KR20060027865A - 경수로형 원자로 코어용 지르코늄 합금 및 부품 - Google Patents

Abstract

본 발명은 중량%로, Sn : 0.2 내지 0.5%, Nb : 0.2 내지 0.8%, Fe : 0.05 내지 0.40%, V : 0 내지 0.20%, O : 0.12 내지 0.20%, Si : 80 내지 120 ppm, C : 120 ppm 조성을 갖는 지르코늄 합금에 관한 것이며, 잔분은 원자로용 순수 지르코늄이다. 더욱이 부품들은 경수로형 원자로 특히 가압수로형 원자로의 코어를 위해서 상기 합금으로 제조된다.

Description

경수로형 원자로 코어용 지르코늄 합금 및 부품 {ZIRCONIUM ALLOY AND COMPONENTS FOR THE CORE OF LIGHT WATER COOLED NUCLEAR REACTORS}

본 발명은 경수로형 원자로, 특히 가압수로형 원자로 코어용 지르코늄 합금 및 이러한 형태의 합금으로 제조되는 구조 부품(structure parts)에 관한 것이다. 이러한 형태의 구조 부품은 특히, 연료 래퍼관(fuel cladding tubes), 스페이서 및 제어봉 안내관이 있다.

물리적인 이유 때문에, 중성자 흡수가 적은 지르코늄이 원자로 코어로 이용되는 구조 부품에 있어서 기본 금속으로서 이용된다. 중성자 흡수재 하프늄의 분리 때문에, 원자로용 순수 지르코늄 스폰지를 이용하는 것이 통상적이며, 이들의 조성은 표준화되어 있다.

(비등수형 원자로용) 지르칼로이-2 및 (가압수로형 원자로용) 지르칼로이-4 또는 다른 지르코늄계 합금, 예를 들어 DE 38 05 124 A1, DE 690 10 115 T2 및 WO 01/24193 A1에 공지된 합금들은 오늘날 일반적으로, 전술된 목적을 위해서 이용된다. 이원 Zr-Nb 합금들도 제한적인 범위에서 이용된다.

지금까지 서양의 공학에 있어서 통상적이었던 표준화 합금 및 지르코늄 스폰지의 조성이 다음의 표에 주어진다. 이러한 정황에 있어서, 오늘날 허용되는 불순 물의 일부가 특별히 제어되는 방식으로 설정될 수 있으며, 또는 심지어 적합한 첨가물을 이용함으로써, 구체적인 값으로 설정될 수 있다고 언급될 것이다. 예로서, 지르코늄에 대한 경화 작용 때문에, 산소가 처음에는 제조 요구량에 상응하는 수준으로만 제어되었으나, 오늘날에는 경화 작용의 증가 때문에 실제로는 신중히 이용된다.

본 발명의 목적은 경수로형 원자로의 코어용으로 사용되는 다른 지르코늄 합금 및 상기 합금으로 제조되는 구조 부품을 제안하는 것이다.

본 발명의 목적은 청구 범위 제 1 항 및 제 5 항에 기재된 바와 같이 달성된다. 청구 범위 제 1 항에 따라 제안되는 합금은 0.2 내지 0.5%의 Sn, 0.2 내지 0.5%의 Nb, 0.05 내지 0.40%의 Fe 및 0.02 내지 0.20%의 V, 120 ppm 이하의 탄소 함량, 및 80 내지 120 ppm 범위의 Si, 및 0.12 내지 0.20 ppm 범위의 O와 함께, 원자로용 순수 지르코늄의 매트릭스로 구성된다. 이러한 형태의 합금은 실질적으로 동일한 제조법 및 유사한 열처리를 유지하면서도, 지르칼로이-4로 제조되는 부품에 비해 개선된 내부식성을 갖는, 경수로형 원자로 특히 가압수로형 원자로의 코어를 위한 부품들, 예를 들어, 래퍼관, 스페이서, 안내관 및 추가의 구조 요소의 연료봉 (fuel element)을 제조하는데 이용될 수 있음이 발견되었다. 이러한 특성은 합금화 성분 Sn, Nb, Fe 및 V의 총량이 대략 1.3%의 값을 초과하지 않는다면, 특히 유리하다. 이는 Sn 및 Nb 함량이 완전히 자유롭게 선택될 수 없음을 의미한다. 오히려, 부식 특성에 관해서 최적의 결과를 달성하기 위해서, Sn 및 Nb의 전체량이 증가한다면 전이 금속 Fe 또는 전이 금속 Fe와 V의 레벨은 낮아져야만 한다.

Sn의 함량이 0.5%보다 높은 값, 예를 들어 0.75 %까지의 값에서는 기계적 특성이 상당히 개선되는 반면에, 내부식성에 부작용을 미치며 방사선 유도 성장을 증가시켜, 0.5 % 이하로의 제안되는 값이 양호한 절충을 나타냄을 의미한다. 그래도 제조될 수 있는 양호한 기계적 특성을 갖는 부품에 있어 최소의 Sn 함량은 0.2 %이다.

바나듐은 부식 특성을 개선하는 관점에서는 절대적으로 필수적이지 않은 첨가물이다. 예를 들어, 0.4 % 내지 0.5 %의 Sn 함량을 이용하여 고연소도에 대한 내부식성을 증가시킬 수 있다. 그러나, 일부의 철이 V로 대체된다면, 또는 V가 소량(0.02 내지 0.20%)의 합금에 첨가된다면, 재료의 취성화 이외에 재료 성장을 야기할 수 있는, 수소 픽업 요소(HPUF) 및 수소화물의 형성이 감소한다.

최적의 파단 강도 및 동일한 시간에 높은 값을 갖는 항복 강도를 달성하기 위해서, 0.8 %까지의, 바람직하게는 용해도 한계점까지 즉, 0.5 %까지의 양으로 Nb를 합금에 첨가하는 것이 가능할 수 있다. 이러한 한계점을 충분히 초과하지 않는다면, ZrNb의 복잡한 상태도를 고려할 때 상대적으로 높은 온도, 예를 들어, 이들의 단부 스토퍼에 스페이서 또는 래퍼관을 용접할 때의 온도에서 초래되는 제어되지 않는 상전이의 위험성은 없다. 결과적으로, 본 발명에 따른 합금은 용접에 이은 추가적 열처리의 영향을 받을 필요는 없다.

더욱이, 본 발명의 합금은 물을 경계면으로 하여, 높은 가열 표면 응력의 효과 및 국부적 보일링 공정에 상대적으로 영향을 받지않는다. 이러한 정황하에서, 표준 가압수로형 원자로의 조건 하에서 지르칼로이-4로 제조되는 래퍼관을 기초로 하기 때문에 특히, 리튬의 저흡수 및 낮은 레벨의 결정성 부식(nodular corrosion)이 관찰된다. 게다가, 이들 합금은 낮은 방사선 유도 성장을 한다.

예시적인 실시예:

잔부: 각각, 허용치 내의 이물질 또는 불순물을 갖춘 원자로용 순수 비합금화 지르코늄.

래퍼관을 제조하기 위해서, 합금 A에서 D까지의 잉곳이 다수의 용해 단계로 진공 하에서 용해되며, 융점 이하에서 합금의 β-영역에서 단조 된다. 단조품은 β-영역의 온도로 다시 가열되며, 30 K/s 이상의 냉각 비율로 수욕(water bath)에서 담금질 된다. 단조품은 봉을 형성하기 위해서 담금질 된다.

단조되는 봉은 기계가공되어 일정 깊이의 부품으로 절단되어 관을 압출하는데 이용된다. 완전히 재결정화된 미세 조직을 달성하기 위해서, 풀림 공정이 압출 후에 실행된다. 이러한 방식으로 처리되는 관들은 래퍼관을 형성하기 위해서 냉각-형성에 의한 다수의 단계로 필거링된다(pilgered). 각각의 변형 작동 이전에, 중간의 풀림 공정은 대략 700 ℃의 온도로 진공 하에서 실행되며, 상기 온도는 회복 및 재결정화를 야기한다. 래퍼관의 최종적인 단면적을 초래하는 최종 변형은 대략 600 ℃의 최종 풀림 공정에 의해 수반된다. 이러한 방식으로, 높은 항복 강도를 갖는 적은 크리프 변형은 계획된 원자로 이용을 위해서 설정된다. A = (10 - 40)E - 18 h의 범위에서의 누적 어닐링 매개 변수는 제조 중에 유지된다. 게다가, 단조되는 봉의 제조에 이어 α-범위 내에서 풀림 공정을 선택적으로 실행할 수 있다.

개략적 방식으로 제조된 래퍼관은 최종적으로 연료 펠렛으로 충진되며 양쪽 단부에 기밀 방식으로 스토퍼 단부에 용접된다. 이는 연료 봉의 제조를 마무리 짓는다. 제어봉 안내관은 또한, 동일한 공정에 의해서 제조된다.

다른 예시적 실시예에서, 동일한 조성의 잉곳의 가열 및 담금질에 이어, 단조품은 플레이트를 형성하기 위해서 (플레이트들 사이에서 한 번의 풀림 공정을 갖춘 단계 또는 다수의 풀림 공정을 갖춘 단계로) 열간 압연된다. 열간 성형 및 중간 어닐링 단계에 있어서, 온도는 합금의 α-범위 내에서와 같은 방식으로 선택된다. 그 후, 플레이트는 임의의 두께의 금속 시트를 형성하기 위해서 다수의 단계 로 냉간 압연된다. 변형 단계와 다음의 최종 변형 사이에서, 진공 풀림 공정이 실행되며, 연속 공정으로서 발생할 수도 있으며 완전한 재결정화를 야기한다. 이러한 금속 시트는 스페이서를 형성하기 위해서 추가 처리된다.

이러한 방식으로 제조되는 스페이서, 안내관 및 연료 봉은 가압수로형 원자로에 이용되며, 이러한 부품은, 특히 연장된 작동 주기 후에, 적은 주석 함량을 갖는 종래의 지르칼로이-4로 제조되는 부품(극박-Tin Zirc-4 )에 비해 매우 양호한 부식 특성이 있으며, 실험 계산으로 입증될 수 있다. 이러한 계산의 결과는 아래 도표에 기재되어 있다. 연소도는 가로좌표 상에 그리고 세로 좌표 상의 산화물 층 두께로 구분되어 있다. 본 발명에 따른 합금은 이들이 부식 이유 때문에 대체되기 전에 종래의 합금(3 주기)보다 길게 대략 두 배(6 주기)로 원자로 내에서 유지될 수 있다. (모든%는 중량%이다.)

Claims (6)

1. 중량%로, Sn : 0.2 내지 0.5%

   Nb : 0.2 내지 0.8%

   Fe : 0.05 내지 0.40%

   V : 0 내지 0.20%

   O : 0.12 내지 0.20%

   Si : 80 내지 120 ppm

   C : 120 ppm 이하의 조성을 갖는 것을 특징으로 하는,

   지르코늄 합금.
2. 제 1 항에 있어서,

   0.5% 이하의 Nb 함량을 특징으로 하는,

   지르코늄 합금.
3. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,

   0.07% 이상의 V를 함유하는 것을 특징으로 하는,

   지르코늄 합금.
4. 제 1 항 내지 제 3 항에 있어서,

   Sn, Nb, Fe 및 V 함량의 총량이 1.3% 이하인 것을 특징으로 하는,

   지르코늄 합금.
5. 경수로형 원자로, 특히 가압수로형 원자로의 코어용 부품에 있어서,

   제 1 항 내지 제 4 항 중 어느 한 항에 따른 합금으로 제조되는 것을 특징으로 하는,

   경수로형 원자로, 특히 가압수로형 원자로의 코어용 부품.
6. 제 5 항에 있어서,

   (10 - 40)E - 18 h의 누적 어닐링 매개 변수를 유지하며 제조되는 것을 특징으로 하는,

   경수로형 원자로, 특히 가압수로형 원자로의 코어용 부품.