KR100259310B1 - 원자력발전소의 원자로의 고온수성환경에 사용하기 위한 제품 - Google Patents

원자력발전소의 원자로의 고온수성환경에 사용하기 위한 제품 Download PDF

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Abstract

지르로 합금은 베타 담금질, 열간 변형, 재결정 폴림 및 그 다음의 응력제거 풀림으로 진행되는 냉간 변형 단계사이에서 수행되는 재결정 풀림 단계와 함께 상기 합금을 냉간 변형하는 것에 의해서 형성된다. 제조방법은 재결정 풀림 단계의 한 단계 대신에 후단계 베타 담금질 단계를 포함할 수 있다.

Description

원자력 발전소의 원자로의 고온 수성 환경에 사용하기 위한 제품
제1도는 지르로 스트립(Zirlo strip)을 성형하는 단계의 순서도.
제2도는 지르로 스트립을 성형하는 단계의 다른 순서도.
제3도, 제4도 및 제5도는 여러 온도에서 제조된 지르로의 현미경 사진
* 도면의 주요부분에 대한 부호의 설명
10,32 : 진공 용융 단계 14,36 : 베타(β) 급냉 단계
30,52 : 응력 제거 풀림 단계 48 : 후단 베타(β) 급냉 단계
본 발명은 지르로 합금(Zirlo alloy) 및 지르르 합금을 튜브 또는 스트립으로 제조하는 방법에 관한 것이다. 지르로는 원자력 발전소의 원자로의 고온 수성 환경에서 사용되는 것으로, 주성분은 지르코늄이며, 통상 1중량%의 니오븀과, 1중량%의 주석 및 0.1중량%의 철을 함유한 합금이다. 일반적으로 지르로는 0.5중량% 내지 2.0중량%의 니오븀과, 0.7중량% 내지 1.5중량%의 주석, 및 0.07중량% 내지 0.28중량%의 철, 니켈 및 크롬중 적어도 하나와, 200ppm 또는 그 이하의 탄소를 포함한다. 합금을 조성하는 나머지 성분은 대부분 지르코늄을 포함한다.
지르로 합금의 제조방법의 목적중 하나는 허용가능한 텍스쳐(texture)와 함께 우수한 내부식성을 얻는 것이다. 우선 필거 제관 성형성 파라미터와 텍스쳐 파라미터(pilger reduction formability and texture parameters) 사이의 관계를 이하에 설명하는데, 먼저 성형성 파라미터를 기술하고, 그 다음에 성형성 파라미터를 필거 제관에 적용할 수 있는 것을 설명한다.
성형성 파라미터는 지르로와 같은 이방성 물질의 크고 작은 스트레인 성질을 백오펜 더블유. 에이.(W. A. Backofen)는 그의 저서 "Deformation Processing, Addison-Wesley Publishing Company"(1972년, 85 내지 86페이지)에 있어서 성형성 파라미터(B)를 항복 위치의 비틀림이나 이방성을 나타내는 파라미터로 정의하였다.
즉, 상기 저자 백오펜 더블유. 에이.는 성형성 파라미터를 하기와 같이 정의 하였다.
B = σI/2σIV
여기에서 σI는 항복위치의 상한(quardrant)(I)에 있어서 최대응력이며, σIV는 상한(IV)에 있어서 전단응력을 나타낸다. 파라미터(B)의 값이 높으면 높을수록 재료의 성형성도 높게 되기 때문에, 파라미터(B)는 중요하다. 항복 특성은 작은 스트레인과 관련이 있지만, 성형성 파라미터는 높은 스트레인 금속 가공 작업에도 관련이 있다. 디프 컵 드로잉(deep cup drawing)에 있어서는 드로잉 한계가 한계 드로잉비(a limiting drawing ratio ; LDR)로 하기와 같이 표시된다.
ln(LDR) = σw/ σf
여기에서 σ는 응력이며 아래첨자인w및f는 컵 벽과 플랜지를 각각 나타낸다. 호스토포드 더블유. 에프.(W. F. Hostford)와 카델 알. 엠.(R. M. Caddell)은 그들의 공저 "Metal Forming Mechanics and Metallurgy, Prentice-Hall"(1983년, 277 내지 279 페이지)에서 디프 컵 드로잉에 관해서 성형성 파라미터가 하기 식에 따라서 LDR과 관련이 있다는 것을 밝혔다.
B = ln(LDR)
그러므로, 성형성 파라미터는 디프 컵 드로잉을 나타낸다.
필거 제관 및 디프 컵 드로잉은 필거 제관과 디프 컵 드로잉의 과정에서 발생하는 응력과 스트레인이 유사한 것에 의해 서로 관련이 있는 프로세스로 간주된다. 필거 제관법은 직접 압축 금속 가공 작업이다. 튜브쉘 표면(tubeshell surface)에 다이에 의해 힘을 가하고, 이 가해진 힘에 직각의 방향으로 금속을 유동시킨다. 디프 컵 드로잉의 경우에 있어서, 가해진 힘은 인장력이지만, 피가공물과 다이의 반작용에 의해 큰 압축력이 발생된다. 특히, 금속이 내측으로 인입됨에 따라서, 연속적으로 외주가 축소된다. 이것은 플랜지 영역에 있어서 피가공물에 압축성 후프 스트레인 및 응력이 가해지는 것을 의미한다. 따라서, 필거 제관법과 디프 컵 드로잉 모두는 유사한 금속 가공 작업으로 간주되는데, 그 이유는 양쪽 모두 큰 압축 스트레인과 응력을 수반하기 때문이다.
이방성 튜브의 텍스쳐는 횡방향의 수축 스트레인 비에 의해 특정지어 진다. 이방성 튜브의 횡방향 수축 스트레인 비는 벽을 얇게 하는 것에 대한 저항을 나타낸다. 횡방향 수축 스트레인은 하기와 같이 표시된다.
σθ= σr= 0인 경우에 P = △eθ/△er
σz= σr= 0인 경우에 P = △ez/△er
여기에서 θ, z와 r은 후프방향, 축방향 및 반경방향이다. 머티 케이. 엘.(K. L. Murty)은 그의 저서 「"Application of Crystallographic Textures of Zirconium alloys in the Nuclear Industry", Zirconium in the Nuclear Industry: Eight International Symposium, ASTM STP 1023, American Society for Testing and Materials, Philadelphia」(1989년 570 내지 595 페이지)에서, 성형성 파라미터와 수축 스트레인 비(R, P) 사이의 관계를 명확하게 했다. 이 관계는 하기와 같다.
B = [{R+1)(R+4RP+P}/{4R(R+P+1)}]0.5
무결점 튜브를 제조하는데에는 필거 제관 작업이 성공적인 것으로 여겨진다. 무결점 튜브쉘이 제조되는가 또는 그렇지 않은가는 후프방향 및/또는 축방향 응력이 ID 표면 근처에 있어서 금속의 인장 강도 이하로 유지되는 가에 의해 결정된다. 후프방향 및/또는 축방향 응력이 튜브쉘 ID 표면 근초에 있어서 금속의 인장 강도보다 큰 경우에, 튜브쉘은 작은 인열 또는 미소균열이 발생한다. 성형성 파라미터가 증가되면 미소균열이 발생하는 경향을 감소시키는 것으로 고려된다.
본 발명에 대한 이하의 상세한 설명 과정에서는 아래의 도면이 참조될 것이다.
본 발명에 따르면, 종래의 것보다 높은 재결정 풀림 온도에서 지르로를 제조하는 것에 의해서 지르로의 성형성을 높일 수 있다.
제1도에 나타낸 개략적인 공정 개요에 따르면 지르로 스트립 재료가 가공 되는데, 이것은 상세하게 후술한다. 재결정 풀림은 각기 593℃(1100℉), 677℃(1250℉) 및 732℃(1350℉)의 온도에서 실행되었다. 종방향 및 횡방향 단축 인장 샘플은 스트립을 절단한 것이며, 횡방향 수축 트레인 비 파라미터(R, P)를 측정 하도록 시험된다. 단축 스트립 샘플에 있어서, 횡방향 수축 스트레인 비는 다음과 같다.
σn= σt= 0 인 경우에 R = △et/△en
σn= σr= 0 인 경우에 P = △er/△en이다.
여기에서, r, n 및 t는 각기 스트립의 압연방향, 법선방향 및 횡방향을 나타낸다.
제1도의 공정도에 나타내는 공정에 있어서 종래보다 높은 재결정 풀림 온도를 채용하면 성형성 또는 가공성이 향상되는 것이 판명된다. 표 1은 단축 스트립 샘플에 있어서 본 발명에 의해 설정된 범위내의 재결정 풀림 온도를 채용하는 것으로 성형성 파라미터(B)가 향상되는 것을 나타낸다.
[표 1]
튜브 제조의 과정에 있어서 유사한 결과가 관찰되었다.
표 2는 합격품인 튜브(초음파 결함 검사기준 이하의 결함을 갖고 있는 튜브)의 퍼센트가 중간 재결정 풀림 온도의 상승과 함께 상승하는 것을 나타낸다.
[표 2]
따라서, 튜브 성형의 과정에 있어서 성형성 파라미터가 증가되면 결함의 발생이 감소된다.
중간 재결정 풀림 온도와 함께 성형성 파라미터의 증가가 관찰되었지만, 이 현상은 미소구조 및 텍스쳐 변화에 기인하는 것으로 고려된다. 제3도 내지 제5도의 배율 500× 현미경사진은 593℃(1100℉), 677℃(1250℉) 및 732℃(1350℉)의 중간 재결정 풀림 온도에 각각 대응하는 미소구조를 나타낸 것이다. 593℃(1100℉)의 경우, 제2상은 균등하게 분포되어 있다(제3도 참조). 그러나, 677℃(1250℉)의 경우에는 석출물 사이즈가 증가되고, 그 대부분이 결정입계에 위치한다(제4도 참조). 제5도로부터 알 수 있는 바와 같이, 732℃(1350℉)의 경우, 제2상의 석출물 사이즈는 증가되고, 제2상의 거의 모두가 결정입계에 위치한다. 677℃(1250℉) 및 732℃(1350℉)의 중간 재결정 풀림 온도의 경우에 관찰되는 조악한 제2상 입자 분포는 원자로의 내부식성을 저하시키게 된다. 593℃(1100℉) 이상의 중간 재결정 풀림 온도에서 재료를 처리한 후 후단 베타(β) 풀림 및 수중 급냉(a late stage beta anneal and water quench)을 실행함으로써 미세한 제2상 입자 분포가 얻어질 수 있다. 표 3에 나타난 바와 같이, 후단 베타 급냉의 효과로 내부식성이 또한 약간 높아진다.
[표 3]
원자로외 오토클레이브 시험(out-of-reactor autoclave tests)은 593℃(1100℉)와 732℃(1350℉) 사이의 중간 재결정 풀림 온도로 처리한 재료가 유사한 부식 성향을 갖고 있는 것을 제시한다. 표 4는 371℃(750℉)와 520℃(968℉)의 수증기에 의한 부식속도가 유사한 것을 나타내고 있다.
[표 4]
표 4에서 알 수 있는 바와 같이, 677℃(1250℉) 732℃(1350℉)의 중간 풀림 온도에서 처리된 재료는 593℃(1100℉)에서 처리된 재료와 비교해서 371℃(750℉) 및 520℃(968℉)의 수증기에 대한 약간 낮은 부식 속도를 나타낸다.
지르로 금속판을 가공하기 위한 일련의 단계가 제1도에 도시되어 있으며, 제1도에서 참조부호(10)는 지르로 잉곳의 진공 용해 단계이고, 이 단계에 이어서 단계(12)에 있어서 단조하여 빌렛(billet)을 형성하고, 단계(14)에 있어서 상기 빌렛을 베타 급냉한다. 베타 급냉(14)는 약 1093℃(2000℉)의 온도에서 실행하고, 이에 의해서 지르코늄중의 합금 성분 분포가 개선된다. 베타 급냉 단계(14)에 이어서 열간 변형 또는 압연 단계(16)가 약 571℃(1060℉)의 온도에서 실행되며, 이에 의해 약 70%의 축소가 달성되고, 다음에 약 593℃(1100℉)의 온도에서 재결정 풀림 단계(18)가 실행된다. 다음에, 다수의 재결정 풀림/냉간 압연 복합 단계(18, 20, 22, 24, 26, 28)가 실행된다. 재결정 풀림 단계(18, 22, 26)는 통상적으로 649℃ 내지 760℃(1200℉ 내지 1400℉)의 온도, 바람직하게는 666℃ 내지 688℃(1230℉ 내지 1270℉)의 온도에서 실행된다. 냉간 압연 단계(20, 24, 28)에서는 약 30% 축소가 달성된다. 도면에는 2회의 복합 변형 또는 압연/재결정 풀림 단계가 나타나 있지만, 이와 같은 복합 단계를 더 추가 채용할 수 있다. 마지막으로, 단계(30)에 있어서 약 465.5℃(870℉)의 온도에서 지르로 합금판을 응력 제거 풀림한다.
지르로 합금판을 가공하기 위한 보다 바람직한 단계의 순서가 제2도에 도시되어 있으며, 참조부호(32)는 지르로 잉곳의 진공 용해 단계이고, 단조 단계(34) 및 베타 급냉 단계(36)가 계속된다. 합금의 빌렛의 베타 급냉 단계(36)는 약 1093.3℃(2000℉)의 온도에서 실행되며, 이에 의해 지르코늄중의 합금 성분 분포가 개선된다. 베타 합금 단계(36)에 이어서 약 571℃(1060℉)의 온도에서 열간 압연 단계(38)가 실행되며, 이에 의해 약 70%의 축소가 달성된다. 다음에, 2회의 재결정 풀림/냉간 가공 단계(40, 42, 44, 46)가 실행된다. 재결정 풀림 단계(40, 44)는 649℃ 내지 760℃(1200℉ 내지 1400℉)의 온도, 바람직하게는 666℃ 내지 688℃(1230℉ 내지 1270℉)의 온도에서 실행된다. 냉간 압연 단계(42, 46)에 의해 약 30% 축소가 달성된다. 다음에는 약 1093.3℃(2000℉)의 고온에서 후단 베타 냉각 단계(48)가 실행된다. 또한, 냉각 압연 단계(50)에 의해 약 30% 축소가 달성되고, 마지막으로 약 465.5℃(870℉)에 있어서 응력 제거 풀림 단계(52)에 의해 가공 작업을 종류한다.

Claims (2)

  1. (신설) 원자력 발전소의 원자로의 고온 수성 환경에 사용하기 위한 제품에 있어서, 상기 제품이, 0.5중량% 내지 2.0중량%의 니오븀과, 0.7중량% 내지 1.5중량%의 주석과, 0.07중량% 내지 0.28중량%의 철, 니켈 및 크롬중 적어도 하나와, 200ppm 또는 그 이하의 탄소와, 합금을 조성하는 나머지가 지르코늄으로 조성되는 지르코늄 합금을 포함하며, 상기 제품은 다수의 재결정 풀림/냉간 가공 복합 단계와, 후단 베타(β) 급냉 단계를 재료에 가함으로써 제조되고, 상기 재결정 풀림 단계는 649℃ 내지 760℃(1200℉ 내지 1400℉)의 온도에서 실행되고, 상기 후단 베타 급냉 단계는 1093℃(2000℉)의 온도에서 실행되는 원자력 발전소의 원자로의 고온 수성 환경에 사용하기 위한 제품.
  2. (신설) 제1항에 있어서, 상기 재결정 풀림 단계가 666℃ 내지 688℃(1230℉ 내지 1270℉)의 온도에서 실행되는 원자력 발전소의 원자로의 고온 수성 환경에 사용하기 위한 제품.
KR1019930003314A 1992-03-06 1993-03-05 원자력발전소의 원자로의 고온수성환경에 사용하기 위한 제품 KR100259310B1 (ko)

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Families Citing this family (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SE513488C2 (sv) * 1994-06-22 2000-09-18 Sandvik Ab Sätt att tillverka rör av zirkoniumbaslegering för kärnreaktorer och användning av sättet vid tillverkning av sådana rör
FR2730090B1 (fr) * 1995-01-30 1997-04-04 Framatome Sa Tube en alliage a base de zirconium pour assemblage combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube
EP0735151B2 (en) * 1995-03-28 2005-08-31 General Electric Company Alloy for improved corrosion resistance of nuclear reactor components
FR2737335B1 (fr) 1995-07-27 1997-10-10 Framatome Sa Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube
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
AU2001234492A1 (en) * 2000-02-18 2001-08-27 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium niobium-tin alloy for use in nuclear reactors and method of its manufacture
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
EP1730318A4 (en) * 2004-03-23 2010-08-18 Westinghouse Electric Corp ZIRCONIUM ALLOYS WITH IMPROVED CORROSION RESISTANCE AND METHOD FOR PRODUCING ZIRCONIUM ALLOYS WITH IMPROVED CORROSION RESISTANCE
US10221475B2 (en) 2004-03-23 2019-03-05 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance
US9284629B2 (en) 2004-03-23 2016-03-15 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments
US7625453B2 (en) 2005-09-07 2009-12-01 Ati Properties, Inc. Zirconium strip material and process for making same
US8116422B2 (en) * 2005-12-29 2012-02-14 General Electric Company LWR flow channel with reduced susceptibility to deformation and control blade interference under exposure to neutron radiation and corrosion fields
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
KR20080074568A (ko) * 2007-02-09 2008-08-13 한국원자력연구원 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금조성물 및 이의 제조방법
CN103194705B (zh) * 2013-04-10 2015-06-10 苏州热工研究院有限公司 一种Zr-Nb系合金的制备方法

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0415134A1 (en) * 1989-08-28 1991-03-06 Westinghouse Electric Corporation Zirconium based alloy material for light water reactor applications

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA705863A (en) * 1965-03-16 Wah Chang Corporation Method of treating corrosion resistant materials
GB988069A (en) * 1962-09-26 1965-04-07 Imp Metal Ind Kynoch Ltd Improvements in or relating to zirconium-base alloys
CA1025335A (en) * 1972-09-05 1978-01-31 Ake S.B. Hofvenstam Method of making tubes and similar products of a zirconium alloy
US4094706A (en) * 1973-05-11 1978-06-13 Atomic Energy Of Canada Limited Preparation of zirconium alloys
CA1027781A (en) * 1975-05-06 1978-03-14 Brian A. Cheadle High strength sn-mo-nb-zr alloy tubes and method of making same
US4360389A (en) * 1975-11-17 1982-11-23 General Electric Company Zirconium alloy heat treatment process
US4452648A (en) * 1979-09-14 1984-06-05 Atomic Energy Of Canada Limited Low in reactor creep ZR-base alloy tubes
US4450016A (en) * 1981-07-10 1984-05-22 Santrade Ltd. Method of manufacturing cladding tubes of a zirconium-based alloy for fuel rods for nuclear reactors
US4584030A (en) * 1982-01-29 1986-04-22 Westinghouse Electric Corp. Zirconium alloy products and fabrication processes
JPS58224139A (ja) * 1982-06-21 1983-12-26 Hitachi Ltd 高耐食性ジルコニウム合金
US4649023A (en) * 1985-01-22 1987-03-10 Westinghouse Electric Corp. Process for fabricating a zirconium-niobium alloy and articles resulting therefrom
EP0198570B1 (en) * 1985-01-22 1990-08-29 Westinghouse Electric Corporation Process for producing a thin-walled tubing from a zirconium-niobium alloy
DE3663372D1 (en) * 1985-03-12 1989-06-22 Santrade Ltd Method of manufacturing tubes of zirconium alloys with improved corrosion resistance for thermal nuclear reactors
FR2599049B1 (fr) * 1986-05-21 1988-07-01 Cezus Co Europ Zirconium Procede de fabrication d'un feuillard en zircaloy 2 ou zircaloy 4 partiellement recristallise et feuillard obtenu
FR2624136B1 (fr) * 1987-12-07 1992-06-05 Cezus Co Europ Zirconium Tube, barre ou tole en alliage de zirconium, resistant a la fois a la corrosion uniforme et a la corrosion nodulaire et procede de fabrication correspondant
FR2664907B1 (fr) * 1990-07-17 1997-12-05 Cezus Zirconium Cie Europ Procede de fabrication d'une tole ou feuillard en zircaloy de bonne formabilite et feuillards obtenus.

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0415134A1 (en) * 1989-08-28 1991-03-06 Westinghouse Electric Corporation Zirconium based alloy material for light water reactor applications

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