KR20020060187A - 지르코늄계 합금, 및 이를 사용한 핵 연료 어셈블리용부재의 제조방법 - Google Patents

지르코늄계 합금, 및 이를 사용한 핵 연료 어셈블리용부재의 제조방법 Download PDF

Info

Publication number
KR20020060187A
KR20020060187A KR1020027004181A KR20027004181A KR20020060187A KR 20020060187 A KR20020060187 A KR 20020060187A KR 1020027004181 A KR1020027004181 A KR 1020027004181A KR 20027004181 A KR20027004181 A KR 20027004181A KR 20020060187 A KR20020060187 A KR 20020060187A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
less
ppm
niobium
iron
content
Prior art date
Application number
KR1020027004181A
Other languages
English (en)
Other versions
KR100688924B1 (ko
Inventor
샤르께다니엘
마르동장-폴
세네바장
Original Assignee
프라마톰므 아엔페
세쥐스
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 프라마톰므 아엔페, 세쥐스 filed Critical 프라마톰므 아엔페
Publication of KR20020060187A publication Critical patent/KR20020060187A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR100688924B1 publication Critical patent/KR100688924B1/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
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22CALLOYS
    • C22C16/00Alloys based on zirconium
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22FCHANGING THE PHYSICAL STRUCTURE OF NON-FERROUS METALS AND NON-FERROUS ALLOYS
    • C22F1/00Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working
    • C22F1/16Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working of other metals or alloys based thereon
    • C22F1/18High-melting or refractory metals or alloys based thereon
    • C22F1/186High-melting or refractory metals or alloys based thereon of zirconium or alloys based thereon
    • 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

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Heat Treatment Of Steel (AREA)
  • Powder Metallurgy (AREA)
  • Catalysts (AREA)
  • Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
  • Production Of Liquid Hydrocarbon Mixture For Refining Petroleum (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명은 불가피한 불순물 이외에, 철 0.02 내지 1중량%, 니오븀 0.8 내지 2.3중량%, 주석 2000ppm 미만, 산소 2000ppm 미만, 탄소 100ppm 미만, 황 5 내지 35ppm 및 전체 크롬 및/또는 바나듐 0.25중량% 미만을 함유하는 지르코늄 합금에 관한 것이다. 니오븀 함량 대 크롬 및/또는 바나듐 함량에 의해 임의로 보충된 철 함량 비는 3 미만이다. 본 발명은 핵 반응기 부재에 적용할 수 있다.

Description

지르코늄계 합금, 및 이를 사용한 핵 연료 어셈블리용 부재의 제조방법{Zirconium based alloy and method for making a component for nuclear fuel assembly with same}
본 발명은 핵 연료봉 피복물 또는 어셈블리용 유도 튜브와 같은 핵 경수로에 유용한 핵 연료 어셈블리용 부재를 구성하는 지르코늄계 합금, 또는 심지어 격자판과 같은 평면형 제품에 관한 것이다.
본 발명은 독점적이지는 않으나, 높은 리튬 함량과, 가능하게는, 비등 위험의 결과로서, 부식 위험성이 특히 높은 가압수 반응기용으로 고안된 연료봉 피복물 튜브의 제조 분야 및 이러한 반응기의 연료 어셈블리용 구조 부재용으로 사용되는 스트립 재료 분야에 특히 중요하게 적용된다. 본 발명은 또한 상기 부재를 제조하는 방법도 제안한다.
PCT 제FR1999/00737호에는, 불가피한 불순물 이외에, 전체 철, 한편 크롬 및 바나듐으로 구성된 그룹으로 이루어진 하나 이상의 원소 0.03 내지 0.25중량%, 한편 니오븀 0.8 내지 1.3중량%, 주석 2000ppm 미만, 산소 500 내지 2000ppm, 탄소 100ppm 미만, 황 5 내지 35ppm 및 규소 50ppm 미만을 함유하며, 철 함량 대 크롬 또는 바나듐 함량의 비가 0.5 내지 30인 지르코늄계 합금도 제안되어 있다.
본 발명은 주석, 황 및 산소의 함량이 상기한 특허문헌에 기재되어 있는 바와 같으면서, 철 및 니오븀의 상대적인 함량이 가변적인 경우 나타나는, 이들 상의 금속간 상 및 결정학적 형태를 체계적으로 연구하는 동안 발명자들이 관찰한 것을 근거로 한다. 또한, 지르코늄, 철 및 니오븀을 함유하는 금속간 상의 성질 및 결정학적 형태가 다양한 환경하에 내식성에 주요한 영향을 미친다는 것은 실험적인 관찰을 근거로 한다.
특히, 본 발명에 의해, 육방정계 격자를 갖는 화합물 Zr(Nb,Fe)2의 사용함으로써 (Zr,Nb)4Fe2를 제공하기에 충분한 철 대 니오븀의 비로 인해 수득한, 면심 입방 격자를 갖는 결정성 구조의 화합물 및 높은 Nb/Fe 비에서 지배적인 상 βNb의 존재가, 몇몇 가압수형 반응기의 작동 순환 개시시 존재하는 바와 같이, 높은 리튬 함량을 갖는 매질에서 부식성을 실질적으로 개선시키는 것으로 밝혀졌다. 한편, 다량의 면심 입방 격자를 갖는 상의 존재는 수성 매질에서 내식성을 약간 손상시킨다.
본 발명의 목적은, 특히 당해 부재의 조성물이 제공되는 사용 조건에 최적 방식으로 적용할 수 있고 제조 단계를 지나치게 복잡하게 만들지 않는 부재를 수득할 수 있게 하는 합금을 제공하는 것이다.
상기 목적을 위해, 본 발명은, 또한, 특히 불가피한 불순물 이외에, 철 0.02 내지 1중량%, 니오븀 0.8 내지 2.3중량%, 주석 2000ppm 미만, 산소 2000ppm 미만, 탄소 100ppm 미만, 황 5 내지 35ppm 및 전체 크롬 및/또는 바나듐 0.25중량% 미만을 함유하며, 0.5% 미만의 니오븀 함량 대 크롬 및/또는 바나듐 함량에 의해 임의로 보충된 철 함량 비 R이 3 미만인 지르코늄계 합금도 제안한다.
Fe(및, 또한 이들이 존재하는 경우, Cr 및 V) 함량과 Nb 함량 사이의 관계는, R이 3이상, 그러나 기타 원소의 함량 및 온도에 약간 좌우되는 한계치 미만이되는 순간 나타나는 면심 입방 격자를 갖는 상을 관찰하여, 비 R[= (Nb-0.5%)/Fe+Cr+V]을 선택한다.
본 발명은 또한
불가피한 불순물 이외에, 철 0.02 내지 1중량%, 니오븀 0.8 내지 2.3중량%, 주석 2000ppm 미만, 산소 2000ppm 미만, 탄소 100ppm 미만, 황 5 내지 35ppm 및 전체 크롬 및/또는 바나듐 0.25중량% 미만을 함유하며, 0.5% 미만의 니오븀 함량 대 크롬 및/또는 바나듐 함량에 의해 임의로 보충된 철 함량 비가 3 미만인 지르코늄계 합금으로부터 바(bar)를 제조하고,
바를 1000 내지 1200℃에서 가열시킨 후에 수급냉시키고,
블랭크(blank)를 600 내지 800℃의 온도에서 가열시킨 후에 압출시킨 다음,
압출시킨 블랭크를 2회 이상 냉간 압연시킴으로써 560 내지 620℃에서 중간 열처리한 튜브를 수득하고,
560 내지 620℃에서 최종 열처리(여기서, 모든 열처리는 내부 공기 또는 진공하에 수행한다)시킴을 특징으로 하여, 핵 연료봉 피복물 또는 핵 연료 어셈블리용 유도 튜브의 전부 또는 외부 부분을 구성하는 튜브를 제조하는 방법을 제공한다.
상의 특성을 개질시키지 않으면서 크리프 강도를 개선시키는 재결정화된 상태로 튜브를 통과시켜, 최종 열처리한다. 육방정계 상에서 철 및 니오븀을 대신하여 크롬 및/또는 바나듐을 첨가하면 두개의 상인 육방정계 및 면심 입방의 비를 조절할 수 있다.
합금은 또한 편평한 부재를 제조하는데 사용될 수 있다. 이들 부재는 또한 재결정화된 상태로 사용되고, 다음 순서에 의해 제조될 수 있다: 블랭크를, 불가피한 불순물 이외에, 철 0.02 내지 1중량%, 니오븀 0.8 내지 2.3중량%, 주석 2000ppm 미만, 산소 2000ppm 미만, 탄소 100ppm 미만, 황 5 내지 35ppm 및 전체 크롬 및/또는 바나듐 0.25중량% 미만을 함유하며, 0.5% 미만의 니오븀 함량 대 크롬 및/또는 바나듐 함량에 의해 임의로 보충된 철 함량 비 R이 3 미만인 지르코늄계 합금으로부터 제조하고,
블랭크를, 중간 열처리 및 최종 열처리하면서 3회 이상 통과시켜 냉간 압연시킨 다음,
중간 열처리하거나 예비 열처리중의 하나를 수행한 다음, 600℃ 미만의 온도에서 2시간 이상의 기간 동안 제1 냉간 압연시키고,
장시간의 처리 후에 열처리, 특히 620℃ 미만의 온도에서 최종 재결정화시킨다.
본 발명은 또한 상기 합금을, 애초에 5ppm의 리튬을 함유하는 가압수를 사용하여 작동시키는 핵 반응기의 부재 생산에 적용함을 제안한다. 비록 냉각액의 pH를 조절하기 위한 상기 합금의 소모에 의해 함량이 급속히 감소할지라도, 신속한 초기 부식을 피하는 것이 중요할 수 있다.
Zr(Nb,Fe)2의 존재를 포함하여 충분량 존재하는 철로 인한 금속간 화합물의 존재는, 리튬 함유 매질 속에서 부식성을 촉진시키지 않는 β 상의 니오븀 침전물의 양 뿐만 아니라 고형액내 니오븀 함량을 감소시키고, 따라서 반응기에서 지배적인 대표적 온도인 약 400℃의 온도에서 만족할만한 일정한 내식성을 제공한다.
유형 Zr(Nb,Fe,Cr,V)2의 금속간 침전물에서 철에 대해 매우 부분적인 대체물로서의 크롬 및/또는 바나듐의 존재는 400℃에서 부식에 현저한 영향을 미치지 못하는데, 이는 크롬 함량이 증가함에 따라 크롬 및/또는 바나듐이 금속간 화합물에서 철 및/또는 니오븀을 간단히 대체하기 때문이다. 400℃에서의 개선된 내식성은, 특히 Fe와 Cr의 합(임의로 바나듐도 합함)이 0.03중량% 이상인 경우 유지된다.
요약하면, 튜브의 이축 크리프에 대한 이의 내성을 증가시키기 위해 재결정화된 상태로 사용하고, 박판형 금속을 프레싱하는 성질을 갖는 상기 유형의 합금은 철/니오븀 비를 조절함으로써 조절가능하나,
- 고도의 철 함량을 적용하고, 이는 높은 Nb 함량에 의해 제한되며, 철/니오븀 비가 0.3을 초과하는 경우, 저항이 상기한 경우에서 모두 높은, 고온하의 수성 매질(리튬을 임의로 함유함) 속에서 높은 내식성,
- 매우 낮은 함량으로 잔류하는 주석의 존재로 인해, 그리고 2000ppm 미만의 함량의 산소 도핑으로 인해, 내식성에 유해한 영향을 미치지 않는 높은 크리프 강도에 여전히 유리한 특성을 갖는다.
종래의 반응기에서, 하기에 제공된 범위는 불가피한 불순물 이외에, Nb 0.8내지 1.1중량%, Fe 0.3 내지 0.35중량%, Sn 0.15 내지 0.20중량%, Cr 및/또는 V 0.01 내지 0.1중량%, O21000 내지 1600ppm, S 5 내지 35ppm 및 C 100ppm 미만을 함유하는 지르코늄계 합금으로 특히 유용하다.
상기 특성 및 다른 나머지는 비제한적인 예를 사용함으로써 제공되는 특정 양태에 대한 다음 기술을 판독하면 보다 명백해질 것이다.
도 1은 560 내지 620℃의 온도에서 주석 함량이 0.2중량%인 경우 다양한 범위의 조성에 대해 나타나는 금속간 화합물 및 미세구조물을 나타내는 삼원 다이아그램이다.
도 2는 대규모의 다이아그램의 단편을 나타낸 것이다.
도 3은 철 및 니오븀 함량이 가변적인 샘플에서 리튬 함유 매질에서의 부식성 시험의 결과를 나타낸다.
탄소 및 산소는 모든 샘플에 대해 실질적으로 동일하며, 주어진 상한치보다 낮다. 주석 함량은 0.2중량%이고, 황 함량은 10ppm이다.
샘플은 620℃ 이하의 온도에서 열-금속학적 가공에 의해 제조되는데, 모든 처리는 고온에서 내식성을 감소시키는 압출 가공을 불가능하게 하는 값을 초과한다.
도 1의 삼원 다이아그램은 대략 0.3 미만의 Fe/Nb 비에 대해 αZr 상(내식성의 관점에서 매우 유해한 βZr 상은 제외함), βNb 상 침전물 및 육방정계 구조를갖는 금속간 상 Zr(Nb,Fe)2가 공존하는 영역이 존재함을 나타낸 것이다.
높은 Fe/Nb 비에서, 사용된 함량보다 크기가 1 이상 큰 50중량%의 니오븀 함량 이하에서는, 면심 입방체인 화합물 (Zr,Nb)4Fe2이 생성된다. βNb 상은 0.6의 Fe/Nb 비에서만 완전히 사라진다.
이후에 나타낼 바와 같이, 높은 니오븀 함량이 리튬 함유 물에서 내식성에 매우 유리한 것으로 보인다.
입방체 및 육방정계 상이 공존하는 것은 (Nb-0.5%)/Fe+Cr+Vr이 2.5를 초과하는 관계를 고려하면서 0.3 이하의 Fe/Nb 비에 의해 촉진된다.
낮은 Fe 및 Nb 함량에 대한 삼원 다이아그램의 정확한 연구는, 고형액에서 Nb 함량이 Nb를 일정하게 유지하면서 Fe 함량과 함께 전개됨을 나타낸다.
본 발명에 따른 합금에 대해 Fe 함량이 60 내지 70ppm을 초과하게 되면, βNb 상이 중량 비가 실질적으로 2.3에 해당하는 Nb/Fe로 대체된 육방정계 Zr(Nb,Fe)2형태가 나타난다.
이어서, Nb/Fe가 실질적으로 0.6에 해당하는 면심 입방체 화합물 (Zr,Nb)4Fe2가 나타난다.
상기 면심 입방체 상(Zr,Nb)4Fe2는 Nb 1중량% 및 Fe 0.29 내지 0.44중량%, Nb 1.5중량% 및 Fe 0.49 내지 0.66중량%, 및 Nb 2중량% 및 Fe 0.78중량% 초과의 경우에 나타나기 시작한다.
다이아그램은, Na의 함량과 Fe의 함량을 동시에 증가시킴으로써 금속간 고밀도를 수득하는데, 이는 리튬 함유 매질에서 부식성을 촉진시킴을 나타낸다.
Fe 및 Nb 함량의 영향은 360℃의 온도에서 리튬 70ppm을 함유하는 물에서 84일 동안 유지시킨 후에 합금 샘플의 중량을 측정하고 샘플 조건 35.9mg/dm2의 조건하에 지르칼로이(Zircaloy) 4 샘플의 중량을 측정한 결과를 제공하는 도 3에 보다 명확하게 나타낸다.
니오븀 및 철의 함량이 동시에 높고 상기 설명한 조건을 관찰한 결과가 바로 이해될 것이다.

Claims (7)

  1. 불가피한 불순물 이외에, 철 0.02 내지 1중량%, 니오븀 0.8 내지 2.3중량%, 주석 2000ppm 미만, 산소 2000ppm 미만, 탄소 100ppm 미만, 황 5 내지 35ppm 및 전체 크롬 및/또는 바나듐 0.25중량% 미만을 함유하며, 0.5% 미만의 니오븀 함량 대 크롬 및/또는 바나듐 함량에 의해 임의로 보충된 철 함량 비가 3 미만인 지르코늄계 합금.
  2. 제1항에 있어서, 니오븀 0.8 내지 1.1중량%, 철 0.3 내지 0.35중량%, 주석 0.15 내지 0.20중량%, 크롬 및/또는 바나듐 0.01 내지 0.1중량%, 산소 1000 내지 1600ppm, 황 5 내지 35ppm 및 탄소 100ppm 미만을 함유하는 지르코늄계 합금.
  3. 제1항에 있어서, 산소를 1000 내지 1600ppm 함유하는 지르코늄계 합금.
  4. 재결정화된 상태의 제1항 내지 제3항 중의 어느 한 항에 따르는 합금으로부터 제조된 피복물 튜브.
  5. 재결정화된 상태의 제1항 내지 제3항 중의 어느 한 항에 따르는 합금으로부터 제조된 평면형 제품.
  6. 애초에 5ppm 미만의 리튬을 함유하는 가압수를 사용하여 작동시키는 핵 반응기 부재를 제조하기 위한 제1항 내지 제3항 중의 어느 한 항에 따르는 합금의 용도.
  7. 불가피한 불순물 이외에, 철 0.02 내지 1중량%, 니오븀 0.8 내지 2.3중량%, 주석 2000ppm 미만, 산소 2000ppm 미만, 탄소 100ppm 미만, 황 5 내지 35ppm 및 전체 크롬 및/또는 바나듐 0.25중량% 미만을 함유하며, 0.5% 미만의 니오븀 함량 대 크롬 및/또는 바나듐 함량에 의해 임의로 보충된 철 함량 비가 3 미만인 지르코늄계 합금으로부터 바(bar)를 제조하고,
    바를 1000 내지 1200℃에서 가열시킨 후에 수급냉시키고,
    블랭크(blank)를 600 내지 800℃의 온도에서 가열시킨 후에 압출시킨 다음,
    압출시킨 블랭크를 2회 이상 냉간 압연시킴으로써 560 내지 620℃에서 중간 열처리한 튜브를 수득하고,
    560 내지 620℃에서 최종 열처리(여기서, 모든 열처리는 내부 공기 또는 진공하에 수행한다)시킴을 특징으로 하여, 핵 연료봉 피복물 또는 핵 연료 어셈블리용 유도 튜브의 전부 또는 외부 부분을 구성하는 튜브를 제조하는 방법.
KR1020027004181A 1999-09-30 2000-09-27 지르코늄계 합금, 이로부터 제조한 피복용 튜브 및 평면형 제품, 및 이를 사용한 핵 연료봉 피복물 또는 핵 연료 집합체용 부재의 제조방법 KR100688924B1 (ko)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR99/12247 1999-09-30
FR9912247A FR2799209B1 (fr) 1999-09-30 1999-09-30 Alliage a base de zirconium et procede de fabrication de composant pour assemblage de combustible nucleaire en un tel alliage

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20020060187A true KR20020060187A (ko) 2002-07-16
KR100688924B1 KR100688924B1 (ko) 2007-03-02

Family

ID=9550458

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020027004181A KR100688924B1 (ko) 1999-09-30 2000-09-27 지르코늄계 합금, 이로부터 제조한 피복용 튜브 및 평면형 제품, 및 이를 사용한 핵 연료봉 피복물 또는 핵 연료 집합체용 부재의 제조방법

Country Status (11)

Country Link
EP (1) EP1216479B1 (ko)
JP (1) JP4644404B2 (ko)
KR (1) KR100688924B1 (ko)
CN (1) CN1150563C (ko)
DE (1) DE60004381T2 (ko)
ES (1) ES2204697T3 (ko)
FR (1) FR2799209B1 (ko)
RU (1) RU2261486C2 (ko)
TW (1) TWI255857B (ko)
WO (1) WO2001024193A1 (ko)
ZA (1) ZA200202515B (ko)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100916642B1 (ko) * 2008-08-29 2009-09-08 한국원자력연구원 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법
KR100916652B1 (ko) * 2008-08-29 2009-09-08 한국원자력연구원 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법

Families Citing this family (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
KR100461017B1 (ko) 2001-11-02 2004-12-09 한국수력원자력 주식회사 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 제조방법
DE10332239B3 (de) * 2003-07-16 2005-03-03 Framatome Anp Gmbh Zirkoniumlegierung und Bauteile für den Kern von leichtwassergekühlten Kernreaktoren
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
JP5322434B2 (ja) 2004-06-01 2013-10-23 アレヴァ エヌペ 原子炉を運転する方法
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
US7692682B2 (en) 2005-04-28 2010-04-06 Apple Inc. Video encoding in a video conference
US7864209B2 (en) 2005-04-28 2011-01-04 Apple Inc. Audio processing in a multi-participant conference
KR100831578B1 (ko) * 2006-12-05 2008-05-21 한국원자력연구원 원자력용 우수한 내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법
US8433755B2 (en) 2010-04-07 2013-04-30 Apple Inc. Dynamic designation of a central distributor in a multi-participant conference
CN102140596B (zh) * 2011-01-12 2012-11-21 苏州热工研究院有限公司 一种用于核反应堆的锆基合金
KR20150105343A (ko) 2013-01-11 2015-09-16 아레바 엔피 지르코늄 합금을 위한 처리 공정, 이러한 공정으로부터 이러한 공정에 의해 제조된 지르코늄 합금 및 이러한 합금으로 제조된 원자로들의 부품들
CN103589910B (zh) * 2013-09-05 2016-05-25 上海大学 核电站燃料包壳用含硫的锆铌铁合金
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 (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5244514A (en) * 1992-02-14 1993-09-14 Combustion Engineering, Inc. Creep resistant zirconium alloy
JP2701986B2 (ja) * 1993-07-28 1998-01-21 ウセロッシスキー・ナウクノ−イッスレッドオワテルスキー・インスティテュト・ネオルガニシェスキクー・マテリアロフ・イメニ・アカデミカ・アー・アー・ボックワラ ジルコニウムベースド物質,同物質から製造される原子炉炉心に用いるための製品及びこのような製品の製造方法
FR2737335B1 (fr) * 1995-07-27 1997-10-10 Framatome Sa Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube
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
FR2776821B1 (fr) * 1998-03-31 2000-06-02 Framatome Sa Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire
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

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100916642B1 (ko) * 2008-08-29 2009-09-08 한국원자력연구원 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법
KR100916652B1 (ko) * 2008-08-29 2009-09-08 한국원자력연구원 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법

Also Published As

Publication number Publication date
JP4644404B2 (ja) 2011-03-02
EP1216479B1 (fr) 2003-08-06
FR2799209A1 (fr) 2001-04-06
FR2799209B1 (fr) 2001-11-30
DE60004381T2 (de) 2004-02-12
TWI255857B (en) 2006-06-01
WO2001024193A1 (fr) 2001-04-05
ZA200202515B (en) 2003-08-27
EP1216479A1 (fr) 2002-06-26
DE60004381D1 (de) 2003-09-11
RU2261486C2 (ru) 2005-09-27
JP2003510619A (ja) 2003-03-18
ES2204697T3 (es) 2004-05-01
KR100688924B1 (ko) 2007-03-02
CN1150563C (zh) 2004-05-19
CN1390355A (zh) 2003-01-08

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR20020060187A (ko) 지르코늄계 합금, 및 이를 사용한 핵 연료 어셈블리용부재의 제조방법
KR100364093B1 (ko) 핵연료어셈블리용 튜브제조방법 및 이에 의해 얻어진 튜브
KR100723818B1 (ko) 지르코늄계 합금 및 이를 사용한 핵연료 집합체용 부재의 제조방법
KR100461017B1 (ko) 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 제조방법
US6261516B1 (en) Niobium-containing zirconium alloy for nuclear fuel claddings
US5832050A (en) Zirconium-based alloy, manufacturing process, and use in a nuclear reactor
US20100128834A1 (en) Zirconium alloys with improved corrosion resistance and method for fabricating zirconium alloys with improved corrosion resistance
US7364631B2 (en) Zirconium-based alloy having a high resistance to corrosion and to hydriding by water and steam and process for the thermomechanical transformation of the alloy
US5985211A (en) Composition of zirconium alloy having low corrosion rate and high strength
US8137488B2 (en) Method of producing a flat zirconium alloy product, flat product thus obtained and a nuclear plant reactor grid which is made from said flat product
KR930009987B1 (ko) 개선된 내부식성 지르코니움 합금관 소둔방법
RU2239892C2 (ru) Способ получения тонких элементов из сплава на основе циркония и пластины, получаемые этим способом
JP2010007185A (ja) 核燃料アッセンブリのための合金とチューブ
WO2001061062A1 (en) Zirconium niobium-tin alloy for use in nuclear reactors and method of its manufacture
US5674330A (en) Process for the production of zirconium alloy sheet metal having good resistance to nodular corrosion and to deformation under irradiation
KR101929608B1 (ko) 최종 열처리로 인해 개선된 부식/크리프 저항을 갖는 지르코늄계 합금 제품 및 그 제조방법
JP2006265725A (ja) 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
US7627075B2 (en) Zirconium-based alloy and method for making a component for nuclear fuel assembly with same
US7985373B2 (en) Alloy and tube for nuclear fuel assembly and method for making same
JPS6335751A (ja) 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Zr合金
Curtis et al. Effect of Thermomechanical Processing and Heat Treatment on the Properties of Zr-3Nb-1Sn Strip and Tubing
JPS6335749A (ja) 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Zr合金
JPH04160138A (ja) 高耐食性ジルコニウム合金の製造方法
ZA200106731B (en) Method for making thin zirconium alloy elements and wafers obtained.

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
G170 Publication of correction
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20130130

Year of fee payment: 7

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20140127

Year of fee payment: 8

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20150126

Year of fee payment: 9

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20160125

Year of fee payment: 10

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20170125

Year of fee payment: 11

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20180125

Year of fee payment: 12

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20190125

Year of fee payment: 13

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20200129

Year of fee payment: 14