RU2172527C2 - Nuclear fuel assembly tube and its manufacturing process - Google Patents
Nuclear fuel assembly tube and its manufacturing processInfo
- Publication number
- RU2172527C2 RU2172527C2 RU98103241A RU98103241A RU2172527C2 RU 2172527 C2 RU2172527 C2 RU 2172527C2 RU 98103241 A RU98103241 A RU 98103241A RU 98103241 A RU98103241 A RU 98103241A RU 2172527 C2 RU2172527 C2 RU 2172527C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- alloy
- tube
- tin
- niobium
- iron
- Prior art date
Links
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 14
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 8
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 38
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims abstract description 38
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 34
- REDXJYDRNCIFBQ-UHFFFAOYSA-N aluminium(3+) Chemical class [Al+3] REDXJYDRNCIFBQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 30
- 229910052718 tin Inorganic materials 0.000 claims abstract description 23
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N tin hydride Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 23
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims abstract description 17
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 15
- 239000010955 niobium Substances 0.000 claims abstract description 15
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 14
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims abstract description 13
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 9
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 9
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N oxygen Chemical compound O=O MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 claims abstract description 4
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- 239000010703 silicon Substances 0.000 claims abstract description 4
- 238000005097 cold rolling Methods 0.000 claims abstract 2
- 238000001953 recrystallisation Methods 0.000 claims description 7
- 238000005096 rolling process Methods 0.000 claims description 3
- 238000005496 tempering Methods 0.000 claims 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 abstract description 24
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 9
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 abstract description 9
- 239000000203 mixture Substances 0.000 abstract description 6
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 abstract description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract 3
- 238000005253 cladding Methods 0.000 abstract 1
- 238000000034 method Methods 0.000 abstract 1
- 239000002893 slag Substances 0.000 abstract 1
- 239000011135 tin Substances 0.000 description 19
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 7
- 230000002349 favourable Effects 0.000 description 3
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 230000000875 corresponding Effects 0.000 description 2
- 238000005755 formation reaction Methods 0.000 description 2
- XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N silicon Chemical compound [Si] XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910001257 Nb alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 210000001138 Tears Anatomy 0.000 description 1
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 1
- 230000000996 additive Effects 0.000 description 1
- 230000032683 aging Effects 0.000 description 1
- 238000000137 annealing Methods 0.000 description 1
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 230000035882 stress Effects 0.000 description 1
- 230000000930 thermomechanical Effects 0.000 description 1
- 230000004584 weight gain Effects 0.000 description 1
- 235000019786 weight gain Nutrition 0.000 description 1
- -1 zirconium-niobium Chemical compound 0.000 description 1
Images
Abstract
Description
Предлагаемое изобретение касается специальных трубок, изготовленных из того или иного сплава на основе циркония и используемых, в частности, для формирования либо всей оболочки ядерного топливного стержня целиком, либо только наружной части этой оболочки. Данное изобретение касается также способа изготовления таких трубок. The present invention relates to special tubes made of a particular zirconium-based alloy and used, in particular, to form either the entire shell of the nuclear fuel rod as a whole, or only the outer part of this shell. The present invention also relates to a method for manufacturing such tubes.
До настоящего времени главным образом использовались оболочки для ядерных топливных стержней, изготовленные из циркониевого сплава, известного под названием "Циркалой 4" ("Zircaloy 4"). Этот сплав кроме собственно циркония дополнительно содержит олово, железо и хром. Были предложены и многочисленные другие химические составы циркониевых сплавов с диапазонами содержания различных элементов, зачастую столь широкими, что они сразу представляются специалисту в данной области техники чисто умозрительными или даже спекулятивными. So far, mainly nuclear fuel rod casings have been used, made from a zirconium alloy known as “Zircaloy 4”. This alloy, in addition to zirconium itself, additionally contains tin, iron and chromium. Numerous other chemical compositions of zirconium alloys have been proposed with ranges of various elements, often so wide that they immediately appear to a person skilled in the art as purely speculative or even speculative.
В частности, были предложены различные химические составы циркониевых сплавов с содержанием ниобия в таком широком диапазоне, что сопротивление термической ползучести для максимальных величин оказывается весьма посредственным при использовании любых металлургических способов обработки в процессе изготовления таких сплавов. In particular, various chemical compositions of zirconium alloys with a niobium content in such a wide range that the thermal creep resistance for maximum values are very mediocre when using any metallurgical processing methods in the manufacturing process of such alloys have been proposed.
Были также предложены сплавы, содержащие кроме циркония, в частности, олово, предназначенное для улучшения характеристик сопротивления ползучести, и железо. Alloys have also been proposed that contain, in addition to zirconium, in particular tin, which is intended to improve the creep resistance and iron.
Цель данного изобретения состоит, в частности, в том, чтобы предложить трубки упомянутого выше типа, обладающие удовлетворительными характеристиками ползучести и высокой коррозионной стойкостью даже в литиевой среде при высоких температурах, позволяющие снизить процент производственного брака при их изготовлении и пригодные для использования с целью формирования оболочек или направляющих трубок ядерных топливных сборок. The purpose of this invention is, in particular, to offer tubes of the above type, with satisfactory creep characteristics and high corrosion resistance even in a lithium environment at high temperatures, allowing to reduce the percentage of production defects in their manufacture and suitable for use with the formation of shells or guide tubes of nuclear fuel assemblies.
Одной из причин упомянутого производственного брака при изготовлении таких трубок является образование в процессе их термомеханической обработки трещин или разрывов, которые приводят к появлению дефектов, делающих эти трубки непригодными для использования. Такая опасность существует, в частности, для трубок из циркониевых сплавов с достаточно высоким содержанием олова. One of the reasons for the aforementioned production defects in the manufacture of such tubes is the formation of cracks or tears during their thermomechanical processing, which lead to defects that make these tubes unusable. Such a danger exists, in particular, for tubes made of zirconium alloys with a sufficiently high tin content.
Для достижения поставленных целей данное изобретение предлагает, в частности, трубку, изготовленную из сплава на основе циркония, содержащего дополнительно от 0,8 до 1,8 весовых процентов ниобия, от 0,2 до 0,6 весовых процентов олова и от 0,02 до 0,4 весовых процентов железа, причем упомянутый сплав находится в рекристаллизованном состоянии или в отпущенном состоянии в зависимости от того, чему в данном случае необходимо способствовать: повышению коррозионной стойкости или сопротивлению ползучести. To achieve the goals, this invention provides, in particular, a tube made of an alloy based on zirconium, containing an additional 0.8 to 1.8 weight percent niobium, 0.2 to 0.6 weight percent tin, and 0.02 up to 0.4 weight percent iron, wherein said alloy is in a recrystallized state or in a tempered state, depending on what needs to be promoted in this case: to increase corrosion resistance or creep resistance.
Предлагаемый циркониевый сплав характеризуется содержанием углерода в диапазоне от 30 до 180 ppm, содержанием кремния в диапазоне от 10 до 120 ppm и содержанием кислорода в диапазоне от 600 до 1800 ppm. The proposed zirconium alloy is characterized by a carbon content in the range from 30 to 180 ppm, a silicon content in the range from 10 to 120 ppm and an oxygen content in the range from 600 to 1800 ppm.
Относительно высокое содержание ниобия, во всех случаях превышающее предел растворимости (примерно 0,6%), придает данному сплаву повышенную сопротивляемость коррозии в водной среде при высоких температурах. Используемый в качестве единственной добавки к цирконию ниобий при указанном выше процентном содержании придает сплаву выгодные, но недостаточные характеристики ползучести. Олово, совместно с ниобием, улучшает сопротивление ползучести, а также коррозионную стойкость сплава в водной литиевой среде, без опасности образования трещин и разрывов в процессе прокатки в том случае, когда содержание олова в сплаве не превышает 0,6% по весу. Содержание железа, доходящее до 0,4% по весу, обеспечивает компенсацию неблагоприятного влияния олова на общую коррозию. The relatively high niobium content, which in all cases exceeds the solubility limit (about 0.6%), gives this alloy an increased corrosion resistance in an aqueous medium at high temperatures. Used as the only additive to zirconium, niobium at the percentage indicated above gives the alloy favorable, but insufficient creep characteristics. Tin, together with niobium, improves the creep resistance as well as the corrosion resistance of the alloy in an aqueous lithium environment, without the risk of cracking and tearing during rolling when the tin content in the alloy does not exceed 0.6% by weight. An iron content of up to 0.4% by weight compensates for the adverse effect of tin on general corrosion.
Указанные выше процентные содержания различных элементов в составе предлагаемого циркониевого сплава учитывают то обстоятельство, что допуски и изменения процентного содержания элементов в составе одного и того же слитка приводят к тому, что пределы могут быть достигнуты даже для специфических номинальных значений содержания в более узком интервале. Так, например, номинальные процентные содержания ниобия в диапазоне от 0,84% до 1,71% по весу могут привести в одном и том же слитке к локальным процентным содержаниям ниобия в диапазоне от 0,8% до 1,8% в зависимости от того, верхняя или нижняя часть слитка рассматривается в данном случае. The above percentages of various elements in the composition of the proposed zirconium alloy take into account the fact that tolerances and changes in the percentage of elements in the same ingot lead to the fact that the limits can be reached even for specific nominal values of the content in a narrower range. For example, nominal percentages of niobium in the range from 0.84% to 1.71% by weight can lead to local percentages of niobium in the same ingot in the range from 0.8% to 1.8%, depending on Moreover, the upper or lower part of the ingot is considered in this case.
В дополнение к упомянутым выше элементам данный сплав содержит также различные неустранимые примеси, процентное содержание которых всегда весьма мало. In addition to the elements mentioned above, this alloy also contains various fatal impurities, the percentage of which is always very small.
Было отмечено, что номинальные процентные содержания в диапазоне от 0,9% до 1,1% для ниобия, от 0,25% до 0,35% для олова и от 0,2% до 0,3% для железа дают особенно предпочтительные результаты. It has been noted that nominal percentages ranging from 0.9% to 1.1% for niobium, from 0.25% to 0.35% for tin and from 0.2% to 0.3% for iron give particularly preferred results.
Вследствие относительно небольшого процентного содержания олова в данном сплаве его рекристаллизация в процессе изготовления может быть осуществлена при относительно низкой температуре, не превышающей 620oC, что оказывает благоприятное влияние на коррозионную стойкость в горячем состоянии и на ползучесть.Due to the relatively small percentage of tin in this alloy, its recrystallization in the manufacturing process can be carried out at a relatively low temperature not exceeding 620 o C, which has a beneficial effect on hot corrosion resistance and creep.
Данное изобретение предлагает также способ изготовления трубки, предназначенной для формирования оболочки ядерного топливного стержня или направляющей трубки для ядерной топливной сборки. Начальная фаза изготовления такой трубки из предлагаемого сплава может быть аналогичной начальной фазе изготовления, обычно используемой для сплавов типа "Циркалой 4". Зато заключительные фазы изготовления отличаются от обычных и в них используется, в частности, только термическая обработка рекристаллизации при относительно низких температурах. The present invention also provides a method of manufacturing a tube for forming a shell of a nuclear fuel rod or a guide tube for a nuclear fuel assembly. The initial phase of the manufacture of such a tube from the proposed alloy may be similar to the initial phase of manufacture, usually used for alloys such as "Compound 4". But the final phases of manufacture differ from the usual ones and they use, in particular, only the heat treatment of recrystallization at relatively low temperatures.
Предлагаемый способ, в частности, может содержать следующие этапы:
- формируют пруток, изготовленный из сплава на основе циркония, имеющего упомянутый выше химический состав;
- осуществляют закалку упомянутого прутка в воде после его нагревания до температуры в диапазоне от 1000oC до 1200oC;
- вытягивают упомянутый пруток до состояния трубчатой заготовки после его нагрева до температуры, имеющей величину в диапазоне от 600oC до 800oC;
- производят отжиг упомянутой вытянутой трубчатой заготовки при температуре, имеющей величину в диапазоне от 590oC до 650oC;
- прокатывают в холодном состоянии упомянутую заготовку за по меньшей мере четыре прохода для получения трубки с выполнением промежуточных термических обработок при температуре в диапазоне от 560oC до 620oC.The proposed method, in particular, may include the following steps:
- form a bar made of an alloy based on zirconium having the above chemical composition;
- carry out the hardening of the said rod in water after heating to a temperature in the range from 1000 o C to 1200 o C;
- pulling said rod to the state of the tubular billet after it is heated to a temperature having a value in the range from 600 o C to 800 o C;
- produce annealing of said elongated tubular billet at a temperature having a value in the range from 590 o C to 650 o C;
- cold rolled said billet in at least four passes to obtain a tube with the implementation of intermediate heat treatments at a temperature in the range from 560 o C to 620 o C.
Степень рекристаллизации в предпочтительном варианте реализации возрастает от одного этапа к другому для уменьшения размера зерна. The degree of recrystallization in a preferred embodiment increases from one step to another to reduce grain size.
Обычно осуществляют заключительную термическую обработку при температуре в диапазоне от 560oC до 620oC в том случае, когда данный сплав должен быть в рекристаллизованном состоянии, и при температуре в диапазоне от 470oC до 500oC в том случае, когда данный сплав или изготовленная из него трубка должны быть использованы в состоянии снятия внутренних напряжений.Typically, the final heat treatment is carried out at a temperature in the range of 560 o C to 620 o C in the case when this alloy must be in a recrystallized state, and at a temperature in the range from 470 o C to 500 o C in the case when this alloy or a tube made from it should be used in a state of removal of internal stresses.
Полученный таким образом сплав обладает устойчивостью к общей коррозии в водной среде при высокой температуре, репрезентативной для условий эксплуатации в ядерном реакторе с водой под давлением, сопоставимой с устойчивостью к общей коррозии известных цирконий-ниобиевых сплавов с достаточно высоким содержанием ниобия. Сопротивление полученного таким образом сплава термической ползучести существенно превышает сопротивление термической ползучести для упомянутых выше сплавов и сопоставимо с сопротивлением термической ползучести для лучших сплавов типа "Циркалой 4". The alloy thus obtained is resistant to general corrosion in an aqueous medium at high temperature, representative of operating conditions in a nuclear reactor with pressurized water, comparable to the general corrosion resistance of known zirconium-niobium alloys with a sufficiently high niobium content. The resistance of the thermal creep alloy obtained in this way significantly exceeds the thermal creep resistance for the above-mentioned alloys and is comparable to the thermal creep resistance for the best alloys of the "Circular 4" type.
В качестве примера практической реализации предлагаемого изобретения был изготовлен сплав, содержащий в дополнение к цирконию от 0,9% до 1,1% по весу ниобия, от 0,25% до 0,35% по весу олова и от 0,03% до 0,06% по весу железа. Последовательность металлургической обработки этого сплава содержала прокатку в четыре цикла, между которыми выполнялась термическая обработка в течение двух часов при температуре 580oC. Степень наклепа или деформирования и степень рекристаллизации при этом имели значения, приведенные в таблице.As an example of the practical implementation of the present invention, an alloy was made containing, in addition to zirconium, from 0.9% to 1.1% by weight of niobium, from 0.25% to 0.35% by weight of tin and from 0.03% to 0.06% by weight of iron. The sequence of metallurgical processing of this alloy contained rolling in four cycles, between which heat treatment was performed for two hours at a temperature of 580 o C. The degree of hardening or deformation and the degree of recrystallization in this case had the values given in the table.
Специальные дополнительные испытания были выполнены для того, чтобы определить влияние содержания железа и олова на сплавы, содержащие 1% ниобия и имеющие содержание углерода, кремния и кислорода в указанных выше пределах. Эти испытания проводились на листовых образцах, которые подвергались обработке, соответствующей Σ A на уровне 5,23 • 10-18. Обработка завершалась рекристаллизацией при температуре 580oC.Special additional tests were carried out in order to determine the effect of the content of iron and tin on alloys containing 1% niobium and having the content of carbon, silicon and oxygen in the above ranges. These tests were carried out on sheet samples that were subjected to processing corresponding to Σ A at the level of 5.23 • 10 -18 . The treatment was completed by recrystallization at a temperature of 580 o C.
Испытания на коррозионную стойкость осуществлялись:
- при температурах 500oC, 415oC и 400oC в среде водяного пара,
- при температуре 360oC в воде с содержанием 70 ppm лития.Tests for corrosion resistance were carried out:
- at temperatures of 500 o C, 415 o C and 400 o C in a medium of water vapor,
- at a temperature of 360 o C in water with a content of 70 ppm lithium.
Результаты проведенных испытаний представлены на чертежах, на которых:
- фиг. 1 и 2 представляют выигрыш в весе сплавов в соответствии с предлагаемым изобретением после выдержки в течение 140 суток в литиевой воде при температуре 360oC для различных величин содержания олова и железа;
- фиг. 3 представляет выигрыш в весе, репрезентативный для однородной коррозии, после выдержки в течение 132 суток при температуре 400oC в среде водяного пара;
- фиг. 4, аналогичная фиг. 3, соответствует выдержке на протяжении 155 суток при температуре 415oC;
- фиг. 5, также аналогичная фиг. 3, соответствует выдержке в течение 24 часов в среде водяного пара при температуре 500oC и репрезентативной для узелковой коррозии;
- фиг. 6 представляет собой схему, показывающую границы зон особенно благоприятного сопротивления коррозии в различных условиях, выявляя особенную выгоду диапазонов содержания от 0,2% до 0,3% для олова и от 0,15% до 0,3% для железа в том, что касается коррозионной стойкости данного сплава.The results of the tests are presented in the drawings, on which:
- FIG. 1 and 2 represent the gain in weight of the alloys in accordance with the invention after aging for 140 days in lithium water at a temperature of 360 o C for various values of the content of tin and iron;
- FIG. 3 represents a weight gain representative of uniform corrosion after holding for 132 days at a temperature of 400 ° C. in a water vapor environment;
- FIG. 4, similar to FIG. 3, corresponds to an exposure for 155 days at a temperature of 415 o C;
- FIG. 5, also similar to FIG. 3, corresponds to an exposure for 24 hours in an environment of water vapor at a temperature of 500 o C and representative for nodular corrosion;
- FIG. 6 is a diagram showing the boundaries of zones of particularly favorable corrosion resistance under various conditions, revealing the particular benefit of ranges from 0.2% to 0.3% for tin and from 0.15% to 0.3% for iron in that concerns the corrosion resistance of this alloy.
Фиг. 1 и 2 показывают отсутствие улучшения коррозионной стойкости в литиевой воде при содержании в данном сплаве более 0,6% олова и более 0,2% железа. FIG. 1 and 2 show the absence of improvement in corrosion resistance in lithium water when the content in this alloy is more than 0.6% tin and more than 0.2% iron.
Фиг. 3 и 4 показывают преимущество относительно высокого содержания железа в данном сплаве, превышающего 0,2%, для улучшения коррозионной стойкости в среде водяного пара при температурах 400oC и 415oC и снижения неблагоприятного влияния относительно высокого процентного содержания олова в данном сплаве. Эти фигуры показывают также, что благоприятные результаты, наблюдаемые для сплавов в соответствии с предлагаемым изобретением, теряются в том случае, если содержание олова оказывается слишком малым или нулевым.FIG. 3 and 4 show the advantage of a relatively high iron content in the alloy in excess of 0.2% for improving the corrosion resistance in water vapor at temperatures of 400 ° C. and 415 ° C. and reducing the adverse effect of the relatively high percentage of tin in the alloy. These figures also show that the favorable results observed for the alloys in accordance with the invention are lost if the tin content is too small or zero.
И, наконец, фиг. 5 показывает, что постепенное ухудшение сопротивляемости по отношению к узелковой коррозии наблюдается при увеличении процентного содержания олова без того, что наличие железа может существенно улучшить соответствующие характеристики. Фиг. 5 показывает также, что при содержании олова более 0,6% по весу коррозия ускоряется и что в условиях приемлемого содержания олова коррозия увеличивается при увеличении содержания железа более 0,3% по весу. And finally FIG. 5 shows that a gradual decrease in resistance to nodular corrosion is observed with an increase in the percentage of tin without the presence of iron can significantly improve the corresponding characteristics. FIG. 5 also shows that with a tin content of more than 0.6% by weight, corrosion accelerates and that under conditions of an acceptable tin content, corrosion increases with an increase in iron content of more than 0.3% by weight.
Из совокупности полученных таким образом результатов следует, что выгодный диапазон химического состава данного сплава с точки зрения сопротивления коррозии представляет собой диапазон, ограниченный тремя кривыми, показанными на фиг. 6. При этом кривая А ограничивает зону, которая представляется интересной в том, что касается коррозионной стойкости в воде при температуре 360oC с содержанием 70 ppm лития, то есть в условиях, более суровых, чем те условия, которые имеют место в реальном ядерном реакторе, в том, что касается содержания лития.From the totality of the results thus obtained, it follows that the advantageous range of the chemical composition of this alloy from the point of view of corrosion resistance is a range limited by the three curves shown in FIG. 6. In this case, curve A limits the zone that is of interest in terms of corrosion resistance in water at a temperature of 360 o C with a content of 70 ppm lithium, that is, under more severe conditions than those that occur in real nuclear reactor, in terms of lithium content.
Кривая В ограничивает зону удовлетворительной коррозионной стойкости в среде, паров литиевой воды при температуре, немного превышающей 400oC.Curve B limits the zone of satisfactory corrosion resistance in the environment, lithium water vapor at a temperature slightly exceeding 400 o C.
И, наконец, кривая C соответствует приблизительно границе приемлемых процентных содержаний в том, что касается сопротивляемости узелковой коррозии в среде водяного пара при температуре порядка 500oC.And finally, curve C corresponds approximately to the border of acceptable percentages in terms of resistance to nodular corrosion in water vapor at a temperature of the order of 500 o C.
Можно выйти за пределы ограниченной таким образом зоны в том случае, когда некоторые из упомянутых типов коррозии являются менее критичными. You can go beyond the thus limited zone in the case when some of the mentioned types of corrosion are less critical.
Claims (8)
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR9509166 | 1995-07-27 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU98103241A RU98103241A (en) | 2000-02-10 |
| RU2172527C2 true RU2172527C2 (en) | 2001-08-20 |
Family
ID=
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP4022257B2 (en) | Tube for nuclear fuel assembly and method for manufacturing the same | |
| KR100364093B1 (en) | A method of manufacturing a tube for a nuclear fuel assembly, and tubes obtained thereby | |
| 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 | |
| EA009703B1 (en) | Method for production of a fuel-casing tube for a nuclear reactor and tube obtained thus | |
| JPH1068033A (en) | Zirconium alloy with corrosion resistance to water and water vapor and creep resistance, its production, and its use in nuclear reactor | |
| KR930009987B1 (en) | Method of manufacturing tubes of zirconium alloys with improved corrosion resistance for thermal nuclear reactors | |
| JP3923557B2 (en) | Zirconium-based alloy tube for nuclear fuel assemblies and method for producing the same | |
| RU2126559C1 (en) | Zirconium base alloy tube for nuclear reactor fuel assembly | |
| KR20060027865A (en) | Zirconium alloy and components for the core of light water cooled nuclear reactors | |
| RU2187155C2 (en) | Alloy and tube for nuclear reactor fuel assembly and tube manufacturing process | |
| US5735978A (en) | Sheathing tube for a nuclear fuel rod | |
| RU2172527C2 (en) | Nuclear fuel assembly tube and its manufacturing process | |
| JPH0682582A (en) | Improved manufacturing method for heat-treated compound nuclear fuel | |
| JP4999270B2 (en) | Methods, applications, and apparatus for boiling water nuclear fuel and fuel assembly cladding. | |
| JPH0867954A (en) | Production of high corrosion resistant zirconium alloy | |
| JPH07173587A (en) | Production of zirconium alloy welded member | |
| RU2145739C1 (en) | Tubular can for nuclear fuel rods and its manufacturing process | |
| KR100296952B1 (en) | New zirconium alloys for fuel rod cladding and process for manufacturing thereof | |
| JPH01191756A (en) | Corrosion-resistant zirconium alloy | |
| JP2001220633A (en) | Zirconium alloy excellent in corrosion resistance and small in hydrogen absorption and producing method therefor | |
| JP2001220632A (en) | Zirconium alloy small in hydrogen absorption and excellent in corrosion resistance and its producing method | |
| JPH059688A (en) | Manufacture of zr alloy rolled stock excellent in workability | |
| JPH06248403A (en) | Production of high corrosion resistant and high strength zirconium alloy material | |
| JPH1081929A (en) | Zirconium alloy and alloy pipe and their production | |
| JPH09111379A (en) | Highly corrosion resistant zirconium alloy |