TW200834603A - A zirconium alloy that withstands shadow corrosion for a component of a boiling water reactor fuel assembly, a component made of the alloy, a fuel assembly, and the use thereof - Google Patents
A zirconium alloy that withstands shadow corrosion for a component of a boiling water reactor fuel assembly, a component made of the alloy, a fuel assembly, and the use thereof Download PDFInfo
- Publication number
- TW200834603A TW200834603A TW096144274A TW96144274A TW200834603A TW 200834603 A TW200834603 A TW 200834603A TW 096144274 A TW096144274 A TW 096144274A TW 96144274 A TW96144274 A TW 96144274A TW 200834603 A TW200834603 A TW 200834603A
- Authority
- TW
- Taiwan
- Prior art keywords
- alloy
- fuel assembly
- ppm
- boiling water
- component
- Prior art date
Links
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
-
- 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
-
- 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
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
- Heat Treatment Of Steel (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
200834603 九、發明說明 【發明所屬之技術領域】 本發明係關於核反應器領域,且更確切地係關於用於 組裝供沸水核反應器(BWR )燃料裝配之锆合金元件。 【先前技術】
Zr合金廣被用於核反應器的燃料裝配中,其係用來製 造會受到輻射、機械應力及腐鈾等嚴厲條件的部件。此等 部件包括含包層的燃料九粒、箱、柵、各種間隔元件等。 已有多種類別的Zr合金被開發出來,對應於使用者的 各種要求,而取決於各種部件所要的性質。此等係決定於 彼等在反應器內使用時所受到的機械、熱、和物理化學( 輻射、腐蝕)等應力。 於此等合金中,某些具有含明顯量的Nb之特點。在 美國專利第4 649 023號中可特別地找到一般說明,其中 彼等係應用構製輕水反應器所用的管件,包括沸水反應器 (BWR)和壓水反應器(PWR)兩者。 其他文件(US-A-5 266 1 3 1 )提出將彼等應用於從板 料製造的部件。不過,至今爲止,此等含Nb合金的工業 應用仍限制在壓水反應器(P WR )。使用相同合金於沸水 反應器(BWR)中的嘗試都尙未定案,因爲彼等在一般腐 蝕上及在結節腐蝕上的行爲都不合格之故。因此,在BWR 中的常用作法爲使用其他類型的Zr合金。 在文件JP-A-62 1 82 25 8中提出燃料裝配組件,特別是 200834603 用於BWR者,係從Zr-Nb-Sn-Fe-Ο合金,經由冷軋,接著 /3 (或α+yS )淬滅,然後加工硬化至少30%,且之後在 大於再結晶化溫度(如45 0 °C - 550 °C )的溫度下老化,而 沒有後續冷軋。此產生具有石N b和z r F e 2金屬間化合物細 微沈澱物的結構。因此出現的理念爲取得對結節腐蝕相當 不敏感且具有高韌性及延性之部件。 最近的提議(文件WO-A-2006/004499 )爲在bWR中 使用含Nb的合金以從金屬板製造組件。其中沒有合金元 素含量於1.6%。對合金實施的熱機械處理導致實質全部 次級相粒子都轉變成含至少90% Nb的々Nb粒子。較佳者 ,該合金的Fe含量係在0.3重量%至0.6重量%範圍內,且 除了 Zr、Nb、和Fe之外,該合金只含明顯量的Sn。任何 其他合金元素的含量必須不超過5 00份每百萬份(ppm) 。彼等合金係企圖提供對傳統類型的腐蝕及輻射生長的良 好抗性。 然而,在B RW中中常遇到的一項問題也關聯於所謂” 陰影腐餓(shadow corrosion) ”的出現。 此爲一種在由不同類型的材料製成的兩部件經由在氧 化性物種的存在中透過電流連結時產生的腐鈾類型(電子 在經浸沒於呈現非零電導係數的介質中的兩種材料之間傳 輸)。特定言之,該傳導性介質爲反應器的沸水。當Zr合 金組件(諸如箱或燃燒包層)與由以Ni爲基的合金或由不 鏽鋼製成的組件(諸如將管相隔開所用柵)之間發生連結 時,可觀察到局部化白色腐蝕出現在Zr合金上,在對應於 -7- 200834603 由以Ni爲基的合金或不鏽鋼製成的其他部件之陰影的表面 上。此現象會由照射而擴大,其修改材料的物理化學特性 且除了由溶解在反應器沸水中的氧所造出的物種之外,也 經由將熱輸送流體予以輻射分解而在組件的表面上造出氧 化性物種。溶氧的量遠大於在PWR反應器的加壓水中所含 之量。BWR燃料裝配對此類型的腐蝕非常敏感,且在過去 對於減低或消除此種局部化腐鈾所發展出的解決之道包括 ,例如,塗覆所含諸組件之一使其與其他組件在電化學上 相容(參閱文件 US-A-2006/0045232 )。 【發明內容】 本發明的目的爲提供用於BWR燃料裝配的Zr合金組件 ,其儘可能小地受到陰影腐蝕現象所影響’同時具有在使 用中就機械特性而論及就耐受傳統類型腐飩的能力而論都 令人滿意之性質。 對此目的,本發明提供一種耐陰影腐蝕性的锆合金, 其可用於沸水核反應器燃料裝配組件’該合金的特徵在於 .其以重量百分比的組成如下述: • Nb==〇«4%-4.5% • Fe:〇·〇5% -0.45% .Fe + Cr + Ni + V = 0.05% -0.45%,5. Nb ^ 9x[0.5-(Fe + Cr + V + Ni)] 200834603 • S =微量 _400ppm • C =微量 _ 2 0 0 p p m • Si =微量-120ppm • 0=600ppm-1800ppm •其餘爲Zr和來自處理過程的雜質; •在構製期間,在該合金經最後熱變形之後,對該合 金施予介於4 5 0 °C至6 1 0 °C之溫度間的一或多次熱處理達 總共至少4小時之期間’加上至少一次爲至少25 %碾軋 比例的冷軋操作,且於該熱變形之後的熱處理未超過6 1 0 °C ;且 •該最後熱處理操作係在介於45 (TC至610 °C之溫度 間實施1分鐘至20小時。 •較佳者,該合金以重量百分比的組成如下述: • Nb = 0.8% -3.6% • Sn = 0.25% -1.7% • Fe = 0.05% -0.32% • Fe + Cr + Ni + V = 0.05% -0.32%,且 NbS9x[0.5· (Fe + Cr + V+Ni)] • S = 10ppm_ 35 ppm • C =微量-1 OOppm • Si =微量- 30ppm • 0 = 600ppm-l 800ppm •其餘爲Zr和來自處理過程的雜質。 該合金在構製期間係經一或多次冷軋操作,該冷軋操 -9- 200834603 作係,在該(等)熱處理操作之前或之間或者之前與之間 ,且該(等)熱處理係於介於4 5 0 °C至6 1 0 °C之溫度間實 施總共至少4小時之期間。 該合金其可呈部份或完全再結晶化之狀態。 該合金可呈應力消除之狀態。 本發明亦提供一種用於沸水核反應器燃料裝配之組件 ’其特徵在於其係由上述類型的合金所構製。 本發明亦提供一種沸水核反應器燃料裝配,其特徵在 於其包括上述類型的組件,且其中至少某些該等組件係置 於與由N i或不鏽鋼爲底質的合金所構製的其他組件之電 流連結狀況下。 本發明亦提供上述類型的燃料裝配在沸水核反應器中 之用途,其中主要流體含有高達400份/十億份(ppb )的 溶氧。 該主要流體亦含有高達50毫升/仟克(mL/kg)的溶 氫。 該主要流體亦含有高達50PPb的鋅。 該主要流體亦含有化學物質,其係經添加以減低與該 主要流體接觸的材料之腐蝕電位。 自上述可知,本發明關於用於B WR燃料裝配組件之 Zr合金,其含有明顯量的Nb和Sn及少量Fe。其也可含 有有限量的Cr、Ni、V、S及〇。 一項必需條件爲此等合金需要接受在介於45〇。(:至 6 1 〇°C之溫度間實施的一或多次熱處理達總共至少*小時 •10- 200834603 的期間以確保自早期熱處理所產生之点Zr相分解成/3 Nb 相。在熱變形後的任何熱處理必須在不超過6 1 0 °C下進行 。若要實施更高溫度的處理,就會再造出/3 Zr相,此可 能降低合金的腐蝕行爲。 在(諸)熱處理之前、及/或之間、及/或之後可實 施一或多次冷軋操作。特別者,可在冷軋過程之間實施此 等介於450°C至610°C之溫度間的熱處理作爲中間退火。 此等冷軋通程中至少一者必須以至少2 5 %的縮減比例實 施。 此種熱處理和冷軋操作之運作應該接著在不低於45 0 °C且不超過6 1 0°C的溫度下的最後熱處理,其持續期係在 1分至20小時範圍內。經驗證實實施前述長熱處理,即 使超過1 0小時至1 00小時的總持續期,也不會使^ Nb與 Zr(Nb,Fe)2沈澱相之間達到組成平衡。在此/此等長處 理之間或之後實施至少一次足夠的(^ 25 %縮減比例)至 少一次冷軋操作,加上最後的熱處理(諸如,如非限制性 例子而言,應力消除或再結晶化退火),即可促成此種平 衡或充分地接近此種平衡,同時保持合理的處理時間。 在此等情況下,在BWRs中使用含Nb的合金之一般 缺陷都可克服,且具有免除此等合金所製部件在與Ni爲 底質之合金或不鏽鋼所構製之部件處於彼此靠近的環境所 致電流連結狀況下,由此等合金所提供之陰影腐蝕。 可以認爲者,當Zr合金組件處於與以Ni-爲底質之合 金或不鏽鋼所構製之另一組件在非零傳導係數的介質中處 -11 - 200834603 於會發生交換電子的情況中,且當包圍彼等的該介質(初 級流體)含有高達400份/十億份溶氧,即同樣地高達50 毫升/仟克的溶氫及/或高達50份/十億份的鋅,可能含 添加的金屬、甲醇、或用以減低與反應器初級流體接觸的 材料之腐蝕電位之任何其他化學物質時,反應器內就會有 電流連結。此在該等組件以小於20毫米的距離相隔開之 時,通常即可達到。 自然地,此等合金亦可用於製造供BRW燃料裝配之 組件,於彼等的性質使彼等良好地適合此等用途之下,不 會出現電流連結情況。 【實施方式】 在BWR燃料裝配組件上觀察到的陰影腐蝕係因,如上 面提及者,在含氧介質中發生的由照射輔助之電流連結現 象所導致者。照射的特殊效應難以在實驗室複製,但已知 者,照射可加速所觀察到的現象。在實驗室檢驗中較容易 評估氧及電流連結的作用,其係使用下述實驗程序進行。 將本發明合金與參考合金的樣品放到處於氧化條件下 的壓熱器內。每一種合金檢驗兩份樣品,一者經連結到 Inconel® (Ni_基合金)片,而另一者沒有連結。在介質中 維持lOOppm的溶氧含量,及呈硼酸形式的〇·12%硼含量, 和氧化鋰形式的2ppm鋰含量。目的在於得到具有高氧電 位,對處於電流連結狀況中的樣品所具影響可比擬在BWR 中所經時間所導致者。 -12- 200834603 合金對陰影腐蝕的敏感度係藉助於在連結樣品與非連 結樣品上形成的氧化物厚度之間的比例來表出。此比例愈 大,合金對連結愈敏感,且因此對陰影腐鈾愈敏感。經認 爲,大於2.5的比例代表對陰影腐蝕具有高敏感性之合金 ,因而使其不適合用在反應器中處於電流連結的狀況下。 已實施多種檢驗,且其結果總結於下面的表和圖中。 錫對由具有1% Nb和0.1% Fe的合金所製管件在具 有7Oppm Li的含鋰水中,於3 60 °C下的氧化之影響業經對 有表1列出的組成之樣品評估過。 表1 :顯示Sn的影響之樣品組成 參考樣品 本發明樣品 A B C D E F S η ( %) 0.003 9 0.19 0.48 0.63 0.89 1.08 F e (%) 0.09 0.09 0.085 0.1 0.09 0.09 N b (%) 1.1 1.05 1.05 1.05 1.11 1.08 O(ppm) 1390 1430 1450 1390 1460 1550 C(ppm) 18 14 13 23 21 23 N(ppm) 14 26 28 55 16 21 Al(ppm) 20 2 1 19 19 21 2 1 Cr(ppm) 33 32 35 33 34 36 Hf(ppm) 47 47 49 45 49 49 S (ppm) 12 15 18 26 15 12 Si(ppm)_ <10 對所有此等樣品施以下面的處理序列·· •熔化鑄錠; •在/5區中鍛造成條形式; -13- 200834603 • α區中將該條鍛造成具有200毫米直徑(φ)的胚 料形式; •在冷水中從1 0 5 0 °c淬滅; •鑽該等胚料; •在預熱到600 °C後擠壓;及 •在畢格軋管機(pilger mill)中四次冷軋通程,每 一通的碾軋比例係在5 5 %至8 3 %範圍內,該等通程係由在 5 75 °C中間退火2小時所分開,接著在5 60 °C至5 90 t:範圍內 最後熱處理2小時,而得直徑9·75毫米且壁厚0.57毫米之 最後管件。 圖1顯示出管Α至F在標的介質中沒有電流連結經112 、168、和196天後的重量增量。可以看出各含0.039%和 0.19% Sn的參考樣品A和B呈現出在含鋰水中對腐蝕的抗 性,彼等在1 1 2與1 6 8天之間開始降解,且在1 6 8天至1 9 6天 之範圍內明顯地變平。在相同期間內,本發明樣品C至F 在腐蝕上保持穩定。所以,本發明樣品需含不低於0.20% ,較佳者至少0.25%的Sn含量,使得沒有受到陰影腐蝕的 區呈現良好时腐鈾行爲。 對陰影腐鈾的敏感性係在具有表2中列出的組成及製 備方式之樣品上檢驗。此等樣品係在處理結束時接受再結 晶化退火。 -14- 200834603 表2 :陰影腐蝕檢驗用的經再結晶化樣品的組成、處理和 性能 G Η I J Κ L Μ Ν 0 P Q Nb(%) 1.11 1 1 1 1 1 1 1 3 1 1 Fe(%) 0.014 0.04 0.16 0.16 0.35 0.098 0.104 0.19 0.06 0.1 0.35 Sn(°/〇) 0.51 0.5 0.5 0.5 0.5 0.48 0.29 0.285 1 1 1.3 〇(ppm) 1367 1491 1367 1367 1422 1470 1400 1380 1200 1300 1055 S(ppm) 27 31 23 23 33 20 24 22 31 <5 <5 C(ppm) 29 38 29 29 29 37 44 37 110 100 66 Si(ppm) <10 <10 <10 <10 <10 <10 <10 <10 104 <100 70 Al(ppm) 28 19 21 21 <30 <30 25 Cr(ppm) 21 53 53 55 <100 <100 46 N(ppm) 20-23 23 27 28 23 <30 16 組件 管 條 管 範圍 鑄錠熔化 冷锻造 α锻造 顯烕 «鍛造 Ρ淬滅,胚料鑽鑿 熱軋 770〇C-790o〇C P淬滅,胚料鑽 鑿 600oC擠壓 退火1小時 560〇C-590〇C 600t擠壓 四次冷軋通程(CR),每次通程的碾軋比例在55%至83%範圍 內,560°C-590°C中間退火2小時 四CR循環( 各別比例30% 至 45%), 560〇C-590〇C 中間退火1小 時 五CR循環(各 別比例42%至 82%),560。〇 590°C中間退火 2小時 560°C-590°C最後退火2小時 560〇C-590〇C 最後退火7分 鐘 560°C-590°C 最 後退火2小時 對陰影腐蝕 的敏感度 3.5 4 2.25 2.5 1.5 1.6 1.9 1.75 1.14 2 1.2 -15- 200834603 令人訝異地,此等檢驗顯示在具有Nb- 0.4%和Sn-0.2%的Zr-Nb-Sn-Fe合金中,降低Fe含量到低至0.1%或甚 至0 · 0 6 %不會導致對陰影腐鈾特別敏感的合金。只有在低 於Fe = 0.05 % (樣品G和Η )時,對陰影腐蝕的敏感性才會 變大(即,使用上面定義的準則,大於2.5 )。 經認爲此種有利的效用可歸因於中間體Zr(Nb,Fe)2 沈澱物或含Nb和選自Fe、Cr、Ni、及/或V中的元素之其 他金屬間沈澱物之形成,有別於不含此等元素的/3 Nb沈 澱物。根據本發明實施的熱機械處理促成以足夠數目且可 靠地得到含Nb的平衡沈澱物。 同時,/3 Nb沈澱物而非ySZr的存在促成保存對均勻腐 蝕之抗性。 圖2爲使用透射電子顯微鏡以高放大倍率對本發明合 金,即表2中的樣品L,所作的顯微照片。可以看出/3 Nb 沈澱物1以及本發明代表性金屬間化合物Zr(Nb,Fe)2 2 ’ 3 之存在。
Fe的存在也有利於具有約3% Nb和1 % Sn之合金’可 更容易再結晶化,且因而使該合金有更佳的轉變能力。 此外也經驗證者,濃度600ppm至1800ppm的氧,及濃 度lOppm至4 0 0PPm的硫對於腐鈾抗性及對電流連結的敏感 性沒有任何影響。氧和硫可用習用方式加入,如在文件 FR-A-2 2 1 9 978對氧及ΕΡ-Α-0 802 264對硫所陳述者,用 以調整合金的機械性質,諸如抗蠕變性。 顯然地,Sn在對陰影腐蝕的敏感性上不具有顯著的影 -16- 200834603 響。所以,其含量應選擇成用於取得在對均勻腐鈾的抗性 與對結節腐蝕的抗性(此傾向於降低,但不是對在含鋰介 質中的腐鈾之抗性,且傾向於改良機械性質)之間的協調 之目的。此種協調會隨著應用而變異。通常,Sn含量應該 在0.2%至1.7%範圍內,較佳者在0.25%至1.7%範圍內。 此外也必須慮及在某些合金中可能出現的轉變困難性 〇 如此,Fe應該超過0.45%,否則會出現太大尺寸的沈 澱物。 再者,Nb含量若也太大(大於4.5%)時,會使合金 硬化且減緩再結晶化,特別是當Fe含量高時,且因而’含 Fe和Nb兩者的沈澱物會變得更多且傾向於錨定錯位( dislocations)和晶粒邊界。 會導致類似於Fe所形成者之沈澱物的Cr、V、和Ni可 取代Fe且因而,從此種觀點來看,也爲必須列入考慮者。 業經發現者,在低於9χ[0·5- ( Fe + Cr + V + Ni )]的Nb含 量,且較佳地低於9父[0.4-(?6 + (:1 + ¥ + 1^)]的]^含量時, 本發明合金不會呈現任何特別轉變困難性,包括再結晶化 〇 不過,若Nb含量低於0.4%,在5 00 °C下對結節腐鈾的 抗性會變得不足。 所以,適當地爲選擇在0.4%至4.5%範圍內的Nb含量 ,同時地要確保其滿足上面所提關係式Nb S 9χ[〇·5·( Fe + Cr + V + Ni)],較佳者NbS 9χ[0·4- ( Fe + Cr + V + Ni)]。 -17- 200834603 此外,也用在應力消除狀態中的合金管實施對陰影腐 鈾的敏感性之檢驗。彼等的組成,對彼等所施加的處理, 及有關對陰影腐鈾的敏感性之結果都出現在表3之中。 表3 :用於檢驗陰影腐蝕的鬆弛樣品所具組成、處理和性 m R S T U V W Nb(%) 1.09 1 1.07 1.10 0.97 0.98 F e (% ) 0.095 0.35 0.093 0.097 0.198 0.097 Sn(%) 0.48 0.48 0.19 0.30 0.29 <3 0 ppm O(ppm) 1550 1420 1468 1496 1390 1440 S(ppm) 22 23 18 21 20 17 C(ppm) 37 3 2 39 38 44 32 Si(ppm) <10 11 <10 <10 <10 <10 Al(ppm) 20 25 18 20 20 14 Cr(ppm) 2 1 2 1 33 33 55 53 N(ppm) 20-23 20-23 30 30 28 23 組件 管件 _ _ 範圍 鑄錠熔化 _ _ 冷锻造 α鍛造 ._ 胚料鑽孔 在6 0 0 °C擠壓 在5 5 %至8 3 %範圍內的比例之四次冷軋循環,在5 7 5 °C退火2小時 對陰影 腐鈾的 敏感度 1 .3 1.2 1.3 1.3 1.3 1.5 -18- 200834603 於最後一次冷軋操作後實施的在5 75 t之2小時退火構 成在本發明意義內的最後退火。 樣品W不是根據本發明者,因其不含任何S ^。不過, 其顯示出Sn對陰影腐蝕不具任何顯著影響,至少在以建議 量與其他元素一起組合時爲如此。 可以看出對於與經再結晶化樣品可相容的組成物,應 力消除樣品所具對陰影腐触的敏感性甚至更爲低。本發明 因而可與兩種狀態相容,且因此之故,與經部份再結晶化 的中間狀態相容。 本發明BWR燃料裝配組件的優異性能使彼等可用於陰 影腐蝕可能特別高之狀況中,例如在貴金屬及/或鐵及/ 或氫大量地溶解於反應器的水中之時。 【圖式簡單說明】 本發明可藉助於下面參照所附圖式的說明部份予以更 佳地了解: 圖1顯示出Sn對於用含1% Nb和0.1 Fe的Zr合金所製 管件在3 60 °C含鋰水(lithiated water )中的氧化之影響。 圖2爲含本發明合金代表性沈澱物的本發明合金之顯 微照片。 【主要元件符號說明】 1 : yS Nb沈澱物 2,3 :金屬間化合物Zr(Nb,Fe)2 -19-
Claims (1)
- 200834603 十、申請專利範圍 1 · 一種用於沸水核反應器燃料裝配組件之耐陰影腐 蝕性之鉻合金,該合金的特徵在於: •其以重量百分比的組成如下述: • Nb = 0.4 % -4.5 % • Sn = 0.20% -1.7% • Fe = 0.05% -0.45% • F e + Cr+ Ni + V = 0 · 0 5 % - 0 · 4 5 %,且 Nb$9x[0.5_ (Fe + Cr + V + Ni)] • S =微量 _400ppm • C =微量-200ppm • Si =微量-1 20ppm • 0 = 600ppm-l 800ppm •其餘爲Zr和來自處理過程的雜質; •在構製期間,在該合金經最後熱變形之後,對該合 金施予介於4 5 0 °C至6 1 0 °C之溫度間一或多次熱處理達總 共至少4小時之期間’加上至少一次爲至少2 5 %碾軋比例 的冷軋操作,且於該熱變形之後的熱處理未超過61 (TC ; 且 •該最後熱處理操作係在介於*4 5 0 °C至6 1 0 °C之溫度 間實施1分鐘至20小時。 2.根據申請專利範圍第1項之合金,其中該合金以 重量百分比的組成如下述: • Nb = 0.8%_3.6% -20- 200834603 • Sn = 0.25%-1.7% • Fe = 0.〇5% -0.32% • Fe + Cr + Ni + V = 0.05% -0.32%,£ Nb ^ 9x[〇-5- (Fe + Cr + V + Ni)] • S = 1 0ppm-3 5ppm • C =微量-1 OOppm • S i =微量· 3 0 p p m • 〇=600ppm-l800ppm •其餘爲Zr和來自處理過程的雜質。 3. 根據申請專利範圍第1或2項之合金,其中該合 金在構製期間係經一或多次冷軋操作,該冷軋操作係在該 (等)熱處理操作之前或之間或者之前與之間,且該(等) 熱處理係於介於450°C至610°C之溫度間實施總共至少4 小時之期間。 4. 根據申請專利範圍第1或2項之合金,其係呈經 部份或完全再結晶化之狀態。 5 ·根據申請專利範圍第1或2項之合金,其係呈應 力去除狀態。 6 · —種用於沸水核反應器燃料裝配之組件,其特徵 在於該組件係由申請專利範圍第1至5項中任一項之合金 所構製。 7· —種沸水核反應器燃料裝配,其特徵在於該裝配 包括申請專利範圍第6項之組件,且至少某些該等組件係 置於與由Ni或不鏽鋼爲底質基的合金所構製的其他組件 -21 - 200834603 之電流連結狀況下。 8 . —種申請專利範圍第7項之燃料裝配在沸水核反 應器內之用途,其中初級流體包含高達4 〇 〇份/十億份的 溶氧。 9.根據申請專利範圍第8項之用途,其中該初級流 體包含高達50毫升/仟克的溶氫。 1 〇 ·根據申請專利範圍第8或9項之用途,其中該初 級流體亦含有局達5 0份/十億份的鋅。 1 1 ·根據申請專利範圍第8或9項之用途,其中該初 級流體亦含有經添加用以減低與其接觸的材料之腐蝕電位 的化學物質。 -22-
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR0610546A FR2909388B1 (fr) | 2006-12-01 | 2006-12-01 | Alliage de zirconium resistant a la corrosion en ombres portees pour composant d'assemblage de combustible pour reacteur a eau bouillante,composant realise en cet alliage, assemblage de combustible et son utilisation. |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| TW200834603A true TW200834603A (en) | 2008-08-16 |
| TWI434290B TWI434290B (zh) | 2014-04-11 |
Family
ID=38006710
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| TW096144274A TWI434290B (zh) | 2006-12-01 | 2007-11-22 | 用於沸水反應器燃料裝配之組件的耐陰影腐蝕性鋯合金、由該合金所製造之組件、燃料裝配及彼等之用途 |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US8882939B2 (zh) |
| EP (1) | EP2099943B2 (zh) |
| JP (2) | JP5704553B2 (zh) |
| ES (1) | ES2639172T5 (zh) |
| FR (1) | FR2909388B1 (zh) |
| TW (1) | TWI434290B (zh) |
| WO (1) | WO2008071862A1 (zh) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| TWI752481B (zh) * | 2019-04-30 | 2022-01-11 | 美商西屋電器公司 | 積層製造鋯合金之抗蝕性改良 |
Families Citing this family (12)
| 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 |
| JP5982474B2 (ja) * | 2011-06-16 | 2016-08-31 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | ジルコニウム基合金の製造方法 |
| CN103898362B (zh) * | 2012-12-27 | 2016-08-10 | 中国核动力研究设计院 | 一种水冷核反应堆用锆基合金 |
| CN103898361B (zh) * | 2012-12-27 | 2017-02-22 | 中国核动力研究设计院 | 一种核动力堆芯用锆合金 |
| CN103898360B (zh) * | 2012-12-27 | 2016-08-31 | 中国核动力研究设计院 | 一种核反应堆芯用锆合金 |
| CN103898366B (zh) * | 2012-12-27 | 2016-08-10 | 中国核动力研究设计院 | 一种用于核动力反应堆燃料组件的锆基合金 |
| CN103898363A (zh) * | 2012-12-27 | 2014-07-02 | 中国核动力研究设计院 | 一种核动力用锆合金 |
| CN104919068A (zh) * | 2013-01-11 | 2015-09-16 | 阿海珐核能公司 | 锆合金处理法、由此得到的锆合金及其制成的核反应堆部件 |
| CN106574378A (zh) * | 2014-07-30 | 2017-04-19 | 西屋电气有限责任公司 | 用于核电厂的热态功能试验期间的主系统材料钝化的化学工艺 |
| CN107385247B (zh) * | 2017-07-10 | 2019-01-08 | 中国核动力研究设计院 | 一种含返回料的核级锆合金铸锭制备方法 |
| CN113201666A (zh) * | 2021-04-08 | 2021-08-03 | 中广核研究院有限公司 | 用于燃料组件的锆合金及其制作方法、燃料组件的包壳管 |
Family Cites Families (18)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2219978B1 (zh) | 1973-03-02 | 1976-04-30 | Commissariat Energie Atomique | |
| US4649023A (en) | 1985-01-22 | 1987-03-10 | Westinghouse Electric Corp. | Process for fabricating a zirconium-niobium alloy and articles resulting therefrom |
| JPS62182258A (ja) | 1986-02-07 | 1987-08-10 | Hitachi Ltd | 高延性高耐食ジルコニウム基合金部材の製造法及びその部材 |
| US5194101A (en) † | 1990-03-16 | 1993-03-16 | Westinghouse Electric Corp. | Zircaloy-4 processing for uniform and nodular corrosion resistance |
| US5266131A (en) | 1992-03-06 | 1993-11-30 | Westinghouse Electric Corp. | Zirlo alloy for reactor component used in high temperature aqueous environment |
| WO1994023081A1 (fr) † | 1993-03-04 | 1994-10-13 | Vnii Neorga | Materiau a base de zirconium, article constitue dudit materiau destine a etre utilise dans les zones actives de reacteurs atomiques et procede de fabrication desdits articles |
| FR2747397B1 (fr) | 1996-04-16 | 1998-07-10 | Cezus Co Europ Zirconium | Alliage a base de zirconium resistant au fluage et a la corrosion par l'eau et la vapeur, procede de fabrication, et utilisation dans un reacteur nucleaire |
| KR100286871B1 (ko) † | 1998-10-21 | 2001-04-16 | 장인순 | 내부식성과 기계적 특성이 우수한 지르코늄합금 조성물 |
| KR100261666B1 (ko) * | 1998-02-04 | 2000-07-15 | 장인순 | 저 부식성과 고강도를 갖는 지르코늄합금 조성물 |
| CN1087037C (zh) * | 1998-02-04 | 2002-07-03 | 韩国原子力研究所 | 用作燃料棒包覆层的新型锆合金 |
| FR2789404B1 (fr) † | 1999-02-05 | 2001-03-02 | Commissariat Energie Atomique | Alliage de zirconium et de niobium comprenant de l'erbium comme poison neutronique consommable, son procede de preparation et piece comprenant ledit alliage |
| KR100334252B1 (ko) * | 1999-11-22 | 2002-05-02 | 장인순 | 니오븀이 첨가된 핵연료피복관용 지르코늄 합금의 조성물 |
| KR100382997B1 (ko) * | 2001-01-19 | 2003-05-09 | 한국전력공사 | 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법 |
| KR100461017B1 (ko) * | 2001-11-02 | 2004-12-09 | 한국수력원자력 주식회사 | 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 제조방법 |
| WO2006004499A1 (en) | 2004-07-06 | 2006-01-12 | Westinghouse Electric Sweden Ab | Fuel box in a boiling water nuclear reactor |
| JP3945780B2 (ja) * | 2004-07-22 | 2007-07-18 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラント構成部材の放射性核種の付着抑制方法および成膜装置 |
| 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 |
| KR100733701B1 (ko) * | 2005-02-07 | 2007-06-28 | 한국원자력연구원 | 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물 |
-
2006
- 2006-12-01 FR FR0610546A patent/FR2909388B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
2007
- 2007-11-21 US US12/312,893 patent/US8882939B2/en active Active
- 2007-11-21 ES ES07870314T patent/ES2639172T5/es active Active
- 2007-11-21 JP JP2009538740A patent/JP5704553B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 2007-11-21 EP EP07870314.7A patent/EP2099943B2/fr not_active Not-in-force
- 2007-11-21 WO PCT/FR2007/001910 patent/WO2008071862A1/fr not_active Ceased
- 2007-11-22 TW TW096144274A patent/TWI434290B/zh not_active IP Right Cessation
-
2014
- 2014-07-03 JP JP2014137474A patent/JP5933640B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| TWI752481B (zh) * | 2019-04-30 | 2022-01-11 | 美商西屋電器公司 | 積層製造鋯合金之抗蝕性改良 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2909388A1 (fr) | 2008-06-06 |
| WO2008071862A1 (fr) | 2008-06-19 |
| ES2639172T3 (es) | 2017-10-25 |
| JP5704553B2 (ja) | 2015-04-22 |
| ES2639172T5 (es) | 2020-09-14 |
| FR2909388B1 (fr) | 2009-01-16 |
| JP2010511165A (ja) | 2010-04-08 |
| EP2099943B2 (fr) | 2020-01-08 |
| TWI434290B (zh) | 2014-04-11 |
| EP2099943A1 (fr) | 2009-09-16 |
| JP5933640B2 (ja) | 2016-06-15 |
| JP2015014049A (ja) | 2015-01-22 |
| US8882939B2 (en) | 2014-11-11 |
| EP2099943B1 (fr) | 2017-07-12 |
| US20100126636A1 (en) | 2010-05-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| TW200834603A (en) | A zirconium alloy that withstands shadow corrosion for a component of a boiling water reactor fuel assembly, a component made of the alloy, a fuel assembly, and the use thereof | |
| US6261516B1 (en) | Niobium-containing zirconium alloy for nuclear fuel claddings | |
| JP2914457B2 (ja) | Zirlo型材料 | |
| CN102605213B (zh) | 核电站燃料包壳用含锗的锆锡铌合金 | |
| US5832050A (en) | Zirconium-based alloy, manufacturing process, and use in a nuclear reactor | |
| CN101195880B (zh) | 用于核应用的耐腐蚀性优异的锆合金组合物及其制备方法 | |
| US20100128834A1 (en) | Zirconium alloys with improved corrosion resistance and method for fabricating zirconium alloys with improved corrosion resistance | |
| US20060177341A1 (en) | Zirconium based alloys having excellent creep resistance | |
| CN107429331B (zh) | 用于核燃料包壳管的具有优异的耐腐蚀性的锆合金以及其制备方法 | |
| TW200951988A (en) | A spacer grid | |
| US5972288A (en) | Composition of zirconium alloy having high corrosion resistance and high strength | |
| US20120145287A1 (en) | Zirconium alloy compositions having excellent corrosion resistance by the control of various metal-oxide and precipitate and preparation method thereof | |
| JPH07224373A (ja) | ジルコニウムまたはジルコニウム合金製のバリヤー被覆の耐蝕性を改良する方法 | |
| ZA200509729B (en) | Zirconium alloy and components for the core of light water cooled nuclear reactors | |
| KR20090092489A (ko) | 우수한 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법 | |
| CN105296803B (zh) | 一种核反应堆燃料包壳用锆铌合金及其制备方法 | |
| CN102660699B (zh) | 一种核电站燃料包壳用Zr-Sn-Nb-Fe-Si合金 | |
| KR20080065749A (ko) | 냉각수 및 수증기 부식 저항성이 우수한 지르코늄 합금조성물 | |
| CN116790988B (zh) | 一种适用于铅基堆的铁铬铝合金及其热处理方法 | |
| KR100296952B1 (ko) | 핵연료 피복관용 지르코늄 합금조성물 및 제조방법 | |
| JP2003277859A (ja) | 耐食性に優れたジルコニウム合金及びその製造方法 | |
| JP2001220632A (ja) | 耐食性に優れた水素吸収の少ないジルコニウム合金とその製造方法 | |
| JPS6335751A (ja) | 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Zr合金 | |
| JPH09111379A (ja) | 高耐食性ジルコニウム合金 | |
| JPH02118044A (ja) | 耐食性ジルコニウム合金 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | Annulment or lapse of patent due to non-payment of fees |