KR20010001111A

KR20010001111A - 우수한 내부식 및 저수소흡수성, 고강도를 갖는 지르코늄 (Ｚｒ)-니오븀(Ｎｂ)-주석(Ｓｎ)-철(Ｆｅ)-산소(Ｏ) 합금 및그 제조방법

Info

Publication number: KR20010001111A
Application number: KR1019990020119A
Authority: KR
Inventors: 김영석; 임경수; 김성수
Original assignee: 장인순; 한국원자력연구소; 이종훈; 한국전력공사
Priority date: 1999-06-02
Filing date: 1999-06-02
Publication date: 2001-01-05
Also published as: KR100409244B1

Abstract

본 발명은 우수한 내부식 및 저수소흡수성, 고강도를 갖는 지르코늄(Zr)-니오븀(Nb)-주석(Sn)-철(Fe)-산소(O) 합금 및 그 제조방법에 관한 것으로, 그 목적은 가압중수로 압력관용 재료 뿐만 아니라 가압 경수로 및 중수로용 핵연료 피복관 재료, 안내관 및 지지격자 재료로 사용하기에 적당한 높은 기계적 강도, 우수한 부식저항성 및 저 수소흡수성을 갖는 합금 및 그 제조방법을 제공하는데 있다.

본 발명은 0.5-1.5 wt.%니오븀(Nb)과, 0.8-1.6 wt.%주석(Sn)과, 0.2-0.6 wt.%철(Fe)과, 0.08-0.13 wt.%산소(O)와 나머지는 지르코늄(Zr)으로 조성되고, 이 조성물 합금을 800-850℃에서의 60% 이상의 열간가공을 통하여 매우 미세한 α-Zr 입자를 형성시키고, 냉간가공 및 400-450℃에서의 최종열처리를 통하여 지르코늄합금의 강도를 원하는 수준으로 조절할 수 있도록 한 것을 발명의 요지로 한다.

Description

우수한 내부식 및 저수소흡수성, 고강도를 갖는 지르코늄(Ｚｒ)-니오븀(Ｎｂ)-주석(Ｓｎ)-철(Ｆｅ)-산소(Ｏ) 합금 및 그 제조방법{Process for manufacturing a Zr-Nb-Sn-Fe-O alloy with high corrosion resistance,lowhydrogen pick-up rate and high strength, and articles resulting therefrom}

본 발명은 우수한 내부식 및 저수소흡수성, 고강도를 갖는 지르콘늄(Zr)-0.5-1.5wt.%니오븀(Nb)-0.8-1.6wt.%주석(Sn)-0.2-0.6wt.%철(Fe)-0.08-0.13 wt.%산소(O) 합금 및 그 제조방법에 관한 것으로, 더 자세하게는 본 발명은 가압중수로 압력관용 재료뿐만 아니라 가압 경수로 및 중수로용 핵연료 피복관 재료, 안내관 및 지지격자 재료로 사용되는 내부식성 지르코늄 합금 및 그 제조방법에 관한 것이다.

일반적으로 지르코늄합금은 매우 낮은 중성자 흡수단면적, 우수한 고온강도 아울러 우수한 내부식 특성으로 원자력발전소의 노심재료로 사용되고 있다.

예를 들면, 가압 중수로용 압력관 재료, 가압 경수로 및 중수로 형 원자력발전소의 핵연료 피복관, 안내관 및 지지격자 재료에 사용되고 있다.

그러나 이들 노심재료의 주요 핵심 부품인 지르코늄합금은 고속의 중성자 조사 및 고온의 냉각재 속에 운전되기에, 길이 성장, 직경크립 및 새깅 등과 같은 제원의 변경, 고온, 고압 물에서의 부식 및 이때 동반되는 수소흡수로 인하여 딜레이드 하이드라이드 크래킹(delayed hydride cracking) 및 파괴인성의 저하로 인하여, 이들 지르코늄합금의 노심 부품이 파손되는 사례가 빈번히 발생하고 있다.

특히, 원자력발전소의 발전 효율을 높이기 위한 하나의 방안으로 제시되고 있고 현재 시행 중인 고출력, 고 연소도 및 장주기 운전은 더욱 더 내부식성 및 저수소흡수성 지르코늄 합금의 개발을 요구하고 있다.

본 발명이 속하는 분야의 선행기술에 대한 설명은 다음과 같다.

가압 경수로용 핵연료 피복관 재료인 Zircaloy-4는, 고연소도, 중주기 운전으로 인하여, 심각한 부식을 보임에 따라, 피복관의 부식이 핵연료피복관의 수명을 제어하는 주요 인자로 대두되었다.

상기 부식이 지르코늄합금의 노심재료의 건전성에 문제가 되는 근본적인 이유는 부식이 점차 진행됨에 따라 수소가 지르코늄합금 내부로 흡수되고 많은 양이 수소가 침투되면 취성의 지르코늄수화물이 석출되고 이것이 지르코늄합금을 취화시켜 건전성을 해치기 때문이다.

따라서, 부식저항성 뿐만 아니라 저수소흡수성도 매우 중요하다.

특히, 본원 발명자 등의 연구(Phenomenological study of in-reactor corrosion of Zircaloy-4 in Pressurized Water Reactors, 10th Inter. Symp. on Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 1245, eds. by Garde and Bradley, pp. 745-759)에 따르면 고연소도에서 일어나는 부식가속화의 주 원인은 핵연료피복관 표면에 석출하는 수화물이므로, 고연소도에서 일어나는 부식가속화 현상을 제어하기 위하여는 저수소흡수성이 반드시 요구된다.

이러한 낮은 수소흡수성은 특히 가압중수로용 압력관에서도 매우 중요한 인자이다.

압력관의 파손을 일으키는 가장 중요한 현상은 딜레이드 하이드라이드 크래킹(delayed hydride cracking)으로, 이것도 부식에 따라 수소가 압력관 내부로 흡수되고 흡수된 수소가 압력관표면에 형성된 결함과 같은 인장응력부위로 이동하여 수화물로서 석출하기 때문에 일어나는 현상으로, 수소흡수율에 따라 딜레이드 하이드라이드 크래킹(delayed hydride crakcing)의 저항성도 변화된다.

따라서 핵연료피복관이던 압력관이던 간에, 지르코늄합금의 제조공정을 개선하거나 아니면 합금의 조성을 제어하여, 즉 새로운 합금을 개발하여, 내부식성 과 더불어 수소흡수를 억제할 수 있는 방안을 찾기 위한 연구가 많이 진행되어왔다.

미국 특허(US Pat. 4,649,023)에 의하면 Zr에 0.5-2 wt.% Nb, 1.5 wt.% 이하의 Sn 및 0.15 wt.% 이하의 Fe, Cr, Mo, V, Cu, Ni 및 W의 하나의 원소를 첨가한 합금을 베타 ??칭(beta-quenching), 650 ℃ 이하에서 압출, 냉간가공 및 650 ℃ 미만에서 중간열처리 과정을 4번 반복하는 공정으로 제조되면 우수한 내부식성을 갖는다고 제시하고 있다.

니쿨리나 등(Nikulina et al)의 연구(Zirconium Alloy E635 as a Material for Fuel rod Cladding and Other Components of VVER and RBMK Cores, 11th Inter. Symp. on Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 1295, eds. by Bradley and Sabol, pp. 788-803)에 따르면, Zr에 0.95-1.05 wt.%Nb, 1.2-1.3 wt.% Sn, 0.34-0.4 wt.% Fe을 첨가한 합금의 잉곳을 900-1070℃에서 β열처리 후 수냉을 하고, 600-650℃에서 α-프레싱을 하고 냉간가공 및 중간열처리 (열처리 온도는 560-620℃) 과정을 3-4번 거친 후 560-620℃에서 최종열처리를 하면 매우 우수한 내부식성을 갖는다고 제시하고 있다.

체들 등(Cheadle et. al)의 연구(Development of Texture and Structure in Zr-2.5 wt.% Nb extruded Tube", Canadian Metallurgical Quarterly, vol. 11, 1972, pp. 121-127)에 따르면, 중수로용 Zr-2.5wt.% Nb 압력관은 815℃에서 압출 후 20-25%의 냉간가공 후 400℃에서 24 시간 열처리하여 제조하여 우수한 부식 저항성을 보인다.

상기 기존의 핵연료피복관 재료인 Zircaloy-4 보다 내식성이 우수하고 아울러 고강도의 지르코늄합금으로 Zr-Nb 합금과 Zr-Nb-Sn 합금이 제시되고 있는 실정이다.

그러나 니오븀을 포함한 지르코늄합금은 Zircaloy-4와는 달리 α-Zr의 단일 상이 아니고 β-Zr 및 β-Nb이 α-Zr상과 혼재하기 때문에 제조공정에 따른 특성의 변화가 매우 극적으로 변화된다.

달리 말해, 제조공정에 따라 동일 조성의 합금이라도 합금의 부식 특성이 매우 달라진다는 것이다.

즉, 중수로용 압력관 재료인 Zr-2.5 wt.% Nb 합금은 내부식성, 낮은 중성자 흡수성 및 고온에서도 우수한 강도로 사용되어왔으나, 부식 시 수반되는 수소의 일부가 Zr-2.5 wt.% Nb 압력관에 흡수되어 표면결함과 같은 인장응력이 작용하는 곳으로 확산되어가 지르코늄 수화물을 석출시켜 크랙이 성장하는 소위 딜레이드 하이드라이드 크래킹(delayed hydride cracking)으로, 압력관이 파손되는 사례가 발생하고 있다.

이외에도 자중 때문에 쉽게 압력관이 주저앉아 압력관을 둘러싸고 있는 캘란드리아관과 접촉하게 되고 온도가 낮은 접촉점으로 수소가 집중되어 수화물이 형성되면서 부풀어올라 압력관이 파손되는 문제점이 상존하고 있다.

이러한 문제점을 해결하기 위해서는 내부식성을 증대시킴과 동시에 수소흡수를 억제하고 아울러 강도를 증가시켜 압력관의 쳐짐을 방지하여 캘란드리아관과의 접촉을 억제하는 것이다.

핵연료피복관으로 사용되는 Zircaloy-4는 평균 봉 연소도 55,000 MWD/KgU이상으로 커지게 되면 과도하게 부식속도가 커지는 일종의 부식가속화 현상을 보인다는 단점이 있다.

따라서, 60,000 MWD/KgU의 고연소도 운전이 가능하기 위해서는 Zircaloy-4보다 내부식성이 우수하고 동시에 수소흡수률이 낮아 수화물에 의한 부식가속화 현상을 억제할 수 있는 합금개발이 요구된다.

상기와 같은 문제점을 해결하기 위한 본 발명의 목적은 우수한 부식 저항성뿐만 아니라 우수한 기계적 강도 및 크립 저항성을 필요로 하는 전 산업분야에 넓게 사용될 수 있는 것으로서, 특히 우수한 부식 저항성을 필요로 하는 원자로 압력관 및 핵연료 피복관 재료로 사용될 수 있는 지르코늄 합금을 개발하는데 있다.

도 1 은 본 발명의 제조공정도이고,

도 2는 본 발명 제조공정에 따른 특성비교를 위하여 사용된 P2 및 P3의 제조공정도이며,

도 3 은 본 발명 Zr-1wt%Nb-1.6wt%Sn-0.4wt%Fe-0.08wt%O 합금의 미세조직도 이고,

도 4a 는 본 발명 제조공정에 따른 Zr-1wt%Nb-1.6wt%Sn-0.4wt%Fe-0.08wt%O 합금의 항복강도, 인장강도 및 연신율 비교도(상온)

도 4b 는 본 발명 제조공정에 따른 Zr-1wt%Nb-1.6wt%Sn-0.4wt%Fe-0.08wt%O 합금의 항복강도, 인장강도 및 연신율 비교도(300 ℃)

도 5는 본 발명 공정에 따른 Zr-1Nb-1.6Sn-0.4Fe-0.08O 합금의 350℃, 물에서의 부식비교도이고,

도 6은 본 발명 공정에 따른 Zr-1Nb-1.6Sn-0.4Fe-0.08O 합금의 400℃, 수증기에서의 부식비교도이며,

도 7은 본 발명 Zr-1wt%Nb-1.6wt%Sn-0.4wt%Fe-0.08wt%O 합금의 400℃에서 225일 부식시험 후 공정에 따른 수소흡수율(%)비교도 이다.

상기한 바와 같은 목적을 달성하고 종래의 결점을 제거하기 위한 과제를 수행하는 본 발명의 실시예인 구성과 그 작용을 첨부도면에 연계시켜 상세히 설명하면 다음과 같다.

본 발명은 중수로용 압력관 및 원자력발전소의 핵연료피복관 재료로 사용될 수 있는 내부식/저수소흡수성 및 고강도의 지르코늄 합금 및 그 제조방법에 관한 것이다.

상기 본 발명 지르코늄 합금의 조성범위는 (0.5-1.5 wt.%)Nb, (0.8-1.6 wt.%)Sn, (0.2-0.6 wt.%)Fe, (0.08-0.13 wt.%)O, 나머지는 Zr으로 조성된다.

상기 지르코늄 합금의 수소흡수율은 7.5% 이하이다.

앞서 설명한 바와 같이 중수로용 압력관 재료인 Zr-2.5 wt.% Nb 합금은 내부식성, 낮은 중성자 흡수성 및 고온에서도 우수한 강도로 사용되어왔으나, 부식 시 수반되는 수소의 일부가 Zr-2.5 wt.% Nb 압력관에 흡수되어 표면결함과 같은 인장응력이 작용하는 곳으로 확산되어가 지르코늄 수화물을 석출시켜 크랙이 성장하는 소위 딜레이드 하이드라이드 크래킹(delayed hydride cracking)으로, 압력관이 파손되는 사례가 발생하고 있다.

핵연료피복관으로 사용되는 Zircaloy-4는 평균 봉 연소도 55,000 MWD/KgU이상으로 커지게 되면 과도하게 부식속도가 커지는 일종의 부식가속화 현상을 보인다.

따라서, 60,000 MWD/KgU의 고연소도 운전이 가능하기 위해서는 Zircaloy-4보다 내부식성이 우수하고 동시에 수소흡수율이 낮아 수화물에 의한 부식가속화 현상을 억제할 수 있는 합금개발이 요구된다.

이를 해결하기 위해서, 지르코늄합금에 거의 완전 고용되어 효과적인 고용 강화제인 Sn 및 산소를 첨가하고 Fe를 첨가하여 지르코늄과의 금속간 화합물 형성으로 석출강화를 일으켜 강도 특히 크립강도를 증대시키고, 아울러 Nb의 양을 1 wt.% 정도로 감소시켜 부식성을 증대시킨 지르코늄합금을 선정하였다.

아울러 α-Zr과 β-Zr의 혼합상의 미세조직을 갖도록 미세조직을 제어하여 낮은 수소흡수율을 갖도록 하였다.

기본적으로 본 발명 합금은 합금조성 관점에서는 Nikulina가 개발한 E635 합금과 유사하지만 산소량이 0.08-0.13 wt.%으로 많아 E635 합금보다 높은 기계적 강도가 기대된다.

본 발명 0.5-1.5 wt.%Nb, 0.8-1.6 wt.%Sn, 0.2-0.6 wt.% Fe, 0.08-0.13 wt% O 및 나머지는 지르코늄으로 조성되는 합금의 제조 방법은 a) 상기 조성물을 이용하여 잉곳(Ingot)을 제조하는 진공용해공정과, (b) 진공 용해 후 60분 이내로 980∼1100℃로 균질화처리하는 공정과, c) 균질화처리 후 매우 미세한 α-Zr 및 β-Zr (폭 1.0 μm 미만) 입자를 형성시키기 위하여 15-60분 동안 800-850℃에서 예열 후 60%이상 열간압연하는 공정과, d) 열간압연 후 다시 30%이상 냉간압연하는 공정과, e) 냉간압연하여 성형시킨 후 1 - 24시간 동안 400- 450 ℃로 최종열처리하여 지르코늄합금의 강도를 원하는 수준으로 조절하는 단계를 거쳐 제조되는 우수한 내부식성을 갖은 합금이다.

상기 본 발명 조성물의 각 원소에 대한 한정 이유는 다음과 같다.

상기 Nb의 첨가량은 0.5-1.5 wt.%인데, 그 한정이유는 Nb을 1.5 wt.% 이상 첨가하면 내부식성이 떨어지고 0.5% 이하이면 강도가 떨어지기 때문이며, 본 발명에서는 0.5-1.5 wt.%로 한정하였으며 바람직하게는 1 wt.%이다.

상기 Sn의 첨가량은 0.8-1.6 wt.%인데, 그 한정이유는 Sn이 1.6 wt.% 이상이면 내부식성이 급격하게 나빠지고, 0.8 이하이면 Sn에 의한 고용강화에 의한 강도 효과가 없어져 강도가 감소된다. 따라서, 본 발명에서는 0.8-1.6 wt.%로 한정하였으며 바람직하게는 1.0 wt.%이다.

상기 Fe의 첨가량은 0.2-0.6 wt.%인데, Fe는 Zr 함께 금속간 화합물을 형성하여 석출강화를 일으키고 동시에 지르코늄의 자체확산을 가속화시켜 조사성장을 억제하는 효과를 갖고 있다. 따라서 Fe가 0.6 wt.% 이상이면 강도가 매우 커져 가공성이 나빠지는 단점이 있고, 0.2 wt.% 이하이면 석출강화 효과 및 조사성장 억제효과가 별 효력이 없고 아울러 내부식성이 0.2 wt. 이하에서는 감소되기에, 본 발명에서는 0.2-0.6 wt.%로 한정하였으며 바람직하게는 0.4 wt.%이다.

상기 O의 첨가량은 0.08-0.13 wt.%인데, 그 한정이유는 일반적으로 O는 지르코늄 기지상의 강도를 증대시키는데 있어서 가장 효율적인 합금원소로서, 산소량이 0.13 wt.% 이상으로 많아지면 강도가 커져 가공성이 매우 나빠지고, 0.08 wt.% 이하이면 산소에 의한 강도 증가 효과가 매우 급격하게 감소되는 성질로 인하여, 본 발명에서는 0.08-0.13 wt.%로 한정하였으며 바람직하게는 0.11 wt.%이다.

이하 본원 발명의 실시예는 본원 발명을 예시한 것으로서 본원 발명의 내용을 한정하는 것은 아니다.

[실시예 1]

Zr-(0.5-1.5 wt.%)Nb-(0.8-1.6 wt.%)Sn-(0.2-0.6 wt.%)Fe-(0.08-0.13 wt.%)O의 조성 합금을 사용하여 다음과 같은 제조공정으로 지르코늄 관을 제조하였다.

a)잉곳을 제조하는 진공용해하는 공정과, b)30분동안 1050℃로 균질화 처리하는 공정과, c) 30분 동안 850℃로 예열 후 70% 열간압연하는 공정과, d) 30% 냉간압연하는 공정과, f) 24시간 동안 450℃로 최종열처리하는 단계를 거쳐 제조된다.

본 발명의 제조방법을 보다 자세히 설명하면 다음과 같다.

현재 사용되고 있는 압력관 제조공정은 열간압출과 냉간인발공정을 포함한다. 본 실험합금의 제조에 있어서 그와 같은 동일한 공정을 시행하여 관 형태로 제조하기는 현실적으로 어려운 문제이기 때문에 그 대안으로써 실제 공정과 유사한 가공법을 적용하였다. 즉, 현행의 열간압출은 열간압연으로 그리고 냉간인발은 냉간압연공정으로 대체하였다.

잉곳의 용해는 진공아크용해 장비를 이용하였으며, 4차례의 진공아크용해를 거쳐 300-350g의 잉곳을 제작하였다. 잉곳의 성분을 습식분석법으로 분석하였으며, 그 결과를 표1에 나타냈다.

표1. 합금의 화학조성( wt.%)

시편	Nb	Sn	Fe	O	Zr
ZiNA1ZiNA2ZiNA3ZiNA4	1.00.81.11.2	1.51.61.51.0	0.40.40.30.5	.08.12.95.13	bal.bal.bal.bal.

고온에서의 열처리 및 열간압연시 시편의 산화를 최소화하고자 2mm 두께의 SUS 304 판재로 단추형의 잉곳을 감싼 후, 10^-3torr이상의 진공도로 유지된 열처리로에서 1050℃에서 30분간 잉곳을 열처리한 후, 수냉시켰다.

9mm 두께의 잉곳을 850℃에서 30분간 가열 후 열간압연을 하였으며, 2패스(pass)에 걸쳐 약 70%의 두께 감소율을 얻어지도록 열간압연을 하였다.

1 패스 거친 후에는 다시 850℃에서 15분간 가열하였다.

열간압연 후에는 SUS 304 판재를 제거하고 표면을 산세로 세척하였다.

표면이 깨끗이 세척된 판재를 냉간압연하여 두께를 감소시켰다.

최종적으로 최종 판재의 두께는 평균 1.8 mm이었다.

상기의 제조공정을 거쳐서 제조한 관에 대하여 미세조직, 상온 및 고온 인장강도, 350 및 400℃에서의 부식성 및 수소흡수률을 조사하였다.

본 제조방법의 우수성을 입증하고자, 도 2에 도시된 바와 같이 Nikulina 등이 제시한 방법과 유사한 제조방법(P2) 그리고 US Patent 4,649,023에 제시된 방법과 유사한 제조방법(P3)으로 관을 제조하여 동일한 조건에서 인장시험 및 부식시험을 수행하여 이들의 특성을 표 2에 나타냈다.

표2. 제조공정에 따른 Zr-1Nb-1.6Sn-0.4Fe-0.8O 합금의 특성 비교

도 3은 도 1에 제시된 제조방법으로 제조된 합성물의 미세조직을 나타낸다.

압연방향으로 길게 늘어진 α-Zr 입자들이 잘 나타나있으며, α-Zr 입자내에는 매우 많은 수의 전위가 관찰되며 전위들의 구성된 아입자(sub-grains)들이 관찰된다.

도 4a,b는 본 발명 제조방법에 따른 상온 및 300℃에서의 항복강도, 인장강도 및 연신률을 보여준다.

가장 높은 강도를 보이는 제조공정은 P2 공정이었으며, 본 발명 제조방법인 도 1의 P1 공정은 높은 연신률과 아울러 비교적 높은 강도를 보인다.

도 5, 6은 350℃, 물에서 그리고 400℃, 수증기에서 부식실험 결과를 각각 보여준다.

상기 350℃, 물에서 그리고 400℃, 수증기에서 모두 본 발명 제조공정으로 제조된 지르코늄합금이 가장 낮은 부식저항성을 보였다.

도 7은 400℃, 수증기 조건에서 225일 부식시험 후 측정된 Zr-1Nb-1.6Sn-0.4Fe-0.08O 합금의 수소흡수율을 보여주는데, 도 1에 나타낸 본 발명(P1) 공정이 다른 공정에 비하여 매우 낮은 7% 정도의 수소흡수율을 보여준다. 따라서 기존 Zircaloy-4 합금이 대략 18-25%의 높은 수소흡수률을 감안한다면, 도 7에서 보여주는 7%의 수소흡수률은 매우 낮은 수치이다. 따라서 도 5 내지 7에 제시된 결과를 토대로 볼 때, 본 발명(P1)공정은 우수한 내부식성과 더불어 낮은 수소흡수율의 지르코늄합금을 제조하는 공정이다.

상기와 같은 본 발명은 우수한 내부식/저수소흡수성 및 고강도의 Zr-(0.5-1.5 wt.%)Nb-(0.8-1.6 wt.%)Sn-(0.2-0.6 wt.%)Fe-(0.08-0.13 wt.%)O 합금 및 그 제조방법에 관한 것으로, 본 발명 제조방법에 따른 합금은 다른 제조방법에 비하여 매우 우수한 내부식/저수소흡수성을 가지는 합금이며,

또한 본 발명 제조방법으로 제조된 합금은 비교적 높은 강도를 나타내기에, 고강도 및 내부식/저수소흡수성의 지르코늄합금을 제조하는데 가장 효율적인 제조방법이다.

따라서, 본 발명은 우수한 부식 저항성뿐만 아니라 우수한 기계적 강도 및 크립 저항성을 필요로 하는 전 산업분야에 넓게 사용될 수 있는 것으며, 특히 우수한 부식 저항성을 필요로 하는 원자로 압력관, 핵연료 피복관 재료, 안내관 재료 및 지지격자 재료로 사용될 수 있는 등의 효과가 있다.

본 발명 합금은 저부식성 뿐만 아니라 저수소흡수성으로 고연소도 운전시 핵연료피복관의 건전성에 심각한 문제점인 수화물 석출로 인한 핵연료피복관의 취화를 억제하는 효과가 기대된다. 특히 60,000 MWD/MTU 이상의 고연소도에서도, 저부식 뿐만 아니라 낮은 수소흡수로, 수화물로 인한 취성이 억제되고 충분한 연성을 유지할 수 있어 본 발명 합금으로 제조된 피복관은 충분히 높은 고연소도까지 운전이 가능케 하여, 핵연료주기비를 절감해주는 효과가 기대된다.

아울러 본 발명 합금으로 제조된 가압중수로용 압력관은 낮은 부식저항성, 저수소흡수성 및 충분히 높은 강도로 인하여 지금까지 현재 가동되고 있는 중수로압력관이 겪었던 수소로 인한 압력관 파손 예를 들면 딜레이드 하이드라이드 크래킹에 의한 압력관 파손은 거의 없을 것으로 예측되며 아울러 Fe의 첨가는 압력관의 길어성장을 억제하여 압력관의 수명을 30년 이상으로 증대시켜주는 효과가 기대된다. 특히 핵연료집합체를 지지하는 지지격자인 경우, 고연소도에서는 중성자 선량에 따라 길이가 많이 성장하여 고연소도에서 지지격자의 제 기능을 제대로 발휘하자 못한다. 따라서 Fe를 첨가한 본 발명 합금의 지지격자는 고연소도의 높은 중성자 선량에서도 길이성장이 거의 없기에 고연소도용 지지격자로 매우 적합한 재료로 기대된다.

Claims

지르코늄합금에 있어서,

0.5-1.5 wt.%니오븀(Nb)과, 0.8-1.6 wt.%주석(Sn)과, 0.2-0.6 wt.%철(Fe)과, 0.08-0.13 wt.%산소(O)와 나머지는 지르코늄(Zr)으로 조성되고, 수소흡수율이 7.5% 이하인 것을 특징으로 하는 우수한 내부식 및 저수소흡수성, 고강도를 갖는 지르코늄(Zr)-니오븀(Nb)-주석(Sn)-철(Fe)-산소(O) 합금.
지르코늄합금의 제조방법에 있어서,

0.5∼1.5 wt.%니오븀(Nb)과, 0.8∼1.6 wt.%주석(Sn)과, 0.2∼0.6 wt.%철(Fe)과, 0.08∼0.13 wt.%산소(O)와 나머지는 지르코늄(Zr)으로 조성되는 합금조성물을 가지고 (a)잉곳(Ingot)을 진공용해로 제조하는 공정과, b) 진공 용해 후 60분 이내로 980∼1100℃에서 균질화처리하는 공정과, d) 균질화처리 후 매우 미세한 α-Zr 및 β-Zr 입자를 형성시키기 위하여 15∼60 분 동안 800-850℃에서 예열 후 60%이상 열간압연하는 공정과, e) 열간압연 후 다시 30%이상 냉간압연하는 공정과, f) 냉간압연하여 성형시킨 후 1 - 24시간 동안 400∼450 ℃로 최종열처리하는 단계를 거쳐 제조되는 것을 특징으로 하는 우수한 내부식 및 저수소흡수성, 고강도를 갖는 지르코늄(Zr)-니오븀(Nb)-주석(Sn)-철(Fe)-산소(O) 합금의 제조방법.
제 2항에 있어서, 상기 α-Zr 입자와 β-Zr 입자의 폭은 1.0 μm 이하인 것을 특징으로 하는 우수한 내부식 및 저수소흡수성, 고강도를 갖는 지르코늄(Zr)-니오븀(Nb)-주석(Sn)-철(Fe)-산소(O) 합금의 제조방법.