New zirconium alloys for fuel rod cladding and process for manufacturing thereof

• Format: Patent
• Language: English; Korean
• Published: 26.09.2001
• Subjects: GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; NUCLEAR ENGINEERING; NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR REACTORS; PHYSICS; REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGYGENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS; TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINSTCLIMATE CHANGE

본 발명은 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 그의 제조방법에 관한 것으로, 구체적으로 니오븀(Nb) 0.8-1.2 중량%, 구리(Cu) 0.1-0.3 중량%, 산소(O) 600-1400 ppm 및 잔부 지르코늄(Zr)으로 구성되는 본 발명의 합금과 니오븀(Nb) 0.8-1.2 중량%, 주석(Sn) 0.8-1.2 중량%, 철(Fe) 0.2-0.4 중량%, 구리(Cu) 0.1-0.3 중량%, 산소(O) 600-1400 ppm 및 잔부 지르코늄(Zr)으로 구성되는 본 발명의 합금은 경수로 및 중수로형 원자력 발전소의 원자로심 내에서 핵연료 피복관, 지지격자 및 구조물로 유용하게 사용될 수 있으며, 최종 열처리 전에 β-열처리(베타 열처리)와 냉간 가공을 순서대로 실시하고 450∼600 ℃ 온도에서 10∼100시간 동안 최종 열처리하여 합금을 제조하는 본 발명의 제조방법에 따르면 내식성이 더욱 향상된 지르코늄 합금을 얻을 수 있다.