Zircaloy-4와 modified Zircaloy-4에서 수소의 thermotransport

Abstract

Zirconium alloys have been widely used for fuel cladding and other core components in a nuclear reactor and among them Zircaloy-4 has been widely used as a fuel cladding material for pressurized water reactors for a long time. However, life time of Zircaloy fuel cladding tubes can be limited by the degradation of mechanical properties caused by cracking of brittle hydrides. The recent trend towards extended burn-up and high pH operation of nuclear power plants has led to an increased demand for higher corrosion resistance of nuclear fuel cladding materials as well as improvement of its mechanical properties. To solve the problems 1.0Nb1.0Sn0.1FeZr, 0.4Nb0.8Sn0.3Fe0.15 Cr0.07CuZr and 1.1Nb0.05CuZr was developed by changing the chemical composition of Zircaloy-4.In the present study, the hydrogen redistribution due to thermotransport in Zircaloy-4, 1.0Nb1.0Sn 0.1FeZr, 0.4Nb0.8Sn0.3Fe0.15Cr0.07CuZr and 1.1Nb0.05CuZr was studied as a function of hydrogen concentration. The hydrogen redistribution induced by the thermotransport in Zircaloy-4, 1.0Nb1.0Sn0.1FeZr, 0.4Nb0.8Sn0.3Fe0.15Cr0.07CuZrand 1.1Nb0.05CuZr at temperatures likely to be encountered in nuclear power reactors(300~340℃) was investigated by means of steady state techniques. Zirconium hydride was precipitated at the cold end of the specimen and it was confirmed by OM, XRD. After 30 days thermotransport, the calculated values of were 23.1, 23.7 and 27.1 kJ/mol for 1.0Nb1.0Sn0.1FeZr with overall hydrogen concentration of 73.4, 75.8 and 94.3 ppm by weight, respectively. Hydrogen was transported from hot region to cold region and the value of increased with increasingoverall hydrogen concentration. After 100 days thermotransport, the calculated values of were 88.8, 52.3, 62.2 and 50KJ/mol for Zircaloy-4(68.3ppm), 1.0Nb1.0Sn0.1FeZr(63.2ppm), 0.4Nb0.8Sn0.3Fe0.15Cr0.07CuZr(65ppm) and 1.1Nb0.05CuZr(67.1ppm), respe ctively. Thus, 1.1Nb0.05CuZr alloy has best resistance to the formation of hydride due to thermotransport.; 원자로 핵연료 피복관의 water side에서의 산화는 피복관의 산화막 형성과 수소의 pick-up을 동반한다. 산화반응에 의해 발생되는 수소 중 일부는 산화막을 통과하여 산화물과 금속 사이에 도달하여 금속 기지내에 용해되거나 수소화물을 형성한다. PWR 조건에서 Zircaloy-4 합금의 경우 부식반응으로 형성된 수소가 약 18~20%까지 흡수되며, Zr-2.5Nb 압력관에서는 약 6% 정도로 알려져 있다[1]. 이 때 용해된 수소는 원전 가동시 피복관의 내면과 외면사이에 온도구배 발생으로 인하여 재분포하게 된다. Zircaloy-4 합금에서 수소는 온도구배 존재시 정상상태에 도달할 때까지 cold region으로 움직이며 cold region에서 고용도 이상의 수소는 수소화물로써 석출되어 기계적 성질에 악영향을 미치게 되므로 핵연료 피복관재 개발시 온도구배에 의한 피복관내 수소 재분포에 대한 연구는 필수적이다. Thermotransport는 금속내에 온도구배가 존재할 경우 이로 인해 solute atom의 농도구배가 발생하는 현상으로, 본 연구에서는 핵연료 피복관의 내,외면의 온도구배(300~340℃)조건에서 사용되고 있는 Zircaloy-4 합금과 1.0Nb1.0Sn0.1FeZr 합금, 그리고 새로 개발된 0.4Nb0.8Sn0.3Fe0.15Cr0.07CuZr 합금과 1.1Nb0.05CuZr 합금에서의 thermotransport에 의한 수소의 재분포를 steady state techniques으로 조사하였다. 양단의 온도차에 의해 수소는 hot region에서 cold region으로 이동하였고, 이 때 Zircaloy-4 합금의 수소의 낮은 고용도에 기인하여 cold region에서 지르코늄 수소화물이 생성되었으며 이를 XRD와 OM을 이용하여 확인하였다. 또한, Zircaloy-4 합금과 1.0Nb1.0Sn0.1FeZr, 0.4Nb0.8Sn0.3Fe0.15Cr0.07CuZr, 1.1Nb0.05CuZr합금에서 thermotransport의 크기와 방향을 나타내는 Q*값에 미치는 수소의 농도의 영향과 각기 다른 합금 조성에서 Q*값을 비교하였다. 1.0Nb1.0Sn0.1FeZr 합금에서 수소농도가 73.4, 75.8, 94.3ppm인 시편들의 Q*값은 각각 23.1, 23.7, 27.1KJ/mol으로 수소농도가 증가함에 따라 Q*값이 다소 증가함을 보였다. Zircaloy-4(68.3ppm),1.0Nb1.0Sn0.1FeZr(63.2ppm), 0.4Nb0.8Sn0.3Fe0.15Cr0.07CuZr(65ppm), 1.1Nb0.05CuZr(67.1ppm)에서 수소 의 Q*값은 각각 88.8, 52.3, 62.2, 50KJ/mol로 계산되었다. 따라서 비슷한 초기 수소농도를 가지는 각 합금들 중에 01.1Nb0.05CuZr 합금의 Q*값이 가장 작은 것으로 나타나, 수소의 thermotransport에 의해 수소화물이 형성되는 경향이 가장 작은 것을 나타났다.