CS201252B1 - Alloy based on zirconium for nuclear reactors - Google Patents
Alloy based on zirconium for nuclear reactors Download PDFInfo
- Publication number
- CS201252B1 CS201252B1 CS447377A CS447377A CS201252B1 CS 201252 B1 CS201252 B1 CS 201252B1 CS 447377 A CS447377 A CS 447377A CS 447377 A CS447377 A CS 447377A CS 201252 B1 CS201252 B1 CS 201252B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- zirconium
- iron
- weight
- alloys
- nuclear reactors
- Prior art date
Links
Landscapes
- Electroplating And Plating Baths Therefor (AREA)
Description
Vynález ae týká pětieložkovó zirkoniové slitiny typu zirkonium - mě3 - železo molybden - vanad použitelné vzhledem k výhodným vlastnostem, pro povlaky palivových elementů Jaderných reaktorů v proetředi horké vody nebo přehřáté póry.The present invention relates to a zirconium-me3-iron-molybdenum-vanadium pentagonal zirconium alloy useful for advantageous properties for the coating of fuel elements of nuclear reactors in a hot water environment or superheated pores.
V současné době jeou průmyslově aplikovány pro povlakové trubky jaderného paliva dva typy zirkoniových slitin. 3e to jednak pětieložkovó slitina zirkonium - cín - žele-At present, two types of zirconium alloys are industrially applied to the coating tubes of nuclear fuel. 3e it is a five-alloy zirconium-tin-iron-
vody o teplotě nižší než 3OO°C. 3eou málo odolné v prostředí páry o teplotě 400 - 500°C.water temperature below 300 ° C. 3eou are not resistant to steam at temperatures of 400 - 500 ° C.
V patentové e odborné literatuře je dosud zaznamenáno několik nových typů zirkoniových elitin. Pouze u tři jeou věak uvedeny informace potřebné pro srovnáni vlastnostíSeveral new types of zirconium elitins have been reported in patent and technical literature. However, only three have the information needed to compare properties
201 252201 252
201 2S2 o navrhovanou «litinou. Tyto alitlny však dopoaud nebyly aplikovány v praxi. 3de o třisložkové slitiny typu zlrkonium - mě3 -železo, zirkonlum - chrom - železo o směrných •loženích <201 2S2 o the proposed «cast iron. However, these alitins have not yet been applied in practice. 3de of three-component alloys of the type zirconium - copper3 - iron, zirconium - chromium - iron with direct bearing <
zirkonlum - mě3 - železo izirconium - me3 - iron i
1,10 - 1,30 haot. % médi1.10 - 1.30 haot. % media
0,20 - 0,40 hmot. % železa zirkonlum - chrom - železo i0.20-0.40 wt. % iron zirconium - chromium - iron i
1,00 - 1,20 haot. % chrómu1.00 - 1.20 haot. % chromium
0,10 - 0,15 hmot. % železa a čtyřaložkové slitiny zirkonlum - niob - cin - chrom - železo, připadni molybden, o0.10 - 0.15 wt. % of iron and quadruple alloy zirconium - niobium - cin - chromium - iron, molybdenum,
Hlavni nevýhody těchto slitin, zejména obou slitin doposud využívaných v technické praxi, spočívají v jejich nízké korozní t.j. oxidační a hydridačnl odolnosti v proetředi přehřáté páry při vyšších teplotách. Tim je znemožněno, při použiti těchto elltln, zvýšeni pracovních teplot jaderných reaktorů.The main disadvantages of these alloys, in particular the two alloys used hitherto in technical practice, are their low corrosion i.e. oxidation and hydration resistance in the superheated steam environment at higher temperatures. This makes it impossible to increase the operating temperatures of the nuclear reactors when using these elltin.
Uvedená nevýhody odetraňuje zlrkonlová elitina pro jaderné reaktory podle vynálezu, jejíž podetata spočívá v tom, že obeahuje legující prvky měS, železo, molybden a vanad v anožatvl 0,1 až 0,8 hmotnostních % mědi, 0,1 až 0,8 hmotnostních % železe, 0,2 až 1,0 hmotnostních % molybdenu, 0,1 až 0,8 hmotnostních % vanadu, zbytek tvoři zirkonlum.The above-mentioned disadvantages are eliminated by the zirconium elite for nuclear reactors according to the invention, which is based on the fact that it contains the alloying elements copper, iron, molybdenum and vanadium in an amount of 0.1 to 0.8% by weight of copper, 0.1 to 0.8% by weight. iron, 0.2 to 1.0 wt.% molybdenum, 0.1 to 0.8 wt.% vanadium, the remainder being zirconium.
Celkový obeah legur ae pohybuje v rozmezí 1,2 až 2,8 hmotnostních %.The total amount of alloy is between 1.2 and 2.8% by weight.
Docílená vlaatnoati jaou výsledkem vzájemného působeni všech čtyř legujících prvků v zirkoniu.The attained vlaatnoati result from the interaction of all four alloying elements in the zirconium.
Hlavni výhody zlrkonlová slitiny podle vynálezu epočlvejl v její velmi dobrá korozní odolnosti zejména v prostředí přehřátá páry při zachováni dostatečných mechanických vlaatnoati.The main advantages of the zirconium alloy according to the invention have been its very good corrosion resistance, especially in the superheated steam environment while maintaining sufficient mechanical properties.
Příkladná provedeni a porovnáni vlaatnoati alltln dle vynálezu a doaud známými slitinami ja uvedeno v následujících tabulkách.Exemplary embodiments and comparisons of the inventive alloys and the alloys known to date are shown in the following tables.
Tabulka 1.Table 1.
Rychlost oxidace /mg/dm . den/Oxidation rate / mg / dm. day/
201 252201 252
Tabulka 3.Table 3.
Mechanické vlastnostiMechanical properties
pozn.t mechanické vlastnosti jsou do značné míry ovlivněny obsahem příměsí a metalurgickou historii materiálu, např. údaje označené x platí pro slitinu s vyšším obsahem kysli ku cca 500 ppm.Note: the mechanical properties are largely influenced by the admixture content and the metallurgical history of the material, for example, data denoted by x apply to an alloy with a higher oxygen content of about 500 ppm.
Claims (2)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CS447377A CS201252B1 (en) | 1977-07-05 | 1977-07-05 | Alloy based on zirconium for nuclear reactors |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CS447377A CS201252B1 (en) | 1977-07-05 | 1977-07-05 | Alloy based on zirconium for nuclear reactors |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CS201252B1 true CS201252B1 (en) | 1980-10-31 |
Family
ID=5387538
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CS447377A CS201252B1 (en) | 1977-07-05 | 1977-07-05 | Alloy based on zirconium for nuclear reactors |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CS (1) | CS201252B1 (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CZ305059B6 (en) * | 2013-09-20 | 2015-04-15 | České Vysoké Učení Technické V Praze, Fakulta Strojní, Ústav Energetiky | Layer that protects surface of zirconium alloys used in nuclear reactors |
-
1977
- 1977-07-05 CS CS447377A patent/CS201252B1/en unknown
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CZ305059B6 (en) * | 2013-09-20 | 2015-04-15 | České Vysoké Učení Technické V Praze, Fakulta Strojní, Ústav Energetiky | Layer that protects surface of zirconium alloys used in nuclear reactors |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US5543109A (en) | Heat resistant high chromium austenitic alloy excellent in strength at elevated temperatures | |
US4363660A (en) | Iron-base alloy having high resistance to molten zinc attack | |
JPH028840B2 (en) | ||
GB1295787A (en) | ||
JP2001066390A5 (en) | ||
TW208044B (en) | ||
US4040876A (en) | High temperature alloys and members thereof | |
ES8406092A1 (en) | Austenitic alloys and reactor components made thereof. | |
US3150972A (en) | Zirconium alloy | |
CS201252B1 (en) | Alloy based on zirconium for nuclear reactors | |
JPS6358214B2 (en) | ||
JPS5952228B2 (en) | Sliding structure for nuclear reactor | |
JPS61113749A (en) | High corrosion resistance alloy for oil well | |
US20200181745A1 (en) | Ferritic alloy | |
CS201251B1 (en) | Alloy based on zirconium for nuclear reactors | |
JP2726299B2 (en) | High corrosion resistant zirconium alloy for nuclear reactors | |
JPH0570694B2 (en) | ||
JPH0121864B2 (en) | ||
US4464335A (en) | Nickel/iron casting alloy exhibiting high strength at elevated temperatures and high microstructural stability | |
JPS644579B2 (en) | ||
US4361443A (en) | Solid solution strengthened iron-base austenitic alloy | |
SU903042A1 (en) | Welding wire composition | |
SU1084333A1 (en) | Steel | |
JPS6376789A (en) | Submerged arc welding wire for 9cr-mo steel | |
RU2092606C1 (en) | Austenite steel |