Austenitischer rostfreier Stahl Die vorliegende Erfindung betrifft einen austeniti- sehen rostfreien Stahl für Einbauten in Kernreaktoren, bei denen eine direkte Berührung mit Wasser erhöhter Temperatur und erhöhten Druckes gegeben ist.
An die Strukturmaterialien von Kernreaktoren, die insbesondere auch die Hüllen der Brennstäbe mit um fassen, werden im Vergleich zur übrigen Technik beson ders hohe Anforderungen gestellt.
Diese Materialien müssen z.B. einen möglichst nied rigen Neutronenabsorptionsquerschnitt besitzen, sie be nötigen eine ausreichende mechanische Festigkeit auch bei höheren Betriebstemperaturen, sie dürfen nur in ge ringem Masse selbst radioaktiv werden und müssen sehr korrosionsfest gegen die Kühlmedien des Reaktors sein. Dies gilt insbesondere auch gegenüber Wasser bei erhöh ten Temperaturen und Drücken, bis hinein in den über kritischen Bereich.
Bisher wurden für diese Zwecke z.B. Zirkonlegierun- gen-Zircaloy verwendet, jedoch sind diese Materialien sehr kostspielig, so dass nach einem Ersatz gesucht wur de. Ein solcher wurde gefunden in rostfreien Stählen, insbesondere in austenitischen rostfreien Stählen auf Chrom-Nickel-Basis. Diese sind gut bearbeitbar, haben auch bei erhöhten Temperaturen hohe Festigkeit und zeigen in vielen Fällen eine grosse Widerstandsfähigkeit gegenüber Korrosion.
Trotz der Bezeichnung (rostfrei ist die Erscheinung der Korrosion auch bei diesen Stählen nicht unbekannt. Insbesondere in der Reaktortechnik und hier speziell bei Brennstabhüllrohren, tritt das Problem der Span nungskorrosion auf. Diese bezieht sich auf die Wirkung einer korrosiven Umgebung auf ein Bauteil, das unter mechanischer Spannung steht, wobei die Spannung durch eine vorhergehende Behandlung im Material zurück geblieben sein kann oder von aussen zugeführt wird.
Das Kühlwasser der Kernreaktoren ist zwar von extrem hoher Reinheit, was insbesondere auch die Chlo- ridkonzentration anbetrifft, die für die Spannungskorro- sion von rostfreiem Stahl von besonderer Bedeutung ist. Die mittlere Chlorid-Ionen-Konzentration beträgt etwa 1/1o Teil je Million.
Trotz dieser sehr niedrigen Mittel wertskonzentration der Chlorid-Ionen ergeben sich ernst hafte Korrosionsprobleme, die darauf zurückzuführen sind, dass an der Oberfläche der Brennstäbe als Ergeb nis des möglichen Kochens an diesen Flächen mit wesent lich höherer Konzentration von Chloriden und sogar mit einer Ablagerung von Chlorid gerechnet werden muss. Derartig hohe lokale Konzentrationen von Chloriden be schleunigen aber die Spannungskorrosion.
Ein anderes Materialproblem bei Kernreaktoren er gibt sich aus dem Gesichtspunkt des Reaktorbetriebes hinsichtlich der Handhabung des Transports der Brenn- elemente sowie der Wiederaufbereitung der verbrauchten Brennstäbe, die nach ihrer Herausnahme aus dem Reak tor naturgemäss hochradioaktiv sind.
Dementsprechend war es eine Aufgabe der vorliegenden Erfindung, eine rostfreie Stahllegierung zu finden, die für die Anwen dung in wassergekühlten Kernreaktoren geeignet ist, eine verbesserte Spannungskorrosions - Widerstandsfähigkeit aufweist und eine gute Verarbeitbarkeit, Schweissbarkeit und beträchtliche Festigkeit zeigt sowie einen niedrigen Absorptionsquerschnitt gegenüber thermischen Neutro nen hat.
Erfindungsgemäss besteht dieser austenitische rost- freie Stahl dem Gewicht nach aus 17 bis 22% Nickel, 14 bis 19% Chrom, 0,007 bis 0,015% Kohlenstoff, max.
0,015% Stickstoff, Kohlenstoff und Stickstoff insgesamt nicht über 0,025%, max. 1,5% Mangan, mäx. 0,02% Kobalt, max. 0,5% Silizium sowie anderen Elementen insgesamt nicht über 0,5% und zum Rest aus Eisen.
Für die weitere Beschreibung sowie zum besseren Verständnis der technischen Zusammenhänge sei auf die Figuren 1 bis 4 verwiesen.
Figur 1 zeigt in einer graphischen Darstellung die Duktilität der erfindungsgemässen Legierungen im ge- glühten Zustand, wobei die prozentuale Verlängerung eines Teiles von 50,8 mm (2 Zoll) Länge gegenüber der Temperatur in C aufgetragen ist.
Figur 2 zeigt eine graphische Darstellung, in welcher die Spannung gegenüber der Temperatur aufgetragen ist und Zugfestigkeit sowie 0,2 1e Streckgrenze der erfin- dungsgemässen Legierungen zu entnehmen ist.
Die Figur 3 zeigt in einem Diagramm die Zeitstands festigkeit bei einer Temperatur von 648,8 C, wobei die Spannung gegenüber der Zeit in Stunden aufgetragen ist.
Die Figur 4 zeigt in einem weiteren Diagramm die Spannungskorrosionseigenschaften verschiedener Legie rungen in einer korrosiven Lösung von Magnesiumchlo- rid. wobei die Spannung gegenüber der Fehlerzeit auf getragen ist.
Die in diesen Kurven dargestellten Eigenschaften sind auch Legierungen eigen, die speziell als Werkstoff für die Hüllen von Kernbrennstäben vorgesehen sind. Diese ent halten dem Gewicht nach 17 bis 22% Nickel, 14 bis 19% Chrom, 0,007 bis 0,01501o Kohlenstoff, max. 0,015% Stickstoff, Kohlenstoff und Stickstoff zusammen nicht über 0,0250/c, max. 1,5% Mangan, max. 0,02% Kobalt - die Elemente Mangan und Kobalt werden unter der Wirkung des Neutronenflusses wenigstens teilweise in radioaktive Isotope hoher Aktivität umgewandelt - max.
0,501c Silizium, sowie andere Elemente mit einem Maxi malbetrag von 0,0501c und dem Rest Eisen. Unter Be rücksichtigung der Verunreinigungen, die vorhanden sein können, ist der Schwefelgehalt begrenzt auf ein Maxi mum von 0,05010, Phosphor auf ebenfalls<B>0,0501,</B> Alumi nium auf 0,05% und Titan auf ein Maximum von 0,1501c sowie Molybdän auf ein Maximum von 0,05%.
Eine weitere bevorzugte Legierung nach dieser Er findung besteht dem Gewicht nach aus etwa 20010 Nickel, etwa<B>16%</B> Chrom, 0,01010 Kohlenstoff, max. 0,015010 Stickstoff, Kohlenstoff und Stickstoff jedoch nicht über 0,025%, max. aus 1,5010 Mangan und max. 0,2010 Kobalt, max. 0,501c Silizium sowie anderen Elementen nicht über 0,5010 insgesamt und dem Rest aus Eisen.
Eine weitere Legierungszusammensetzung entspre chend dieser Erfindung ist in der nachstehenden Tabelle dargestellt.
EMI0002.0029
TABELLE
<tb> <B>0/0</B>
<tb> Chrom <SEP> 16,55
<tb> Nickel <SEP> 20,55
<tb> Kohlenstoff <SEP> 0,009
<tb> Stickstoff <SEP> 0,009
<tb> Magnesium <SEP> 0,007
<tb> Kobalt <SEP> 0,002
<tb> Silizium <SEP> 0,06
<tb> Phosphor <SEP> 0,004
<tb> Schwefel <SEP> 0,002
<tb> Aluminium <SEP> 0,05
<tb> Titan <SEP> 0,0008
<tb> Molybdän <SEP> 0,04
<tb> Eisen <SEP> Rest Wie bereits erwähnt, sind die hauptsächlichsten Ele mente die in austenitischen rostfreien Stählen nach dieser Erfindung durch die Strahlung eines Reaktors hochradio aktiv werden können, Mangan und Kobalt.
Wenn ver brauchte Brennelemente wesentliche Beträge hochradio aktiver Produkte enthalten, so sind zusätzliche Vorkeh rungen für die Handhabung dieser Brennelemente not wendig, oder es muss gewartet werden, bis die Aktivität bis zu einem Betrag abgenommen hat, der eine sichere Handhabung erlaubt. Solche zusätzlichen Vorsichtsmass- nahmen oder Verzögerungen durch Lagerung erhöhen aber die Verarbeitungskosten. Es wurde jedoch gefun den, dass 1,5 j0 Mangan und 0,0270 Kobalt in den vor liegenden Legierungen unter Berücksichtigung dieser Ge sichtspunkte noch zugelassen werden können. Selbstver ständlich ist vorzuziehen, dass die Anteile dieser Mate rialien so niedrig als irgend möglich gehalten werden.
Die in diesen Legierungen enthaltenen Anteile von Kohlenstoff sind wünschenswert. Versuche haben näm lich gezeigt, dass die Zunahme des Kohlenstoffgehalts von 0.009% auf 0,030% die Streckgrenze im geglühten Zustand von 11,95 kp/mm (17 000 psi) auf 16,87 kp/ mm (24 000 psi) erhöht.
Wenn der Kohlenstoffgehalt kleiner als 0,007% ist, so liegt die Streckgrenze unter 11 kp/mm2 (15 000 psi); ein derartiges Material ist für die Verwendung in Kernreaktoren nicht mehr geeignet. Wenn jedoch diese Stähle mehr Kohlenstoff als 0,015% enthalten, so scheiden sich Chromkarbide an den Korn grenzen aus, wenn in einem Temperaturbereich von 482 bis 704 C geglüht wird.
Diese Erscheinung ist allgemein bekannt als Sensibilisierung . Unter gewissen Umge bungseinflüssen kann dies zu Oxydations- und Korro sionserscheinungen an den Korngrenzen führen, die Risse und den Ausfall der betreffenden Teile zur Folge haben können. Dies ist der Grund, warum in den erfindungs gemässen Legierungen der Anteil des Kohlenstoffs auf max. 0,0l5010 begrenzt wurde. Da ein Übermass von Stickstoff die Widerstandsfähigkeit von Legierungen ge gen Spannungskorrosion vemindert, wurde der Anteil dieses Elementes auf ein Maximum von 0,015% be schränkt.
Hinsichtlich der Elemente Titan und Aluminium be steht die Möglichkeit der Ausbildung intermetallischer Verbindungen die aushärten können und damit die Duk- tilität des Stahles nach längerer Standzeit unter erhöhten Temperaturen verringern. Ihr Anteil muss daher begrenzt werden, wobei die Beträge von Titan etwa 10mal so hoch sein können wie jene von Kohlenstoff aber ein Maximum von 0,15% nicht überschreiten sollen, da Titan Kohlenstoff an sich bindet und dadurch die Sensi- bilisierung vermindert sowie die Schweissbarkeit verbes sert.
Aluminium sollte dabei auf einen Maximalbetrag von 0,05010 beschränkt bleiben.
Nochmals zurückkommend auf die Figuren 1, 2 und 3 sei erwähnt, dass dort die mechanischen Eigenschaften einer Reihe von Legierungen nach dieser Erfindung im geglühten Zustand dargestellt sind. Es ist daraus zu er sehen, dass die Duktilität sowohl als auch die allgemeine Festigkeit und die mechanischen Eigenschaften der Le gierungen den gestellten Anforderungen genügen. Dazu ist zu sagen, dass diese Legierungen kalt bearbeitet wer den können, um eine Streckgrenze von etwa 49 kp/mm2 (70 000 psi) zu erhalten, die derjenigen des kaltverfestig ten rostfreien Stahles 304 entspricht, der zur Zeit allge mein für Hüllrohre in wassergekühlten Reaktoren ver wendet wird.
Die Figur 4 zeigt die Zeit bis zum Auftreten von Feh lern an verschiedenen Materialien, einschliesslich der Legierungen nach dieser Erfindung, die einer bei 142 C siedenden wässrigen Lösung von Magnesium-Chlorid aus gesetzt sind. Die Überlegenheit der Legierungen 2 nach dieser Erfindung unter Spannung und in dieser hoch korrosiven Umgebung ist im Vergleich zum rostfreien Stahl 304 (1) offensichtlich. Diese Legierungen 2 kom men tatsächlich nahe an die Legierung Incoloy-800 (3) heran, die jedoch wesentlich teurer ist und einen grösse- ren Nickelanteil hat. Sie hat daher auch einen grösseren Neutronenabsorptionsquerschnitt.
Der mikroskopische Neutronenabsorptionsquerschnitt gegenüber thermischen Neutronen liegt bei den Legie rungen nach dieser Erfindung bei 0,266 cm-'. Bei rost freiem Stahl 304 beträgt dieser Wert 0,248 cm-, und für Incoloy-800 0,300 cm-'. Je grösser der Neutronenabsorp- tionsquerschnitt eines Materials ist, um so mehr Neutro nen werden absorbiert und um so weniger wirksam ist ein Brennstab, der damit umhüllt ist.
Im geglühten Zustand besteht der Aufbau der Legie rungen nach der vorliegenden Erfindung aus austeniti- schen Kristalliten, die Anlasszwillinge enthalten. Wegen des hohen Nickelgehaltes ist im wesentlichen kein Ferrit anwesend.
Elektronenmikroskopische Aufnahmen zei gen nach kleinen Spannungsbeanspruchungen bis zu 8Q/, Anhäufungen von Versetzungen in Knotenform (disloca- tion tangles). Bei rostfreiem Stahl 304 treten Versetzungs linien auf, die in einer Ebene kreuzartig (planar gislo- cation) angeordnet sind. Diese Fähigkeit zur Bildung von Anhäufungen von Versetzungen in Knotenform wird als Ursache für die ausgezeichnete Spannungskorrosionswi- derstandsfähigkeit der Legierungen nach dieser Erfin dung erachtet.
Diese, die guten Resultate dieser Legierun gen erklärende Theorie wurde lediglich zum besseren Verständnis der Zusammenhänge erwähnt ihr kommt kein Einfluss auf die schutzrechtliche Beurteilung dieser Legierungen zu.
Praktische Versuche haben erwiesen, dass Brennstäbe aus Urandioxis mit einer Umhüllung aus Legierungen nach dieser Erfindung die erwartete Widerstandsfähigkeit besitzen. Sie waren ohne Beanstandung über 1 Jahr in einem Kernreaktor eingesetzt.
Wie bereits erwähnt, ist die Leichtigkeit, mit welcher Brennelemente nach ihrem Gebrauch aufgearbeitet wer den können, um ungespaltenes Uran und Spaltprodukte, wie z.B. Plutonium, wieder zu gewinnen, ein Faktor. der die Wirtschaftlichkeit der Verwendung derartiger Brenn stäbe beeinflusst. Diese Wiederaufbereitung schliesst wie bekannt, die Beseitigung der Brennstabumhüllung durch eine Oxidationsbehandlung in einer Gasatmosphäre ein. Rostfreier Stahl vom Typ 304 wird in einer Gas mischung von 40 1, Fluor-Wasserstoff und 60 1, Sauer stoff bei 600 C in einer Menge von etwa 60 mils pro Stunde abgelöst.
Die Legierungen nach dieser Erfindung werden unter den gleichen Bedingungen in einer Menge von 30 mils pro Stunde zersetzt, was für eine wirtschaft liche Wiederaufbereitung annehmbar ist. Incoloy-800, eine Stahllegierung mit<B>327,</B> Nickel und 20Q1, Chrom zeigt andererseits keinen annehmbaren Angriff unter ähnlichen Bedingungen.
Damit ist erwiesen, dass diese Legierungen nach der Erfindung die für den Einsatz in Kernreaktoren gestell- ten Bedingungen in weit besserem Masse erfüllen als die bisher verwandten Materialien.
Austenitic stainless steel The present invention relates to an austenitic stainless steel for internals in nuclear reactors in which there is direct contact with water of elevated temperature and pressure.
The structural materials of nuclear reactors, which in particular also include the shells of the fuel rods, are subject to particularly high demands compared to the rest of the technology.
These materials must e.g. have a neutron absorption cross-section as low as possible, they require sufficient mechanical strength even at higher operating temperatures, they may only become radioactive themselves to a small extent and must be very resistant to corrosion by the cooling media in the reactor. This also applies in particular to water at elevated temperatures and pressures, right into the critical range.
So far, e.g. Zirconium alloy Zircaloy is used, but these materials are very expensive, so a replacement has been sought. One such has been found in stainless steels, particularly austenitic chromium-nickel-based stainless steels. These are easy to process, have high strength even at elevated temperatures and, in many cases, show great resistance to corrosion.
Despite the designation (rustproof, the phenomenon of corrosion is also not unknown with these steels. In particular in reactor technology and especially with fuel rod cladding tubes, the problem of stress corrosion occurs. This refers to the effect of a corrosive environment on a component that is under mechanical tension, whereby the tension may have remained in the material as a result of previous treatment or it may be supplied from outside.
The cooling water of the nuclear reactors is of extremely high purity, which also applies in particular to the chloride concentration, which is of particular importance for the stress corrosion of stainless steel. The mean concentration of chloride ions is about 1/10 part per million.
Despite this very low mean concentration of the chloride ions, serious corrosion problems arise, which can be attributed to the fact that on the surface of the fuel rods as a result of the possible boiling on these surfaces with a significantly higher concentration of chlorides and even with a deposition of chloride must be expected. However, such high local concentrations of chlorides accelerate stress corrosion.
Another material problem with nuclear reactors arises from the point of view of reactor operation with regard to the handling of the transport of the fuel elements and the reprocessing of the spent fuel rods, which are naturally highly radioactive after being removed from the reactor.
Accordingly, it was an object of the present invention to find a stainless steel alloy which is suitable for use in water-cooled nuclear reactors, has improved stress corrosion resistance and exhibits good processability, weldability and considerable strength as well as a low absorption cross-section against thermal neutrons Has.
According to the invention, this austenitic stainless steel consists of 17 to 22% nickel, 14 to 19% chromium, 0.007 to 0.015% carbon, max.
0.015% nitrogen, carbon and nitrogen in total not more than 0.025%, max. 1.5% manganese, max. 0.02% cobalt, max. 0.5% silicon and other elements in total not more than 0.5% and the rest iron.
Reference is made to FIGS. 1 to 4 for a further description and for a better understanding of the technical relationships.
FIG. 1 shows a graph of the ductility of the alloys according to the invention in the annealed state, the percentage elongation of a part 50.8 mm (2 inches) in length being plotted against the temperature in C.
FIG. 2 shows a graph in which the stress is plotted against the temperature and the tensile strength and 0.2 1e yield point of the alloys according to the invention can be seen.
FIG. 3 shows a diagram of the creep strength at a temperature of 648.8 ° C., the stress being plotted against time in hours.
In a further diagram, FIG. 4 shows the stress corrosion properties of various alloys in a corrosive solution of magnesium chloride. where the voltage is plotted against the failure time.
The properties shown in these curves are also inherent in alloys that are specifically intended as material for the sheaths of nuclear fuel rods. These contain 17 to 22% nickel, 14 to 19% chromium, 0.007 to 0.01501o carbon, max. 0.015% nitrogen, carbon and nitrogen together not more than 0.0250 / c, max. 1.5% manganese, max. 0.02% cobalt - the elements manganese and cobalt are at least partially converted into radioactive isotopes of high activity under the effect of the neutron flux - max.
0.501c silicon, as well as other elements with a maximum amount of 0.0501c and the remainder iron. Taking into account the impurities that may be present, the sulfur content is limited to a maximum of 0.05010, phosphorus to <B> 0.0501, </B> aluminum to 0.05% and titanium to a maximum of 0.1501c and molybdenum to a maximum of 0.05%.
Another preferred alloy according to this invention consists of about 20,000 nickel by weight, about 16% chromium, 0.01010 carbon, max. 0.015010 nitrogen, carbon and nitrogen but not more than 0.025%, max. from 1.5010 manganese and max. 0.2010 cobalt, max. 0.501c silicon as well as other elements not exceeding 0.5010 in total and the rest of iron.
Another alloy composition in accordance with this invention is shown in the table below.
EMI0002.0029
TABLE
<tb> <B> 0/0 </B>
<tb> chrome <SEP> 16.55
<tb> Nickel <SEP> 20.55
<tb> carbon <SEP> 0.009
<tb> nitrogen <SEP> 0.009
<tb> Magnesium <SEP> 0.007
<tb> Cobalt <SEP> 0.002
<tb> silicon <SEP> 0.06
<tb> Phosphorus <SEP> 0.004
<tb> sulfur <SEP> 0.002
<tb> aluminum <SEP> 0.05
<tb> titanium <SEP> 0.0008
<tb> Molybdenum <SEP> 0.04
<tb> Iron <SEP> remainder As already mentioned, the main elements which can become highly radioactive in austenitic stainless steels according to this invention by radiation from a reactor are manganese and cobalt.
If spent fuel elements contain significant amounts of highly radioactive products, additional provisions are necessary for the handling of these fuel elements, or it is necessary to wait until the activity has decreased to an amount that allows safe handling. Such additional precautionary measures or delays due to storage increase the processing costs. However, it was found that 1.5 j0 manganese and 0.0270 cobalt can still be permitted in the existing alloys, taking these aspects into account. It is of course preferable that the proportions of these materials be kept as low as possible.
The proportions of carbon contained in these alloys are desirable. Tests have shown that increasing the carbon content from 0.009% to 0.030% increases the yield strength in the annealed condition from 11.95 kp / mm (17,000 psi) to 16.87 kp / mm (24,000 psi).
If the carbon content is less than 0.007%, the yield strength will be less than 11 kp / mm2 (15,000 psi); such a material is no longer suitable for use in nuclear reactors. However, if these steels contain more than 0.015% carbon, then chromium carbides precipitate at the grain boundaries when annealing is carried out in a temperature range of 482 to 704 C.
This phenomenon is commonly known as sensitization. Under certain environmental influences, this can lead to oxidation and corrosion phenomena at the grain boundaries, which can lead to cracks and failure of the parts concerned. This is the reason why the proportion of carbon in the alloys according to the invention is reduced to max. 0.0l5010 was limited. Since an excess of nitrogen reduces the resistance of alloys against stress corrosion, the proportion of this element was limited to a maximum of 0.015%.
With regard to the elements titanium and aluminum, there is the possibility of the formation of intermetallic compounds which can harden and thus reduce the ductility of the steel after a long service life at elevated temperatures. Their proportion must therefore be limited, whereby the amount of titanium can be about 10 times as high as that of carbon but should not exceed a maximum of 0.15%, since titanium binds carbon to itself and thereby reduces sensitization and weldability improves.
Aluminum should be limited to a maximum of 0.05010.
Returning again to FIGS. 1, 2 and 3, it should be mentioned that there the mechanical properties of a number of alloys according to this invention are shown in the annealed state. It can be seen from this that the ductility as well as the general strength and mechanical properties of the alloys meet the requirements. It should be noted that these alloys can be cold worked to obtain a yield strength of around 49 kp / mm2 (70,000 psi), which corresponds to that of the strain-hardened 304 stainless steel, which is currently generally used for ducts in water-cooled Reactors is used.
FIG. 4 shows the time until errors occur in various materials, including the alloys according to this invention, which are exposed to an aqueous solution of magnesium chloride boiling at 142 ° C. The superiority of Alloys 2 of this invention under tension and in this highly corrosive environment is evident when compared to stainless steel 304 (1). These alloys 2 actually come close to the alloy Incoloy-800 (3), which, however, is considerably more expensive and has a larger proportion of nickel. It therefore also has a larger neutron absorption cross section.
The microscopic neutron absorption cross-section compared to thermal neutrons is 0.266 cm- 'in the alloys according to this invention. For 304 stainless steel this value is 0.248 cm- and for Incoloy-800 it is 0.300 cm- '. The larger the neutron absorption cross-section of a material, the more neutrons are absorbed and the less effective is a fuel rod that is covered with it.
In the annealed state, the structure of the alloys according to the present invention consists of austenitic crystallites that contain temper twins. Because of the high nickel content, there is essentially no ferrite present.
Electron microscope images show, after small stresses of up to 8Q /, accumulations of dislocations in the form of nodes (dislocation tangles). In the case of stainless steel 304, dislocation lines occur which are arranged in a plane in the manner of a cross (planar gislocation). This ability to form clusters of dislocations in the form of nodules is believed to be the cause of the excellent stress corrosion resistance of the alloys according to this invention.
This theory, which explains the good results of these alloys, was only mentioned for a better understanding of the interrelationships; it has no influence on the assessment of these alloys under protective law.
Practical tests have shown that uranium dioxide fuel rods with a coating made of alloys according to this invention have the expected resistance. They were used in a nuclear reactor for 1 year without any complaints.
As mentioned above, the ease with which fuel assemblies can be reprocessed after their use is used to remove unfissured uranium and fission products such as Plutonium, regaining a factor. which affects the economics of using such fuel rods. As is known, this reprocessing includes the removal of the fuel rod cladding by means of an oxidation treatment in a gas atmosphere. Type 304 stainless steel is dissolved in a gas mixture of 40 liters of fluorine-hydrogen and 60 liters of oxygen at 600 C in an amount of about 60 mils per hour.
The alloys of this invention will decompose under the same conditions at a rate of 30 mils per hour, which is acceptable for economical reprocessing. Incoloy-800, a steel alloy with <B> 327, </B> nickel and 20Q1, chromium, on the other hand, does not show acceptable attack under similar conditions.
It has thus been proven that these alloys according to the invention fulfill the conditions set for use in nuclear reactors to a far better degree than the materials used up to now.