RU2187155C2 - Сплав и труба для тепловыделяющей сборки ядерного реактора, а также способ изготовления такой трубы - Google Patents

Сплав и труба для тепловыделяющей сборки ядерного реактора, а также способ изготовления такой трубы Download PDF

Info

Publication number
RU2187155C2
RU2187155C2 RU2000125563/06A RU2000125563A RU2187155C2 RU 2187155 C2 RU2187155 C2 RU 2187155C2 RU 2000125563/06 A RU2000125563/06 A RU 2000125563/06A RU 2000125563 A RU2000125563 A RU 2000125563A RU 2187155 C2 RU2187155 C2 RU 2187155C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
million
less
alloy
iron
ppm
Prior art date
Application number
RU2000125563/06A
Other languages
English (en)
Inventor
Жан-Поль Мардон
Жан СЕНЕВА
Даниель ШАРКЕ
Original Assignee
Фраматом, Компани Женераль Де Матьер Нюклеэр
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, Компани Женераль Де Матьер Нюклеэр filed Critical Фраматом, Компани Женераль Де Матьер Нюклеэр
Application granted granted Critical
Publication of RU2187155C2 publication Critical patent/RU2187155C2/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
    • 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)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Heat Treatment Of Steel (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)

Abstract

Изобретение относится к сплавам и трубам из такого сплава на основе циркония. Применяется при изготовлении герметизирующих труб для топливных стержней. Сплав содержит 0,03-0,25% в сумме железа и одного из элементов группы, образованной хромом и ванадием, 0,8-1,3 вес.% ниобия, менее 2000 частей на миллион олова, 500-2000 частей на миллион кислорода, менее 100 частей на миллион углерода, 5-35 частей на миллион серы и менее 50 частей на миллион кремния. Из такого сплава выполнена герметизирующая труба для топливного стержня. Также из этого сплава получают полосовой прокат. Способ изготовления труб включает формирование стержня из сплава, его закалку в воде после нагрева, выдавливание заготовки, ее холодную прокатку и термообработку в инертной атмосфере или вакууме. Технический результат: получение сплава и способа изготовления труб с еще более высокой коррозионной стойкостью. При этом состав труб обеспечивает беспрепятственное проведение стадий прокатки в ходе технологического процесса. 4 с. и 7 з.п. ф-лы, 3 табл.

Description

Изобретение относится к трубам из сплава на основе циркония, предназначенным для формирования всей оболочки или наружной части оболочки топливного стержня, либо направляющей трубы, а также к сплавам для изготовления таких труб. Оно может найти широкое, хотя и не исключительное, применение в изготовлении герметизирующих труб для топливных стержней, используемых в тех легководных ядерных реакторах и, в частности, в реакторах с водой под давлением, в которых особенно велика опасность коррозии вследствие высокого содержания лития и/или возможного кипения.
Из документов FR А-2729000 и ЕР 720177 известен способ изготовления труб, обеспечивающий получение высокой коррозионной стойкости и удовлетворительного сопротивления ползучести, для чего используется болванка из сплава на основе циркония, содержащего также 50-250 частей на миллион железа, 0,8-1,3 вес. % ниобия, менее 1600 частей на миллион кислорода, менее 200 частей на миллион углерода и менее 120 частей на миллион кремния.
Предметом настоящего изобретения являются сплав и способ изготовления труб с еще более высокой коррозионной стойкостью, имеющих такой состав, который обеспечивал бы беспрепятственное проведение стадий прокатки в ходе технологического процесса.
Для достижения поставленной цели предлагается сплав на основе циркония, содержащий также, не считая неизбежных примесей, следующие элементы в весовом выражении: 0,03-0,25% в сумме, с одной стороны, железа и, с другой стороны, по меньшей мере одного из элементов группы, образованной хромом и ванадием, 0,8-1,3% ниобия, менее 2000 частей на миллион олова, 500-2000 частей на миллион кислорода, менее 100 частей на миллион углерода, 5-35 частей на миллион серы и менее 50 частей на миллион кремния, причем соотношение между содержанием железа, с одной стороны, и содержанием хрома или ванадия, с другой стороны, находится в пределах от 0,5 до 30.
В случае, когда в таком сплаве невелико содержание железа, хрома, ванадия и олова, его можно также использовать для формирования пластин решетки тепловыделяющей сборки.
Кроме того, предметом изобретения является герметизирующая труба для топливного стержня или направляющая труба для тепловыделяющей сборки, выполненная из сплава на основе циркония, содержащего также следующие элементы в весовом выражении: 0,03-0,25% в сумме, с одной стороны, железа и, с другой стороны, по меньшей мере одного из элементов группы, образованной хромом и ванадием, 0,8-1,3% ниобия, менее 2000 частей на миллион олова, 500-2000 частей на миллион кислорода, менее 100 частей на миллион углерода, 5-35 частей на миллион серы и менее 50 частей на миллион кремния в рекристаллизованном состоянии, где по меньшей мере большая часть железа находится в виде Zr (Nb, Fe, Сr)2 или Zr (Nb, Fe, V)2.
Предлагается также способ изготовления, в соответствии с которым:
- формируют стержень из сплава на основе циркония, содержащего также, не считая неизбежных примесей, следующие элементы в весовом выражении: 0,03-0,25% в сумме, с одной стороны, железа и, с другой стороны, по меньшей мере одного из элементов группы, образованной хромом и ванадием, 0,8-1,3% ниобия, менее 2000 частей на миллион олова, 500-2000 частей на миллион кислорода, менее 100 частей на миллион углерода, 5-35 частей на миллион серы и менее 50 частей на миллион кремния, причем соотношение между содержанием железа, с одной стороны, и содержанием хрома или ванадия, с другой стороны, находится в пределах от 0,5 до 30;
- производят закалку этого стержня в воде после его нагрева при температуре от 1000 до 1200oС;
- выдавливают заготовку после нагрева при температуре от 600 до 800oС;
- производят холодную прокатку указанной заготовки, по меньшей мере, за четыре пропуска до получения трубы с промежуточными стадиями термообработки при температуре от 560 до 620oС;
- производят окончательную термообработку при температуре от 560 до 620oС, причем все стадии термообработки имеют место в инертной атмосфере или в вакууме.
После окончательной термообработки труба приобретает рекристаллизованное состояние без какого бы то ни было изменения свойств структурных составляющих.
Наиболее предпочтительное содержание кислорода от 1000 до 1600 частей на миллион. Его можно регулировать путем надлежащим образом подобранного и регулируемого добавления диоксида циркония перед разливкой.
Предпочтительнее использовать сплав без ванадия, однако он может оказаться полезным для частичной или даже полной замены хрома при необходимости получить большее соотношение Fe/Cr.
Использование железа в количествах свыше 75 частей на миллион и хрома и/или ванадия в количествах свыше 5 частей на миллион приводит, для сплавов с содержанием ниобия порядка 1% при доле железа не более 0,20%, к получению интерметаллических соединений типа Zr (Nb, Fe, Cr)2 или Zr (Nb, Fe, V)2. При наличии хрома такие соединения образуются всегда, если его содержание в сплаве превышает более 5 частей на миллион. Благодаря наличию интерметаллического соединения уменьшается количество выделений ниобия в фазе β, а также снижается его содержание в твердом растворе.
Вышеупомянутые интерметаллические соединения, составляющие фазу Лавеса, осаждаются в виде исключительно мелкодисперсных выделений с крупностью от 100 до 200 нанометров, заменяя собой выделения ниобия в фазе β. Благодаря им существенно улучшается поведение в литиевой среде, при этом не оказывается сколько-нибудь заметного влияния на равномерную коррозионную стойкость при температуре 400oС, типичной для процессов, протекающих в реакторах.
Желательно, чтобы суммарное содержание Fe+(Cr и/или V) не превышало 2500 частей на миллион, или 0,25 вес.%, хотя более высокое содержание выгодно с точки зрения коррозионной стойкости в литиевой среде. Это объясняется тем, что здесь, помимо фазы Лавеса, выделяется фаза типа (Zr, Nb)4Fe2, диаметр которой может достигать 1 мкм, что отрицательно сказывается на условиях прокатки. Близкий к оптимальному решению компромисс, позволяющий учесть эти два взаимоисключающих фактора, состоит в выборе максимального содержания, равного 0,20%.
Присутствие хрома в интерметаллических выделениях типа Zr (Mb, Fe, Сr)2 не оказывает заметного влияния на коррозию при температуре 400oС и соотношении Fe/Сr порядка 30, поскольку в этом диапазоне имеет место всего лишь замена железа хромом в интерметаллических выделениях по мере повышения содержания хрома. Можно ограничить содержание железа значением 0,20%, что позволит исключить ситуацию, когда из-за избыточного количества железа чрезмерно повышается содержание фазы (Zr, Nb)4Fe2. Более высокую коррозионную стойкость при температуре 400oС можно получить, если использовать соотношение Fe/(Cr+V), превышающее 0,5, и сумму Fe+Cr+V не менее 0,03%, или 300 частей на миллион.
В табл.1 иллюстрируется влияние различных содержаний железа на поведение в условиях коррозии для пробы циркониевого сплава с содержанием ниобия 1%.
Содержания С, Si, S, O2 и Sn были практически одинаковыми для всех проб и имели величины меньше приведенных выше максимальных значений; для олова они составляли менее 300 частей на миллион.
Предварительное нанесение пленок представляет собой операцию, цель которой состоит в ускорении реагирования и повышении избирательности коррозионного испытания. Оно позволяет быстрее определить влияние добавок на коррозионную стойкость.
Проба была изготовлена с использованием операций термообработки, сходных с описанными выше, т.е. при температурах, не превышающих 620oС.
Влияние соотношения Fe/Сr в выделениях продемонстрировано ниже в табл.2, где приведены значения увеличения веса для проб сплава после 200-суточной выдержки в паре при температуре 400oС. Можно видеть, что его изменения с ростом Fe/Сr довольно незначительны.
Как показали дополнительные испытания, замена хрома на ванадий дает такие же результаты. Содержание хрома или ванадия выбирают достаточно низким, с тем чтобы не возникало существенных проблем в ходе выполнения металлургических операций, в частности прокатки.
В настоящий период содержание лития в воде реакторов с водой под давлением не превышает нескольких частей на миллион. В этих условиях целесообразно поддерживать содержание олова на уровне не более 300 частей на миллион. При более высоком содержании имеет место незначительное неблагоприятное воздействие на равномерную коррозионную стойкость в водяном паре с температурой, приближающейся к 415oС (в то же время его влиянием на "бугорковую" коррозию в паре с температурой 500oС можно пренебречь).
Напротив, при добавлении олова с содержанием от 300 до 2000 частей на миллион, в частности в пределах от 1000 до 1500 частей на миллион, происходит значительное уменьшение коррозии в водной среде при больших количествах лития, которые предусматриваются в настоящее время для работы с реакторами. После достижения уровня 1500 частей на миллион дальнейшее увеличение содержания олова дает лишь очень незначительное улучшение поведения системы в литиевой среде, так что выгода от такого увеличения достигается довольно редко.
Указанные воздействия подтверждаются данными, приведенными в табл.3.
В испытаниях на определение влияния олова, результаты которых приведены в табл. 3, использовали сплав с содержанием Nb 1%, тогда как железо, хром и ванадий имелись лишь в виде примесей. Неожиданно было выявлено благоприятное воздействие олова в литиевой среде без непоправимого ухудшения противокоррозионных свойств в паровой фазе.
Содержания С, Si, S, О2 и Sn были практически одинаковыми для всех проб и имели значения меньше приведенных выше максимальных.

Claims (11)

1. Сплав на основе циркония, содержащий также в весовом выражении 0,03-0,25% в сумме, с одной стороны, железа и, с другой стороны, по меньшей мере одного из элементов группы, образованной хромом и ванадием, 0,8-1,3 вес. % ниобия, менее 2000 млн-1 олова, 500-2000 млн-1 кислорода, менее 100 млн-1 углерода, 5-35 млн-1 серы и менее 50 млн-1 кремния.
2. Герметизирующая труба для топливного стержня или направляющая труба для тепловыделяющей сборки ядерного реактора из сплава на основе циркония, содержащего также в весовом выражении 0,03-0,25% в сумме, с одной стороны, железа и, с другой стороны, по меньшей мере одного из элементов группы, образованной хромом и ванадием, 0,8-1,3 вес. % ниобия, менее 2000 млн-1 олова, 500-2000 млн-1 кислорода, менее 100 млн-1 углерода, 5-35 млн-1 серы и менее 50 млн-1 кремния в рекристаллизованном состоянии, где, по меньшей мере, большая часть железа находится в виде Zr (Nb, Fe, Cr)2 или Zr (Nb, Fe, V)2, а интерметаллические соединения имеют размер, не превышающий 200 нм.
3. Труба по п.2, отличающаяся тем, что содержание кислорода составляет от 1000 до 1600 млн-1.
4. Труба по п.2 или 3, отличающаяся тем, что содержание олова меньше 300 млн-1.
5. Труба по п.2 или 3, отличающаяся тем, что содержание олова составляет от 300 до 1500 млн-1.
6. Полосовой прокат из сплава по п.1.
7. Способ изготовления труб, предназначенных для формирования всей или наружной части герметизирующей трубы для топливного стержня ядерного реактора, либо направляющей трубы для тепловыделяющей сборки ядерного реактора, отличающийся тем, что формируют стержень из сплава на основе циркония, содержащего также в весовом выражении 0,03-0,25% в сумме, с одной стороны, железа и, с другой стороны, по меньшей мере одного из элементов группы, образованной хромом и ванадием, 0,8-1,3 вес.% ниобия, менее 2000 млн-1 олова, 500-2000 млн-1 кислорода, менее 100 млн-1 углерода, 5-35 млн-1 серы и менее 50 млн-1 кремния, производят закалку стержня в воде после нагрева при температуре от 1000 до 1200oС, выдавливают заготовку после нагрева при температуре от 600 до 800oС, производят холодную прокатку указанной заготовки, по меньшей мере, за четыре пропуска до получения трубы с промежуточными стадиями термообработки при температуре от 560 до 620oС, и производят окончательную термообработку при температуре от 560 до 620oС, причем все стадии термообработки имеют место в инертной атмосфере или в вакууме.
8. Способ по п.7, отличающийся тем, что сплав содержит не более 0,20% железа.
9. Способ по п.7, отличающийся тем, что соотношение Fe/(Cr+V) находится в пределах от 0,5 до 30 в весовом выражении.
10. Способ по п.7, отличающийся тем, что соотношение Fe/(Cr+V) составляет, по меньшей мере, 0,5, а содержание Fe+Cr+V равно, по меньшей мере, 0,03%.
11. Способ по любому из пп.7-10, отличающийся тем, что содержание кислорода находится в пределах от 1000 до 1600 млн-1.
RU2000125563/06A 1998-03-31 1999-03-30 Сплав и труба для тепловыделяющей сборки ядерного реактора, а также способ изготовления такой трубы RU2187155C2 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9803970A FR2776821B1 (fr) 1998-03-31 1998-03-31 Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire
FR98/03970 1998-03-31

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2187155C2 true RU2187155C2 (ru) 2002-08-10

Family

ID=9524689

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2000125563/06A RU2187155C2 (ru) 1998-03-31 1999-03-30 Сплав и труба для тепловыделяющей сборки ядерного реактора, а также способ изготовления такой трубы

Country Status (11)

Country Link
EP (1) EP1068621B1 (ru)
JP (2) JP4837825B2 (ru)
KR (1) KR100680886B1 (ru)
CN (1) CN1172317C (ru)
DE (1) DE69927800T2 (ru)
ES (1) ES2248986T3 (ru)
FR (1) FR2776821B1 (ru)
RU (1) RU2187155C2 (ru)
TW (1) TW440875B (ru)
WO (1) WO1999050854A1 (ru)
ZA (1) ZA200005472B (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2337417C1 (ru) * 2004-06-01 2008-10-27 Арева Нп Способ эксплуатации ядерного реактора и использование специального сплава оболочки стержня для снижения повреждения от взаимодействия между таблетками и оболочкой

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7627075B2 (en) 1999-09-30 2009-12-01 Framatome Anp Zirconium-based alloy and method for making a component for nuclear fuel assembly with same
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
FR2799209B1 (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
KR100733701B1 (ko) * 2005-02-07 2007-06-28 한국원자력연구원 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물
KR100754477B1 (ko) * 2007-03-26 2007-09-03 한국원자력연구원 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물
CN101704178B (zh) * 2009-10-29 2012-07-25 西北锆管有限责任公司 一种核反应堆专用锆合金薄壁管的制造方法
KR101341135B1 (ko) * 2011-05-11 2013-12-13 충남대학교산학협력단 우수한 기계적 특성과 내식성을 갖는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금
KR20130098621A (ko) * 2012-02-28 2013-09-05 한국원자력연구원 가혹한 원자로 가동조건에서 내산화성이 우수한 핵연료피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법
CN104745875A (zh) * 2013-12-30 2015-07-01 上海核工程研究设计院 一种用于轻水堆较高燃耗下的锆合金材料

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1419639A (en) * 1971-12-23 1975-12-31 Metaux Speciaux Sa Zirconium alloy
RU2032759C1 (ru) * 1993-03-04 1995-04-10 Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.А.А.Бочвара Материал на основе циркония
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
EP0802264A1 (fr) * 1996-04-16 1997-10-22 Compagnie Européenne du Zirconium CEZUS Alliage à base de zirconium résistant au fluage et à la corrosion par l'eau et la vapeur, procédé de fabrication, et utilisation dans un réacteur nucléaire

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4049431A (en) * 1976-09-30 1977-09-20 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration High strength ferritic alloy
US4649023A (en) * 1985-01-22 1987-03-10 Westinghouse Electric Corp. Process for fabricating a zirconium-niobium alloy and articles resulting therefrom
FR2626291B1 (fr) * 1988-01-22 1991-05-03 Mitsubishi Metal Corp Alliage a base de zirconium a utiliser comme assemblage pour combustible dans un reacteur nucleaire
DE3805124A1 (de) * 1988-02-18 1989-08-31 Siemens Ag Kernreaktorbrennelement
FR2686445B1 (fr) * 1992-01-17 1994-04-08 Framatome Sa Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de la gaine d'un tel crayon.
SE9400010D0 (sv) * 1994-01-03 1994-01-03 Asea Atom Ab Zirkoniumlegering
FR2723965B1 (fr) * 1994-08-30 1997-01-24 Cezus Co Europ Zirconium Procede de fabrication de toles en alliage de zirconium presentant une bonne resistance a la corrosion nodulaire et a la deformation sous irradiation

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1419639A (en) * 1971-12-23 1975-12-31 Metaux Speciaux Sa Zirconium alloy
RU2032759C1 (ru) * 1993-03-04 1995-04-10 Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.А.А.Бочвара Материал на основе циркония
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
EP0720177B1 (fr) * 1994-12-29 1998-04-15 Framatome Procédé de fabrication d'un tube pour assemblage combustible nucléaire et tubes ainsi obtenus
EP0802264A1 (fr) * 1996-04-16 1997-10-22 Compagnie Européenne du Zirconium CEZUS Alliage à base de zirconium résistant au fluage et à la corrosion par l'eau et la vapeur, procédé de fabrication, et utilisation dans un réacteur nucléaire

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2337417C1 (ru) * 2004-06-01 2008-10-27 Арева Нп Способ эксплуатации ядерного реактора и использование специального сплава оболочки стержня для снижения повреждения от взаимодействия между таблетками и оболочкой

Also Published As

Publication number Publication date
ZA200005472B (en) 2002-02-06
TW440875B (en) 2001-06-16
JP2010007185A (ja) 2010-01-14
WO1999050854A1 (fr) 1999-10-07
EP1068621B1 (fr) 2005-10-19
FR2776821B1 (fr) 2000-06-02
CN1298542A (zh) 2001-06-06
CN1172317C (zh) 2004-10-20
DE69927800D1 (de) 2005-11-24
DE69927800T2 (de) 2006-07-06
JP2002509991A (ja) 2002-04-02
KR20010042319A (ko) 2001-05-25
EP1068621A1 (fr) 2001-01-17
FR2776821A1 (fr) 1999-10-01
ES2248986T3 (es) 2006-03-16
KR100680886B1 (ko) 2007-02-09
JP4837825B2 (ja) 2011-12-14

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100441979B1 (ko) 핵연료 어셈블리용 튜브 및 그 튜브의 제조방법
KR100364093B1 (ko) 핵연료어셈블리용 튜브제조방법 및 이에 의해 얻어진 튜브
RU2199600C2 (ru) Сплав на основе циркония, устойчивый к текучести и коррозии под действием воды и пара, способ его изготовления и применение в ядерном реакторе
US4798632A (en) Ni-based alloy and method for preparing same
US4212686A (en) Zirconium alloys
JP5704553B2 (ja) 沸騰水型原子炉核燃料集合体の部品のためのシャドー腐食に耐性のあるジルコニウム合金
JP4099493B2 (ja) 耐クリープ性が優れたジルコニウム合金組成物
JP2010007185A (ja) 核燃料アッセンブリのための合金とチューブ
RU2261487C2 (ru) Сплав на основе циркония и способ изготовления элемента для топливной сборки ядерного реактора из такого сплава
KR930009987B1 (ko) 개선된 내부식성 지르코니움 합금관 소둔방법
JP4644404B2 (ja) ジルコニウムベース合金及びそれを用いた核燃料集合体用構成要素の製造方法
KR100411943B1 (ko) 핵원자로의연료집합체에사용되는지르코늄기지합금튜브와그제조방법
RU2126559C1 (ru) Труба из сплава на основе циркория для сборки топливных элементов ядерного реактора
US4360389A (en) Zirconium alloy heat treatment process
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
US7627075B2 (en) Zirconium-based alloy and method for making a component for nuclear fuel assembly with same
US5122334A (en) Zirconium-gallium alloy and structural components made thereof for use in nuclear reactors
US20040118491A1 (en) Alloy and tube for nuclear fuel assembly and method for making same
US7985373B2 (en) Alloy and tube for nuclear fuel assembly and method for making same
JPH01188643A (ja) 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金
RU2172527C2 (ru) Трубка для ядерной топливной сборки и способ изготовления такой трубки
JPH1046273A (ja) 耐水素吸収性のすぐれたジルコニウム合金
JPH03126851A (ja) ジルコニウム合金管とその製造方法
JPH1184042A (ja) 高耐食性、高強度にすぐれた原子燃料棒用ジルコニウム合金複合被覆管