RU2141539C1 - Сплав на основе циркония - Google Patents

Сплав на основе циркония Download PDF

Info

Publication number
RU2141539C1
RU2141539C1 RU99107802A RU99107802A RU2141539C1 RU 2141539 C1 RU2141539 C1 RU 2141539C1 RU 99107802 A RU99107802 A RU 99107802A RU 99107802 A RU99107802 A RU 99107802A RU 2141539 C1 RU2141539 C1 RU 2141539C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
niobium
zirconium
alloy
iron
oxygen
Prior art date
Application number
RU99107802A
Other languages
English (en)
Inventor
А.В. Никулина
П.В. Шебалдов
В.Н. Шишов
М.М. Перегуд
Л.Е. Агеенкова
В.В. Рождественский
М.И. Солонин
Ю.К. Бибилашвили
П.И. Лавренюк
А.Ф. Лосицкий
Н.А. Ганза
Н.В. Кузьменко
В.А. Котрехов
Ю.П. Шевнин
В.А. Маркелов
Original Assignee
Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара
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
Family has litigation
First worldwide family litigation filed litigation Critical https://patents.darts-ip.com/?family=20218590&utm_source=google_patent&utm_medium=platform_link&utm_campaign=public_patent_search&patent=RU2141539(C1) "Global patent litigation dataset” by Darts-ip is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Application filed by Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара filed Critical Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара
Priority to RU99107802A priority Critical patent/RU2141539C1/ru
Priority to UA2001118002A priority patent/UA57877C2/ru
Priority to US10/030,881 priority patent/US6776957B1/en
Priority to EP99952827A priority patent/EP1184472B1/en
Priority to PCT/RU1999/000368 priority patent/WO2000065116A1/ru
Priority to DE69916335T priority patent/DE69916335T2/de
Priority to AT99952827T priority patent/ATE263847T1/de
Priority to JP2000613848A priority patent/JP2002543278A/ja
Priority to CA002367614A priority patent/CA2367614A1/en
Publication of RU2141539C1 publication Critical patent/RU2141539C1/ru
Application granted granted Critical

Links

Images

Classifications

    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22C—ALLOYS
    • C22C16/00—Alloys based on zirconium
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/06—Casings; Jackets
    • G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Powder Metallurgy (AREA)
  • Treatment Of Steel In Its Molten State (AREA)
  • Luminescent Compositions (AREA)
  • Battery Electrode And Active Subsutance (AREA)

Abstract

Сплав на основе циркония содержит следующие компоненты, мас.%: ниобий 0,5 - 3,0, железо 0,005 - 0,5, кислород 0,03 - 0,2, углерод 0,001 - 0,04, кремний 0,002 - 0,1, никель 0,003 - 0,02, цирконий - остальное, при этом микроструктура сплава характеризуется частицами β-ниобийсодержащих фаз, размером не более 0,1 мкм с содержанием ниобия 60-95%, равномерно распределенных в α-твердом растворе. Задачей изобретения является создание материала на основе циркония, изделия из которого, используемые в активной зоне атомных реакторов, обладают более стабильными свойствами, такими как коррозионная стойкость, прочность, сопротивление радиационному росту и ползучести, высоким сопротивлением нодулярной коррозии, что позволяет повысить ресурс работы изделий в активной зоне атомного реактора. 5 з.п.ф-лы, 3 табл.

Description

Изобретение относится к области металлургии, в частности к коррозионностойким и радиационностойким сплавам на основе циркония, используемым в качестве конструкционных материалов активной зоны атомных реакторов.
Уровень техники.
В конструкции активной зоны атомных энергетических реакторов на тепловых нейтронах в качестве оболочек твэлов, труб технологических каналов и других конструкционных элементов используются материалы на основе циркония.
К указанным сплавам предъявляется целый ряд требований по коррозионной стойкости в воде и в среде высокотемпературного водяного пара, прочности, по сопротивлению окислению, наводороживанию, радиационному росту и ползучести. Материал должен обладать высокими технологическими характеристиками.
Известен материал на основе циркония, содержащий 1 - 4 мас.% ниобия и 0,1 - 0,2 мас.% кислорода, состоящий преимущественно из полученной в результате мартенситного превращения β-фазы и мелкодисперсной вторичной фазы, богатой ниобием (Патент Великобритании N 997761, С 21 С, С 21 G, 1965 г.).
Изделия, изготовленные из известного сплава, обладают недостаточно широким комплексом коррозионных свойств, в том числе недостаточно высоким сопротивлением нодулярной коррозии в кипящей воде.
Известен материал на основе циркония, содержащий, мас.%: ниобий 0,5 - 1,5; олово 0,9 - 1,5; железо 0,3 - 0,6; хром 0,005 - 0,2; углерод 0,005 - 0,04; кислород 0,05 - 0,15; кремний 0,005 - 0,15, причем структура материала представляет собой металлическую матрицу, упрочненную ниобий- и железосодержащими интерметаллидами с объемным содержанием суммы интерметаллидов (Zr(Fe, Nb)2+Zr(Fe, Cr, Nb)+(Zr, Nb)3Fe не менее 60% от общего содержания железосодержащих интерметаллидов при расстоянии между ними 0,3 ± 0,09 мкм (Патент РФ N 2032759, C 22 C 16/00, 1995 г.).
Изделия, изготовленные из известного материала, обладают высокими прочностными характеристиками, сопротивлением радиационному росту, ползучести, коррозионной стойкостью. Однако, коррозия в водяной среде изделий, изготовленных из известного материала, протекает с образованием более толстых окислов, в чем уступает предлагаемому сплаву.
Известен сплав на основе циркония, содержащий, мас.%: ниобий 0,8 - 1,3; железо 0,005 - 0,025; кремний менее 0,012; углерод менее 0,02; кислород менее 0,16; остальное - цирконий (Европатент N 0720177 A1, G 21 C 3/07, 1996 г.).
Данное техническое решение, как наиболее близкое по технической сущности к заявленному, выбрано в качестве прототипа.
Изделия, изготовленные из известного материала, обладают недостаточно широким комплексом коррозионных и механических свойств. Пониженное содержание ниобия и железа не позволяет получить структуру, которая обеспечивает материалу высокую коррозионную стойкость, особенно, сопротивление нодулярной коррозии, прочность, сопротивление ползучести и радиационному росту.
Раскрытие изобретения.
В основу настоящего изобретения поставлена задача создать сплав на основе циркония, изделия из которого, используемые в активной зоне атомного реактора, обладают более стабильными свойствами, такими как коррозионная стойкость, прочность, сопротивление радиационному росту и ползучести, высоким сопротивлением нодулярной коррозии, и в результате повысить ресурс работы изделий в активной зоне атомного реактора.
Предложенный сплав, в отличие от прототипа, позволяет получить оптимальное структурно-фазовое состояние, обеспечивающее высокие: коррозионную стойкость в воде и в среде водяного пара, прочность, сопротивление ползучести и радиационному росту.
Изготовление изделий из предложенного сплава путем более точного выбора соотношения входящих в сплав компонентов позволяет создать определенную структуру сплава в готовых изделиях, которая содержит α-твердый раствор циркония, равномерно распределенные мелкодисперсные частицы равновесной β Nb-фазы, твердого раствора циркония в ниобии с объемноцентрированной кубической решеткой с параметром a=3,33-3,35A, с содержанием в нем ниобия более 75%, что соответствует равновесному составу β Nb-фазы. Структура материала может также включать мелкодисперсные частицы интерметаллидов Zr-Fe-Nb.
Поставленная задача решена созданием сплава на основе циркония для элементов активной зоны атомных реакторов, содержащего ниобий, железо, кислород, углерод, кремний и никель, который согласно изобретению, содержит компоненты в следующем соотношении, мас.%:
ниобий - 0,5 - 3,0
железо - 0,005 - 0,5
кислород - 0,03 - 0,2
углерод - 0,001 - 0,04
кремний - 0,002 - 0,1
никель - 0,003 - 0,02
цирконий и неизбежные примеси - - остальное,
а структура сплава характеризуется α-твердым раствором циркония, с равномерно распределенным в нем частицами β Nb-фазы размером не более 0,1 мкм, с содержанием в ней ниобия 60-95%, а также может дополнительно содержать частицы интерметаллидов Zr-Fe-Nb размером не более 0,3 мкм.
В сплаве при соотношении компонентов, мас.%:
ниобий - 0,5 - 3,0
железо - 0,005 - 0,02
кислород - 0,03 - 0,12
углерод - 0,001 - 0,02
кремний - 0,002 - 0,02
никель - 0,003 - 0,02
цирконий и неизбежные примеси - - остальное,
структура сплава характеризуется α-твердым раствором с равномерно распределенными в нем частицами равновесной β Nb-фазы с содержанием в ней ниобия 75-95%, размером не более 0,1 мкм.
В сплаве при соотношении компонентов, мас.%:
ниобий - 0,5 - 3,0
железо - 0,02 - 0,5
кислород - 0,03 - 0,12
углерод - 0,001 - 0,02
кремний - 0,002 - 0,02
никель - 0,003 - 0,02
цирконий и неизбежные примеси - - остальное,
соотношение железа к ниобию составляет 0,05 - 0,2, а структура сплава характеризуется α-твердым раствором с равномерно распределенными в нем частицами β Nb-фазы с содержанием в ней ниобия 60 - 95% и частицами интерметаллидов Zr-Fe-Nb размером не более 0,3 мкм.
В сплаве при соотношении компонентов, мас.%:
ниобий - 0,5 - 3,0
железо - 0,005 - 0,5
кислород - 0,1 - 0,2
углерод - 0,001 - 0,02
кремний - 0,002 - 0,1
никель - 0,003 - 0,02
цирконий и неизбежные примеси - - остальное,
а структура сплава характеризуется α-твердым раствором, упрочненным кислородом, в котором равномерно распределены частицы равновесной β Nb-фазы размером не более 0,1 мкм с содержанием в ней 75 - 95% ниобия. Структура может также дополнительно содержать частицы интерметаллидов Zr-Fe-Nb размером не более 0,3 мкм.
Предложенный химический состав сплава и наличие в его структуре β Nb-фазы размером не более 0,1 мкм с содержанием в ней 75 - 95% ниобия обеспечивает создание равновесной и высокодисперсной структуры, что способствует увеличению стабильности свойств изделий, особенно коррозионной стойкости и пластичности, в процессе эксплуатации.
Количество ниобия 75 - 95% в β Nb-фазе обеспечивает ее равновесность и дисперсность менее 0,1 мкм. Такая структура обеспечивает материалу высокие коррозионную стойкость в высокотемпературной воде и пластичность. Учитывая, что коррозионная стойкость является основной эксплуатационной характеристикой циркониевых изделий, используемых в активной зоне ядерных реакторов, структура сплава, содержащая β Nb-фазу равновесного состава, обеспечивает готовым изделиям высокие коррозионные характеристики в высокотемпературной воде.
Выбор соотношения железа к ниобию менее 0,2 позволяет обеспечить дополнительное выделение частиц железосодержащих интерметаллидов Zr-Fe-Nb размером не более 0,3 мкм, равномерно распределенных в α-твердом растворе, что способствует увеличению прочностных характеристик в процессе эксплуатации изделий. Кроме того, присутствие в структуре сплава интерметаллидов Zr-Fe-Nb способствует повышению сопротивления сплава нодулярной коррозии в условиях кипения, сопровождающееся утонением стенки и гидрированием оболочки, а также образованием толстых окисных пленок, снижающих теплопроводность оболочки. Присутствие в структуре сплава интерметаллидов Zr-Fe-Nb снижает склонность материала к нодулярной коррозии в 1,5 - 2 раза.
При увеличении соотношения железа к ниобию выше 0,2 не выдерживается состав β Nb-фазы, т.е. количество ниобия в β Nb-фазе уменьшается и как следствие этого уменьшается стабильность коррозионных свойств.
Увеличение содержания кислорода в сплаве повышает сопротивление ползучести и радиационному росту при рабочих температурах в 2,5 - 6 раз. Более высокое сопротивление ползучести сохраняется и в нейтронном поле. Кроме того, присутствие кислорода стабилизирует коррозионную стойкость и делает ее менее зависимой от режимов горячей обработки и термообработки. При этом повышаются и стабилизируются коррозионные и прочностные характеристики сплава за счет управления α-твердого раствора кислородом.
Для лучшего понимания изобретения ниже приведены конкретные примеры его выполнения.
Пример 1.
Из материала по изобретению были изготовлены слитки методом вакуумно-дуговой плавки. Указанные слитки были подвергнуты полному переделу, имитирующему изготовление полуфабрикатов, а именно горячей деформации (ковке, прокатке), β-закалке, прессованию в верхней части α-области и далее холодному переделу с промежуточными α-отжигами, что позволяет получить структуру с необходимым набором фаз, повышающих коррозионную стойкость и прочность, основная доля которых падает на Nb-фазу размером не более 0,1 мкм с содержанием в ней 75 - 95% ниобия.
Изобретение иллюстрируется примерами, приведенными в табл. 1, 2, 3. В табл. 1 даны составы сплавов по изобретению и прототипу. В табл. 2 приведены характеристики β Nb-фазы. В табл. 3 представлены свойства этих сплавов. Сплав по прототипу изготовлялся по технологии, заявленной в патенте.
Как видно из приведенных примеров, при содержании ниобия ниже 0,5 мас.% (пример 7) выделения β Nb-фазы не наблюдается, что отрицательно сказывается на коррозионной стойкости сплава. Так привес образца в воде автоклава составил 65 - 75 мг/дм2, вместо 35 - 50 мг/дм2 для сплавов с β Nb-фазой. Кроме того на коррозионные свойства влияет размер частиц β Nb-фазы, расстояние между ними, объемная доля частиц, а главное содержание в них ниобия. Наиболее благоприятными с точки зрения сочетания свойств являются составы сплавов по примерам 1, 2, 3, 4, 5, 6. В сплавах по примерам 1 и 2 структура содержит α-твердый раствор с выделениями Nb-фазы, размером не более 0,05 мкм и содержанием в ней ниобия 85 - 90%, что соответствует равновесному составу β Nb-фазы, коррозионная стойкость этих сплавов выше, чем у сплава с запредельными значениями ниобия и железа (пример 7) и прототипа (пример 8).
Сплавы по примерам 3 и 4 дополнительно содержат интерметаллиды Zr-Fe-Nb (пример 3 с соотношением железа к ниобию, равным 0,2; пример 4 с соотношением железа к ниобию - 0,05), которые дополнительно упрочняют матрицу сплава, повышая при этом не только коррозионные свойства, особенно сопротивление нодулярной коррозии, но и сопротивление ползучести и деформации радиационного роста (таблица 3).
Сплав по примеру 5 дополнительно содержит повышенное (0,2 мас.%) количество кислорода, что повышает сопротивление ползучести и радиационному росту, стабилизирует коррозионную стойкость, за счет упрочнения α-матрицы (таблица 3).
Сплав по примеру 6 содержит повышенное количество кислорода и минимальное значение по ниобию, это приводит к снижению количества β Nb-фазы в структуре, однако из-за того, что частицы β Nb-фазы очень дисперсные (0,03 мкм) и равновесного состава (75% ниобия), а α-твердый раствор упрочнен кислородом, характеристики этого сплава находятся в допустимых пределах по эксплуатационным требованиям. Структура материала, который может быть получен из сплава по прототипу, не приводится. Вероятно в данной структуре состав второй фазы неравновесный. Поэтому свойства материала из сплава по прототипу уступают свойствам предложенного материала.
Упрочнение α-твердого раствора кислородом дополнительно повышает прочность, сопротивление ползучести и стабилизирует коррозионную стойкость.
Таким образом, использование предлагаемого сплава позволяет получить изделие с однородной структурой и мелкодисперсным и равномерным распределением в ней частиц β Nb-фазы равновесного состава. В результате формирования такой структуры материал изделия имеет высокое сопротивление коррозии, радиационному росту и ползучести. Присутствие в структуре сплава интерметаллидов Zr-Nb-Fe и наличие железа и ниобия в α-твердом растворе способствует повышению сопротивления сплава ползучести и радиационному росту.
Промышленная применимость.
Наиболее эффективно настоящее изобретение может быть применено для изготовления изделий, используемых в активной зоне атомных реакторов. Кроме того, указанный материал может быть использован в химической промышленности, в медицинской промышленности и других областях техники, где требуются высокая коррозионная стойкость, пластичность, сопротивление разрушению и высокая радиационная стойкость.

Claims (6)

1. Сплав на основе циркония для элементов активной зоны атомных реакторов, содержащий ниобий, железо, кислород, углерод и кремний, и характеризующийся структурой, содержащей α-твердый раствор циркония, отличающийся тем, что сплав дополнительно содержит никель при следующем соотношении компонентов, мас.%:
Ниобий - 0,5 - 3,0
Железо - 0,005 - 0,5
Кислород - 0,03 - 0,2
Углерод - 0,001 - 0,04
Кремний - 0,002 - 0,1
Никель - 0,003 - 0,02
Цирконий - Остальное
а структура сплава дополнительно содержит частицы βNb-фазы размером не более 0,1 мкм с содержанием в ней ниобия 60 - 95%, равномерно распределенные в α-твердом растворе.
2. Сплав по п.1, отличающийся тем, что его структура дополнительно содержит частицы интерметаллидов Zr-Fe-Nb.
3. Сплав по п.1, отличающийся тем, что содержит компоненты при следующем соотношении, мас.%:
Ниобий - 0,5 - 3,0
Железо - 0,005 - 0,02
Кислород - 0,03 - 0,12
Углерод - 0,001 - 0,02
Кремний - 0,002 - 0,02
Никель - 0,003 - 0,02
Цирконий - Остальное
при содержании ниобия в частицах βNb-фазы 75 - 95%.
4. Сплав по п.2, отличающийся тем, что содержит компоненты при следующем соотношении, мас.%:
Ниобий - 0,5 - 3,0
Железо - 0,02 - 0,5
Кислород - 0,03 - 0,12
Углерод - 0,001 - 0,02
Кремний - 0,002 - 0,02
Никель - 0,003 - 0,02
Цирконий - Остальное
при соотношении железа к ниобию 0,05 - 0,2.
5. Сплав по п. 1 или 2, отличающийся тем, что содержит компоненты при следующем соотношении, мас.%:
Ниобий - 0,5 - 3,0
Железо - 0,005 - 0,5
Кислород - 0,1 - 0,2
Углерод - 0,001 - 0,02
Кремний - 0,002 - 0,1
Никель - 0,003 - 0,02
Цирконий - Остальное
при содержании ниобия в частицах βNb-фазы 75 - 95%, а α-твердый раствор дополнительно упрочнен кислородом.
6. Сплав по любому из пп.2, 4 или 5, отличающийся тем, что размер частиц интерметаллидов Zr-Fe-Nb не превышает 0,3 мкм.
RU99107802A 1999-04-22 1999-04-22 Сплав на основе циркония RU2141539C1 (ru)

Priority Applications (9)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99107802A RU2141539C1 (ru) 1999-04-22 1999-04-22 Сплав на основе циркония
UA2001118002A UA57877C2 (ru) 1999-04-22 1999-08-10 Сплав на основе циркония для элементов активной зоны атомных реакторов
PCT/RU1999/000368 WO2000065116A1 (fr) 1999-04-22 1999-10-08 Alliage a base de zirconium pour des elements utilises dans le coeur d'un reacteur nucleaire
EP99952827A EP1184472B1 (en) 1999-04-22 1999-10-08 Zirconium-based alloy for elements used in nuclear reactor cores
US10/030,881 US6776957B1 (en) 1999-04-22 1999-10-08 Zirconium-based alloy elements used in nuclear reactor cores
DE69916335T DE69916335T2 (de) 1999-04-22 1999-10-08 Zirkonbasislegierung für elemente, die in nuklearen kernreaktoren verwendet werden
AT99952827T ATE263847T1 (de) 1999-04-22 1999-10-08 Zirkonbasislegierung für elemente, die in nuklearen kernreaktoren verwendet werden
JP2000613848A JP2002543278A (ja) 1999-04-22 1999-10-08 原子炉の炉心に用いられる要素のためのジルコニウム基合金
CA002367614A CA2367614A1 (en) 1999-04-22 1999-10-08 Zirconium-based alloy for elements used in nuclear reactor cores

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99107802A RU2141539C1 (ru) 1999-04-22 1999-04-22 Сплав на основе циркония

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2141539C1 true RU2141539C1 (ru) 1999-11-20

Family

ID=20218590

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU99107802A RU2141539C1 (ru) 1999-04-22 1999-04-22 Сплав на основе циркония

Country Status (9)

Country Link
US (1) US6776957B1 (ru)
EP (1) EP1184472B1 (ru)
JP (1) JP2002543278A (ru)
AT (1) ATE263847T1 (ru)
CA (1) CA2367614A1 (ru)
DE (1) DE69916335T2 (ru)
RU (1) RU2141539C1 (ru)
UA (1) UA57877C2 (ru)
WO (1) WO2000065116A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2004057046A1 (fr) * 2002-12-23 2004-07-08 Oao 'chepetsky Mekhanichesky Zavod' Alliage a base de zirconium et de niobium contenant de l'oxygene et son procede de production

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9284629B2 (en) 2004-03-23 2016-03-15 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments
US10221475B2 (en) 2004-03-23 2019-03-05 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance
US9378850B2 (en) * 2004-06-01 2016-06-28 Areva Np Method for operating a nuclear reactor and use of a specific fuel rod cladding alloy in order to reduce damage caused by pellet/cladding interaction
KR100831578B1 (ko) * 2006-12-05 2008-05-21 한국원자력연구원 원자력용 우수한 내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법
AR110991A1 (es) 2018-02-21 2019-05-22 Comision Nac De Energia Atomica Cnea Aleaciones de circonio con resistencia a la corrosión y temperatura de servicio mejoradas para usar en el revestimiento del combustible y las partes estructurales del núcleo de un reactor nuclear

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01301830A (ja) * 1988-05-30 1989-12-06 Sumitomo Metal Ind Ltd 高耐食性ジルコニウム合金
US5125985A (en) * 1989-08-28 1992-06-30 Westinghouse Electric Corp. Processing zirconium alloy used in light water reactors for specified creep rate
US5211774A (en) * 1991-09-18 1993-05-18 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with superior ductility
SE9103052D0 (sv) * 1991-10-21 1991-10-21 Asea Atom Ab Zirkoniumbaserad legering foer komponenter i kaernreaktorer
US5254308A (en) * 1992-12-24 1993-10-19 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with improved post-irradiation properties
RU2032759C1 (ru) * 1993-03-04 1995-04-10 Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.А.А.Бочвара Материал на основе циркония
AU7670394A (en) * 1993-03-04 1994-10-24 Vsesojuzny Nauchno-Issledovatelsky Institut Neorga Nicheskikh Materialov Imeni Akademika A.A. Bochvara Zirconium-based material, article made of the said material for use in the active zones of atomic reactors, and a process for obtaining such articles
US5366690A (en) 1993-06-18 1994-11-22 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with tin, nitrogen, and niobium additions
FR2729000A1 (fr) * 1994-12-29 1996-07-05 Framatome Sa Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire et tubes conformes a ceux ainsi obtenus
UA53696C2 (ru) * 1997-03-12 2003-02-17 Откритоє Акціонєрноє Общєство "Чєпєцкій Мєханічєскій Завод" Способ изготовления трубных изделий из циркониевых сплавов (варианты)
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

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2004057046A1 (fr) * 2002-12-23 2004-07-08 Oao 'chepetsky Mekhanichesky Zavod' Alliage a base de zirconium et de niobium contenant de l'oxygene et son procede de production
US7704334B2 (en) 2002-12-23 2010-04-27 Otkrytoe Aktsionernoe Obschestvo “Chepetskiy Mekhanichesky Zavod” Zirconium-niobium oxygen-containing alloy and method for producing said alloy

Also Published As

Publication number Publication date
DE69916335D1 (de) 2004-05-13
UA57877C2 (ru) 2003-07-15
EP1184472A1 (en) 2002-03-06
ATE263847T1 (de) 2004-04-15
EP1184472A4 (en) 2002-11-20
JP2002543278A (ja) 2002-12-17
US6776957B1 (en) 2004-08-17
CA2367614A1 (en) 2000-11-02
EP1184472B1 (en) 2004-04-07
DE69916335T2 (de) 2005-03-17
WO2000065116A1 (fr) 2000-11-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20100128834A1 (en) Zirconium alloys with improved corrosion resistance and method for fabricating zirconium alloys with improved corrosion resistance
CN101240389B (zh) 具有优异耐腐蚀性的高含铁量的锆合金组合物及其制备方法
CN106995902B (zh) 一种FeCrAl基合金包壳材料及其制备方法
CN1152146C (zh) 用在核反应堆中的锆-铌-锡合金及其生产方法
CN106957971A (zh) 一种压水堆核电厂用锆合金及其制备方法
CN105925846A (zh) 一种Zr-Sn-Nb-Hf合金棒材及其制备方法
RU2141539C1 (ru) Сплав на основе циркония
US20120145287A1 (en) Zirconium alloy compositions having excellent corrosion resistance by the control of various metal-oxide and precipitate and preparation method thereof
CN107304465A (zh) 一种压水堆燃料组件用锆合金
KR101058872B1 (ko) 우수한 내식성 및 크립저항성을 갖는 고농도 몰리브덴 함유지르코늄 합금 조성물, 이의 제조방법 및 이의 용도
CN105441717B (zh) 一种核动力堆芯结构材料用锆基合金
RU2141540C1 (ru) Сплав на основе циркония
JP4982654B2 (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
KR101929608B1 (ko) 최종 열처리로 인해 개선된 부식／크리프 저항을 갖는 지르코늄계 합금 제품 및 그 제조방법
CN101270425B (zh) 一种用于轻水反应堆的锆基合金
CN107142423B (zh) 一种耐事故核燃料组件结构材料FeCrAl基合金及其制备方法
CN107236904A (zh) 一种核反应堆堆芯用FeCrAl基合金材料及其制备方法
Pylypenko et al. Influence of iron additives on the corrosion resistance of the Zr-1% Nb alloy under operating conditions of a nuclear reactor
RU2032759C1 (ru) Материал на основе циркония
CN107217205B (zh) 一种核反应堆燃料元件包壳用FeCrAl基合金材料及其制备方法
CN105543560B (zh) 一种核用锆合金
Mandiang et al. Effect of phosphorus on stability of cold worked structure in 316Ti austenitic stainless steel
CN114574747A (zh) 核反应堆用低活化抗辐照及耐腐蚀高熵合金及其制备方法
JPH02118044A (ja) 耐食性ジルコニウム合金
CN108193033A (zh) 一种核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理工艺

Legal Events

Date Code Title Description
PC43 Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for inventions

Effective date: 20111124