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1. 发明授权

KR100441562B1 우수한 내식성과 기계적 특성을 갖는 지르코늄 합금핵연료 피복관 및 그 제조 방법 有权
标题翻译： 우수한내식성과기계적특성을갖갖지지르코늄합금핵연료피복관및그제조방
公开(公告)号：KR100441562B1
公开(公告)日：2004-07-23
申请号：KR1020010024582
申请日：2001-05-07
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 정용환 , 백종혁 , 최병권 , 이명호 , 박상윤 , 남철 , 정연호
IPC分类号： G21C3/07
CPC分类号： C22F1/186 , C22C16/00 , G21C3/07 , Y02E30/40
摘要： The present invention relates to a zirconium alloy having excellent corrosion resistance and mechanical properties and a method for preparing a nuclear fuel cladding tube by zirconium alloy. More particulary, the present invention is directed to a zirconium alloy comprising Zr-aNb-bSn-cFe-dCr-eCu (a=0.05-0.4 wt%, b=0.3-0.7 wt%, c=0.1-0.4 wt%, d=0-0.2 wt% and e=0.01-0.2 wt%, provided that Nb+Sn=0.35-1.0 wt%), and to a method for preparing a zirconium alloy nuclear fuel cladding tube, comprising melting a metal mixture comprising of the zirconium and alloying elements to obtain ingot, forging the ingot at beta phase range, beta -quenching the forged ingot at 1015-1075 DEG c, hot-working the quenched ingot at 600-650 DEG C, cold-working the hot-worked ingot in three to five passes, with intermediate vacuum annealing and final vacuum annealing the worked ingot at 460-540 DEG C, which can be applied to the core components in a light water and a heavy water atomic reactor type nuclear power plant.
摘要翻译：本发明涉及一种具有优异的耐腐蚀性和机械性能的锆合金以及一种用锆合金制造核燃料包壳管的方法。更具体地说，本发明涉及包含Zr-aNb-bSn-cFe-dCr-eCu（a = 0.05-0.4wt％，b = 0.3-0.7wt％，c = 0.1-0.4wt％，d = 0-0.2重量％和e = 0.01-0.2重量％，条件是Nb + Sn = 0.35-1.0重量％），并且涉及制备锆合金核燃料包壳管的方法，包括将包含锆和合金元素以获得铸锭，在β相范围锻造铸锭，在1015-1075℃对锻造锭进行β-淬火，在600-650℃对淬火锭进行热加工，冷加工热加工锭通过中间真空退火和最终真空退火处理的工作钢锭在460-540℃进行三至五次轧制，这可以应用于轻水和重水原子反应堆型核电站的核心部件。＆lt;图像＆GT;

2. 发明公开

KR1020020085198A 우수한 내식성과 기계적 특성을 갖는 지르코늄 합금핵연료 피복관 및 그 제조 방법 有权
标题翻译：具有优异耐腐蚀性和机械特性的锆合金核燃料涂层管及其制造方法
公开(公告)号：KR1020020085198A
公开(公告)日：2002-11-16
申请号：KR1020010024582
申请日：2001-05-07
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 정용환 , 백종혁 , 최병권 , 이명호 , 박상윤 , 남철 , 정연호
IPC分类号： G21C3/07
CPC分类号： C22F1/186 , C22C16/00 , G21C3/07 , Y02E30/40
摘要： PURPOSE: A zirconium alloy nuclear fuel coating tube having excellent corrosion resistance and a mechanical characteristic and a fabricating method thereof are provided to improve corrosion resistance and the mechanical characteristic by forming a zirconium alloy including components such as Nb, Sn, Fe, Cu, and Cr. CONSTITUTION: A zirconium alloy is formed with Nb of 0.05 to 0.4 weight percent, Sn of 0.3 to 0.7 weight percent, Fe of 0.1 to 0.4 weight percent, Cu of 0.01 to 0.2 weight percent, Si of 80 to 120 ppm, O of 600 to 1400 ppm, and Zr. The amount of Nb+Sn is 0.35 to 1.0 weight percent. In a fabricating process of the zirconium alloy, an ingot is formed by melting the mixture. The ingot is forged in a beta region. A beta-quenching process is performed under temperature of 1015 to 1075 degrees centigrade. A hot-extrusion process is performed under the temperature of 600 to 650 degrees centigrade. A pilgering process is repeatedly performed and an intermediate vacuum annealing process is performed under the temperature of 550 to 640 degrees centigrade. A final annealing process is performed under the temperature of 460 to 540 degrees centigrade.
摘要翻译：目的：提供具有优异的耐腐蚀性和机械特性的锆合金核燃料涂层管及其制造方法，以通过形成包含Nb，Sn，Fe，Cu等成分的锆合金和提高其耐磨性和机械特性，铬。构成：以Nb为0.05〜0.4重量％，Sn为0.3〜0.7重量％，Fe为0.1〜0.4重量％，Cu为0.01〜0.2重量％，Si为80〜120ppm，O为600的Nb形成锆合金至1400ppm，和Zr。 Nb + Sn的量为0.35〜1.0重量％。在锆合金的制造工艺中，通过熔化混合物形成锭。铸锭在β区域锻造。在1015至1075摄氏度的温度下进行β-淬火过程。在600至650摄氏度的温度下进行热挤压工艺。重复进行喷涂处理，在550〜640摄氏度的温度下进行中间真空退火处理。在460至540摄氏度的温度下进行最终退火工艺。

3. 发明公开

KR1020030037137A 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 제조방법 有权
标题翻译：具有优异耐腐蚀性能的含铌锆合金核燃料涂层管的制造方法
公开(公告)号：KR1020030037137A
公开(公告)日：2003-05-12
申请号：KR1020010068244
申请日：2001-11-02
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 정용환 , 백종혁 , 최병권 , 박상윤 , 이명호 , 남철 , 박정용 , 정연호
IPC分类号： G21C3/07
CPC分类号： C22C16/00 , C22F1/186 , G21C3/07 , G21Y2002/103 , G21Y2004/10 , G21Y2004/20 , Y02E30/40
摘要： PURPOSE: A fabrication method is provided to be capable of improving a corrosion resistance by reducing that niobium exists at a supersaturated state in an alpha-zirconium matrix metal. CONSTITUTION: An ingot is fabricated by melting a mixture having a zirconium alloy composition. The ingot undergoes forging at a beta region over 1000 degrees. An annealing process is performed at a beta-phase region over 1000 degrees and then a quenching process is performed. A hot-working process is performed in a range of 600 to 640 degrees, and an initial annealing process is carried out in a range of 570 to 610 degrees. An intermediate vacuum annealing process is repeated in a range of 570 to 610 degrees during repeated cool-working processes. A final annealing process is carried out in a range of 470 to 580 degrees.
摘要翻译：目的：提供一种制造方法，其能够通过在α锆基质金属中以过饱和状态存在铌来降低耐腐蚀性。构成：通过熔化具有锆合金组成的混合物来制造锭。锭在超过1000度的β区域锻造。在超过1000度的β相区域进行退火处理，然后进行淬火处理。在600〜640度的范围内进行热加工，在570〜610度的范围内进行初始退火处理。在反复冷却工序中，在570〜610度的范围内重复中间真空退火处理。最终退火处理在470至580度的范围内进行。

4. 发明授权

KR100461017B1 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 제조방법 有权
标题翻译： 우수한내식성을갖는는니오븀함유지르코늄합금핵연료피복관의제조방
公开(公告)号：KR100461017B1
公开(公告)日：2004-12-09
申请号：KR1020010068244
申请日：2001-11-02
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 정용환 , 백종혁 , 최병권 , 박상윤 , 이명호 , 남철 , 박정용 , 정연호
IPC分类号： G21C3/07
CPC分类号： C22C16/00 , C22F1/186 , G21C3/07 , G21Y2002/103 , G21Y2004/10 , G21Y2004/20 , Y02E30/40
摘要： The present invention relates to a method for manufacturing zirconium-based alloys containing niobium with superior corrosion resistance for use in nuclear fuel rod claddings. The method of this invention comprises melting of the alloy, beta -forging, beta -quenching, hot-working, vacuum annealing, cold-working, intermediate annealing and final annealing, whereby the niobium concentration in the alpha -Zr matrix decreases from the supersaturation state to the equilibrium state to improve the corrosion resistance of the alloy. Such zirconium-based alloys containing niobium are usefully applied to nuclear fuel rod cladding of the cores in light water reactors and heavy water reactors.
摘要翻译：本发明涉及一种用于制造含有铌的锆基合金的方法，所述锆基合金具有优异的耐腐蚀性以用于核燃料棒包层。本发明的方法包括合金熔化，β-锻造，β-淬火，热加工，真空退火，冷加工，中间退火和最终退火，由此α-Zr基质中的铌浓度从过饱和状态改变为平衡状态以改善合金的耐腐蚀性。这种含铌的锆基合金可用于轻水反应堆和重水反应堆堆芯的核燃料棒包壳。＆lt;图像＆GT;

5. 发明公开

KR1020020062052A 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법 有权
标题翻译：具有高燃烧效率的含有氮化硼的ZIRCONIUM合金管和用于核燃料的板及其制造方法
公开(公告)号：KR1020020062052A
公开(公告)日：2002-07-25
申请号：KR1020010003273
申请日：2001-01-19
申请人： 한국원자력연구원 , 한국전력공사
发明人： 정용환 , 백종혁 , 최병권 , 김경호 , 이명호 , 박상윤 , 남철 , 정연호
IPC分类号： C22F1/18
CPC分类号： C22C16/00 , C22F1/186 , G21C3/07 , Y02E30/40
摘要： PURPOSE: A method for manufacturing niobium contained zirconium alloy pipe and plate having superior corrosion resistance and mechanical properties which are to be used in a nuclear fuel with high combustion efficiency and long cycle is provided. CONSTITUTION: The method for manufacturing niobium contained zirconium alloy pipe and plate for nuclear fuel with high combustion efficiency comprises the steps of melting Nb contained zirconium alloy into ingot; forging the melted ingot in the β area; performing β-quenching in which the solution heat treated ingot is cooled after solution heat treating the forged ingot in the temperature range of 1015 to 1075 deg.C; hot working the β-quenched ingot in the temperature range of 600 to 650 deg.C; repeatedly performing intermediate vacuum annealing carried out between cold workings over 3 to 5 times; and final vacuum annealing the resulting material in the temperature range of 440 to 600 deg.C, wherein average size of precipitates inside matrix metal is controlled to 80 nm or less, and accumulated annealing parameter(ΣA) is controlled to 1.0x10¬-18 hrs or less by varying cooling rate during β-quenching and temperatures for intermediate vacuum annealing and final vacuum annealing in the α area after the β -quenching.
摘要翻译：目的：提供一种具有优异的耐腐蚀性和机械特性的锆合金管和铌制造方法，其用于具有高燃烧效率和长循环的核燃料中。构成：具有高燃烧效率的核燃料用锆合金管和板的制造方法包括将含有锆的合金熔化成锭的步骤; 在β区锻造熔化的锭; 在1015〜1075℃的温度范围内对锻造锭进行固溶热处理后，对固溶热处理锭进行冷却，进行β淬火; 在600〜650℃的温度范围内热处理β淬火锭; 反复进行3〜5次冷加工之间的中间真空退火; 在440〜600℃的温度范围内对所得材料进行最终真空退火，将基体金属内的析出物的平均粒径控制在80nm以下，累积退火参数（ΣA）控制在1.0×10 18 小时以上，β淬火后的α区域的冷却速度变化，中间真空退火的温度和β淬火后的α区域的最终真空退火。

6. 发明公开

KR1020010047592A 니오븀이 첨가된 핵연료피복관용 지르코늄 합금의 조성물 有权
标题翻译：用于核燃料层的NIOBIUM添加的ZIRCONIUM合金组合物
公开(公告)号：KR1020010047592A
公开(公告)日：2001-06-15
申请号：KR1019990051889
申请日：1999-11-22
申请人： 한국원자력연구원 , 한국전력공사
发明人： 정용환 , 백종혁 , 최병권 , 김경호 , 이명호 , 박상윤 , 남철 , 정연호
IPC分类号： C22C16/00
CPC分类号： C22C16/00 , G21C3/07 , Y02E30/40
摘要： PURPOSE: A niobium added zirconium alloy composition for nuclear fuel claddings is provided in which corrosion resistance is improved. CONSTITUTION: The zirconium alloy composition comprises 0.8 to 1.2 wt.% of Nb; 0.1 to 0.3 wt.% of one or more elements selected from the group consisting of Fe, Mo, Cu and Mn; 600 to 1400 ppm of O; 80 to 120 ppm of Si; and a balance of Zr. The zirconium alloy composition comprises 1.3 to 1.8 wt.% of Nb; 0.2 to 0.5 wt.% of Sn; 0.1 to 0.3 wt.% of one element selected from the group consisting of Fe, Mo, Cu and Mn; 600 to 1400 ppm of O; 80 to 120 ppm of Si; and a balance of Zr. The zirconium alloy composition comprises 1.3 to 1.8 wt.% of Nb; 0.2 to 0.5 wt.% of Sn; 0.1 to 0.3 wt.% of Fe; 0.1 to 0.3 wt.% of one element selected from the group consisting of Cr, Mo, Cu and Mn; 600 to 1400 ppm of O; 80 to 120 ppm of Si; and a balance of Zr. The zirconium alloy composition comprises 0.6 to 1.0 wt.% of Nb; 0.4 to 1.2 wt.% of Sn; 0.1 to 0.5 wt.% of Fe; 0.1 to 0.3 wt.% of one element selected from the group consisting of Mo, Cu and Mn; 600 to 1400 ppm of O; 80 to 120 ppm of Si; and a balance of Zr.
摘要翻译：目的：提供用于核燃料包层的铌添加的锆合金组合物，其中耐腐蚀性得到改善。构成：锆合金组合物含有0.8〜1.2重量％的Nb; 0.1〜0.3重量％的选自Fe，Mo，Cu和Mn的一种或多种元素; 600〜1400ppm的O; 80〜120ppm的Si; 和Zr的平衡。锆合金组合物含有1.3〜1.8重量％的Nb; 0.2〜0.5重量％的Sn; 0.1〜0.3重量％的选自Fe，Mo，Cu和Mn的一种元素; 600〜1400ppm的O; 80〜120ppm的Si; 和Zr的平衡。锆合金组合物含有1.3〜1.8重量％的Nb; 0.2〜0.5重量％的Sn; 0.1〜0.3重量％的Fe; 0.1〜0.3重量％的选自Cr，Mo，Cu和Mn的一种元素; 600〜1400ppm的O; 80〜120ppm的Si; 和Zr的平衡。锆合金组合物含有0.6〜1.0重量％的Nb; 0.4〜1.2重量％的Sn; 0.1〜0.5重量％的Fe; 0.1〜0.3重量％的选自Mo，Cu和Mn的元素; 600〜1400ppm的O; 80〜120ppm的Si; 和Zr的平衡。

7. 发明授权

KR100378423B1 다중의 로드 셀과 레버 암을 장착한 크리프 시험 방법과장치 失效
标题翻译：具有多个称重传感器和杠杆臂的蠕变测试方法和设备
公开(公告)号：KR100378423B1
公开(公告)日：2003-03-29
申请号：KR1020000024304
申请日：2000-05-08
申请人： 한국원자력연구원 , 한국전력공사
发明人： 김경호 , 남철 , 백종혁 , 최병권 , 이명호 , 박상윤 , 정용환 , 정연호
IPC分类号： G01N3/00
摘要： 본 발명은 시험장비의 일종인 일정하중 동시 크리프 시험장치의 기능을 향상시키고 제작비를 절감하여 경제성을 부여한 것이다.
일반적으로 크리프 시험 장치는 기본적으로 시험시간 동안 목적온도의 정확성과 균일성을 유지하여야 하며, 또한 설정작용하중이 일정하게 시험편에 작용하여야 한다.
그러나 기존의 레버 암 식(lever arm) 일정하중 크리프 시험기 중 수동식인 경우는 시험기간 동안 시험편의 변위량 만큼 레버 암(lever-arm)이 지면방향으로의 처짐이 발생하게 되어 하중이 변하기 때문에 정확한 실험결과를 얻을 수 없다.
반면에 자동식은 정확한 레버-비(lever ratio)로 이루어진 레버 암(lever-arm)이 항상 수평을 유지하여 일정하중이 작용하도록 할 수는 있으나, 수평센서와 자동구동기구(automatic drawhead system) 등이 추가로 필요하기 때문에 제작비의 상승과 기계구조의 복잡화 등이 단점으로 대두된다.
따라서 본 발명에서는 크리프 시험 규격 ASTM E 139를 만족시키면서 단식 크리프 시험기보다 크리프 시험 결과의 생산속도가 여섯 배나 빠르고, 제작비가 저렴하면서 구조가 간단한 다중 레버 암 식 일정하중 동시 크리프 시험 방법과 장치이다.

8. 发明授权

KR100334252B1 니오븀이 첨가된 핵연료피복관용 지르코늄 합금의 조성물 有权
标题翻译：用于核燃料包层的含铌锆合金
公开(公告)号：KR100334252B1
公开(公告)日：2002-05-02
申请号：KR1019990051889
申请日：1999-11-22
申请人： 한국원자력연구원 , 한국전력공사
发明人： 정용환 , 백종혁 , 최병권 , 김경호 , 이명호 , 박상윤 , 남철 , 정연호
IPC分类号： C22C16/00
CPC分类号： C22C16/00 , G21C3/07 , Y02E30/40
摘要： 본발명은니오븀이첨가된핵연료피복관용지르코늄합금의조성물에관한것으로서, 구체적으로는 1) Nb 0.8∼1.2 중량%; Fe, Mo, Cu 및 Mn으로이루어진그룹에서선택되는하나이상의원소를각각 0.1∼0.3 중량%; O 600∼1400 ppm; Si 80∼120 ppm; 및잔부인 Zr; 2) Nb 1.3∼1.8 중량%; Sn 0.2∼0.5 중량%; Fe, Mo, Cu 및 Mn으로이루어진그룹에서선택되는하나의원소 0.1∼0.3 중량%; O 600∼1400 ppm; Si 80∼120 ppm; 및잔부인 Zr; 3) Nb 1.3∼1.8 중량%; Sn 0.2∼0.5 중량%; Fe 0.1∼0.3 중량%; Cr, Mo, Cu 및 Mn으로이루어진그룹에서선택되는하나의원소 0.1∼0.3 중량%; O 600∼1400 ppm; Si 80∼120 ppm; 및잔부인 Zr; 및 4) Nb 0.3∼1.2 중량%; Sn 0.4∼1.2 중량%; Fe 0.1∼0.5 중량%; Mo, Cu 및 Mn으로이루어진그룹에서선택되는하나의원소 0.1∼0.3 중량%; O 600∼1400 ppm; Si 80∼120 ppm; 및잔부인 Zr으로구성되는것을특징으로하는지르코늄합금조성물에관한것이며, 본발명에의한지르코늄합금은종래의지르코늄합금에비하여부식저항성이향상된특징을갖는다.

9. 发明授权

KR100382997B1 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법 有权
标题翻译： 고연소도핵연료용니오븀함유지르코늄합금관재및판재의의제조방
公开(公告)号：KR100382997B1
公开(公告)日：2003-05-09
申请号：KR1020010003273
申请日：2001-01-19
申请人： 한국원자력연구원 , 한국전력공사
发明人： 정용환 , 백종혁 , 최병권 , 김경호 , 이명호 , 박상윤 , 남철 , 정연호
IPC分类号： C22F1/18
CPC分类号： C22C16/00 , C22F1/186 , G21C3/07 , Y02E30/40
摘要： Disclosed is a method for manufacturing a tube and a sheet of niobium-containing zirconium alloys for the high burn-up nuclear fuel. The method comprises melting Nb-added zirconium alloy to ingot; forging the ingot at beta phase range; beta -quenching the forged ingot after solution heat-treatment at 1015-1075 DEG C; hot-working the quenched ingot at 600-650 DEG C; cold-working the hot-worked ingot in three to five passes, with intermediate vacuum annealing; and final vacuum annealing the cold-worked ingot at 440-600 DEG C, wherein temperatures of intermediate vacuum annealing and final vacuum annealing after beta -quenching are changed so as to attain the condition under which precipitates in the alloy matrix are limited to an average diameter of 80 nm or smaller and the accumulated annealing parameter ( SIGMA A) is limited to 1.0 x 10 hr or lower, thereby yielding a tube and a sheet of Nb-containing zirconium alloys with excellent corrosion resistance and mechanical properties, capable of stably maintaining nuclear fuel in operation conditions of high temperature/high pressure of high burn-up reactor cores. Such Nb-added zirconium alloys are useful as nuclear fuel cladding tubes, grids and structures of the cores in the light water reactors and heavy water reactors.
摘要翻译：公开了一种制造用于高燃耗核燃料的管和一片含铌锆合金片的方法。该方法包括将添加Nb的锆合金熔化成铸锭; 在β相范围锻造锭; 在1015-1075℃进行固溶热处理后，对锻造的锭进行β淬火; 将淬火锭在600-650℃热加工; 通过中间真空退火对热加工锭进行三至五次冷加工; 并对440-600℃的冷加工锭进行最终真空退火，其中改变中间真空退火和β-淬火后的最终真空退火温度，以达到使合金基体中的析出物限于平均值直径为80nm或更小并且累积退火参数（ΣAA）限制为1.0×10 -18 从而得到具有优异的耐腐蚀性和机械性能的管和一片含铌锆合金，能够在高燃烧反应堆芯的高温/高压操作条件下稳定地保持核燃料。这种添加Nb的锆合金可用作轻质水反应堆和重水堆中的核燃料包壳管，栅极和岩心结构。＆lt;图像＆GT;

10. 发明公开

KR1020010102724A 다중의 로드 셀과 레버 암을 장착한 크리프 시험 방법과장치 失效
标题翻译：用于测试多个负载细胞和杠杆臂的碰撞的方法和装置
公开(公告)号：KR1020010102724A
公开(公告)日：2001-11-16
申请号：KR1020000024304
申请日：2000-05-08
申请人： 한국원자력연구원 , 한국전력공사
发明人： 김경호 , 남철 , 백종혁 , 최병권 , 이명호 , 박상윤 , 정용환 , 정연호
IPC分类号： G01N3/00
摘要： 본 발명은 시험장비의 일종인 일정하중 동시 크리프 시험장치의 기능을 향상시키고 제작비를 절감하여 경제성을 부여한 것이다.
일반적으로 크리프 시험 장치는 기본적으로 시험시간 동안 목적온도의 정확성과 균일성을 유지하여야 하며, 또한 설정작용하중이 일정하게 시험편에 작용하여야 한다.
그러나 기존의 레버 암 식(lever arm) 일정하중 크리프 시험기 중 수동식인 경우는 시험기간 동안 시험편의 변위량 만큼 레버 암(lever-arm)이 지면방향으로의 처짐이 발생하게 되어 하중이 변하기 때문에 정확한 실험결과를 얻을 수 없다.
반면에 자동식은 정확한 레버-비(lever ratio)로 이루어진 레버 암(lever-arm)이 항상 수평을 유지하여 일정하중이 작용하도록 할 수는 있으나, 수평센서와 자동구동기구(automatic drawhead system) 등이 추가로 필요하기 때문에 제작비의 상승과 기계구조의 복잡화 등이 단점으로 대두된다.
따라서 본 발명에서는 크리프 시험 규격 ASTM E 139를 만족시키면서 단식 크리프 시험기보다 크리프 시험 결과의 생산속도가 여섯 배나 빠르고, 제작비가 저렴하면서 구조가 간단한 다중 레버 암 식 일정하중 동시 크리프 시험 방법과 장치이다.

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