RU2261486C2 - Сплав на основе циркония и способ изготовления элемента для топливной сборки ядерного реактора из такого сплава - Google Patents

Сплав на основе циркония и способ изготовления элемента для топливной сборки ядерного реактора из такого сплава Download PDF

Info

Publication number
RU2261486C2
RU2261486C2 RU2002111557/06A RU2002111557A RU2261486C2 RU 2261486 C2 RU2261486 C2 RU 2261486C2 RU 2002111557/06 A RU2002111557/06 A RU 2002111557/06A RU 2002111557 A RU2002111557 A RU 2002111557A RU 2261486 C2 RU2261486 C2 RU 2261486C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
less
ppm
niobium
content
iron
Prior art date
Application number
RU2002111557/06A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2002111557A (ru
Inventor
Даниель ШАРКЕ (FR)
Даниель ШАРКЕ
Жан-Поль МАРДОН (FR)
Жан-Поль Мардон
Жан СЕНЕВА (FR)
Жан СЕНЕВА
Original Assignee
Фраматом Анп
Компани Еропеен Дю Зиркониум Сезюс
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 Фраматом Анп, Компани Еропеен Дю Зиркониум Сезюс filed Critical Фраматом Анп
Publication of RU2002111557A publication Critical patent/RU2002111557A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2261486C2 publication Critical patent/RU2261486C2/ru

Links

Images

Classifications

    • 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
    • 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
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22F—CHANGING THE PHYSICAL STRUCTURE OF NON-FERROUS METALS AND NON-FERROUS ALLOYS
    • C22F1/00—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working
    • C22F1/16—Changing 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
    • C22F1/18—High-melting or refractory metals or alloys based thereon
    • C22F1/186—High-melting or refractory metals or alloys based thereon of zirconium or alloys based thereon
    • 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

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

Abstract

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: сплав на основе циркония для создания элементов топливной сборки содержит: 0,02-1% железа, 0,8-2,3% ниобия, менее 2000 ч./млн олова, менее 2000 ч./млн, кислорода, менее 100 ч./млн, углерода, 5-35 ч./млн серы и менее 0,25% в целом хрома и/или ванадия, а также неизбежные примеси. Причем соотношение R между содержанием ниобия минус 0,5% и содержанием железа, дополненным в случае необходимости содержанием хрома и/или ванадия, составляет величину ниже 3. Герметизирующая труба и листовой прокат для топливных стержней ядерного реактора выполняются из сплава в рекристаллизованном состоянии. Применение сплава для изготовления элементов топливной сборки ядерного реактора с водой под давлением. Способ изготовления труб, предназначенных для образования целой или наружной части оболочки стержня ядерного топлива или направляющей трубы для топливной сборки ядерного реактора изготавливают брус из сплава на основе циркония. После нагревания до температуры 1000-1200°С брус подвергают резкому охлаждению водой, а после нагревания до температуры 600-800°С заготовку подвергают волочению. Заготовку подвергают холодной прокатке - при осуществлении промежуточных термообработок при температуре 560-620°С, и осуществляют конечную термообработку при температуре 560-620°С. Причем совокупность термообработок осуществляют в инертной атмосфере или в вакууме. Преимущества изобретения заключаются в простоте изготовления и повышении качества изделий. 5 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Description

Настоящее изобретение относится к сплавам на основе циркония, предназначенным для создания элементов топливной сборки ядерного реактора, используемого с обычной водой, таких как оболочки стержней ядерного топлива или направляющие трубы сборки или даже листовой прокат, такой как плиты с сеткой крепежных и установочных отверстий.
Настоящее изобретение находит в особенности значительное, хотя и не исключительное, применение в области изготовления герметизирующих труб для топливных стержней, предназначенных для таковых реакторов с водой под давлением, в которой особенно высока опасность коррозии вследствие высокого содержания лития и, в известных случаях, опасностей вскипания, а также в области изготовления тонких полосовых материалов, используемых для структурных элементов топливных сборок таких реакторов. Настоящее изобретение относится также к способу изготовления таких элементов.
В заявке на патент РСТ FR 99/00737 предложен сплав на основе циркония, содержащий также, по массе, кроме неизбежных примесей, 0,03-0,25 % в целом, с одной стороны, железо, с другой стороны, по меньшей мере один из элементов группы, образованной хромом и ванадием, включающий 0,8-1,3 % ниобия, менее 2000 ч./млн олова, 500-2000 ч./млн кислорода, менее 100 ч./млн углерода, 5-35 ч./млн серы и менее 50 ч./млн кремния, причем соотношение между содержанием железа, с одной стороны, и содержанием хрома или ванадия, с другой стороны, составляет от 0,5 до 30.
Изобретение основано на результатах наблюдений, полученных изобретателями в процессе систематического изучения интерметаллических фаз и кристаллографической структуре этих фаз, которые появляются, когда варьируют относительные содержания железа и ниобия, тогда как содержания олова, серы и кислорода описаны в вышеуказанной заявке. Оно также основано на установлении экспериментальным путем, что природа и кристаллографическая структура интерметаллических фаз, содержащих цирконий, железо и ниобий, оказывают значительное влияние на коррозионную стойкость в различных окружающих средах.
В частности, было установлено, что присутствие соединений с кристаллической структурой с гранецентрированной кубической ячейкой, получаемой благодаря содержанию железа по отношению к ниобию, достаточному для образования (Zr Nb)4 Fe2 за счет соединения Zr (Nb, Fe)2 с гексагональной ячейкой и фазы βNb, в которых преобладают высокие соотношения Nb/Fe, значительно снижает коррозию в среде с высоким содержанием лития, такой как среда, которая существует в начале цикла работы некоторых реакторов с водой под давлением. Присутствие фазы с гранецентрированной кубической ячейкой в слишком большом количестве немного ухудшает коррозионную стойкость в водной среде.
Настоящее изобретение в особенности относится к получению сплава, позволяющего изготавливать элементы, состав которого может быть оптимально приспособлен к предусматриваемым условиям использования и не носит чрезмерно затрудняющих стадий изготовления.
Согласно этой цели изобретение относится в особенности к сплаву на основе циркония, содержащему также, по массе, кроме неизбежных примесей, 0,02-1 % железа, 0,8-2,3 % ниобия, менее 2000 ч./млн олова, менее 2000 ч./млн кислорода, менее 100 ч./млн углерода, 5-35 ч./млн серы и менее 0,25 % в целом хрома и/или ванадия, причем соотношение R между содержанием ниобия минус 0,5 % и содержанием железа, дополненным, в случае необходимости, содержанием хрома и/или ванадия, составляет величину ниже 3.
Выбор соотношения R = (Nb-0,5%)/(Fe+Cr+V) обусловлен тем, что фаза с гранецентрированной кубической ячейкой появляется как только соотношение между содержанием Fe (плюс Cr и V, если они присутствуют) и содержанием Nb становится таким, что R имеет значение ниже пороговой величины, которая немного зависит от содержаний других элементов и температуры, но составляет самое большее 3.
Изобретение относится также к способу изготовления трубы, согласно которому:
- изготавливают брус из сплава на основе циркония, содержащего также, по массе, кроме неизбежных примесей, 0,02-1 % железа, 0,8-2,3 % ниобия, менее 2000 ч./млн олова, менее 2000 ч./млн кислорода, менее 100 ч./млн углерода, 5-35 ч./млн серы и менее 0,25 % в целом хрома и/или ванадия, причем соотношение R между содержанием ниобия минус 0,5 % и содержанием железа, дополненным, в случае необходимости, содержанием хрома и/или ванадия, составляет величину ниже 3;
- после нагревания до температуры 1000-1200°С брус подвергают резкому охлаждению водой;
- после нагревания до температуры 600-800°С заготовку подвергают волочению;
- вышеуказанную заготовку подвергают холодной прокатке, путем по меньшей мере двух проходов, для получения трубы при осуществлении промежуточных термообработок при температуре 560-620°С;
- осуществляют конечную термообработку при температуре 560-620°С, причем совокупность термообработок осуществляют в инертной атмосфере или в вакууме.
Конечная термообработка позволяет получить трубу в рекристаллизованном, благоприятном в отношении предела текучести состоянии без изменения природы фаз. Добавка хрома и/или ванадия, которая заменяет железо и ниобий в гексагональной фазе, позволяет контролировать соотношение между двумя, гексагональной и гранецентрированной кубической, фазами.
Сплав может быть также использован для получения плоских элементов. Их также используют в рекристаллизованном состоянии и они могут быть изготовлены следующим образом:
- получают заготовку из сплава на основе циркония, содержащего также, по массе, кроме неизбежных примесей, 0,02-1% железа, 0,8-2,3% ниобия, менее 2000 ч./млн олова, менее 2000 ч./млн кислорода, менее 100 ч./млн углерода, 5-35 ч./млн серы и менее 0,25 % в целом хрома и/или ванадия, причем соотношение R между содержанием ниобия минус 0,5 % и содержанием железа, дополненным, в случае необходимости, содержанием хрома и/или ванадия, составляет величину ниже 3;
- заготовку подвергают холодной прокатке, путем по меньшей мере трех проходов, при осуществлении промежуточных термообработок и конечной темообработки;
- причем одну из этих промежуточных термообработок или предварительную термообработку до первого прохода через валки в холодном виде осуществляют в течение длительного периода времени, составляющего по меньшей мере 2 часа, при температуре ниже 600°С;
- все возможные термообработки, следующие за длительной термообработкой, и, в особенности, конечную рекристаллизационную обработку, осуществляют при температуре ниже 620°С.
Изобретение относится также к применению вышеуказанного сплава для изготовления элементов ядерного реактора с водой под давлением, содержащей первоначально менее 5 ч./млн лития. Хотя это содержание затем быстро снижается вследствие его расхода для установления значения рН хладагента, можно в значительной степени избежать первоначальной быстрой коррозии.
Существование интерметаллических соединений вследствие присутствия железа в достаточном количестве, включая существование Zr (Nb, Fe)2, снижает количество осадков ниобия в β-фазе, неблагоприятных в отношении коррозии в литийсодержащей среде, а также содержание ниобия в твердом растворе, и приводит, таким образом, к удовлетворительной стойкости при постоянной коррозии при температуре около 400°С, типичной температуре, преобладающей в реакторах.
Присутствие хрома и/или ванадия в качестве частичной замены железа в интерметаллических осадках типа Zr (Nb, Fe, Cr, V)2, не оказывает заметного влияния на коррозию при температуре 400°С, так как происходит просто замена хромом и/или ванадием железа и/или ниобия в интерметаллическом соединении по мере повышения содержания хрома. Повышенная коррозионная стойкость при температуре 400°С в особенности наблюдается в достигнутой мере, если сумма (Fe+Cr) (плюс, в известных случаях, ванадий) составляет величину по меньшей мере 0,03%.
В общей сложности, сплав вышеуказанного типа, используемый в рекристаллизованном состоянии для повышения его сопротивления биаксиальной ползучести в случае труб и склонности к штамповке листовых материалов, обладает характеристиками, устанавливаемыми путем регулирования соотношения железо : ниобий, но всегда благоприятными в отношении:
- высокой коррозионной стойкости в водной среде, возможно содержащей литий, при высокой температуре, тем более высокой в этом последнем случае в связи с тем, что выбирают высокое содержание железа, допускаемое за счет высокого содержания ниобия, и при соотношении железо : ниобий, превышающем 0,3;
- высокого предела текучести благодаря присутствию олова, которое содержится в очень незначительном количестве, и благодаря легированию кислородом в количестве ниже 2000 ч./млн который тогда не оказывает вредного воздействия на коррозионную стойкость.
В случае современных реакторов нижеприведенные диапазоны значений элементов особенно представляют интерес в качестве сплава на основе циркония, содержащего также, по массе, кроме неизбежных примесей:
- Nb: 0,8-1,1 мас.%;
- Fe: 0,3-0,35 мас.%;
- Sn: 0,15-0,20 мас.%;
- Cr и/или V: 0,01-0,1 мас.%;
- O2: от 1000 ч./млн, до 1600 ч./млн;
- S: от 5 ч./млн, до 35 ч./млн;
- С: менее 100 ч./млн.
Вышеприведенные характеристики, так же как другие, будут лучше ясны при ознакомлении с нижеследующим описанием предпочтительных вариантов осуществления, данных в качестве примера, не ограничивающего объема притязаний изобретения. В описании даны ссылки на сопровождающие его фигуры, на которых: на фигуре 1 представлена тройная диаграмма, показывающая интерметаллические соединения и микроструктуры, которые появляются в разных зона сплава при содержании олова 0,2 % при температуре в интервале от 560°С до 620°С;
- на фигуре 2 в увеличенном масштабе представлена часть диаграммы;
- на фигуре 3 представлены результаты экспериментов по коррозии в содержащей литий среде на образцах с изменяемыми содержаниями железа и ниобия.
Содержания углерода и кислорода почти идентичны для всех образцов и ниже вышеуказанных максимальных значений. Содержание олова составляет 0,2 % и содержание серы составляет 10 ч./млн
Образцы были изготовлены путем пирометаллургических процессов при температуре, не превышающей 620°С, причем любая обработка в процессе волочения выше этой температуры снижает коррозионную стойкость.
Представленная на фигуре 1 тройная диаграмма для соотношений Fe/Nb ниже примерно 0,3 показывает наличие зоны, в которой сосуществуют фаза αZr (кроме фазы βZr, которая является очень неблагоприятной с точки зрения коррозионной стойкости), осадки фазы βNb и интерметаллическая фаза Zr (Nb, Fe)2, которая имеет гексагональную структуру.
В случае высокого соотношения Fe/Nb, и это вплоть до содержания ниобия порядка 50 %, которое выше более чем на порядок величины используемых количеств, также появляется соединение (Zr, Nb)4 Fe2, которое является гранецентрированным кубическим. Фаза pNb полностью исчезает только при соотношении Fe/Nb порядка 0,6.
Оказывается, как это будет видно дальше, что высокое содержание ниобия является очень благоприятным в отношении коррозионной стойкости в литийсодержащей воде.
Для возможности сосуществования кубической и гексагональной фаз соотношение Fe/Nb более высокое, чем 0,3, будет благоприятным при соблюдении соотношения (Nb-0,5 %)/(Fe+Cr+V)>2,5.
Изучение тройной диаграммы при незначительных содержаниях Fe и Nb показывает, что содержание Nb в твердом растворе изменяется вместе с содержанием Fe, при постоянном содержании Nb содержание Fe также изменяется.
Как только содержание Fe превышает 60-70 ч./млн, в случае сплава согласно настоящему изобретению, видно появление гексагональной формы Zr (Nb, Fe)2, которая заменяет фазу βNb при массовом соотношении Nb/Fe, почти равном 2,3.
Затем появляется кубическое гранецентрированное соединение (Zr, Nb)4 Fe2, соответствующее соотношению Nb/Fe, почти равному 0,6.
Эта кубическая гранецентрированная фаза (Zr, Nb)4 Fe2 начинает появляться в случае, когда
1% Nb 0,29-0,44% Fe
1,5% Nb 0,49-0,66% Fe
2% Nb выше 0,78% Fe
Диаграмма показывает, что при одновременном возрастании содержания Nb и Fe достигают более высокой плотности интерметаллических фаз, которая является благоприятной для коррозии в литийсодержащей среде.
Влияние содержаний Fe и Nb лучше видно на фигуре 3, на которой представлено увеличение массы образцов сплава после выдерживания в течение 84 дней в содержащей 70 ч./млн лития воде при температуре 360°С; увеличение массы образца Zircaloy 4 в тех же условиях составило 35,96 мг/дм2.
Непосредственно представляет интерес одновременное наличие высокого содержания ниобия и железа и соблюдение вышеуказанного условия.

Claims (7)

1. Сплав на основе циркония для создания элементов топливной сборки, содержащий также по массе 0,02-1% железа, 0,8-2,3% ниобия, менее 2000 ч./млн. олова, менее 2000 ч./млн. кислорода, менее 100 ч./млн. углерода, 5-35 ч./млн. серы и менее 0,25% в целом хрома и/или ванадия, а также неизбежные примеси, причем соотношение R между содержанием ниобия минус 0,5% и содержанием железа, дополненным, в случае необходимости, содержанием хрома и/или ванадия, составляет величину ниже 3.
2. Сплав по п.1, содержащий также 0,8-1,1 мас.% ниобия, 0,3-0,35 мас.% железа, 0,15-0,20 мас.% олова, 0,01-0,1 мас.% хрома и/или ванадия, 1000-1600 ч./млн, кислорода, 5-35 ч./млн. серы и менее 100 ч./млн. углерода.
3. Сплав по п.1, содержащий 1000-1600 ч./млн. кислорода.
4. Герметизирующая труба для топливных стержней ядерного реактора из сплава по любому из пп.1-3 в рекристаллизованном состоянии.
5. Листовой прокат для топливных стержней ядерного реактора из сплава по любому из пп.1-3 в рекристаллизованном состоянии.
6. Применение сплава для изготовления элементов топливной сборки ядерного реактора с водой под давлением по любому из пп.1-3, содержащего первоначально менее 5 ч./млн, лития.
7. Способ изготовления труб, предназначенных для образования целой или наружной части оболочки стержня ядерного топлива или направляющей трубы для топливной сборки ядерного реактора, отличающийся тем, что изготавливают брус из сплава на основе циркония, содержащего также по массе, кроме неизбежных примесей, 0,02-1% железа, 0,8-2,3% ниобия, менее 2000 ч./млн. олова, менее 2000 ч./млн. кислорода, менее 100 ч./млн. углерода, 5-35 ч./млн. серы и менее 0,25% в целом хрома и/или ванадия, а также соотношение R между содержанием ниобия минус 0,5% и содержанием железа, дополненным, в случае необходимости, содержанием хрома и/или ванадия, составляет величину ниже 3; после нагревания до температуры 1000-1200°С брус подвергают резкому охлаждению водой; после нагревания до температуры 600-800°С заготовку подвергают волочению; вышеуказанную заготовку подвергают холодной прокатке путем, по меньшей мере, двух проходов для получения трубы при осуществлении промежуточных термообработок при температуре 560-620°С; осуществляют конечную термообработку при температуре 560-620°С, причем совокупность термообработок осуществляют в инертной атмосфере или в вакууме.
RU2002111557/06A 1999-09-30 2000-09-27 Сплав на основе циркония и способ изготовления элемента для топливной сборки ядерного реактора из такого сплава RU2261486C2 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
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
FR99/12247 1999-09-30

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2002111557A RU2002111557A (ru) 2003-11-27
RU2261486C2 true RU2261486C2 (ru) 2005-09-27

Family

ID=9550458

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2002111557/06A RU2261486C2 (ru) 1999-09-30 2000-09-27 Сплав на основе циркония и способ изготовления элемента для топливной сборки ядерного реактора из такого сплава

Country Status (11)

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

Families Citing this family (16)

* 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
KR20120031523A (ko) 2004-06-01 2012-04-03 아레바 엔피 핵 반응기 동작 방법 및 펠릿／피복의 손상을 감소시키기 위한 특정 펜슬형 피복 합금을 사용하는 방법
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
US7864209B2 (en) 2005-04-28 2011-01-04 Apple Inc. Audio processing in a multi-participant conference
US7692682B2 (en) 2005-04-28 2010-04-06 Apple Inc. Video encoding in a video conference
KR100831578B1 (ko) * 2006-12-05 2008-05-21 한국원자력연구원 원자력용 우수한 내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법
KR100916652B1 (ko) * 2008-08-29 2009-09-08 한국원자력연구원 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법
KR100916642B1 (ko) * 2008-08-29 2009-09-08 한국원자력연구원 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법
US8433813B2 (en) 2010-04-07 2013-04-30 Apple Inc. Audio processing optimization 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
EP2943597B1 (en) 2013-01-11 2016-12-28 Areva Np Treatment process for a zirconium alloy
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

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
САМОЙЛОВ А.Г. и др. Дисперсионные твэлы. Материалы и технология. - М.: Энергоиздат, 1982, т.1, с.27-53. *

Also Published As

Publication number Publication date
JP2003510619A (ja) 2003-03-18
DE60004381D1 (de) 2003-09-11
EP1216479A1 (fr) 2002-06-26
TWI255857B (en) 2006-06-01
EP1216479B1 (fr) 2003-08-06
KR100688924B1 (ko) 2007-03-02
CN1390355A (zh) 2003-01-08
FR2799209B1 (fr) 2001-11-30
ES2204697T3 (es) 2004-05-01
DE60004381T2 (de) 2004-02-12
CN1150563C (zh) 2004-05-19
WO2001024193A1 (fr) 2001-04-05
ZA200202515B (en) 2003-08-27
KR20020060187A (ko) 2002-07-16
FR2799209A1 (fr) 2001-04-06
JP4644404B2 (ja) 2011-03-02

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2261487C2 (ru) Сплав на основе циркония и способ изготовления элемента для топливной сборки ядерного реактора из такого сплава
RU2261486C2 (ru) Сплав на основе циркония и способ изготовления элемента для топливной сборки ядерного реактора из такого сплава
KR100461017B1 (ko) 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 제조방법
US6261516B1 (en) Niobium-containing zirconium alloy for nuclear fuel claddings
US4689091A (en) Process for producing zirconium-based alloy
US4212686A (en) Zirconium alloys
KR100441979B1 (ko) 핵연료 어셈블리용 튜브 및 그 튜브의 제조방법
KR100364093B1 (ko) 핵연료어셈블리용 튜브제조방법 및 이에 의해 얻어진 튜브
EP1256634B1 (en) Zirconium alloy having excellent corrosion resistance and mechanical properties and method for preparing nuclear fuel cladding tube by zirconium alloy
US20060177341A1 (en) Zirconium based alloys having excellent creep resistance
US20060243358A1 (en) Zirconium alloys with improved corrosion resistance and method for fabricating zirconium alloys with improved corrosion
KR930009987B1 (ko) 개선된 내부식성 지르코니움 합금관 소둔방법
US6544361B1 (en) Process for manufacturing thin components made of zirconium-based alloy and straps thus produced
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
US4981527A (en) Tube, bar, sheet or strip made from zirconium alloy resistant both to uniform and nodular corrosion
RU2002111558A (ru) Сплав на основе циркония и способ изготовления элемента для топливной сборки ядерного реактора из такого сплава
US20100108204A1 (en) Zirconium alloy composition for nuclear fuel cladding tube forming protective oxide film, zirconium alloy nuclear fuel cladding tube manufactured using the composition, and method of manufacturing the zirconium alloy nuclear fuel cladding tube
US6884304B1 (en) Zirconium alloy highly resistant to corrosion and to sun burst by water and water vapor and method for thermomechanical transformation of the alloy
US4918710A (en) Fabrication procedure for a cross-bracing grid for a fuel assembly of a nuclear reaction
RU2002111557A (ru) Сплав на основе циркония и способ изготовления элемента для топливной сборки ядерного реактора из такого сплава
RU2187155C2 (ru) Сплав и труба для тепловыделяющей сборки ядерного реактора, а также способ изготовления такой трубы
EP1556869B1 (en) Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear pressure water reactor
US7627075B2 (en) Zirconium-based alloy and method for making a component for nuclear fuel assembly with same
EP0745258B1 (en) A nuclear fuel element for a pressurized water reactor and a method for manufacturing the same
JP3400815B2 (ja) ジルカロイ−２製ｂｗｒ原子炉燃料用材料の製造方法