KR100423109B1 - 핵반응기연료집합체용지르코늄-기지합금튜브및상기튜브의제조방법 - Google Patents

핵반응기연료집합체용지르코늄-기지합금튜브및상기튜브의제조방법 Download PDF

Info

Publication number
KR100423109B1
KR100423109B1 KR1019970704983A KR19970704983A KR100423109B1 KR 100423109 B1 KR100423109 B1 KR 100423109B1 KR 1019970704983 A KR1019970704983 A KR 1019970704983A KR 19970704983 A KR19970704983 A KR 19970704983A KR 100423109 B1 KR100423109 B1 KR 100423109B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
range
ppm
zirconium
chromium
vanadium
Prior art date
Application number
KR1019970704983A
Other languages
English (en)
Other versions
KR19980701591A (ko
Inventor
쟝-뽈 마르동
쟝 세브나
다니엘 샤르께
Original Assignee
꼬게마 꽁빠니 제네랄 데 마띠에르 뉘끌레르
프라미뜸
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
Family has litigation
First worldwide family litigation filed litigation Critical https://patents.darts-ip.com/?family=9475620&utm_source=google_patent&utm_medium=platform_link&utm_campaign=public_patent_search&patent=KR100423109(B1) "Global patent litigation dataset” by Darts-ip is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Application filed by 꼬게마 꽁빠니 제네랄 데 마띠에르 뉘끌레르, 프라미뜸 filed Critical 꼬게마 꽁빠니 제네랄 데 마띠에르 뉘끌레르
Publication of KR19980701591A publication Critical patent/KR19980701591A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR100423109B1 publication Critical patent/KR100423109B1/ko

Links

Classifications

    • 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)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Heat Treatment Of Steel (AREA)
  • Heat Treatment Of Articles (AREA)
  • Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
  • Other Surface Treatments For Metallic Materials (AREA)

Abstract

본 발명은 핵연료 집합체 가이드 튜브 또는 쉬즈를 형성하는 튜브에 관한 것이다. 상기 합금은, 중량 퍼센트로, 1% 내지 1.7%의 주석과, 0.55% 내지 0.8%의 철과, 전체로서 0.20% 내지 0.60%의 범위에서 선택되는 크롬 및 바나듐 중 적어도 하나의 원소와, 0.10% 내지 0.18%의 산소를 함유하고, 탄소 및 실리콘 각각을 50ppm 내지 200ppm의 범위와 50ppm 내지 120ppm의 범위에서 함유하고, 그 나머지는 지르코늄 및 불가피한 불순물로 이루어진다.

Description

핵 반응기 연료 집합체용 지르코늄-기지 합금 튜브 및 상기 튜브의 제조방법{ZIRCONIUM ALLOY TUBE FOR A NUCLEAR REACTOR FUEL ASSEMBLEY, AND METHOD FOR MAKING SAME}
이러한 형식의 클래딩은 대개, 지르코늄에, 중량 퍼센트로, 1.2% 내지 1.7%의 주석, 0.18% 내지 0.24%의 철, 0.07% 내지 0.13%의 크롬 및 0.10% 내지 0.16%의 산소가 첨가되는 지르칼로이(Zircaloy) 4로 알려진 합금으로 만들어지는 튜브로 구성된다. 위와 같은 종래의 합금으로부터 얻어진 수많은 종류의 합금이 제안되어 왔고, 특히 다른 첨가 원소의 일부를 대응되게 감소시키면서 상기 크롬이 전부 또는 부분적으로 바나듐으로 대체되거나 산소 함량이 위에서 주어진 것을 초과하는 것 또는 상기 두 조건을 만족시키는 합금이 제안되어 왔다.
클래딩으로 쓰이는 튜브 재료에 대하여 특별히 요구되는 성질은, 고온 고압의 물에서 내식성이 좋아야 하며, 장시간 크리프(creep)가 억제되어야 하고, 기계적 성질이 오래 유지되어야 하고, 방사선 노출시 부풀어오름(swelling)이 억제되어야 하고, 리튬에 민감하지 않아야 한다는 것이다. 또한 이러한 성질들은 재생 가능하여야 하고, 이러한 합금 재료는 여러 생산단계에서(특히, 압연과정에서) 반품율을 허용 가능한 수치까지 낮출 수 있는 금속학적 성질을 가져야 한다.
방사능에서의 지르칼로이 거동이 주기 시간을 증가시킨다는 점에서는 핵 반응기용 조업 조건에서의 발전을 방해하는 인자가 된다. 이것은 주로 균일 부식 때문이다.
본 발명은 핵 반응기 연료 집합체에 사용되는 지르코늄-기지 합금 튜브에 관한 것이다. 이러한 형식의 튜브는 특히 연료봉 클래딩을 구성하거나 상기 클래딩의 외주부를 형성하거나 제어 클러스터의 봉을 수용하는 가이드 튜브를 형성하는데 사용될 수 있다.
본 발명의 주요 목적은, 우수한 크리프 거동이 요구되는 경우에 재결정된 상태로 있을 수 있거나, 금속학적으로 응력-완화 상태로 있을 수 있거나, 엄격한 치수 허용 오차 내로 경제적으로 용이하게 제조될 수 있고, 전체적인 부식에 대해서는 우수한 향상된 특성을 가지는 튜브를 제공하는 것이다.
상기 목적을 위하여 본 발명은, 중량 퍼센트로, 1% 내지 1.7%의 주석과, 0.55% 내지 0.8%의 철과, 전체로서 0.20% 내지 0.60%의 범위에서 크롬과 바나듐 중에서 선택되는 적어도 하나의 원소와, 0.10% 내지 0.18%의 산소를 함유하고, 탄소 및 실리콘 각각을 50ppm 내지 200ppm의 범위와 50ppm 내지 120ppm의 범위에서 함유하고, 그 나머지는 지르코늄 및 불가피한 불순물로 이루어지는 것을 특징으로 하는 지르코늄-기지 합금 튜브를 제공한다. 상기 튜브는 요구 성질에 따라서 응력-완화되거나 재결정된다.
바나듐은 본질적으로 Zr(Fe, V)2형태의 미세 석출물로 존재하며, 또한 크롬의 경우도 마찬가지로 Zr(Fe, Cr)2형태의 미세 석출물로 존재한다.
3/1을 초과하는 높은 Fe/(V+Cr) 비율은 리튬 함유 매질에서 내식성을 더욱 더 향상시킨다. 일반적으로, 상기 비율은 2/1에 가까울 것이다. 일반적으로 바나듐과 크롬을 둘 다 함께 쓰는 것에 비해 크롬을 단독으로 사용하거나 바나듐을 단독으로 사용하는 것이 바람직하다.
상기 범위의 조성에서 선택되는 세부적인 조성은 우선적으로 요구되는 성질이 무엇인가에 따라 달라질 것이다. 대개는, Sn:1.3%, Fe:0.60%, V 또는 Cr:0.25%, O2:0.14%, C:140ppm 및 Si:90ppm을 함유하는 합금이 양호한 절충안이 된다.
바나듐의 존재로 흡수되는 수소의 비율이 감소되고, 고온 고압이나 또는 나아가 국부적 비등(local boiling)이 있는 수용액 매질에서조차도 합금의 내식성이 향상된다.
반응기 사용의 초기 단계에서의 크리프를 가능한 한 낮출 필요가 있는 경우에는, 주석, 탄소 및/또는 산소 함량을 증가시키는 것이 바람직하다. 100ppm을 초과하는 탄소 함량이 크리프와 관련해서는 바람직하나 200ppm을 초과하면 방사능 노출시 부풀어오름이 커지게 된다. 실리콘 함량은 조직에 대한 조절 효과 및 내식성에 대한 우호적인 영향을 이용할 수 있도록 "제어"된다.
베타-발생 원소의 합(Fe+V+Cr)이 커지게 되면 금속학적 조직의 입경을 감소시키는데 기여하고 이것이 응력 부식에 대한 우수한 저항성, 방사능 조사 후의 우수한 연성, 우수한 기계적 성질 및 우수한 성형성을 가져온다. 상기 합은 대개 적어도 0.70%이다.
또한 본 발명은, 잉고트를 주조하고 중실(中實) 봉(bar)으로 단조하는 단계와; 일반적으로 유도 가열 방식으로 가열한 후 상기 봉을 β상에서 급냉하는 단계와; 선택적으로 640℃ 내지 760℃의 범위에서 (바람직하게는 약 730℃) 어닐링하여 α상을 형성하는 단계와; 관통 빌레트를 관상 블랭크로 드로잉 하는 단계와; 선택적으로 α상 영역인 600℃ 내지 750℃의 범위에서 (바람직하게는 약 650℃) 어닐링하는 단계와; 640℃ 내지 760℃의 불활성가스 분위기나 진공 상태에서 행해지고, 처음 두 단계는 약 730℃에서, 다음 단계는 약 700℃에서 행해지는 것이 바람직한 중간 어닐링 단계들을 수반하면서, 튜브의 두께를 감소시키는 연속적인 냉간 압연단계와; 응력-완화 조직이 요구되면 450℃ 내지 500℃ 범위의 온도에서 (바람직하게는 약 485℃), 재결정 조직이 요구되면 565℃ 내지 630℃ 범위의 온도에서 (바람직하게는 약 580℃), 불활성 가스 분위기 또는 진공 분위기로 최종 어닐링하는 단계의 연속 공정을 포함하는 상술한 형식의 합금 튜브 제조 방법을 제공한다. 상기 일련의 열처리는 시간 t(hour)와 exp(-40000/T)와의 곱으로 표시되는 열처리 계수 ∑A 가 10-18~10-16범위에 있도록 수행되는 것이 바람직하며, 상기 T는 켈빈 온도이다.
냉각 후, 제 1 어닐링 단계는 730℃에서 행하는 것이 바람직하고, 압출 후 제 2 어닐링 단계는 약 650℃에서 행하는 것이 바람직하다.
생산된 튜브가 클래딩 튜브나 안내튜브로 사용되기까지 튜브의 금속학적 조직을 변화시키는 더 이상의 다른 열처리는 행해지지 않는다. 그러나 추가적인 표면처리를 하고 검사를 받는다. 표면처리는 헹굼(rinsing)이 뒤따르는 필름 제거 및 블라스트 세척(blast cleaning)을 포함한다. 표면처리는 휠(wheel)을 사용하여 연마(polishing)함으로써 완료될 수 있다. 검사는 육안, 초음파나 와전류(eddy current)를 이용하여 종래의 일반적인 방법으로 행해질 수 있다.
본 발명의 다른 특징은 후술하는 특별한 실시예에 대한 설명으로부터 더욱 명백해질 것이다.
관계된 조성은 다음과 같다.
조성
Figure pct00001
그 나머지는 지르코늄과 불가피한 불순물이다.
출발 합금은 잉고트 형태였다. β상까지 가열된 후에 단조 내지 압연에 의해 봉(bar)으로 형성되었고, 제어된 냉각 속도로 수냉되어 α영역으로 들어갔다. 예를 들면, 온도가 약 800℃ 보다 낮아질 때까지 5℃/sec 내지 30℃/sec의 냉각 속도로 냉각되었다. 냉각 후의 어닐링은, α상이 β상으로 변태되는 것을 막기 위해서 800℃ 미만의 온도에서 행해졌다. 관형 빌레트를 기계 가공한 후 압출이 행해졌고, 600℃와 700℃ 사이의 온도까지 가열되었다. 드로잉된 블랭크는 800℃ 미만의 온도에서 임의의 요구되는 어닐링이 행해진 후에, 적정한 ∑A가 얻어지도록 1 내지 3 시간 동안 아르곤 분위기에서 실시되는 중간 어닐링 단계를 수반하면서 요구되는 블랭크 두께를 얻기 위해 필요한 만큼 연속적으로 냉간 압연된다. 실제로는, 네 번 내지 다섯 번의 압연 단계가 일반적으로 행해져서 전형적인 직경 및 두께를 가지는 고체 클래딩 튜브가 얻어졌다. 마지막으로, 최종 어닐링 단계가, 응력-완화 조직이 요구되는 경우에는 불활성 분위기에서 약 485℃에서 한 시간 내지 세 시간 동안, 재결정 조직이 요구되는 경우에는 약 580℃에서 약 두 시간 동안, 불활성 분위기에서 행해졌다.
다른 주석 함량을 갖는 본 발명에 따른 합금을 지르칼로이-4 형식의 합금과 비교하기 위한 검사가 행해졌다.
(일반부식)
시험은 물과 증기로 채워진 오토플레이브 내의 재결정 시편에 대해서 행해졌다. 그 결과를 아래 표 1에 나타내었다.
Figure pct00002
특히 본 발명에 따른 합금 4에 대해 얻어진 결과로부터, 주석 함량을 0에서 1.5%까지 증가시키는 것이 물 및 증기에서의 일반 내식성에 아무런 영향이 없음을 알 수 있다.
(리튬 매질에서의 부식 및 크리프 저항성)
리튬 수산화물을 함유하는 매질에서의 지르칼로이 4 형식 합금의 내식성에 대한 주석 함량의 영향을 리튬 70ppm을 함유하는 물에 대해 연구 조사하였다. 그 결과를 표 2에 나타냈다.
Figure pct00003
이러한 본 발명에 따른 합금에서, 높은 주석 함량(1.2%과 1.5% 사이)이 리튬수산화물 매질에서의 내식성에 매우 양호한 영향을 나타내고 있음을 알 수 있다.
본 발명에 따른 합금에서 높은 주석 함량은 합금의 크리프 저항성과의 관계에서도 바람직한다. 응력-완화 합금을 대상으로, 130MPa의 압력, 400℃에서 240시간의 조건하에서 직경 크리프 εD를 측정하여 아래의 결과를 얻었다.
Figure pct00004
얻어진 상기 결과는 주석 함량과 크리프 특성 사이에 유사-선형(quasi-linear) 관계가 있음을 보여준다.

Claims (8)

  1. 핵연료 집합체용 클래딩 또는 가이드 튜브의 전부 또는 일부를 구성하는 지르코늄-기지 합금 튜브에 있어서,
    상기 합금은, 중량 퍼센트로, 1% 내지 1.7%의 주석과, 0.55% 내지 0.8%의 철과, 전체로서 0.20% 내지 0.60%의 범위에서 크롬과 바나듐 중에서 선택되는 적어도 하나의 원소와, 0.10% 내지 0.18%의 산소를 함유하고, 탄소 및 실리콘 각각을 50ppm 내지 200ppm의 범위와 50ppm 내지 120ppm의 범위에서 함유하고, 그 나머지는 지르코늄 및 불가피한 불순물로 이루어지는 것을 특징으로 하는 지르코늄-기지 합금 튜브.
  2. 제 1 항에 있어서, 상기 합금은 1.3%의 주석과, 0.60%의 철과, 0.25%의 바나듐 또는 크롬과, 0.14%의 산소와, 140ppm의 탄소 및 90ppm의 실리콘을 함유하는 것을 특징으로 하는 지르코늄-기지 합금 튜브.
  3. 제 1 항에 있어서, 상기 합금은 크롬과 바나듐 중 바나듐만을 함유하며, Fe/V 비가 2/1인 것을 특징으로 하는 지르코늄-기지 합금 튜브.
  4. 제 1 항에 있어서, 상기 합금은 크롬과 바나듐 중 크롬만을 함유하며, Fe/Cr비가 2/1인 것을 특징으로 하는 지르코늄-기지 합금 튜브.
  5. 잉고트를 주조하고 중실(中實) 봉(bar)으로 단조하는 단계와; 가열된 봉을 냉각하여 β상을 형성하는 단계와; 선택적으로 640℃ 내지 760℃의 범위에서 어닐링하여 α상을 형성하는 단계와; 관통 빌레트를 관상 블랭크로 드로잉 하는 단계와; 선택적으로 α상 영역인 600℃ 내지 750℃의 범위에서 어닐링하는 단꼐와; 640℃ 내지 760℃의 불활성가스 분위기나 진공 상태에서 행해지는 중간 어닐링 단계들을 수반하면서, 튜브의 두께를 감소시키는 연속적인 냉간 압연 단계와; 불활성 가스 분위기 또는 진공 분위기에서 최종 어닐링하는 단계의 연속 공정을 포함하는 것을 특징으로 하는 제 1 항에 따른 합금 튜브의 제조 방법.
  6. 제 5 항에 있어서, 상기 최종 어닐링은 450℃ 내지 500℃ 범위에서 행하는 응력 완화 어닐링인 것을 특징으로 하는 합금 튜브의 제조 방법.
  7. 제 5 항에 있어서, 상기 최종 어닐링은 565℃ 내지 630℃ 범위에서 행하는 재결정 어닐링인 것을 특징으로 하는 합금 튜브의 제조 방법.
  8. 제 5 항 내지 제 7 항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 일련의 열처리는 시간 t(hour) 와 exp(-40000/T)의 곱으로 표시되는 열처리 계수 ∑A가 10-18~10-16인 범위에서 수행되며, 상기 T는 켈빈 온도인 것을 특징으로 하는 합금 튜브의 제조 방법.
KR1019970704983A 1995-01-30 1996-01-26 핵반응기연료집합체용지르코늄-기지합금튜브및상기튜브의제조방법 KR100423109B1 (ko)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9501025A FR2730089B1 (fr) 1995-01-30 1995-01-30 Tube en alliage a base de zirconium pour assemblage combustible de reacteur nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube
FR95/01025 1995-01-30

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR19980701591A KR19980701591A (ko) 1998-05-15
KR100423109B1 true KR100423109B1 (ko) 2004-05-31

Family

ID=9475620

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1019970704983A KR100423109B1 (ko) 1995-01-30 1996-01-26 핵반응기연료집합체용지르코늄-기지합금튜브및상기튜브의제조방법

Country Status (14)

Country Link
US (1) US5887045A (ko)
EP (1) EP0808503B1 (ko)
JP (1) JP4137181B2 (ko)
KR (1) KR100423109B1 (ko)
CN (1) CN1131526C (ko)
CA (1) CA2210326A1 (ko)
DE (1) DE69600630T2 (ko)
ES (1) ES2122785T3 (ko)
FR (1) FR2730089B1 (ko)
RU (1) RU2126559C1 (ko)
TW (1) TW419526B (ko)
UA (1) UA42041C2 (ko)
WO (1) WO1996024140A1 (ko)
ZA (1) ZA96642B (ko)

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3145701A (en) * 1960-11-30 1964-08-25 Aspin Frank Metcalf Rotary valves for internal combustion engines
SE9601594D0 (sv) * 1996-04-26 1996-04-26 Asea Atom Ab Fuel boxes and a method for manufacturing fuel boxes
KR100286871B1 (ko) * 1998-10-21 2001-04-16 장인순 내부식성과 기계적 특성이 우수한 지르코늄합금 조성물
DE19942463C1 (de) * 1999-09-06 2001-05-10 Siemens Ag Brennstab mit Kernbrennstoffsinterkörper und Hüllrohr, und Druckwasserreaktor-Brennelement mit einem solchen Brennstab
JP2003149369A (ja) * 2001-11-08 2003-05-21 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 燃料集合体支持格子の製造方法
US9284629B2 (en) 2004-03-23 2016-03-15 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments
US10221475B2 (en) 2004-03-23 2019-03-05 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance
WO2005094504A2 (en) 2004-03-23 2005-10-13 Westinghouse Electric Company, Llc Zirconium alloys with improved corrosion resistance and method for fabricating zirconium alloys with improved corrosion resistance
US9637809B2 (en) * 2009-11-24 2017-05-02 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Zirconium alloys exhibiting reduced hydrogen absorption
WO2012173738A1 (en) 2011-06-16 2012-12-20 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments
CN110877186B (zh) * 2018-09-06 2021-12-28 国核宝钛锆业股份公司 一种大规格锆合金薄壁管材的制造方法及大规格锆合金薄壁管材
KR20220003018A (ko) * 2019-04-30 2022-01-07 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 적층 제조된 지르코늄 합금의 개선된 내식성

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1241998B (de) * 1961-12-27 1967-06-08 Siemens Ag Zirkoniumlegierung
CA1214978A (en) * 1982-01-29 1986-12-09 Samuel G. Mcdonald Zirconium alloy products and fabrication processes
DE3528545A1 (de) * 1985-08-08 1987-02-19 Kraftwerk Union Ag Brennstab fuer ein kernreaktorbrennelement
DE3873643T2 (de) * 1987-06-23 1993-03-25 Commissariat Energie Atomique Verfahren zur herstellung eines rohres auf zirconiumlegierungsbasis fuer kernkraftreaktoren und verwendung.
DE3805124A1 (de) * 1988-02-18 1989-08-31 Siemens Ag Kernreaktorbrennelement
US5112573A (en) * 1989-08-28 1992-05-12 Westinghouse Electric Corp. Zirlo material for light water reactor applications
US5278882A (en) * 1992-12-30 1994-01-11 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with superior corrosion resistance
US5437747A (en) * 1993-04-23 1995-08-01 General Electric Company Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation
FR2713009B1 (fr) * 1993-11-25 1996-01-26 Framatome Sa Procédé de fabrication d'un tube de gainage pour crayon de combustible nucléaire et tubes conformes à ceux ainsi obtenus.
FR2714516B1 (fr) * 1993-12-29 1996-03-01 Framatome Sa Tube de guidage pour assemblage combustible nucléaire et procédé de fabrication d'un tel tube.
FR2729000A1 (fr) * 1994-12-29 1996-07-05 Framatome Sa Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire et tubes conformes a ceux ainsi obtenus

Also Published As

Publication number Publication date
FR2730089A1 (fr) 1996-08-02
CN1172545A (zh) 1998-02-04
JP4137181B2 (ja) 2008-08-20
WO1996024140A1 (fr) 1996-08-08
UA42041C2 (uk) 2001-10-15
DE69600630T2 (de) 1999-04-22
US5887045A (en) 1999-03-23
CA2210326A1 (fr) 1996-08-08
DE69600630D1 (de) 1998-10-15
RU2126559C1 (ru) 1999-02-20
KR19980701591A (ko) 1998-05-15
ZA96642B (en) 1997-07-29
CN1131526C (zh) 2003-12-17
EP0808503B1 (fr) 1998-09-09
ES2122785T3 (es) 1998-12-16
JPH10513262A (ja) 1998-12-15
FR2730089B1 (fr) 1997-04-30
TW419526B (en) 2001-01-21
EP0808503A1 (fr) 1997-11-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4938921A (en) Method of manufacturing a zirconium-based alloy tube for a nuclear fuel element sheath and tube thereof
EP0071193B1 (en) Process for producing zirconium-based alloy
KR100364093B1 (ko) 핵연료어셈블리용 튜브제조방법 및 이에 의해 얻어진 튜브
KR100423109B1 (ko) 핵반응기연료집합체용지르코늄-기지합금튜브및상기튜브의제조방법
JPS60165580A (ja) 原子炉燃料用被覆管の製造法
KR20060123781A (ko) 개선된 부식저항력을 지닌 지르코늄합금 및 그에 관련된제조방법
JPH11194189A (ja) 耐食性およびクリープ特性にすぐれた原子炉燃料被覆管用Zr合金管の製造方法
JPH1068033A (ja) 耐クリープ性並びに水及び水蒸気に対する耐食性のジルコニウム系合金、その製造法及び原子炉における使用
KR100411943B1 (ko) 핵원자로의연료집합체에사용되는지르코늄기지합금튜브와그제조방법
US4671826A (en) Method of processing tubing
US5735978A (en) Sheathing tube for a nuclear fuel rod
JP2894928B2 (ja) 外側がZr合金で作られた製品とその製造方法と使用
KR20020062742A (ko) 물과 수증기에 의한 내식성과 수소화에 대한 내성이우수한 지르코늄 합금 및 당해 합금의 가공열 변태방법
US5876524A (en) Method for the manufacture of tubes of a zirconium based alloy for nuclear reactors and their usage
JPH05247567A (ja) 核燃料被覆隔壁用ジルコニウム‐ビスマス‐ニオブ合金
JPS60211389A (ja) 核燃料要素被覆管
Charquet Improvement of the uniform corrosion resistance of Zircaloy-4 in the absence of irradiation
JPS5825466A (ja) ジリコニウム基合金のクラツド管の製造方法
JPS5825467A (ja) ジリコニウム基合金のクラツド管の製造方法
EP0626464A1 (en) Dimensionally stable and corrosion-resistant fuel channels and related method of manufacture
JPH03209191A (ja) 核燃料棒用クラッドチューブの製法
US5242515A (en) Zircaloy-4 alloy having uniform and nodular corrosion resistance
JPS5822365A (ja) ジルコニウム基合金の製造方法
JPS6026650A (ja) 原子炉燃料用被覆管
US4169743A (en) Zirconium-base alloy nuclear fuel container and method

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20090220

Year of fee payment: 6

LAPS Lapse due to unpaid annual fee