zh) * 2015-07-09 2015-11-04 上海大学 核电站燃料包壳用锆铌铜铋合金
CN105483442B (zh) * 2015-12-07 2018-01-02 西部新锆核材料科技有限公司 核反应堆燃料包壳用锆铌合金及其制备方法
CN105568057B (zh) * 2016-01-06 2020-04-28 中国核动力研究设计院 一种核反应堆包壳材料用锆合金
WO2018023178A1 (pt) * 2016-08-03 2018-02-08 Indústrias Nucleares Do Brasil Sa - Inb Composição de liga metálica a base de zircõnio dotada de elevada propriedade mecânica e alta resistência à corrosão e fragilização, destinada à composição de parte estrutural de componentes de reator nuclear e ao revestimento de elemento combustível nuclear
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
CN109022915A (zh) * 2018-10-11 2018-12-18 上海核工程研究设计院有限公司 一种含有钼元素的高性能锆基合金及其制备方法
FR3098224B1 (fr) * 2019-07-05 2021-10-01 Framatome Sa Composant tubulaire de réacteur nucléaire à eau pressurisée et procédé de fabrication de ce composant

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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
US5196163A (en) 1986-07-29 1993-03-23 Mitsubishi Materials Corporation Highly corrosion-resistant zirconium alloy for use as nuclear reactor fuel cladding material
US5211774A (en) * 1991-09-18 1993-05-18 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with superior ductility
SE9103052D0 (sv) * 1991-10-21 1991-10-21 Asea Atom Ab Zirkoniumbaserad legering foer komponenter i kaernreaktorer
US5254308A (en) 1992-12-24 1993-10-19 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with improved post-irradiation properties
US5560790A (en) 1993-03-04 1996-10-01 A.A. Bochvar All-Russian Inorganic Materials Research Institute Zirconium-based material, products made from said material for use in the nuclear reactor core, and process for producing such products
JPH08253828A (ja) * 1995-03-14 1996-10-01 Sumitomo Metal Ind Ltd 高耐食性ジルコニウム合金
KR960041386A (ko) * 1995-05-09 1996-12-19 황선근 지르코니움 합금 조성물 및 그의 제조방법
FR2737335B1 (fr) * 1995-07-27 1997-10-10 Framatome Sa Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube
JPH09227973A (ja) * 1996-02-16 1997-09-02 Sumitomo Metal Ind Ltd 高耐食性ジルコニウム合金および合金管
JP3389018B2 (ja) * 1996-08-02 2003-03-24 株式会社ジルコプロダクツ 耐水素吸収性のすぐれたジルコニウム合金

Also Published As

Publication number Publication date
CN1305018A (zh) 2001-07-25
CN1420190A (zh) 2003-05-28
KR100334252B1 (ko) 2002-05-02
CN1109764C (zh) 2003-05-28
CN1166795C (zh) 2004-09-15
US6261516B1 (en) 2001-07-17
CN1421537A (zh) 2003-06-04
CN1166796C (zh) 2004-09-15
JP2001181761A (ja) 2001-07-03
KR20010047592A (ko) 2001-06-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP3407876B2 (ja) 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
JP5933640B2 (ja) 沸騰水型原子炉核燃料集合体の部品のためのシャドー腐食に耐性のあるジルコニウム合金、その合金で作られた部品、核燃料集合体、及びその使用
JP4022257B2 (ja) 核燃料集合体用管およびその製造方法
EP0227989B2 (en) Zirconium-based alloy with high corrosion resistance
EP1930454B1 (en) Zirconium alloy composition having excellent corrosion resistance for nuclear applications and method of preparing the same
US5832050A (en) Zirconium-based alloy, manufacturing process, and use in a nuclear reactor
JP6734867B2 (ja) 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
KR100261665B1 (ko) 우수한 부식저항성과 고강도를 갖는 지르코늄 합금조성물
CN110629128A (zh) 一种FeCrAlZr包壳材料及制备方法
JP3057074B2 (ja) 核燃料被覆管用ジルコニウム合金組成物
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
JPH04504140A (ja) フェライト系ステンレス鋼およびその製造方法
JPH0114991B2 (ja)
KR20080065749A (ko) 냉각수 및 수증기 부식 저항성이 우수한 지르코늄 합금조성물
KR100296952B1 (ko) 핵연료 피복관용 지르코늄 합금조성물 및 제조방법
JP2770777B2 (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
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
JP2787044B2 (ja) 高強度ステンレス鋼およびその製造法
JP3336561B2 (ja) 高耐食性ジルコニウム合金
JP3389018B2 (ja) 耐水素吸収性のすぐれたジルコニウム合金
JP2003277859A (ja) 耐食性に優れたジルコニウム合金及びその製造方法
JPS6039118A (ja) 耐粒界腐食性及び耐粒界応力腐食割れ性にすぐれた含ホウ素オ−ステナイト系ステンレス鋼の製造方法
JP2000212663A (ja) 高耐食性ジルコニウム合金
KR20090079866A (ko) 냉각수 및 수증기 부식 저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물
KR20080097380A (ko) 냉각수 및 수증기 부식 저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물

Legal Events

Date Code Title Description
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: 20030128

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 3407876

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090314

Year of fee payment: 6

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100314

Year of fee payment: 7

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110314

Year of fee payment: 8

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110314

Year of fee payment: 8

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120314

Year of fee payment: 9

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130314

Year of fee payment: 10

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

S111 Request for change of ownership or part of ownership

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313117

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130314

Year of fee payment: 10

R350 Written notification of registration of transfer

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20140314

Year of fee payment: 11

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20140314

Year of fee payment: 11

S111 Request for change of ownership or part of ownership

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313117

S531 Written request for registration of change of domicile

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313531

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20140314

Year of fee payment: 11

R350 Written notification of registration of transfer

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R154 Certificate of patent or utility model (reissue)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R154

R154 Certificate of patent or utility model (reissue)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R154

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

EXPY Cancellation because of completion of term