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1. 发明公开

KR1020140120290A 사고조건 하의 원자로 내에서 우수한 내산화성을 나타내는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료 피복관 및 이의 제조방법 无效
标题翻译：在反应堆事故条件下具有超级氧化电阻的核燃料层的ZIRCONIUM合金，使用其制备的ZIRCONIUM合金核燃料层及其制备方法
公开(公告)号：KR1020140120290A
公开(公告)日：2014-10-13
申请号：KR1020140110798
申请日：2014-08-25
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박정용 , 김현길 , 최병권 , 박상윤 , 정양일 , 박동준 , 구양현
IPC分类号： C22C16/00 , G21C3/07
CPC分类号： Y02E30/40 , C22C16/00 , B21C23/00 , C22F1/002 , C22F1/186 , G21C3/07
摘要： 본 발명은 사고조건 하의 원자로 내에서 우수한 내산화성을 나타내는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물, 이를 이용하여 제조한 지르코늄 합금 핵연료 피복관 및 이의 제조방법에 관한 것으로, 상세하게는 니오븀(Nb) 1.1 중량%; 주석(Sn) 0.2 중량%; 구리(Cu) 0.05 중량%; 산소(O) 0.12 중량%; 규소(Si) 0.01 중량% 및 지르코늄(Zr) 잔부로 이루어지는 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물을 제공한다. 본 발명에 따른 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물을 이용하여 핵연료 피복관을 제조함으로써, 원자로의 정상가동 조건뿐만 아니라 사고조건하에서도 핵연료 피복관의 우수한 내산화성을 확보할 수 있어 핵연료의 경제성 및 안전성을 동시에 향상시킬 수 있다.
摘要翻译：本发明涉及一种在事故状态下的反应器内具有优异的耐氧化性的核燃料包覆管的锆合金复合体，由此制造的锆合金核燃料包覆管及其制造方法。所提供的用于核燃料包层管的锆合金复合材料包括1.1重量％的铌（Nb），0.2重量％的锡（Sn），0.05重量％的铜（Cu），0.12重量％的氧（O），0.01重量％硅（Si）％，余下的锆（Zr）。由锆合金复合体制造的核燃料包覆管可以通过不仅在正常运行状况下，而且在反应堆的事故状况下确保优异的抗氧化性，可以提高核燃料的经济可行性和安全性。

2. 发明授权

KR100835830B1 β-니오븀 석출물의 분포 제어를 통한 내식성이 우수한지르코늄 합금 핵연료피복관의 제조방법 有权
标题翻译：通过控制BETA而制造具有优异耐腐蚀性的核燃料封闭管的锆合金的制备方法; -NB分布
公开(公告)号：KR100835830B1
公开(公告)日：2008-06-05
申请号：KR1020070003261
申请日：2007-01-11
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 정용환 , 박정용 , 박상윤 , 이명호 , 최병권 , 백종혁 , 김준환 , 김현길
IPC分类号： G21C21/02 , G21C3/07 , G21C3/06 , B21C37/00
CPC分类号： Y02E30/40
摘要： A method for preparing zirconium alloys for nuclear cladding tubes having high corrosion resistance by control of beta-Nb distribution is provided to obtain the high corrosion resistance by forming distributed precipitates minutely and uniformly. A method for preparing zirconium alloys for nuclear cladding tubes having high corrosion resistance by control of beta-Nb includes the steps of: preparing an ingot by solving a mixture of zirconium alloy elements(S1); forging the ingot prepared in the step S1 in a beta-phase region(S2); performing homogenization-heat processing for the ingot forged in the step S2 and rapidly cooling the ingot(S3); extruding the ingot cooled in the step S3(S4); performing first heat processing for an extrusion extruded in the step S4(S5); preparing a nuclear cladding tube of zirconium alloys by cold-working and medium-heat-processing the extrusion heat-processed in the step S5(S6); rapidly cooling the nuclear cladding tubes of the zirconium alloys prepared in the step S6(S7); and performing final heat processing for the nuclear cladding tubes of the zirconium alloys in the step S7(S8).
摘要翻译：提供了通过控制β-Nb分布来制备具有高耐蚀性的核包层管的锆合金的方法，以通过均匀地形成分布的沉淀物来获得高耐腐蚀性。通过控制β-Nb制备具有高耐腐蚀性的核包层管的锆合金的方法包括以下步骤：通过解决锆合金元素（S1）的混合物来制备锭; 将步骤S1中制备的锭锻造成β相区域（S2）; 对步骤S2中锻造的锭进行均质化 - 热处理，并快速冷却锭（S3）; 挤压步骤S3（S4）中冷却的锭料; 对步骤S4（S5）中挤出的挤出进行第一热处理; 在步骤S5（S6）中通过冷加工和中加热处理挤出热处理制备锆合金的核包层管; 快速冷却步骤S6中制备的锆合金的核包层管（S7）; 并在步骤S7中对锆合金的核包层管执行最终的热处理（S8）。

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. 发明公开

KR1020140095266A 금속 표면 고착성 방사능 오염 산화막 제거를 위한 무착화성 화학 제염제 및 이를 이용한 화학 제염방법 无效
标题翻译：烧结免费化学除去试剂以去除金属表面上的渗透性氧化物层和使用其的化学除去方法
公开(公告)号：KR1020140095266A
公开(公告)日：2014-08-01
申请号：KR1020130008013
申请日：2013-01-24
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 원휘준 , 정종헌 , 박상윤 , 최왕규 , 박정순 , 문제권 , 윤인호 , 최병선
IPC分类号： G21F9/28 , G21F9/06
CPC分类号： G21F9/004 , C23G1/02 , C23G1/085 , C23G1/10 , C23G1/106
摘要： The present invention relates to a chelate-free chemical decontamination reagent for removing a metal surface-adhering radioactive-contaminated oxide layer including a reducing agent, a reducing metal ion, and an inorganic acid. The chemical decontamination reagent according to the present invention can effectively dissolve a metal surface-adhering radioactive-contaminated oxide layer at an appropriate temperature to remove it. Since decontamination is performed through a process of bringing a radioactive-contaminated oxide into contact with the chemical decontamination reagent, it is economical in terms of processing cost and processing time. Also, since a reducing agent is used as a primary decontamination reagent, without using an organic acid complexing agent such as a conventional oxalic acid, or the like, a residual reducing agent can be easily decomposed to be removed by using an oxidizing agent after decontamination, minimizing generation of secondary radioactive waste through easy decomposition of the decontamination reagent and effectively removing radioactive nuclide remaining in the decontamination solution.
摘要翻译：本发明涉及一种用于去除包含还原剂，还原金属离子和无机酸的金属表面附着放射性污染氧化物层的无螯合物的化学去污剂。根据本发明的化学去污试剂可以在适当温度下有效地溶解金属表面附着的放射性污染氧化物层以除去它。由于通过使放射性污染的氧化物与化学去污试剂接触的过程进行去污，因此在加工成本和加工时间方面是经济的。此外，由于使用还原剂作为主要的去污试剂，在不使用常规草酸等有机酸络合剂的情况下，残留还原剂可以容易地分解，以便在去污后使用氧化剂除去通过容易地分解去污剂并有效去除残留在去污溶液中的放射性核素，从而最小化二次放射性废物的产生。

5. 发明授权

KR101386698B1 부식 산화막 생성 시스템, 및 이를 이용한 모사된 원자로 1차 계통의 부식시험방법 有权
标题翻译：氧化层生产系统，使用原子核电厂的氧化层模拟方法
公开(公告)号：KR101386698B1
公开(公告)日：2014-04-18
申请号：KR1020120109515
申请日：2012-09-28
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박상윤 , 원휘준 , 윤인호 , 정종헌 , 최왕규 , 문제권 , 정준영
IPC分类号： G21C17/017
摘要： 본 발명의 일 실시예에 따르는 부식 산화막 생성 시스템은 내부에 복수의 시편을 구비하고, 내부 압력을 조절할 수 있도록 형성되는 오토클레이브와, 내부에서 형성된 부식 용액을 상기 오토클레이브에 공급할 수 있도록 형성되는 혼합 탱크 및 상기 오토클레이브와 상기 혼합 탱크 사이를 하나 이상의 밸브를 포함하는 관으로 연결하여 복수의 경로를 형성하며, 상기 밸브를 통하여 상기 오토클레이브와 상기 혼합 탱크를 오가는 상기 부식 용액의 유출입을 제어할 수 있도록 형성되는 제어부를 포함한다.

6. 发明公开

KR1020130098622A 고온 가압수 및 수증기 부식환경에서 우수한 내식성을 보유한 핵연료피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법 无效
标题翻译：在高温加压水和蒸汽中具有高耐氧化性的核燃料层的ZIRCONIUM合金，以及使用其的ZIRCONIUM合金核燃料层的制备方法
公开(公告)号：KR1020130098622A
公开(公告)日：2013-09-05
申请号：KR1020120020276
申请日：2012-02-28
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박정용 , 김현길 , 정양일 , 최병권 , 박상윤 , 박동준 , 구양현
IPC分类号： C22C16/00 , G21C3/07
CPC分类号： Y02E30/40 , C22C16/00 , B21C23/00 , C22F1/002 , C22F1/186 , G21C3/07
摘要： PURPOSE: A zirconium alloying composition for a nuclear fuel cladding pipe and a method of manufacturing a nuclear fuel cladding pipe of zirconium alloys using thereof are provided to obtain an excellent corrosion resistance of a nuclear fuel cladding pipe not only in a normal operation condition of a nuclear reactor but also in a hot-pressing water and a steam corrosion environment. CONSTITUTION: A zirconium alloying composition for a nuclear fuel cladding pipe comprises1.0-1.6 weight% of niobium (Nb), more than one kind of element selected from a group consisting of iron (Fe), chrome (Cr), and copper (Cu), 0.1-0.15 weight% of oxygen (O), 0.008-0.012 weight% of silicon (Si), and remainders of zirconium (Zr). If iron (Fe) is selected, 0.1-0.6 weight% of iron (Fe) is included. If chrome (Cr) is selected, 0.1-0.15 weight% of chrome (Cr) is included. If copper (Cu) is selected, 0.05-0.3 weight% of copper (Cu) is included. 0.15-0.3 weight% of tin (Sn) is included. [Reference numerals] (AA) Amount of weight increase (mg/dm^2); (BB) 400 °C steam 750 days; (CC) Example; (DD) Comparative example
摘要翻译：目的：提供一种用于核燃料包层管的锆合金组合物和使用其的锆合金的核燃料包覆管的制造方法，其不仅在核燃料包层管的正常运行条件下获得优异的核燃料包覆管的耐腐蚀性核反应堆，也在热压水和蒸汽腐蚀环境中。构成：用于核燃料包层管的锆合金组合物包含1.0-1.6重量％的铌（Nb），选自铁（Fe），铬（Cr）和铜（ Cu），0.1-0.15重量％的氧（O），0.008-0.012重量％的硅（Si）和余量的锆（Zr）。如果选择铁（Fe），则包括0.1-0.6重量％的铁（Fe）。如果选择铬（Cr），则包含0.1-0.15重量％的铬（Cr）。如果选择铜（Cu），则包括0.05-0.3重量％的铜（Cu）。包含0.15-0.3重量％的锡（Sn）。（AA）重量增加量（mg / dm ^ 2）; （BB）400℃蒸汽750天; （CC）实例; （DD）比较例

7. 发明公开

KR1020130098621A 가혹한 원자로 가동조건에서 내산화성이 우수한 핵연료피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법 无效
标题翻译：用于核燃料层压的ZIRCONIUM合金，在严重的反应器操作条件下具有超级氧化电阻，以及使用其的ZIRCONIUM合金核燃料层的制备方法
公开(公告)号：KR1020130098621A
公开(公告)日：2013-09-05
申请号：KR1020120020275
申请日：2012-02-28
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박정용 , 정양일 , 김현길 , 최병권 , 박상윤 , 박동준 , 구양현
IPC分类号： C22C16/00 , G21C3/06
CPC分类号： G21C3/07 , C22C16/00 , C22F1/186 , G21C21/10 , Y02E30/40
摘要： PURPOSE: A zirconium alloying composition for a nuclear fuel cladding pipe and a method of manufacturing a nuclear fuel cladding pipe of zirconium alloys using thereof are provided to secure an excellent oxidation resistance of a nuclear fuel cladding pipe under an accident condition, and to manufacture a nuclear fuel cladding pipe complying with a power lifting, a load following, a super high burn-up, and a super long period operation condition. CONSTITUTION: A zirconium alloying composition for a nuclear fuel cladding pipe comprises 1.8-2.0 weight% of niobium (Nb), more than one kind of element selected from a group consisting of iron (Fe), chrome (Cr), and copper (Cu), If iron (Fe) is selected, 0.1-0.4 weight% of iron (Fe) is included. If chrome (Cr) is selected, 0.05-0.2 weight% of chrome (Cr) is included. If copper (Cu) is selected, 0.05-0.2 weight% of copper (Cu) is included. 0.01-0.1 weight% of tin (Sn) is included. [Reference numerals] (AA) Amount of weight increase (mg/dm^2); (BB) 1200 °C 1800 seconds; (CC) Example; (DD) Comparative example
摘要翻译：目的：提供一种用于核燃料包层管的锆合金组合物和使用其的锆合金的核燃料包层管的制造方法，以确保在事故条件下核燃料包覆管的优异的抗氧化性，并制造符合动力提升，负载跟随，超高燃耗和超长期运行条件的核燃料覆层管。构成：用于核燃料包层管的锆合金组合物包含1.8-2.0重量％的铌（Nb），选自铁（Fe），铬（Cr）和铜（Cu）中的一种以上的元素），如果选择铁（Fe），则含铁量（Fe）为0.1-0.4重量％。如果选择铬（Cr），则包含0.05-0.2重量％的铬（Cr）。如果选择铜（Cu），则含有0.05-0.2重量％的铜（Cu）。包括0.01-0.1重量％的锡（Sn）。（AA）重量增加量（mg / dm ^ 2）; （BB）1200℃1800秒; （CC）实例; （DD）比较例

8. 发明公开

KR1020130098619A 합금원소의 첨가량을 낮추어 부식저항성을 향상시킨 핵연료 피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법 有权
标题翻译：通过减少合金元素的含量，制备了具有高耐腐蚀性的核燃料的ZIRCONIUM合金，以及使用其制备锆合金核燃料层的制备方法
公开(公告)号：KR1020130098619A
公开(公告)日：2013-09-05
申请号：KR1020120020272
申请日：2012-02-28
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 박정용 , 최병권 , 김현길 , 박상윤 , 정양일 , 박동준 , 구양현
IPC分类号： C22C16/00 , G21C3/06
CPC分类号： G21C3/07 , C22C16/00 , C22F1/186 , G21C21/10 , Y02E30/40
摘要： PURPOSE: A zirconium alloying composition for a nuclear fuel cladding pipe and a method of manufacturing a nuclear fuel cladding pipe of zirconium alloys using thereof are provided to secure an excellent oxidation resistance of the nuclear fuel cladding pipe not only in a normal operation condition of a nuclear reactor but also under an accident condition. CONSTITUTION: A zirconium alloying composition for a nuclear fuel cladding pipe comprises 0.2-0.5 weight% of niobium (Nb), 0.2-0.6 weight% of iron (Fe), 0.3-0.5 weight% of chrome (Cr), 0.1-0.15 weight% of oxygen (O), 0.008-0.012 weight% of silicon (Si), and remainders of zirconium (Zr). A total content of niobium, iron, and chrome is 1.1-1.2 weight%, and a content of tin (Sn) or copper (Cu) is 0.05-0.15 weight%. The zirconium alloying composition comprises a content of 0.05-0.15 weight% of tin (Sn) and copper (Cu) respectively. [Reference numerals] (AA) Amount of weight increase (mg/dm^2); (BB) 400 °C steam; (CC) 240 days; (DD) 750 days; (EE) Example 1; (FF) Example 2; (GG) Example 3; (HH) Comparative example 1
摘要翻译：目的：提供用于核燃料包层管的锆合金组合物和使用其的锆合金的核燃料包覆管的制造方法，以确保核燃料包覆管的优异的抗氧化性，不仅在正常运行状态下核反应堆，但也在事故条件下。构成：用于核燃料包层管的锆合金组合物包含0.2-0.5重量％的铌（Nb），0.2-0.6重量％的铁（Fe），0.3-0.5重量％的铬（Cr），0.1-0.15重量％氧（O）％，硅（Si）0.008-0.012重量％，锆（Zr）余量。铌，铁和铬的总含量为1.1〜1.2重量％，锡（Sn）或铜（Cu）的含量为0.05〜0.15重量％。锆合金组合物分别含有0.05-0.15重量％的锡（Sn）和铜（Cu）的含量。（AA）重量增加量（mg / dm ^ 2）; （BB）400℃蒸汽; （CC）240天; （DD）750天; （EE）实施例1; （FF）实施例2; （GG）实施例3; （HH）比较例1

9. 发明授权

KR101062785B1 고강도 및 우수한 내식성을 확보한 핵연료 안내관 및 계측관용 지르코늄 합금의 제조방법 有权
公开(公告)号：KR101062785B1
公开(公告)日：2011-09-07
申请号：KR1020090047526
申请日：2009-05-29
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 김현길 , 정용환 , 박상윤 , 이명호 , 최병권 , 박정용 , 정양일 , 박동준
IPC分类号： G21C3/30 , C22C16/00
CPC分类号： G21C21/00 , C22C16/00 , C22F1/18 , C22F1/186 , G21C3/07 , G21C21/02 , Y02E30/40
摘要： 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

10. 发明授权

KR100916642B1 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법 有权
标题翻译：具有优异耐腐蚀性的高浓度含铁锆合金组合物及其制造方法
公开(公告)号：KR100916642B1
公开(公告)日：2009-09-08
申请号：KR1020080085104
申请日：2008-08-29
申请人： 한국원자력연구원 , 한국수력원자력 주식회사
发明人： 정용환 , 김현길 , 박상윤 , 이명호 , 최병권 , 백종혁 , 박정용 , 김준환
IPC分类号： C22C16/00
摘要： 본 발명은 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법에 관한 것으로, 구체적으로 철(Fe) 0.5 ~ 1.0 중량%, 크롬(Cr) 0.25 ~ 0.5 중량%, 산소(O) 0.06 ~ 0.18 중량%에 주석(Sn) 0.20 ~ 0.5 중량%, 니오븀(Nb) 0.1 ~ 0.3 중량%, 구리(Cu) 0.05 ~ 0.3 중량% 중에서 선택된 하나 이상의 원소 및 잔부 지르코늄(Zr)으로 구성되는 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법에 관한 것이다. 본 발명의 지르코늄 합금은 우수한 내식성을 가지므로 경수로 및 중수로형 원자로의 핵연료집합체에서 사용되는 핵연료피복관, 지지격자 및 원자로내 구조물 재료로 이용될 수 있다.
철, 구리, 주석, 니오븀, 산소, 지르코늄 합금, 핵연료 피복관, 내식성
摘要翻译：本发明涉及一种高密度含有铁锆合金组合物及其具有优异的耐腐蚀性的制造方法，尤其是铁（Fe）0.5〜1.0重量％，铬（Cr）0.25〜0.5重量％，氧（O）0.06〜0.18 具有由锡（Sn）0.20〜0.5重量％，铌（Nb）0.1〜0.3％（重量）的优异的耐腐蚀性，铜（Cu）0.05〜一种或由0.3％（重量％）以上选定（重量）的元素以及余量的锆（Zr）高浓度含铁锆合金组合物及其制造方法。根据本发明因此可具有优异的耐腐蚀性的锆合金可以被用作燃料包壳，所述内部结构支撑格栅和反应器材料的轻水反应堆和重水反应堆的燃料组件使用。

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