THE COMPOSITION AND FABRICATION METHOD OF CORROSION RESISTANCE ZIRCONIUM ALLOYS FOR NUCLEAR FUEL ROD AND COMPONENTS
Provided are a zirconium alloy for a nuclear fuel pipe having excellent corrosion resistance, which is used for a nuclear fuel pipe, a structural member, etc. by completely removing tin with a bad influence on corrosion-resistance, and a fabrication method thereof. The zirconium alloy for a nuclear...
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Format | Patent |
Language | English Korean |
Published |
25.03.2016
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Summary: | Provided are a zirconium alloy for a nuclear fuel pipe having excellent corrosion resistance, which is used for a nuclear fuel pipe, a structural member, etc. by completely removing tin with a bad influence on corrosion-resistance, and a fabrication method thereof. The zirconium alloy for a nuclear fuel pipe, according to the present invention, comprises: 0.5-1.2 wt% of Nb, 0.4-0.8 wt% of Mo, 0.1-0.15 wt% of Cu, 0.15-0.2 wt% of Fe, and the remainder consisting of Zr.
본 발명은 내식성에 나쁜 영향을 끼치는 주석을 완전히 제거하고, 고용한도 이상으로 몰리브덴의 함량을 높인 후, 구리를 첨가하여 최적화된 열처리 조건을 고려한 핵연료 피복관 및 구조재 등에 사용될 수 있는 부식저항성이 향상된 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성 및 그 제조방법을 제공하는데 그 목적이 있다. 상기한 목적을 달성하기 위한 본 발명에 따른 핵연료 피복관용 지르코늄 합금은 니오븀 0.5~1.2중량%, 몰리브덴 0.4~0.8중량%, 구리 0.1~0.15중량%, 철 0.15~0.2중량% 및 지르코늄 잔부로 구성됨을 특징으로 한다. 또한, 상기한 목적을 달성하기 위한 본 발명에 따른 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 제조방법은 지르코늄 합금 조성 원소의 혼합물을 용해하여 주괴(Ingot)로 제조하는 제1단계; 상기 제1단계에서 제조된 잉곳을 1,000~1,050℃(β)에서 30~40분 동안에 용체화 열처리한 후 물에 급냉시키는 β-소입(β-Quenching)하는 제2단계; 상기 제2단계에서 열처리된 잉곳을 630~650℃에서 20~30분 동안 예열시킨 후, 60~65% 압하율로 열간압연하는 제3단계; 상기 제3단계에서 열간압연된 압연재는 570~590℃에서 3~4시간 동안 1차 중간 진공열처리한 후 30~40% 압하율로 1차 냉간압연하는 제4단계; 상기 제4단계에서 1차 냉간압연된 압연재는 560~580℃에서 2~3시간 동안 2차 중간 진공열처리한 후 50~60% 압하율로 2차 냉간압연하는 제5단계; 상기 제5단계에서 2차 냉간압연된 압연재는 560~580℃에서 2~3시간 동안 3차 중간 진공열처리한 후 30~40% 압하율로 3차 냉간압연하는 제6단계; 상기 제6단계에서 3차 냉간압연된 압연재는 최종 진공 열처리하는 제7단계로 이루어짐을 특징으로 한다. |
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Bibliography: | Application Number: KR20150052710 |