KR101441944B1 - 경수원자로에서 사용 조건의 함수로서 최적화된 연료 조립체의 제조 방법 및 그에 따른 연료 조립체 - Google Patents

경수원자로에서 사용 조건의 함수로서 최적화된 연료 조립체의 제조 방법 및 그에 따른 연료 조립체 Download PDF

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Abstract

본 발명은 지르코늄 합금으로 제조된 구조적 구성요소들을 포함하는 경수원자로용 연료 조립체의 설계 방법에 관한 것이며, 이 방법에서, 상기 구성요소들이 조립체의 수명동안 받을 평균 단일 축방향 인장 또는 압축 응력들이 계산되고; 상기 구성요소들이 제조되는 지르코늄 합금이 하기 기준 즉, -10 MPa 내지 -20 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = (-0.025×σ-0.25)중량% 내지 Sn = -0.05×σ중량%인 합금으로 제조되고; 0 MPa 내지 -10 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 미량(traces) 내지 Sn = (0.05×σ+1)중량%인 합금으로 제조되고; 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.05×σ중량% 내지 Sn = (0.07×σ+1)중량%인 합금으로 제조되고; +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.05중량% 내지 1.70중량%인 합금으로 제조되는 기준에 따라서 선택된다. 연료 조립체는 상기 방법에 따라서 제조된다.
경수원자로, 연료 조립체, Zr 합금, Sn 함유량

Description

경수원자로에서 사용 조건의 함수로서 최적화된 연료 조립체의 제조 방법 및 그에 따른 연료 조립체{Method for designing a fuel assembly optimised as a function of the conditions of use in light water nuclear reactors and resulting fuel assembly}
본 발명은 경수원자로용 연료 조립체의 제조(design)에 관한 것이다.
비등수형 원자로(BWR) 또는 가압수형 원자로(PWR)의 노심에서, 지르코늄 합금으로 제조된 연료 조립체의 구성요소들(components)은 변형을 초래하는 심한 응력을 받는다. 영향을 받는 주요 구성요소들은 믹서 그리드(mixer grid), 안내관(guide thimble), 연료 펠릿 및 캔(can)을 수용하는 튜브들이다.
조립체의 구조적(structural) 구성요소들의 변형은 사용시에 여러 문제점들을 유발시킬 수 있다. 예를 들어, 작동하는 동안, 안내관 또는 캔의 변형에 의해서 본질적으로 발생된 전체적인 조립체의 변형은 원자로의 제어를 허용하는 제어 클러스터들의 동작을 방해할 수 있다. 또는, 원자로 노심을 로딩 및 언로딩하는 동작 동안, 그리드 또는 캔과 같은 구성요소들의 변형은 마찰력 및 걸림의 위험성을 증가시킬 수 있다. 이것은 종종 발전소 작업자로 하여금 처리 속도를 감속하도록 유발하므로, 원자로가 이용되지 않는 시간을 증가시킨다. 마찬가지로, 임의의 임계값을 초과하는, 구성요소들의 변형은 그 구성요소들이 더이상 그 기능을 완전히 안전하게 실행할 수 없다는 것과 발전소 작업자가 당해 연료 조립체를 조급하게 언로딩하도록 유발할 수 있다는 것을 의미한다.
상기 구성요소들이 받는 응력들은 실질적으로:
- 온도;
- 구성요소들의 크리프(creep)를 유발할 수 있는 기계적 응력;
- 원자로 내를 순환하는 물에 의한 부식;
- 수소화(hydriding);
- 확대 현상(자유 성장)을 유발하고 집중적으로 부식시키는 중성자 플럭스에 의한 방사이다.
조립체의 구조적 구성요소들을 생산하는데 사용된 재료 및 그 크기의 선택은 상기 모든 응력들을 고려해야 한다. 다른 등급의 지르코늄 합금은 그 목적을 위하여 개발되었지만, 재료의 선택은 경험적으로 행하는 상태로 남아 있어서, 믹서 그리드(mixer grid), 안내관(PWR) 또는 캔(BWR)과 같은 다른 구성요소들에 대해서 이 구성요소들이 동일 응력을 받지 않을 때에도, 종종 동일 합금을 사용하게 된다.
본 발명의 목적은 연료 조립체의 여러 구조적 구성요소들을 제조하는데 사용된 재료의 선택이 구성요소들의 전체 변형을 최소화하기 위하여 당해 원자로 또는 원자로 집단의 특정 작동 조건의 함수로서 최적화될 수 있는 방법을 제안하는 것이다. 연료 조립체의 여러 구조적 구성요소들을 제조하는데 사용된 Zr 합금들의 화학 조성은 그에 따라서 규정되므로, 조작성, 사용 편리성, 수명 등의 관점에서 발전소 작업자에 의해서 기대되는 성능이 달성될 수 있게 한다.
이를 위하여, 본 발명은 지르코늄 합금으로 제조된 구조적 구성요소들을 포함하는 경수원자로용 연료 조립체의 제조 방법에 관한 것이며, 이 방법에서
- 상기 구성요소들이 조립체의 수명 동안 받을 평균 단일 축방향 인장 또는 압축 응력들이 계산되고;
- 상기 구성요소들이 제조되는 지르코늄 합금이 하기 기준 즉,
* -10 MPa 내지 -20 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = (-0.025×σ-0.25)중량% 내지 Sn = -0.05×σ중량%인 합금으로 제조되고;
* 0 MPa 내지 -10 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 미량(traces) 내지 Sn = (0.05×σ+1)중량%인 합금으로 제조되고;
* 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.05×σ중량% 내지 Sn = (0.07×σ+1)중량%인 합금으로 제조되고;
* +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.05 중량% 내지 1.70 중량%인 합금으로 제조되는 기준에 따라서 선택되는 것을 특징으로 한다.
양호하게는:
0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 상기 구성요소들중 적어도 일부가 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.05×σ중량% 내지 Sn = (0.025×σ+1)중량%인 합금으로 제조되고;
+10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 상기 구성요소들중 적어도 일부가 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.50 중량% 내지 1.25 중량%인 합금으로 제조된다.
양호하게는:
상기 구성요소들을 제조하는 지르코늄 합금이 하기 기준 즉,
- 전체 재결정 상태에 있거나 또는 50 중량% 보다 큰 범위로 재결정되는 구성요소들에 대해서,
* -10 MPa 내지 -20 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = (-0.025×σ-0.25)중량% 내지 Sn = (-0.05×σ-0.25)중량%인 합금으로 제조되고;
* 0 MPa 내지 -10 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 미량(traces) 내지 Sn = (0.025×σ+0.5)중량%인 합금으로 제조되고;
* 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.05×σ중량% 내지 Sn = (0.12×σ+0.5)중량%인 합금으로 제조되고;
* +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.50 중량% 내지 1.70 중량%인 합금으로 제조되는 기준에 따라서 선택되고;
- 완화 상태(relaxed state)에 있거나 또는 50 중량% 미만의 범위로 재결정되는 구성요소들에 대해서,
* -10 MPa 내지 -20 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = (-0.05×σ-0.5)중량% 내지 Sn = -0.05×σ중량%인 합금으로 제조되고;
* 0 MPa 내지 -10 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 미량(traces) 내지 Sn = (0.05×σ+1)중량%인 합금으로 제조되고;
* 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.075×σ중량% 내지 Sn = (0.07×σ+1)중량%인 합금으로 제조되고;
* 10 MPa 내지 20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.75 중량% 내지 1.70 중량%인 합금으로 제조되는 기준에 따라서 선택된다.
양호하게는:
- 전체 재결정 상태에 있거나 또는 50 중량% 보다 큰 범위로 재결정되는 구성요소들에 대해서,
* 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.05×σ중량% 내지 Sn = (0.075×σ+ 0.5)중량%인 합금으로 제조되고;
* +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.50 중량% 내지 1.25 중량%인 합금으로 제조되는 기준에 따라서 선택되고;
- 완화 상태(relaxed state)에 있거나 또는 50 중량% 미만의 범위로 재결정되는 구성요소들에 대해서,
* 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.075×σ중량% 내지 Sn = (0.025×σ+ 1.0)중량%인 합금으로 제조되고;
* +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.75 중량% 내지 1.25 중량%인 합금으로 제조되는 기준에 따라서 선택된다.
양호하게는:
- 전체 재결정 상태에 있거나 또는 50 중량% 보다 큰 범위로 재결정되는 구성요소들에 대해서,
* -10 MPa 내지 -20 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = (-0.05×σ-0.5)중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20중량% 만큼 상이한 합금으로 제조되고;
* 0 MPa 내지 -10 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 ≤0.15 중량%인 합금으로 제조되고;
* 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.1×σ 중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20 중량% 만큼 상이한 합금으로 제조되고;
* +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.8 내지 1.2중량% 의 범위에 있는 합금으로 제조되고;
- 완화 상태(relaxed state)에 있거나 또는 50 중량% 미만의 범위로 재결정되는 구성요소들에 대해서,
* -10 MPa 내지 -20 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = (-0.05×σ-0.25)중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20중량% 만큼 상이한 합금으로 제조되고;
* 0 MPa 내지 -10 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = -0.025×σ 중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20 중량% 만큼 상이한 합금으로 제조되고;
* 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.1×σ중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20중량% 만큼 상이한 합금으로 제조되고;
* +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.8 내지 1.2중량% 의 범위에 있는 합금으로 제조되며,
Sn 함유량의 상기 계산 값이 0.1 중량%보다 작을 때, 0.15 중량%는 Sn 함유량의 상한값으로 취해진다.
양호하게는, 상기 구성요소들의 적어도 일부 구성요소들이 3.5 중량%를 초과하지 않는 Zr이 아닌 원소들의 전체 함유량을 가진다.
상기 구성요소들의 적어도 일부 구성요소들이 0.5 내지 3 중량%의 Nb 함유량을 가진다.
상기 구성요소들 중 적어도 일부 구성요소들이 0.5 내지 3 중량%의 Nb 함유량을 가지며 또한 Fe, Cr, Cu, V, 및 Ni 중에서 선택된 적어도 하나의 원소를 함유하며, 여기서 Fe+Cr+Ni+Cu+V는 0.03 중량% 내지 0.5 중량%이다.
본 발명은 또한, 축방향 또는 횡방향 압축 또는 인장 응력(σ)을 받는 Zr 합금으로 제조된 구조적 구성요소들을 포함하는 경수원자로용 연료 조립체에 관한 것이며, 상기 구성요소들은 상기 방법을 적용함으로써 선택된 합금들로 제조되는 것을 특징으로 한다.
이해되는 바와 같이, 본 발명은 구성요소가 제조되는 합금의 Sn 함유량이 그 특성에 현저한 영향을 미치고, 구성요소의 완화 상태 또는 다소의 재결정 상태를 최적으로 고려하면서, 그 구성요소가 원자로의 사용동안 받는 열적, 기계적 및 물리-화학적 응력의 함수로서 그 함유량의 선택이 이루어져야 하는 초기 이치에 기초한다.
본 발명은 하기 첨부된 도면에 대해서 기술하는 상세한 설명을 고려할 때 더욱 잘 이해할 수 있다.
도 1은 합금이 재결정 상태에 있을 경우에 구성요소들이 받는 축방향 인장 또는 압축 응력들의 함수로서 본 발명에 따라 연료 조립체의 구성요소들에 적용되는 최소, 최대 및 양호한 Sn 함유량을 도시한 도면.
도 2는 합금이 완화 상태에 있을 경우에 구성요소들이 받는 축방향 인장 또는 압축 응력들의 함수로서 본 발명에 따라 연료 조립체의 구성요소들에 적용되는 최소, 최대 및 양호한 Sn 함유량을 도시한 도면.
도 3은 가장 일반적인 경우에 구성요소들이 받는 축방향 인장 또는 압축 응력들의 함수로서 본 발명에 따라 연료 조립체의 구성요소들에 적용되는 최소, 최대 및 양호한 Sn 함유량을 도시한 도면.
하기에 기재된 설명은 Zr이 아닌 합금 원소의 함유량이 5%, 양호하게는 3.5%를 초과하지 않는 Zr 합금에 적용된다.
Zr 합금의 Sn 함유량은 구성요소의 형태를 평가할 때 고려하는 가장 중요한 기계적 특성들중 하나인 크리프 저항 및 부식 형태 모두에 대해서 현저하게 영향을 미친다.
본 발명은 원자로의 여러 구성요소들의 Sn 함유량이 상기 구성요소가 거의 부식되지 않고 그리고 사용되는 정확한 조건하에서 거의 변형되지 않도록 최적화되어야 하는 개념에 기초한다. 이 최적화는 특히 크리프에 상당한 영향을 미치는 O 및 S와, 부식에 상당한 영향을 미치는 Fe와 같은 다른 원소들의 함유량을 선택함으로써 차후에 재규정되어야 한다. 그러나, 이러한 인자들 모두에 상당한 영향을 미치는 Sn은 종종 모순되는 상기 여러 필요조건들 사이에 양호한 절충안을 얻기 원할 때 고려되는 가장 중요한 원소이다.
그 결말에 도달하기 위하여, 본 발명자들은 다음과 같은 함수 즉,
- 조립체의 수명에 대해서 평균 -20MPa 내지 +20MPa 범위에 있는 당해 구성요소에 적용된 단일 축방향 압축 또는 인장 응력(σ);
- 재결정 또는 완화 상태 뿐 아니라, 구성요소를 구성하는 합금의 Sn 함유량의 함수로서, Zr이 아닌 원소들의 5 중량% 이하를 함유하는 Zr 합금의 크리프 형태의 모델을 제조하였다:
고려되는 응력들의 범위는 광범위하게는 원자로에서 직면하는 단일 축방향 응력을 제거한다. 20MPa를 초과하는 응력은 구성요소들의 레드히비토리 크리프(redhibitory creep)를 유발한다.
이들 시뮬레이션 동안, 본 발명자들은 종래 원자로 환경에서 합금의 물리-화학적 사용 조건 및 온도의 영향을 고려하였다. 특히, 재료의 부식을 발생시키는 산화물 층의 형성에 의해서 유발된 응력 및 중성자 플럭스에 의해서 유발된 방사 상태하에서 확대를 고려할 필요가 있었다. 재료의 확대를 유발하는 수소화(hydriding) 및 조립체상의 유체 마찰도 역시 고려되어야 한다.
구성요소들이 받는 온도에 관해서, 상기 온도는 통상적으로 가압수형 원자로에 대해서 280 내지 360℃ 및 비등수형 원자로에 대해서 280 내지 300℃로 고려된다.
결말은 원자로가 정상 사용 조건에서 작동할 때, 구성요소가 받는 인장 응력(양의 값) 또는 압축 응력(음의 값)의 함수로서 본 발명에 따라서 연료 조립체 구성요소에 적용될 권장 Sn 함유량을 도시하는 도 1 내지 도 3으로 요약된다.
특히, 도 1은 전체 재결정 상태인 합금에 관한 것이고, 도 2는 완화 상태에 있는 합금에 관한 것이다.
이들 도면에 있어서, 도면부호 "1"로 지정된 곡선들은 본 발명에 따라 적용될 최소 Sn 함유량에 대응한다. 곡선(2)들은 부식 및 수소화에 대한 구성요소의 큰 내구성을 추구할 때, 본 발명에 따라 적용되는 최대 Sn 함유량들에 대응하며; 곡선(2')들은 특별히 부식 및 수소화에 대한 구성요소의 큰 내구성을 추구하지 않는 경우에 해당하는 곡선(2)들의 변형에 대응한다. 곡선(3)들은 최적으로 고려되는 Sn 함유량에 대응한다.
본 발명의 관점 내에서, 본 발명자들은 Sn 함유량이 1.25 중량%를 초과할 때 부식 및 수소화가 일부 사용 조건에 대해서 너무 신속하게 진행되기 때문에, 1.25 중량% 이하의 Sn 함유량을 사용한 합금에 적용하는 것이 일반적으로 양호할 수 있다고 생각한다. 그러나, 본 발명에 따른 연료 조립체에 있어서, 부식 및 수소화에 대부분 노출되는 영역에서는 Sn ≤1.25 중량%를 갖는 구성요소와, 부식 및 수소화에 최소로 노출되는 영역에서는 Sn ≥1.25 중량%를 갖는 구성요소를 포함할 수 있다. 1.70 중량% Sn은 어떤 경우에도 초과되어서는 안 되는 함유량인 것으로 나타난다. 마찬가지로, 그 조성이 규정될 최적의 기준에 따라 선택된 조립체 원소들 및 상기 최적의 기준에 순응하지 않지만, 본 발명의 범주 내에 있는 낮은 요구 기준에 순응하는 원소들에서 공동으로 사용하는 것도 본 발명의 범주 내에 있는 것이다.
문제가 되는 단일 축방향 응력은 안내관, 튜브 및 캔의 경우와 같이 종방향(축방향) 압축 또는 인장 응력이 될 수 있고, 또는 그리드의 경우와 같이 횡방향 압축 또는 인장 응력이 될 수 있다.
전체 재결정 상태(도 1)의 합금에 대해서, 양호한 선택 기준은 Zr이 아닌 원소들의 전체 함유량이 5 중량%, 양호하게는 3.5 중량%를 초과하지 않는 합금에 아래와 같이 적용된다.
구성요소가 -10 내지 -20MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받을 때, Sn 함유량은 (-0.025×σ-0.25)중량% 내지 Sn = (-0.05×σ-0.25)중량%이다. 최적으로, Sn = (-0.05×σ-0.5)중량%이거나 또는 이렇게 정해진 값과 ±20 중량% 만큼 상이하다. 계산에 의하여 확인된 Sn 함유량의 값이 0.10 중량%보다 작으면, 0.15 중량%가 Sn 함유량의 최적 상한값으로 취해진다.
구성요소가 -10 내지 0MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받을 때, Sn 함유량은 미량 내지 Sn = (0.025×σ+0.5)중량%이다. 최적으로는, Sn ≤ 0.15 중량%이다.
구성요소가 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받을 때, 그리고 특히 큰 내식성을 추구하지 않을 때, Sn 함유량이 Sn = 0.05×σ중량% 내지 Sn = (0.12×σ+0.5)중량%이거나 또는, 큰 내식성을 추구할 때, Sn = 0.05×σ중량% 내지 Sn = (0.075×σ+0.5)중량%이다. 최적으로, 0.1×σ중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20 중량% 만큼 상이하다. 계산된 값이 0.1 중량%보다 작으면, 0.15 중량%가 Sn 함유량의 최적 상한값으로 취해진다.
구성요소가 +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받을 때, 그리고 특히 큰 내식성을 추구하지 않을 때, Sn 함유량이 0.50 중량% 내지 1.70 중량%이거나 또는 큰 내식성을 추구할 때, Sn = 0.50 내지 1.25 중량%이다. 최적으로, Sn 함유량은 0.8 내지 1.2중량%의 범위에 있는 것이다.
완화 상태(도 2)의 합금에 대해서, 양호한 선택 기준은 즉, Zr이 아닌 원소의 전체 함유량이 5 중량%, 양호하게는 3.5 중량%를 초과하지 않는 합금에 아래와 같이 적용된다.
구성요소가 -10 MPa 내지 -20 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받을 때, Sn 함유량이 Sn = (-0.05×σ-0.5)중량% 내지 Sn = -0.05×σ중량%이다. 최적으로, Sn = (-0.05×σ-0.25)중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20% 만큼 상이하다.
구성요소가 -10 MPa 내지 0 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받을 때, Sn 함유량이 Sn = 미량(traces) 내지 Sn = (0.05×σ+1)중량%이다. 최적으로, Sn = -0.025×σ중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20중량% 만큼 상이하다. 계산된 Sn 함유량의 값이 0.1 중량%보다 작으면, 0.15 중량%가 Sn 함유량의 최적 상한값으로 취해진다.
구성요소가 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받을 때, 그리고 특히 큰 내식성을 추구하지 않을 때, Sn 함유량이 Sn = 0.075×σ중량% 내지 Sn = (0.07×σ+1)중량%이거나 또는, 큰 내식성을 추구할 때, Sn 함유량이 Sn = 0.075×σ중량% 내지 Sn = (0.025×σ+ 1)중량%이다. 최적으로, 0.1×σ중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20중량% 만큼 상이하다. 계산된 값이 0.1중량%보다 작으면, 0.15 중량%가 Sn 함유량의 최적 상한값으로 취해진다.
구성요소가 +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받을 때, 그리고 특히 큰 내식성을 추구하지 않을 경우에는, Sn 함유량이 0.75 중량% 내지 1.70 중량%이거나 또는 큰 내식성을 추구할 경우에는, 0.75 중량% 내지 1.25 중량%이다. 최적으로, Sn 함유량은 0.8 내지 1.2중량%의 범위에 있는 것이다.
합금이 부분적으로 재결정 상태에 있을 때, 주어진 축방향 압축 또는 인장 응력에 대해서, 전체 재결정 합금에 대해서 상기와 같이 규정된 값과 완화 상태의 합금에 대해서 규정된 값 사이의 중간값을 제공할 수 있다. 추정하건대, 50 중량% 보다 큰 범위로 재결정된 합금은 전체 재결정 합금에 비유될 수 있고, 50 중량% 미만의 크기로 재결정된 합금은 완화 합금에 비유될 수 있다.
그 방식에서, 상기 두개의 양호한 범위를 조합함으로써, 본 발명의 가장 넓은 규정에 따라서, 도 3에 도시된 바와 같이, 하기 기준에 따라서 구성요소들의 Sn 함유량의 선택을 규정할 수 있다.
-20 MPa 내지 -10 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소에 대해서, Sn 함유량은 Sn = (-0.025×σ- 0.025)중량%(도 1의 곡선 1) 내지 Sn = -0.05×σ(도 2의 곡선 2)이다.
-10 MPa 내지 0 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소에 대해서, Sn 함유량은 Sn = 미량(도 1의 곡선 1) 내지 Sn = (0.05×σ+ 1)중량%(도 2의 곡선 2)이다.
0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소에 대해서, 특히 구성요소의 큰 내식성을 추구하지 않을 때, Sn 함유량은 Sn = 0.05×σ 중량%(도 1의 곡선 1) 내지 Sn = (0.07×σ+1)중량%(도 2의 곡선 2')이거나, 또는 구성요소의 큰 내식성을 추구할 때, Sn = 0.05×σ중량%(도 1의 곡선 1) 내지 Sn = (0.025×σ+1)중량%(도 2의 곡선 2)이다.
+10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소에 대해서, 특히 구성요소의 큰 내식성을 추구하지 않을 때, Sn 함유량은 0.50 중량%(도 1의 곡선 1) 내지 1.70 중량%(도 2의 곡선 2')이거나, 또는 구성요소의 큰 내식성을 추구할 때, Sn 함유량은 0.50 중량%(도 1의 곡선 1) 내지 1.25 중량%(도 2의 곡선 2)이다.
따라서, 모든 경우에, 단일 축방향 또는 횡방향 인장 또는 압축 응력의 부재시에, 최적의 Sn 함유량은 0.15 중량%이하이고 합금의 제조시에 발생되는 불순물로서 단순히 미량 만큼 낮을 수 있다.
일반적으로, 최적 Sn 함유량은 크리프의 높은 비율로 인하여 재결정 상태보다 완화 상태에서 더 크다.
상술한 바와 같이, 본 발명은 Zr이 아닌 원소 합금의 5 중량%[양호하게는, 3.5 중량%까지]까지 함유하는 Zr 합금에 적용될 수 있다. 특히, 0.5 내지 3 중량%의 Nb을 함유하고 또한 Fe, Cr, Cu, V, 및 Ni 중에서 선택된 적어도 하나의 원소를 함유하며, 여기서 Fe+Cr+Ni+Cu+V가 0.03 중량% 내지 0.5 중량%인 합금으로서, 0.5 내지 3 중량%의 Nb을 함유하는 합금이 양호한 보기이다. 본 발명에 따라 제조된 연료 조립체는 본 발명에 따른 조성 기준의 하나 또는 다른 하나에 일치하는 구조적 구성요소들을 공동으로 사용할 수 있다.

Claims (9)

  1. 지르코늄 합금으로 제조된 구조적 구성요소들을 포함하는 경수원자로용 연료 조립체의 제조 방법으로서,
    - 상기 구성요소들이 상기 연료 조립체의 수명동안 받을 평균 단일 축방향 인장 또는 압축 응력들이 계산되고;
    - 상기 구성요소들로 제조될 상기 지르코늄 합금은 하기 기준 즉,
    * -10 MPa 내지 -20 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = (-0.025×σ-0.25) 중량% 내지 Sn = -0.05×σ 중량%인 합금으로 제조되고;
    * 0 MPa 내지 -10 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 미량(traces) 내지 Sn = (0.05×σ+1)중량%인 합금으로 제조되고;
    * 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.05×σ중량% 내지 Sn = (0.07×σ+1)중량%인 합금으로 제조되고;
    * +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.05 중량% 내지 1.70 중량%인 합금으로 제조되는 기준에 따라서 선택되는 것을 특징으로 하는 연료 조립체의 제조 방법.
  2. 제 1 항에 있어서,
    0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 상기 구성요소들중 적어도 일부가 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.05×σ중량% 내지 Sn = (0.025×σ+1)중량%인 합금으로 제조되고;
    +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 상기 구성요소들중 적어도 일부가 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.50중량% 내지 1.25중량%인 합금으로 제조되는 것을 특징으로 하는 연료 조립체의 제조 방법.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 구성요소들로 제조될 상기 지르코늄 합금은 하기 기준 즉,
    - 전체 재결정 상태에 있거나 또는 50 중량% 보다 큰 범위로 재결정되는 구성요소들에 대해서,
    * -10 MPa 내지 -20 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = (-0.025×σ-0.25)중량% 내지 Sn = (-0.05×σ-0.25)중량%인 합금으로 제조되고;
    * 0 MPa 내지 -10 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 미량(traces) 내지 Sn = (0.025×σ+0.5)중량%인 합금으로 제조되고;
    * 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.05×σ중량% 내지 Sn = (0.12×σ+0.5)중량%인 합금으로 제조되고;
    * +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5 중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.50중량% 내지 1.70중량%인 합금으로 제조되는 기준에 따라서 선택되고;
    - 완화 상태(relaxed state)에 있거나 또는 50중량% 미만의 범위로 재결정되는 구성요소들에 대해서,
    * -10 MPa 내지 -20 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = (-0.05×σ-0.5)중량% 내지 Sn = -0.05×σ중량%인 합금으로 제조되고;
    * 0 MPa 내지 -10 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 미량(traces) 내지 Sn = (0.05×σ+1)중량%인 합금으로 제조되고;
    * 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.075×σ중량% 내지 Sn = (0.07×σ+1)중량%인 합금으로 제조되고;
    * 10 MPa 내지 20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.75중량% 내지 1.70중량%인 합금으로 제조되는 기준에 따라서 선택되는 것을 특징으로 하는 연료 조립체의 제조 방법.
  4. 제 3 항에 있어서,
    - 전체 재결정 상태에 있거나 또는 50중량% 보다 큰 범위로 재결정되는 구성요소들에 대해서,
    * 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.05×σ중량% 내지 Sn = (0.075×σ+ 0.5)중량%인 합금으로 제조되고;
    * +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.50중량% 내지 1.25중량%인 합금으로 제조되는 기준에 따라서 선택되고;
    - 완화 상태(relaxed state)에 있거나 또는 50중량% 미만의 범위로 재결정되는 구성요소들에 대해서,
    * 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.075×σ중량% 내지 Sn = (0.025×σ+ 1.0)중량%인 합금으로 제조되고;
    * +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.75중량% 내지 1.25중량%인 합금으로 제조되는 기준에 따라서 선택되는 것을 특징으로 하는 연료 조립체의 제조 방법.
  5. 제 4 항에 있어서,
    - 전체 재결정 상태에 있거나 또는 50중량% 보다 큰 범위로 재결정되는 구성요소들에 대해서,
    * -10 MPa 내지 -20 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = (-0.05×σ-0.5)중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20중량% 만큼 상이한 합금으로 제조되고;
    * 0 MPa 내지 -10 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 ≤0.15중량%인 합금으로 제조되고;
    * 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.1×σ중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20중량% 만큼 상이한 합금으로 제조되고;
    * +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.8 내지 1.2중량% 의 범위에 있는 합금으로 제조되고;
    - 완화 상태(relaxed state)에 있거나 또는 50중량% 미만의 범위로 재결정되는 구성요소들에 대해서,
    * -10 MPa 내지 -20 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = (-0.05×σ-0.25)중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20중량% 만큼 상이한 합금으로 제조되고;
    * 0 MPa 내지 -10 MPa의 축방향 또는 횡방향 압축 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = -0.025×σ중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20중량% 만큼 상이한 합금으로 제조되고;
    * 0 MPa 내지 +10 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 Sn = 0.1×σ중량%이거나 또는 이렇게 계산된 값과 ±20중량%만큼 상이한 합금으로 제조되고;
    * +10 MPa 내지 +20 MPa의 축방향 또는 횡방향 인장 응력(σ)을 받는 구성요소들중 적어도 일부 구성요소들이 Zr이 아닌 원소들의 함유량이 5중량%를 초과하지 않고 Sn 함유량이 0.8 내지 1.2중량% 의 범위에 있는 합금으로 제조되고,
    상기 Sn 함유량의 계산된 값이 0.1중량%보다 작을 때, 상기 Sn 함유량의 상한값으로서 0.15중량%가 취해지는 것을 특징으로 하는 연료 조립체의 제조 방법.
  6. 제 1 항 내지 제 5 항중 어느 한 항에 있어서,
    상기 구성요소들 중 적어도 일부 구성요소들은 Zr이 아닌 원소들의 전체 함유량이 3.5중량%를 초과하지 않는 것을 특징으로 하는 연료 조립체의 제조 방법.
  7. 제 1 항 내지 제 5 항중 어느 한 항에 있어서,
    상기 구성요소들 중 적어도 일부 구성요소들은 0.5 내지 3중량%의 Nb 함유량을 갖는 것을 특징으로 하는 연료 조립체의 제조 방법.
  8. 제 7 항에 있어서,
    상기 구성요소들 중 적어도 일부 구성요소들은 0.5 내지 3중량%의 Nb 함유량을 가지며 또한 Fe, Cr, Cu, V, 및 Ni 중에서 선택된 적어도 하나의 원소를 함유하며, 여기서 Fe+Cr+Ni+Cu+V는 0.03중량% 내지 0.5중량%인 것을 특징으로 하는 연료 조립체의 제조 방법.
  9. 축방향 또는 횡방향 압축 또는 인장 응력(σ)을 받는 Zr 합금으로 제조된 구조적 구성요소들을 포함하는 경수원자로용 연료 조립체에 있어서,
    상기 구성요소들은 제 1 항 내지 제 5 항중 어느 한 항에 따른 방법을 적용함으로써 선택된 합금들로 제조되는 것을 특징으로 하는 연료 조립체.
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Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107847909A (zh) * 2015-06-02 2018-03-27 麻省理工学院 活性铝燃料

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0802264A1 (fr) * 1996-04-16 1997-10-22 Compagnie Européenne du Zirconium CEZUS Alliage à base de zirconium résistant au fluage et à la corrosion par l'eau et la vapeur, procédé de fabrication, et utilisation dans un réacteur nucléaire
KR19990069103A (ko) * 1998-02-04 1999-09-06 이종훈 우수한 부식 저항성과 고강도를 갖는 지르코늄 합금 조성물

Family Cites Families (43)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3769159A (en) * 1968-06-24 1973-10-30 Combustion Eng Fuel element grid support for nuclear reactor
US3791466A (en) * 1969-05-19 1974-02-12 Westinghouse Electric Corp Low parasitic capture fuel assembly structure
US3770583A (en) * 1971-05-20 1973-11-06 Combustion Eng Fuel assembly hold-down device
FR2219978B1 (ko) * 1973-03-02 1976-04-30 Commissariat Energie Atomique
US4197145A (en) * 1974-12-23 1980-04-08 General Electric Company Zirconium-base alloy structural component for nuclear reactor and method
US4058436A (en) * 1975-12-05 1977-11-15 Combustion Engineering Inc. Nuclear reactor seismic fuel assembly grid
US4212686A (en) * 1978-03-03 1980-07-15 Ab Atomenergi Zirconium alloys
US4295935A (en) * 1979-03-29 1981-10-20 Combustion Engineering, Inc. Bimetallic spacer means for a nuclear fuel assembly
FR2479536A1 (fr) * 1980-03-26 1981-10-02 Commissariat Energie Atomique Perfectionnements aux tubes guides des assemblages combustibles pour reacteur nucleaire et procede de demontage de ces tubes guides
US4418036A (en) * 1980-12-16 1983-11-29 Westinghouse Electric Corp. Fuel assembly for a nuclear reactor
US4717434A (en) * 1982-01-29 1988-01-05 Westinghouse Electric Corp. Zirconium alloy products
US4584030A (en) * 1982-01-29 1986-04-22 Westinghouse Electric Corp. Zirconium alloy products and fabrication processes
US4707330A (en) * 1985-01-08 1987-11-17 Westinghouse Electric Corp. Zirconium metal matrix-silicon carbide composite nuclear reactor components
US4678632A (en) * 1985-06-05 1987-07-07 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly grid with predetermined grain orientation
US4879093A (en) * 1988-06-10 1989-11-07 Combustion Engineering, Inc. Ductile irradiated zirconium alloy
FR2642215B1 (fr) * 1989-01-23 1992-10-02 Framatome Sa Crayon pour assemblage combustible d'un reacteur nucleaire resistant a la corrosion et a l'usure
US4986957A (en) * 1989-05-25 1991-01-22 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron
US5073336A (en) * 1989-05-25 1991-12-17 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron
US5026516A (en) * 1989-05-25 1991-06-25 General Electric Company Corrosion resistant cladding for nuclear fuel rods
US5245645A (en) * 1991-02-04 1993-09-14 Siemens Aktiengesellschaft Structural part for a nuclear reactor fuel assembly and method for producing this structural part
US5130083A (en) * 1991-08-15 1992-07-14 General Electric Company Hydride resistant spacer formed from interlocking strips
FI923892A (fi) * 1991-09-16 1993-03-17 Siemens Power Corp Strukturella element foer en kaernreaktors braenslestavsmontering
US5190721A (en) * 1991-12-23 1993-03-02 General Electric Company Zirconium-bismuth-niobium alloy for nuclear fuel cladding barrier
FR2686445B1 (fr) * 1992-01-17 1994-04-08 Framatome Sa Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de la gaine d'un tel crayon.
DE9206038U1 (ko) * 1992-02-28 1992-07-16 Siemens Ag, 8000 Muenchen, De
US5267290A (en) * 1992-06-30 1993-11-30 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy absorber layer
US5267284A (en) * 1992-06-30 1993-11-30 Combustion Engineering Inc. Zirconium alloy containing isotopic erbium
US5278882A (en) * 1992-12-30 1994-01-11 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with superior corrosion resistance
CN1071797C (zh) * 1994-08-31 2001-09-26 Abb燃烧工程核力公司 含有钨和镍的锆合金
US5699396A (en) * 1994-11-21 1997-12-16 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloy for extended-life fuel cladding
FR2737335B1 (fr) * 1995-07-27 1997-10-10 Framatome Sa Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube
JPH10273746A (ja) * 1997-01-28 1998-10-13 Sumitomo Metal Ind Ltd 冷間加工性と耐食性に優れたジルコニウム合金、この合金を用いた核燃料被覆用二重管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
US5854818A (en) * 1997-08-28 1998-12-29 Siemens Power Corporation Zirconium tin iron alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
JPH11194189A (ja) * 1997-10-13 1999-07-21 Mitsubishi Materials Corp 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
CN1087037C (zh) * 1998-02-04 2002-07-03 韩国原子力研究所 用作燃料棒包覆层的新型锆合金
FR2799210B1 (fr) * 1999-09-30 2001-11-30 Framatome Sa Alliage a base de zirconium et procede de fabrication de composant pour assemblage de combustible nucleaire en un tel alliage
KR100441562B1 (ko) * 2001-05-07 2004-07-23 한국수력원자력 주식회사 우수한 내식성과 기계적 특성을 갖는 지르코늄 합금핵연료 피복관 및 그 제조 방법
DE10146128B4 (de) * 2001-09-19 2005-03-03 Framatome Anp Gmbh Brennelement für einen Druckwasserreaktor
US8043448B2 (en) * 2004-09-08 2011-10-25 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Non-heat treated zirconium alloy fuel cladding and a method of manufacturing the same
KR100733701B1 (ko) 2005-02-07 2007-06-28 한국원자력연구원 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0802264A1 (fr) * 1996-04-16 1997-10-22 Compagnie Européenne du Zirconium CEZUS Alliage à base de zirconium résistant au fluage et à la corrosion par l'eau et la vapeur, procédé de fabrication, et utilisation dans un réacteur nucléaire
JPH1068033A (ja) * 1996-04-16 1998-03-10 Europ Du Zirconium Cezus:Co 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
KR19990069103A (ko) * 1998-02-04 1999-09-06 이종훈 우수한 부식 저항성과 고강도를 갖는 지르코늄 합금 조성물

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