KR101062785B1 - 고강도 및 우수한 내식성을 확보한 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄 합금의 제조방법 - Google Patents

고강도 및 우수한 내식성을 확보한 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄 합금의 제조방법 Download PDF

Info

Publication number
KR101062785B1
KR101062785B1 KR1020090047526A KR20090047526A KR101062785B1 KR 101062785 B1 KR101062785 B1 KR 101062785B1 KR 1020090047526 A KR1020090047526 A KR 1020090047526A KR 20090047526 A KR20090047526 A KR 20090047526A KR 101062785 B1 KR101062785 B1 KR 101062785B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
heat treatment
trex
shell
zirconium alloy
zirconium
Prior art date
Application number
KR1020090047526A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20100128871A (ko
Inventor
김현길
정용환
박상윤
이명호
최병권
박정용
정양일
박동준
Original Assignee
한국수력원자력 주식회사
한국원자력연구원
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 한국수력원자력 주식회사, 한국원자력연구원 filed Critical 한국수력원자력 주식회사
Priority to KR1020090047526A priority Critical patent/KR101062785B1/ko
Priority to US12/770,131 priority patent/US20100322370A1/en
Publication of KR20100128871A publication Critical patent/KR20100128871A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101062785B1 publication Critical patent/KR101062785B1/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • 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
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • 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
    • 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
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
    • 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)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

본 발명은 핵연료 집합체 구조물의 주 구성부품인 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄합금의 제조방법에 관한 것으로, 종래에는 중간 제품인 TREX shell로부터 3단계의 냉간가공과, 중간 및 최종 열처리를 수행하여 제조하는데 반하여, 본 발명에서는 중간 제품인 TREX shell로부터 2단계의 냉간가공과, 중간 및 최종 열처리 공정을 적용하여 강도 및 내식성을 향상시킨 지르코늄합금에 관한 것이다. 본 발명은 단축공정에 의한 공정간 고압하율 및 열처리 시간의 감소로 고강도와 우수한 내식성을 유지하면서, 공정횟수를 줄이므로 제조 경제성 확보가 가능하여 경수로형 원자로의 핵연료 집합체에 사용되는 핵연료 안내관 및 계측관에 적용될 수 있다.
지르코늄합금, 핵연료 안내관, 고강도, 내식성, 단축공정

Description

고강도 및 우수한 내식성을 확보한 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄 합금의 제조방법 {Process of manufacturing zirconium alloy for a fuel guide tube and a measuring tube having high strength and excellent corrosion resistance}
본 발명은 고강도 및 우수한 내식성을 확보한 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄 합금의 제조방법에 관한 것이다.
원자력발전소의 원자로 내 구조물은 고온 및 고압의 부식 환경과 중성자 조사로 인하여 열화에 의한 성능 저하가 원자로의 안전성과 경제성을 감소시키는 원인이 된다. 특히 원자로 내 핵연료 집합체에 사용되는 핵연료 피복관, 핵연료 안내관(Guide Tube), 계측관(measuring tube), 지지격자(Spacer Grid) 등의 지르코늄합금 부품은 부식 반응에 의한 산화막 성장 및 기계적 변형으로 인한 건전성 저하를 수반하기 때문에 합금 조성과 제조 공정이 매우 중요하다.
핵연료 안내관은 핵연료 집합체에서 상하단의 고정체(Upper and Lower End Fitting) 및 지지격자와 연결되어 핵연료 집합체의 골격체를 구성하여 집합체 내의 연료봉들의 하중을 지지하며, 핵연료 집합체의 강성도를 유지하고 구조적 연속성을 유지하는 역할을 한다. 따라서 핵연료 안내관은 다른 집합체 구조부품에 비하여 우수한 기계적 강도를 확보하여야 한다. 상기 핵연료 안내관의 재질로는 핵연료봉의 피복관과 같은 지르코늄 합금이 사용된다.
최근 원자로의 경제성 향상의 일환으로 핵연료의 주기비 절감을 위하여 핵연료의 교체주기를 늘려 사용하는 고연소도/장주기 운전이 채택되고 있으며, 늘어난 핵연료의 교체 주기만큼 핵연료 집합체가 고온 및 고압의 냉각수 및 수증기와 반응하는 기간이 연장되어 핵연료 안내관 및 계측관의 부식량은 증가하게 된다. 부식반응에 의해 핵연료 안내관 및 계측관 내부로 유입되는 수소는 수화물을 형성하고, 형성된 수화물은 핵연료 안내관과 계측관의 기계적 강도 저하와 수화물 생성에 의한 조사 성장량을 증가시키기 때문에 핵연료 집합체의 건전성을 저하시키게 된다.
따라서 상기 고온 및 고압의 냉각수 및 수증기에 대한 부식 저항성이 우수하고 고강도를 확보하여 고연소도/장주기용 핵연료 집합체로 사용가능한 핵연료 안내관 및 계측관이 요구된다.
핵연료 집합체는, 도1에 나타낸 바와 같이 상단고정체(4), 하단 고정체(5), 지지격자(2), 안내관(3) 및 계측관(6) 으로 이루어진 골격체와, 상기 지지격자(2) 내에 장입되어 상기 지지격자(2) 내에 형성된 스프링 및 딤플에 의하여 지지되는 연료봉으로 구성된다.
핵연료 안내관 및 계측관의 제원은 도 2에 나타난 바와 같이 한국표준형 원전(PLUS7)과 Westinghouse형 원전(17ACE7)과 같이 핵연료 집합체의 형태에 따라 분류된다.
한국표준형 원전 (PLUS7)에 사용되는 핵연료 안내관 및 계측관은 각 24.89 mm의 외경(OD, Out Diameter)과 0.98 mm의 두께(WT, Wall Thickness)로서, 웨스팅하우스(Westinghouse)형 원전 (17ACE7)에 사용되는 핵연료 안내관 및 계측관의 12.24 mm 외경과 0.482 mm의 두께에 비하여 약 2배에 해당되는 외경과 두께를 갖는다.
그러나 현재 국내외에서 제조되는 한국표준형 원전 (PLUS7)용 핵연료 안내관 및 계측관은 동일 크기의 지르코늄 튜브 제조용 반제품인 TREX shell로 부터 외경과 두께가 매우 작은 Westinghouse형 원전 (17ACE7)에 적용되는 핵연료 안내관 및 계측관의 제조방법과 동일한 3단계의 제조공정을 거쳐 제조하고 있다(참조 도3).
이에, 본 발명자들은 지르코늄합금으로 만들어지는 핵연료 안내관 및 계측관이 상용 원자로의 핵연료 집합체 구성부품으로 가장 문제가 되는 고강도 확보 및 고연소도/장주기 운전에서 부식량 증가에 의한 수화물생성 증가를 개선하기 위한 방안을 연구하였다.
특히, Westinghouse형 원전 (17ACE7)에 적용되는 핵연료 안내관 및 계측관의 제원에 비하여 직경 및 두께가 증가된 한국표준형 원전 (PLUS7)용 핵연료 안내관 및 계측관의 제조방법 개선에 대한 연구를 수행하였다. 한국표준형 원전 (PLUS7)용 핵연료 안내관의 직경 및 두께 제원이 크기 때문에 지르코늄 튜브를 제조하기 위한 중간 제품인 TREX shell로부터 2단계로 제조하면, 현행 3단계의 제조공정에 비해 제조 공정의 축소로 인해 경제적인 이익의 도출이 가능하고 단계별 가공량의 증가로 조직이 치밀해지기 때문에 강도를 향상시킨다는 것을 확인하였다(참조 도4).
이와 같은 결과에 기인하여 지르코늄합금 TREX shell로부터 종래 3단계의 제조공정에서 2단계의 제조공정으로 한국표준형 원전 (PLUS7)용 핵연료 안내관 및 계측관을 제조하면 고강도와 부식저항성을 확보하면서 제조공정상 경제적 이득이 향상되는 것을 확인하고 본 발명을 완성하였다.
본 발명의 목적은 고강도를 확보하고 고연소도/장주기 운전 하에서 부식저항성을 유지하는 한국표준형 원전 (PLUS7)에 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄합금의 제조방법을 제공하는 데 있다.
상기 목적을 달성하기 위하여, 본 발명은 반제품인 TREX shell로부터 한국표준형 원전 (PLUS7)에 사용되는 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄 합금을 제조하기 위해 현행 3단계 제조공정을 2단계 제조공정으로 축소함으로써, 제조공정을 단순화하고 각 제조단계에 도입되는 압하율(percentage reduction in thickness)의 범위와 열처리의 제어 방법을 제공한다.
본 발명은 지르코늄합금 튜브 제조용 반제품인 TREX shell 를 1차 냉간가공한 후, 중간 열처리하는 단계, 및 상기 중간 열처리한 중간 제품을 2차 냉간가공하고, 최종 열처리하는 단계를 포함하는 지르코늄합금의 제조 방법을 제공한다.
상기 지르코늄합금은 니오븀(Nb), 주석(Sn), 철(Fe), 크롬 (Cr), 및 구리 (Cu) 중 하나 이상의 원소와 지르코늄 (Zr)이 잔부로 구성되고, 그 조성은 0.01 - 2.0 중량% 의 니오븀(Nb), 0.01 - 1.8 중량% 의 주석(Sn), 0.01 - 1.0 중량% 의 철(Fe), 0.01 - 1.0 중량% 의 크롬 (Cr), 및 0.01 - 0.5 중량% 의 구리 (Cu) 이다.
상기 1차 및 2차 냉간가공의 압하율은 각각 55% 내지 80% 이다.
상기 중간 열처리는 580±20℃에서 수행되고, 상기 최종 열처리는 450~550℃에서 수행된다.
본 발명에 따른 방법으로 제조된 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄합금은 현행 3단계의 제조공정에서 2단계의 제조공정으로의 단순화로 인해 제조 경제성을 확보하고, 각 제조단계에 도입되는 압하율의 범위와 열처리의 제어로 고강도와 고연소도/장주기 운전 하에서 부식저항성을 확보함으로써, 상용 원전의 핵연료집합체의 구조물로서 유용하게 사용될 수 있다.
본 발명은 고연소도/장주기 운전 중에 사용되는 핵연료 집합체의 핵연료 안내관 및 계측관 등의 구조 재료로서 사용될 수 있는, 고강도 및 우수한 내식성을 갖는 지르코늄합금을 하기와 같은 공정으로 제조한다.
이하, 본 발명을 상세하게 설명한다.
고강도 및 우수한 내식성을 확보한 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄합금 을 얻기 위해서, 본 발명의 제조공정은 현행 3단계의 제조공정에서 2단계의 제조공정으로 제조공정을 단순화하고, 각 제조단계에 도입되는 압하율의 범위와 열처리의 온도를 제어하였다.
상기 압하율은 압연 전후의 판 두께의 차이를 초기 두께의 비율로 나타낸 것 으로 다음과 같이 구한다.
압하율 R=(t1-t2)/t1 또는 R=(t1-t2) ×100 / t1 (%)
(t1: 압연 전의 판의 두께, t2: 압연 후의 두께).
핵연료 안내관 및 계측관의 제조단계는 제조 경제성 향상을 위해, 도4에 나타난 바와 같이 지르코늄합금 TREX shell로부터 현행 3단계에서 2단계로 축소하였다. 제조 단계별 압하율은 현행 3단계에서 각 단계별로 55%, 53%, 56%로 수행되던 것을, 본 발명에서는 2단계에서 각 단계별로 55~80%로 수행하여 최종 튜브 제품의 두께가 0.98 mm가 되도록 하였다.
냉간가공(cold working) 후 수행되는 중간 열처리 온도는 현행 596±8℃로 수행되는 조건을 580±20℃로 수행하여 중간 열처리 온도 수행 범위를 확대하였으며, 가공공정 완료 후 수행되는 최종 열처리 온도는 현행 454~471℃로 수행되던 조건을 450~550℃로 확대하였다.
중간 및 최종 열처리 온도범위의 확대가 가능한 것은 가공단계가 3단계에서 2단계로 감소되어 중간 열처리를 1회만 수행하기 때문에 열처리 온도 상승 및 시간 증가에 의한 석출물 조대화로 인한 부식저항성의 감소를 줄일 수 있기 때문이다.
또한 최종 열처리 온도의 상승은 핵연료 안내관 및 계측관의 강도는 감소시키지만 조사성장에 대한 저항성을 증가시키는 역할을 한다. 따라서 2단계의 제조공정을 적용하여 강도가 증가하면 최종 열처리 온도를 상승시켜 조사 성장에 대한 저항성이 증가할 수 있다.
실시예 1: 지르코늄합금 TREX shell 로부터 핵연료 안내관용 지르코늄합금의 제조
(1) 냉간가공 공정
지르코늄합금 튜브제조용 반제품인 Zr-1.0Nb-1.0Sn-0.1Fe 합금 TREX shell (외경: 63.5 mm, 두께: 10.9 mm)로부터 다음과 같은 3종의 압하율을 갖는 2단계의 냉간가공 공정을 적용하여 최종 0.98 mm 두께의 핵연료 안내관 제품을 제조하였다.
2a: 78%의 1차 냉간가공 및 59%의 2차 냉간가공
2b: 70%의 1차 냉간가공 및 70%의 2차 냉간가공
2c: 58%의 1차 냉간가공 및 79%의 2차 냉간가공
(2) 중간 열처리
상기 냉간 가공된 재료는 진공상태의 열처리로를 이용하여 570(±10) ℃에서 2시간 동안 중간 열처리를 수행하였다.
(3) 최종 열처리
중간 열처리한 상기 중간제품을 냉간가공하고, 진공상태의 열처리로를 이용하여 464(±10) ℃에서 7시간 동안 최종 열처리를 수행하였다.
실시예 2 내지 5: 지르코늄합금 TREX shell 로부터 핵연료 안내관용 지르코늄합금의 제조
지르코늄합금 튜브제조용 반제품인 TREX shell로부터 조성물을 구성하는 화학적 조성을 제외하고는 실시예 1 과 동일한 2단계 제조공정을 적용하여 상기 고강도 확보 및 우수한 부식저항성을 유지하는 핵연료 안내관을 제조하였다. 상기 지르코늄합금 TREX shell 조성물을 구성하는 화학적 조성은 하기 표 1에 나타내었다.
비교예 1: 지르코늄합금 TREX shell 로부터 핵연료 안내관용 지르코늄합금의 제조
(1) 냉간가공 공정
비교예 1~2의 합금은 지르코늄합금 튜브제조용 반제품인 TREX shell로부터 조성물을 구성하는 화학적 조성과 제조공정을 현행 3단계의 냉간가공 공정으로 제조하였다. 상기 지르코늄합금 조성물을 구성하는 화학적 조성은 하기 표1에 나타내었다.
3a: 55%의 1차 냉간가공, 53%의 2차 냉간가공 및 56%의 3차 냉간가공
(2) 중간 열처리
상기 냉간가공된 재료는 진공상태의 열처리로를 이용하여, 상기 1차 및 2차 냉간가공 후에, 596(±10) ℃에서 3.5시간 동안 중간 열처리를 수행하였다.
(3) 최종 열처리
중간 열처리한 상기 중간제품을 냉간가공하고, 진공상태의 열처리로를 이용하여 464(±10) ℃에서 7시간 동안 최종 열처리를 수행하였다.
비교예 2: 지르코늄합금 TREX shell 로부터 핵연료 안내관용 지르코늄합금의 제조
하기의 표1에 나타나 있는 지르코늄 합금의 조성을 사용하여 비교예1과 동일한 방법으로 핵연료 안내관용 지르코늄합금을 제조했다.

구분		 압하율
조건		 화학적 조성(중량%)
니오븀
(Nb)		 주석
(Sn)		 철
(Fe)		 크롬
(Cr)		 구리
(Cu)		 지르코늄
(Zr)
실시예 1 2a, 2b, 2c 1.0 1.0 0.1 - - 잔부
실시예 2 2b 1.5 0.4 0.2 0.1 - 잔부
실시예 3 2a, 2b, 2c 0.4 0.8 0.35 0.15 0.1 잔부
실시예 4 2b 1.1 - - - 0.05 잔부
실시예 5 2b - 1.5 0.2 0.1 - 잔부
비교예 1 3a 1.5 0.4 0.2 0.1 - 잔부
비교예 2 3a 0.4 0.8 0.35 0.15 0.1 잔부
실험예 1: 인장 시험
본 발명의 고강도와 부식저항성을 확보하기 위해 제조공정을 개선한 핵연료 안내관용 합금 조성물은 기계적 강도 평가를 위해, 하기와 같은 인장 실험을 수행하였다.
인장 시험은 상기 실시예 1~5 및 비교예 1~2의 지르코늄합금을 ASTM B811-97의 방법 및 절차에 따라 수행하였다. 인장특성의 평가 시편은 ASTM E8 요건에 따라 준비하여 표점 거리 50 mm를 마킹하여 연신율 계산에 이용하였다. 인장 시험은 0.005±0.002 mm/mm/min의 변형속도로 상온에서 수행하였으며, 상기 인장 실험 결과는 표 2에 나타내었다.
표2에 따르면, 본 발명의 2단계 제조공정으로 제조된 실시예 1, 2, 3 및 5의 합금은 상용 안내관 기준에 비하여 항복강도가 50%, 최대인장강도가 9%, 그리고 연신율이 65%가 향상되었다.
또한, 합금성분과 양이 상대적으로 적게 첨가된 실시예 4의 합금은 항복강도가 20%, 최대 인장강도가 2%, 그리고 연신율이 210% 향상되었다.
따라서 2단계 제조공정으로 제조된 지르코늄합금 조성물은 상용 핵연료 안내관 기준 강도를 크게 상회하는 것으로 나타났다.
실시예 2와 비교예 1, 및 실시예 3과 비교예 2는 동일 조성의 합금을 각 2단계 제조공정과 3단계 제조공정 후에 인장 특성을 평가한 것이다.
2단계 제조공정의 실시예 2의 합금은 3단계 제조공정의 비교예 1의 동일 조성의 합금에 비하여 항복강도가 7.5%, 최대 인장강도가 7.8% 향상되었고 유사한 연신율을 갖는 것으로 나타났다.
또한, 2단계 제조공정의 실시예 3의 합금은 3단계 제조공정의 비교예 2의 동일 조성의 합금에 비하여 항복강도가 7%, 최대 인장강도가 7% 향상되었고 유사한 연신율을 가지고 있었다.
이와 같은 결과로 동일 합금 조성에 대하여 현행 3단계의 제조공정에서 본 발명의 2단계 제조공정으로 핵연료 안내관을 제조하면 연신율은 유지되면서 항복강도 및 최대 인장강도가 7% 향상되는 것으로 판명되었다.
실시예 1 및 실시에 3의 합금에서 평가된 2단계 제조공정 상의 압하율 조건변화는 강도에 큰 영향을 주지 않는 것으로 나타났다. 이는 3단계 제조공정에 비하여 2단계 제조공정을 수행하면, 고강도를 유지하면서 압하율 변경에 큰 여유도를 가지기 때문에 TREX shell로부터 최종 핵연료 안내관 제품 제조가 용이하다.
실험예 2: 부식 실험
상기 실시예 1~5 및 비교예 1~2의 지르코늄합금을 길이 25×15×1 mm의 시편으로 제작한 후, 물:질산:불산(HF)의 부피비가 50:40:10인 용액에 담구고, 표면의 불순물과 표면에 미세하게 존재하는 결함을 제거하였다.
상기 표면 처리된 시편은 오토클래이브에 장입 직전에 표면적과 초기 무게를 측정하였다.
이후 400 ℃ 냉각수에서 일정시간 부식시킨 후, 시편의 무게 증가를 측정함으로써, 부식 정도를 표면적 대비 무게 증가량을 계산하여 정량적으로 평가하였다. 상기 부식 실험의 결과는 표2에 나타내었다. 부식 특성의 평가에 대한 상용 핵연료 안내관의 기준 spec.은 400℃ 3일 시험 후의 무게 증가량이 22 mg/dm2 을 상회하지 않은 것이며, 본 발명의 실시예 및 비교예 조성의 합금은 무게 증가량이 20 mg/dm2 미만으로 이를 모두 만족하였다.
표2는 부식 시험을 60일 진행한 결과로서, 본 발명에 따른 지르코늄합금 조성물은 이루어진 실시예 1~5은 수증기 환경에서의 무게 증가량이 44.3~48.8 mg/dm2로 나타나 있다. 동일 조성의 합금인 실시예 2와 비교예 1, 및 실시예 3과 비교예 2의 합금을 비교하면, 3단계 제조공정에 비해 2단계 제조공정을 적용하면, 무게 증가량이 약 4~5 mg/dm2 이 감소되는 것으로 나타났다.
따라서 동일 합금조성에 대하여 현행 3단계의 제조공정에서 본 발명의 2단계 제조공정으로 핵연료 안내관을 제조하면 부식저항성도 향상되는 것을 알 수 있다.
구분 압하율 조건 인장 특성의 평가 결과 부식 특성의 평가 결과
상온 시험 결과 400℃ 수증기 60 일
항복강도, MPa 최대 인장강도, MPa 연신율, % 무게 증가량, mg/dm2
실시예 1 2a 633 705 20.3 48.2
2b 638 712 19.8 48.5
2c 642 720 19.0 48.8
실시예 2 2b 643 724 20.4 45.6
실시예 3 2a 625 700 21.6 45.3
2b 631 708 21.0 46.1
2c 635 714 20.1 45.8
실시예 4 2b 513 655 25.6 44.3
실시예 5 2b 640 720 19.2 46.4
비교예 1 3a 597 671 19.2 52.3
비교예 2 3a 590 662 20.3 51.1
핵연료 안내관의 기준 강도 spec. 421 641 12 -
도1은 일반적인 핵연료 집합체를 나타내는 개략도이다.
도2은 한국표준형 원전(PLUS7)과 Westinghouse형 원전(17ACE7)에서 사용되는 핵연료집합체의 핵연료안내관의 제원을 나타낸 것이다.
도3는 한국표준형 원전(PLUS7)과 Westinghouse형 원전(17ACE7)에서 사용되는 핵연료집합체의 핵연료안내관의 제조공정을 나타낸 것이다.
도4은 본 발명의 고강도 및 우수한 부식저항성을 확보한 한국표준형 원전 (PLUS7)용 핵연료안내관의 2 단계공정 (2pass 신공정)과 3 단계공정 (3pass 현공정)을 비교한 것이다.

Claims (18)

  1. 지르코늄합금 튜브 제조용 반제품으로서 니오븀(Nb), 주석(Sn), 철(Fe), 크롬 (Cr), 및 구리 (Cu) 중 하나 이상의 원소와 지르코늄 (Zr) 잔부로 구성되는 합금 주괴를 열간압출하여 제조되는 TREX(Tube Reduced Extrusion) shell을 필거링(pilgering)하는 1차 냉간가공단계;
    상기 1차 냉간가공한 TREX shell을 중간 열처리하는 단계;
    상기 중간 열처리한 TREX shell을 필거링(pilgering)하는 2차 냉간가공단계; 및
    상기 2차 냉간가공한 TREX shell을 최종 열처리하는 단계를 포함하며, 상기 1차 및 2차 냉간가공의 압하율은 각각 55% 내지 80%인 것을 특징으로 하는 핵연료 안내관의 제조 방법.
  2. 삭제
  3. 청구항 1 에 있어서, 상기 지르코늄합금의 조성은 0.01 - 2.0 중량% 의 니오븀(Nb), 0.01 - 1.8 중량% 의 주석(Sn), 0.01 - 1.0 중량% 의 철(Fe), 0.01 - 1.0 중량% 의 크롬 (Cr), 및 0.01 - 0.5 중량% 의 구리 (Cu) 및 지르코늄 (Zr) 잔부인 것을 특징으로 하는 핵연료 안내관의 제조 방법.
  4. 삭제
  5. 청구항 1 에 있어서, 상기 중간 열처리는 580±20℃에서 수행되는 것을 특징으로 하는 핵연료 안내관의 제조 방법.
  6. 청구항 1 에 있어서, 상기 최종 열처리는 450~550℃에서 수행되는 것을 특징으로 하는 핵연료 안내관의 제조 방법.
  7. 지르코늄합금 튜브 제조용 반제품으로서 니오븀(Nb), 주석(Sn), 철(Fe), 크롬 (Cr), 및 구리 (Cu) 중 하나 이상의 원소와 지르코늄 (Zr) 잔부로 구성되는 합금 주괴를 열간압출하여 제조되는 TREX(Tube Reduced Extrusion) shell을 필거링(pilgering)하는 1차 냉간가공단계;
    상기 1차 냉간가공한 TREX shell을 중간 열처리하는 단계;
    상기 중간 열처리한 TREX shell을 필거링(pilgering)하는 2차 냉간가공단계; 및
    상기 2차 냉간가공한 TREX shell을 최종 열처리하는 단계를 포함하며, 상기 1차 및 2차 냉간가공의 압하율은 각각 55% 내지 80%인 것을 특징으로 하는 핵연료 계측관의 제조 방법.
  8. 삭제
  9. 청구항 7 에 있어서, 상기 지르코늄합금의 조성은 0.01 - 2.0 중량% 의 니오븀(Nb), 0.01 - 1.8 중량% 의 주석(Sn), 0.01 - 1.0 중량% 의 철(Fe), 0.01 - 1.0 중량% 의 크롬 (Cr), 및 0.01 - 0.5 중량% 의 구리 (Cu) 지르코늄 (Zr) 잔부인 것을 특징으로 하는 핵연료 계측관의 제조 방법.
  10. 삭제
  11. 청구항 7 에 있어서, 상기 중간 열처리는 580±20℃에서 수행되는 것을 특징으로 하는 핵연료 계측관의 제조 방법.
  12. 청구항 7 에 있어서, 상기 최종 열처리는 450~550℃에서 수행되는 것을 특징으로 하는 핵연료 계측관의의 제조 방법.
  13. 삭제
  14. 삭제
  15. 삭제
  16. 삭제
  17. 삭제
  18. 삭제
KR1020090047526A 2009-05-29 2009-05-29 고강도 및 우수한 내식성을 확보한 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄 합금의 제조방법 KR101062785B1 (ko)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020090047526A KR101062785B1 (ko) 2009-05-29 2009-05-29 고강도 및 우수한 내식성을 확보한 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄 합금의 제조방법
US12/770,131 US20100322370A1 (en) 2009-05-29 2010-04-29 Process of manufacturing zirconium alloy for fuel guide tube and measuring tube having high strength and excellent corrosion resistance

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020090047526A KR101062785B1 (ko) 2009-05-29 2009-05-29 고강도 및 우수한 내식성을 확보한 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄 합금의 제조방법

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20100128871A KR20100128871A (ko) 2010-12-08
KR101062785B1 true KR101062785B1 (ko) 2011-09-07

Family

ID=43354373

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020090047526A KR101062785B1 (ko) 2009-05-29 2009-05-29 고강도 및 우수한 내식성을 확보한 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄 합금의 제조방법

Country Status (2)

Country Link
US (1) US20100322370A1 (ko)
KR (1) KR101062785B1 (ko)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2016167398A1 (ko) * 2015-04-14 2016-10-20 한전원자력연료 주식회사 핵연료용 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100831578B1 (ko) * 2006-12-05 2008-05-21 한국원자력연구원 원자력용 우수한 내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4584030A (en) * 1982-01-29 1986-04-22 Westinghouse Electric Corp. Zirconium alloy products and fabrication processes
US20040118491A1 (en) * 1998-03-31 2004-06-24 Jean-Paul Mardon Alloy and tube for nuclear fuel assembly and method for making same
KR100382997B1 (ko) * 2001-01-19 2003-05-09 한국전력공사 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법
EP1730318A4 (en) * 2004-03-23 2010-08-18 Westinghouse Electric Corp ZIRCONIUM ALLOYS WITH IMPROVED CORROSION RESISTANCE AND METHOD FOR PRODUCING ZIRCONIUM ALLOYS WITH IMPROVED CORROSION RESISTANCE

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100831578B1 (ko) * 2006-12-05 2008-05-21 한국원자력연구원 원자력용 우수한 내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법

Also Published As

Publication number Publication date
US20100322370A1 (en) 2010-12-23
KR20100128871A (ko) 2010-12-08

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP4536119B2 (ja) 耐クリープ性並びに水及び水蒸気に対する耐食性のジルコニウム系合金よりなる、原子炉に用いられる要素及びその製造方法
KR100382997B1 (ko) 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법
JP2548773B2 (ja) ジルコニウム基合金とその製造方法
KR100364093B1 (ko) 핵연료어셈블리용 튜브제조방법 및 이에 의해 얻어진 튜브
KR100831578B1 (ko) 원자력용 우수한 내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법
JP3950651B2 (ja) 優秀な耐蝕性と機械的特性を持つジルコニウム合金
KR20080074568A (ko) 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금조성물 및 이의 제조방법
KR20060123781A (ko) 개선된 부식저항력을 지닌 지르코늄합금 및 그에 관련된제조방법
KR101604103B1 (ko) 우수한 부식저항성을 갖는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 및 그 제조방법
JP6588104B2 (ja) 優れた耐食性及びクリープ抵抗性を有するジルコニウム合金、及びその製造方法
CN113249616A (zh) 燃料组件用锆合金及其制备方法、燃料组件的包壳管
KR100960894B1 (ko) 우수한 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법
WO2014101660A1 (zh) 一种核动力堆芯用锆合金
KR101058872B1 (ko) 우수한 내식성 및 크립저항성을 갖는 고농도 몰리브덴 함유지르코늄 합금 조성물, 이의 제조방법 및 이의 용도
KR101062785B1 (ko) 고강도 및 우수한 내식성을 확보한 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄 합금의 제조방법
KR101265261B1 (ko) 우수한 내식성 및 고강도를 가지는 지르코늄합금의 제조방법
JP5982474B2 (ja) ジルコニウム基合金の製造方法
JPH10501846A (ja) 原子炉のためのジルコニウム基合金の管の製造方法及びその用途
CN101413074A (zh) 一种核反应堆用锆基合金
CN113201666A (zh) 用于燃料组件的锆合金及其制作方法、燃料组件的包壳管
CN113201665A (zh) 燃料组件包壳用锆合金及其制作方法、燃料组件的包壳管
JPS5822365A (ja) ジルコニウム基合金の製造方法
JPH0867954A (ja) 高耐食性ジルコニウム合金の製造方法
KR20080065749A (ko) 냉각수 및 수증기 부식 저항성이 우수한 지르코늄 합금조성물
JP4975390B2 (ja) 高燃焼度用燃料被覆管の製造方法

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20140804

Year of fee payment: 4

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20150805

Year of fee payment: 5

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20160804

Year of fee payment: 6

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20170807

Year of fee payment: 7

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20180821

Year of fee payment: 8

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20190822

Year of fee payment: 9