KR940010230B1 - 오스테나이트계 니켈-크롬-철 합금의 구조 부재 - Google Patents

오스테나이트계 니켈-크롬-철 합금의 구조 부재 Download PDF

Info

Publication number
KR940010230B1
KR940010230B1 KR1019870002430A KR870002430A KR940010230B1 KR 940010230 B1 KR940010230 B1 KR 940010230B1 KR 1019870002430 A KR1019870002430 A KR 1019870002430A KR 870002430 A KR870002430 A KR 870002430A KR 940010230 B1 KR940010230 B1 KR 940010230B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
chromium
weight
alloy
nickel
structural member
Prior art date
Application number
KR1019870002430A
Other languages
English (en)
Other versions
KR870009402A (ko
Inventor
로제 도나띠 장
루 이롱 이브
자샤리 귀
귀뜨망 다니엘
쌩 폴 삐에르
Original Assignee
엘렉뜨리씨뜨 드 프랑스(세르비스 내쇼날)
피에르 레나드마르뗑
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 엘렉뜨리씨뜨 드 프랑스(세르비스 내쇼날), 피에르 레나드마르뗑 filed Critical 엘렉뜨리씨뜨 드 프랑스(세르비스 내쇼날)
Publication of KR870009402A publication Critical patent/KR870009402A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR940010230B1 publication Critical patent/KR940010230B1/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
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22CALLOYS
    • C22C19/00Alloys based on nickel or cobalt
    • C22C19/03Alloys based on nickel or cobalt based on nickel
    • C22C19/05Alloys based on nickel or cobalt based on nickel with chromium
    • C22C19/058Alloys based on nickel or cobalt based on nickel with chromium without Mo and W
    • 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
    • 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S376/00Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
    • Y10S376/90Particular material or material shapes for fission reactors
    • Y10S376/904Moderator, reflector, or coolant materials
    • Y10S376/906Metal

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
  • Heat Treatment Of Articles (AREA)
  • Heat Treatment Of Steel (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Abstract

내용 없음.

Description

[발명의 명칭]
오스테나이트계 니켈-크롬-철 합금의 구조 부재
[발명의 상세한 설명]
[발명의 배경]
[기술 분야]
본 발명은 대표적으로 200 내지 300℃에서 고온 수성 매체와의 접촉용을 적합한 오스테나이트 조직(austenitic texture)을 갖는 니켈-크롬-철기 합금으로 된 구조 부재에 관한 것이다.
[종래 기술]
오스테나이트계 철-크롬-니켈 합금은 고온의 물, 특히 가압경수형 원자로(PWRs)의 1차 및 2차 회로에서 물과 증기(steam)에 접촉하는 구조 부재용으로 오랫동안 사용되어 왔다.
합금중 어떤 것은 장기간 이용되었고 또 그 특성도 잘 알려져 있다. 특히 소위 "600"합금은 PWRs의 증기발생기(steam generator)의 튜브 제조용으로 사용되어 왔다. 이와 같은 튜브는 2차 회로의 액상(liquid phase) 및 증기상(vapor phase)으로 탈이온수(demineralized water)와 한쪽 면이 접촉하고, 다른쪽 면은 1차 회로의 리튬과 붕소를 함유한 물과 접촉한다. 또한, ×750 합금도 제어 클러스터 안내 튜브를 상부 코어판에 고정시키는 핀 제조용으로 광범위하게 사용되어 왔는데, 상기 튜브는 원자로의 상부 내측에 설치되어 있다.
하기의 표1은 합금의 조성을 표시한 것이다.
[표 1]
Figure kpo00001
경험에 의하면 합금의 구성 및 용접기술은 불확실성을 제거하여 완성되었고, 장기간 내성이 필요한 것으로 알려졌다. 그러나 600 및 ×650 합금의 구조 부재는 높은 기계 응력이 가해질때 경수형 원자로의 1차 냉각제 및 순수물(pure water)에서 응력부식을 일으키는 것으로 밝혀졌다. 이러한 현상은 원자로에서 응력을 받게 되는 상기한 재질로 형성된 구조 부재의 유용수명을 제한하는 한가지 요인이 된다.
일반화된 부식의 감소를 목적으로 전술한 합금보다 니켈 함량은 낮고 크롬 함량은 높은 합금이 제안되었다. 이러한 합금중에는 특히 690합금이 있는데, 그 조성은 표 1에 기재된 바와 같이 크롬 함량은 28 내지 31%이고, 니켈 함량은 58% 정도로 낮다.
이와 같은 새로운 재질은 종래에 널리 사용된 합금과는 현저히 다른 기계적 및 물리적 성질을 갖는데, 여기에는 그에 관련된 새로운 구성 방법이 요구되어 더 개발되어야 할 여지를 남기고 있으며, 또한 장기간 내성에 관한한 불확실성이 문제로 되고 있다.
[발명의 요약]
본 발명의 목적은 본질적으로 널리 사용된 합금의 물리적 및 기계적 성질을 가지면서도 가압수형 원자로의 1차 매체와 순수물에서의 응력하에서 충분히 실험된 합금이 응력하에서 최상의 내식성을 부여하는 열처리를 받는 경우에도 상기 충분히 실험된 합금보다도 실질적으로 높은 내식성을 갖는 합금으로 된 구조 부재를 제공하는 것이다.
이를 위해 본 발명은 니켈을 함유한 철-크롬 강과 철을 함유한 니켈-크롬 합금이 크롬을 18% 이상 함유시에 경수형 원자로의 순수물, 묽은 염기성 매체 및 1차 냉각제에서의 응력하에 특히 내식성을 갖는 점을 발견한 사실로 출발한다. 강의 부식은 크롬 18%, 니켈 10%에서 관찰되었지만, 이것은 강이 민감하게 된 사실, 즉 입자 결합(grain joints)에서의 크롬 함량이 18%에 미치지 못한 사실에 기인한다.
본 발명은 결론적으로 중량%로 철 5 내지 10%, 크롬 18 내지 20% 및 니켈 70% 이상 함유하고, 철, 크롬 및 니켈 함량의 합계는 100% 이하인 오스테나이트계 스테인레스 크롬기 합금으로 된 구조 재료를 제공하는 것이다.
구조 부재를 구성하는 합금의 철과 니켈의 함량은 공지되고 실험된 합금의 표준 영역내에 있고, 소량 존재하는 부가원소의 함량은 동일한 한정치내에서 선택되기 때문에, 대부분의 금속학적 성질(metallurgical properties)은 거의 개량되지 않는다. 반면에 600합금과 690합금의 비교시에 비록 작지만 크롬 함량의 증가는 수성매체의 응력하에서 내식성이 상당히 개선됨을 알 수 있다.
다른 모든 성분은 상기 합금에 대한 표준 영역에 속하는 비율로 존재하면서 크롬 함량만을 증가시킴으로써 600 및 ×750 합금과는 다른 조성을 갖는 합금을 계획한 용도에 따라서 선택하는 것이 특히 유리하다.
부재를 가압수형 원자로의 1차 냉각제와 원자로의 2차 회로의 탈이온수의 액상 및 증기상(예로서 증기 발생기에서)과의 접촉용으로 사용할때, 600합금의 유도체(derivative)를 철을 6% 이상 함유케하여 사용하는 것이 유리하다. 그러면 크롬, 니켈 및 철에 부가하여 합금에 실질적인 비율로 존재하는 원소는 탄소, 규소, 티탄늄, 망간 및 알루미늄이 된다. 누적되는 황과 인의 함량은 0.03중량% 이하로 한다.
조업시 산소를 함유한 고온수와 접촉되어 사용되는 구조 부재를 형성하기 위해 사용되는 합금에 있어서, 크롬 함량은 입자 결합에서의 크롬 함량이 적어도 18%가 되도록 적어도 18.5%인 것이 적합하고, 민감화는 피하는 것이 좋다.
실제로 대부분의 경우에 크롬 함량의 상한은 19.5%이고, 보통은 19%로 하면 본 용도로는 최적에 근접한다.
이와 같은 형태의 합금은 물리적 및 화학적 특성에 관한한 600합금과 비슷하지만 응력하에서 상당히 개선된 내식성을 갖는다.
가압수형 원자로의 1차 냉각제와 같은 고온 수성 매체에서 고응력이 가해진 구조 부재의 형성에 있어서(니켈, 크롬 및 철에 부가하여) 상당량의 망간, 티탄늄, 알루미늄 및 니오브를 함유하는 ×750 합금에서 유도된 합금을 사용하는 것이 유리하다.
알루미늄, 니오브, 특히 2.25 내지 2.75중량%의 티탄늄이 존재하는 것을 넓은 범위에서 변하는 온도에서 열처리를 적용하는 구조 부재의 탄성적 응력한계를 상당히 증가시킨다.
황과 인의 함량은 극히 작게, 1ppm으로 제한해야 한다. 티탄늄, 알루미늄 및 니오브 비율은 금속 성질과 장기간 기계적 내성에 거의 변화를 일으키지 않도록 ×750 합금을 위해 제공된 비율내에 존재하는 것이 유리하다.
본 발명에 따른 부재를 구성하기 위한 합금의 예를 600 및 ×750 합금에서 유도하여 예시하는데, 이 합금의 예는 600A, 600B 및 ×750A로 표시했다. 그 조성은 표 2에 주어져 있다.
[표 2]
Figure kpo00002
상기 합금은 열처리한 다음, 비교 측정하여 다음의 결과를 얻었다.
[실시예 1]
합금 600A
"새들(saddle)"형태의 다수의 시험편을 직경 22mm, 두께 1.27mm의 튜브로 형성하고, 절삭 및 성형하여 동일 주물로부터 준비했다. 이들을 980℃(처리 1) 또는 1010℃(처리 2)로 가마를 통과시키는 최종 열처리를 행했다.
비교용으로는 처리하지 않은 600합금 시험편과 700℃에서 열처리한 시험편을 준비했다.
응력하에서의 부식은 두가지 매체에서 비교했다.
매체 1 : 360℃에서 LiOH로서 리튬 2ppm, H3BO3로서 붕소 1000ppm 및 수소 25ml TPN(정상 압력 및 정상온도)를 함유하는 물.
매체 2 : 360℃에서 LiOH로서 리튬 2ppm, H3BO3로서 붕소 1000ppm 및 수소 3바아를 함유하는 물.
열처리를 하지 않은 경우, 600 합금은 3000시간 이내에서, 대부분의 경우는 1000시간후에 매체 1,2에서 균열되었으며, 700℃로 열처리한 경우의 600합금은 4000시간 이내에서 종종 균열되었다.
반면에 600A 합금은 다음의 결과를 얻었다.
매체 1 : 처리 1로 3100시간후에, 처리 2로 2100시간후에 부식없음.
매체 2 : 처리 1로 8700시간후에, 처리 2로 4100시간후에 부식없음.
[실시예 2]
합금 ×750A
기계응력을 받는 구조 부재가 핀, 너트 및 볼트이기 때문에, 시험편을 다음의 열처리를 받은 실린더형 인장 시험편으로서 사용했다.
- 885℃에서 24시간 균질화(homogeneization)
- 730℃에서 8시간 동안 그리고 620℃에서 8시간 연속 단계로 경화
비교편은 900MPa의 기계 응력하에서 350℃로 수소 25 내지 50ml TPN을 함유하는 순수물에서 행했다.
상기 조건하에서 885℃에서 처리한 다음 단계적으로 경화처리한 합금 ×750은 140시간 이내에서 균열되었고, 1시간 동안 1093℃에서 처리한 다음 20시간 지속시키면서 74℃에서 경화 처리(현재 추천되고 있는 처리임)한 동일합금은 830시간 이내에서 균열되었다.
반면에 이미 공업적으로 사용된 합금중에서 최악의 내식성을 나타내는 통상의 ×750 합금에 행해진 열경화 처리후의 ×750A 합금은 500시간 후에도 균열되지 않았다.
요약하면, 본 발명은 공지되고 실험된 합금과 비슷한 조성을 가지면서도 원자로의 물과 1차 및 2차 수성 매체등의 화학 매체와 묽은 염기성 매체에서 고온의 극히 높은 기계응력을 받을때 내균열성을 갖는 구조 부재용 합금을 제공하는 것이다.
다른 용도중에서는 제어 클러스터 안내 튜브 및 증기 발생기 튜브와, 일반적으로 니켈기 합금의 이용에 요구되는 기계적 인장 응력을 받으며 대표적으로 220 내지 360℃의 고온 수성 매체에서 작동되는 장치에 사용하기 위한 핀(pin)등이 있다.

Claims (7)

  1. 원자로(nuclear reactor)에서 고온 고압물과의 접촉용으로 사용하고, 철 5 내지 10중량%를 함유한 니켈기 오스테나이트계 스테인레스 합금으로 구성된 형태의 구조 부재에 있어서, 크롬 18 내지 20중량% 및 니켈 70중량% 이상을 더 포함하고, 철, 크롬 및 니켈 함량의 합계가 합금의 100중량% 이하인 것을 특징으로 하는 구조 부재.
  2. 제 1 항에 있어서, 상기 크롬 함량은 19.5% 이하인 것을 특징으로 하는 구조 부재.
  3. 제 2 항에 있어서, 상기 크롬 함량은 19중량%인 것을 특징으로 하는 구조 부재.
  4. 제 1 항에 있어서, 산소를 함유한 고온수와의 접촉용으로 사용하기 위해, 상기 크롬 함량이 적어도 18.5중량%인 것을 특징으로 하는 구조 부재.
  5. 가압수형 원자로(pressurized water reactor)의 1차 냉각제(primary coolant)와, 가압수형 원자로의 2차 회로의 액상 및 증기상의 탈이온수와의 접촉용으로 사용하고, 철 5 내지 10중량%, 탄소 0.05중량% 이하, 망간 1중량% 이하, 규소 0.5% 이하, 황 및 인 0.015중량% 이하를 함유한 스테인레스 니켈기 오스테나이트계 합금(stainless nickel-base austenitic alloy)으로 구성된 구조 부재에 있어서, 크롬 18 내지 20중량%와 니켈 72중량% 이상을 포함하고 불가피한 불순물을 제외한 전체 합계가 100%이며, 상기 오스테나이트계 합금은 980℃ 내지 1010℃ 열처리가 가해지는 것을 특징으로 하는 구조 부재.
  6. 제 1 항에 있어서, 상기 합금의 항복한계(yield limit)는 적어도 700MPa이고, 크롬을 제외한 합금의 다른 성분 함량은 ×750 합금에 상당하는 표준영역에 속하는 것을 특징으로 하는 구조 부재.
  7. 제 1 항에 있어서, 가압수형 원자로의 1차 냉각제와의 접촉용으로서, 상기 합금이 니켈, 크롬 및 9중량% 이하의 철 이외에도 실질적인 양의 망간, 티탄늄, 알루미늄 및 니오브와 1ppm 정도의 인과 황을 포함하는 것을 특징으로 하는 구조 부재.
KR1019870002430A 1986-03-18 1987-03-18 오스테나이트계 니켈-크롬-철 합금의 구조 부재 KR940010230B1 (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR86-03832 1986-03-18
FR03832 1986-03-18
FR8603832A FR2596066B1 (fr) 1986-03-18 1986-03-18 Alliage austenitique nickel-chrome-fer

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR870009402A KR870009402A (ko) 1987-10-26
KR940010230B1 true KR940010230B1 (ko) 1994-10-22

Family

ID=9333227

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1019870002430A KR940010230B1 (ko) 1986-03-18 1987-03-18 오스테나이트계 니켈-크롬-철 합금의 구조 부재

Country Status (8)

Country Link
US (1) US4877465A (ko)
EP (1) EP0242251B1 (ko)
KR (1) KR940010230B1 (ko)
CN (1) CN1018848B (ko)
DE (1) DE3762758D1 (ko)
ES (1) ES2014311B3 (ko)
FR (1) FR2596066B1 (ko)
ZA (1) ZA871981B (ko)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5108697A (en) * 1990-10-19 1992-04-28 Westinghouse Electric Corp. Inhibiting stress corrosion cracking in the primary coolant circuit of a nuclear reactor
CA2398212A1 (en) * 2000-01-24 2001-07-26 Inco Alloys International, Inc. High temperature thermal processing alloy
US20070044792A1 (en) * 2005-08-30 2007-03-01 Aerogen, Inc. Aerosol generators with enhanced corrosion resistance
EP1610081A1 (en) * 2004-06-25 2005-12-28 Haldor Topsoe A/S Heat exchange process and heat exchanger
SE533124C2 (sv) * 2008-05-28 2010-06-29 Westinghouse Electric Sweden Spridare för kärnbränslestavar
CN103272876B (zh) * 2013-05-23 2016-01-20 苏州贝思特金属制品有限公司 一种镍铁铬合金无缝管
CN110014248A (zh) * 2019-05-15 2019-07-16 丹阳市华龙特钢有限公司 一种镍基耐高温抗腐蚀焊丝的制备方法
CN110129622B (zh) * 2019-05-15 2021-03-19 丹阳市华龙特钢有限公司 Ni-Cr-Fe基沉淀硬化型变形高温合金
CN112981182B (zh) * 2019-12-13 2022-06-14 宝武特种冶金有限公司 一种镍铬合金材料及其制备方法

Family Cites Families (25)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB286367A (en) * 1926-12-03 1928-03-05 Heraeus Vacuumschmelze Ag Improvements in alloys for turbine blades and machine parts exposed to similar conditions
FR649575A (fr) * 1928-02-22 1928-12-24 Int Nickel Co Perfectionnements dans les alliages
US1983415A (en) * 1930-10-31 1934-12-04 Dow Chemical Co Process of thermally decomposing hydrocarbons
US2445951A (en) * 1946-10-25 1948-07-27 Int Nickel Co Method of producing welded joints
GB698299A (en) * 1950-10-12 1953-10-14 Mond Nickel Co Ltd Improvements relating to nickel-base alloys and articles made therefrom
US2858208A (en) * 1955-12-16 1958-10-28 Hoskins Mfg Company Nickel base alloy for use as an electrical resistance element
US2798827A (en) * 1956-05-07 1957-07-09 Gen Motors Corp Method of casting and heat treating nickel base alloys
US3223818A (en) * 1961-04-27 1965-12-14 Smith Corp A O Method of welding
US3645726A (en) * 1965-05-26 1972-02-29 Int Nickel Co Resistance to stress-corrosion cracking in nickel alloys
DE2032811A1 (en) * 1970-06-29 1972-01-05 Johns Manville Glass fibre nozzle area - having inconel (rtm) cooling pipes
BE806063A (en) * 1973-10-12 1974-04-12 Centre Rech Metallurgique Reducing gas prodn by catalytic reforming - with reforming and/or heating vessels made of specified nickel/cobalt/chromium/iron alloys
JPS5326222A (en) * 1976-08-24 1978-03-10 Daido Steel Co Ltd Nickel based alloy suitable for cores of shielded arc welding rods
JPS55125251A (en) * 1979-03-19 1980-09-26 Sumitomo Metal Ind Ltd Cr-containing ni alloy with superior stress corrosion cracking resistance and manufacture thereof
JPS58153763A (ja) * 1982-03-05 1983-09-12 Sumitomo Metal Ind Ltd ニツケル・クロム合金の製造方法
JPS58174538A (ja) * 1982-04-02 1983-10-13 Hitachi Ltd 原子炉用隙間構造部材に用いられる耐応力腐食割れ性に優れたNi基合金製部材
JPS5941456A (ja) * 1982-08-30 1984-03-07 Toshiba Corp 原子炉構造用鍛造材の熱処理方法
JPS5956555A (ja) * 1982-09-25 1984-04-02 Nippon Yakin Kogyo Co Ltd 耐粒界腐食性,耐応力腐食割れ性及び熱間加工性に優れるNi基合金
DE3382737T2 (de) * 1982-11-10 1994-05-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Nickel-Chrom-Legierung.
JPS6075543A (ja) * 1983-10-03 1985-04-27 Toshiba Corp 高照射領域内機器用合金
US4788036A (en) * 1983-12-29 1988-11-29 Inco Alloys International, Inc. Corrosion resistant high-strength nickel-base alloy
DE3407305A1 (de) * 1984-02-24 1985-08-29 Mannesmann AG, 4000 Düsseldorf Verwendung einer korrosionsbestaendigen austenitischen legierung fuer mechanisch hoch beanspruchte, schweissbare bauteile
JPS61153252A (ja) * 1984-12-26 1986-07-11 Toshiba Corp 原子炉材用高強度ニツケル基合金
JPS61210145A (ja) * 1985-03-13 1986-09-18 Toshiba Corp 耐応力腐食割れ性に優れたニツケル基合金
JPS61288041A (ja) * 1985-06-14 1986-12-18 Babcock Hitachi Kk 耐粒界型応力腐食割れ性、耐孔食性に優れたNi基合金
US4761190A (en) * 1985-12-11 1988-08-02 Inco Alloys International, Inc. Method of manufacture of a heat resistant alloy useful in heat recuperator applications and product

Also Published As

Publication number Publication date
KR870009402A (ko) 1987-10-26
ZA871981B (en) 1988-05-25
FR2596066A1 (fr) 1987-09-25
CN87102645A (zh) 1987-10-28
CN1018848B (zh) 1992-10-28
EP0242251A1 (fr) 1987-10-21
ES2014311B3 (es) 1990-07-01
EP0242251B1 (fr) 1990-05-16
FR2596066B1 (fr) 1994-04-08
DE3762758D1 (de) 1990-06-21
US4877465A (en) 1989-10-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4798632A (en) Ni-based alloy and method for preparing same
JP4099493B2 (ja) 耐クリープ性が優れたジルコニウム合金組成物
JP4536119B2 (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よりなる、原子炉に用いられる要素及びその製造方法
JPS6358213B2 (ko)
US4512820A (en) In-pile parts for nuclear reactor and method of heat treatment therefor
JP2583488B2 (ja) 耐食性の優れた原子炉用ジルコニウム合金被覆管の製造方法
US20050205175A1 (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
US5244515A (en) Heat treatment of Alloy 718 for improved stress corrosion cracking resistance
JPS6134498B2 (ko)
KR940010230B1 (ko) 오스테나이트계 니켈-크롬-철 합금의 구조 부재
US4040876A (en) High temperature alloys and members thereof
JPS6013061B2 (ja) 高強度フエライト合金
JPS63303038A (ja) 応力腐食割れに対する抵抗性の増大した軽水炉の炉心
JPS6211058B2 (ko)
RU2126559C1 (ru) Труба из сплава на основе циркория для сборки топливных элементов ядерного реактора
Ward Thermal and irradiation effects on the tensile and creep-rupture properties of weld-deposited type 316 stainless steel
CN112981273A (zh) 铁素体合金及利用其制造核燃料包壳管的方法
US4530719A (en) Austenitic stainless steel for high temperature applications
JP2687538B2 (ja) 原子炉燃料集合体用Zr合金
US5122334A (en) Zirconium-gallium alloy and structural components made thereof for use in nuclear reactors
JP2004091816A (ja) ニッケル基合金、ニッケル基合金の熱処理方法、およびニッケル基合金を用いた原子力用部材
JPH0867954A (ja) 高耐食性ジルコニウム合金の製造方法
US2968550A (en) Gall resistant nickel-copper alloy
JP2000001754A (ja) オーステナイト合金とそれを用いた構造物
US3431104A (en) Zirconium base alloy

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
G160 Decision to publish patent application
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20001004

Year of fee payment: 7

LAPS Lapse due to unpaid annual fee