지르코늄합금

Zirconium Alloy (Zircaloy). 지르코늄은 1789년 처음으로 발견되었으며 1925년 대량 생산법이 개발되었으나 원자력발전소의 핵연료 피복재료로 사용되기 전까지는 많이 이용되지 않았다.

지르코늄은 열중성자 흡수단면적이 매우 작고 융점이 높으며, 기계적 강도가 크고, 물과 증기에 내부식성이 강하며, 가공성이 좋고, 쉽게 얻능 수 있는 장점으로 핵연료 피복재 모재로 널리 이용되고 있다.

순수 지르코늄 금속의 특성은 고온 고압에서 사용되는 핵연료 재료로 적합하지 않아 주석, 철, 니켈, 크롬, 니오비움 등을 소량 첨가하여 내부식성과 기계적 특성을 향상 시킨 지르코윰 합금(지르칼로이, Zircaloy)으로 개발되었다.

• 지르칼로이-1 : 주석 2.5%와 크롬 1%를 첨가하였으나 내식성능이 좋지 않았음
• 지르칼로이-2 : 1.5%의 주석과 미량의 철, 니켈, 크롬을 첨가하여 물의 내식성능 향상과 니오비움을 첨가하여 수증기에 대한 내식성을 증가. 비등형경수로 핵연료에서 활용
• 지르칼오이-4 : 지르칼로이-2의 수소취화 문제 해결을 위하여 개발된 재료로 수소취화 ㅇ가속물질인 니켈대신 철의 함량을 야간 증가. PWR과 PHWR 핵연료 피복관 재료로 널리 사용
• 개량피복관 : 핵연료의 연소도가 증가함에 따라 더 엄격한 내부식성능과 기계적 특성이 요구됨에 따라 개발. 부식 저항성이 향상된 주석 함량을 낮춘 저주석(low tin) 지르칼로이-4와 신소재 합금이 개발됨

- 웨스팅하우스사 Zirlo 합금

- 아레바사 M5 합금

- 우리나라 HANA 합금

이 자료의 최초 작성 및 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr [[분류:원자력용어}}