CZ2016269A3 - Povlak zirkonového pokrytí jaderného paliva - Google Patents
Povlak zirkonového pokrytí jaderného paliva Download PDFInfo
- Publication number
- CZ2016269A3 CZ2016269A3 CZ2016-269A CZ2016269A CZ2016269A3 CZ 2016269 A3 CZ2016269 A3 CZ 2016269A3 CZ 2016269 A CZ2016269 A CZ 2016269A CZ 2016269 A3 CZ2016269 A3 CZ 2016269A3
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- zirconium
- nuclear fuel
- coating
- nuclear
- coat
- Prior art date
Links
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 12
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 11
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 11
- 238000000576 coating method Methods 0.000 claims abstract description 12
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 claims abstract description 10
- CJNBYAVZURUTKZ-UHFFFAOYSA-N hafnium(iv) oxide Chemical compound O=[Hf]=O CJNBYAVZURUTKZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 9
- 229910000449 hafnium oxide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- WIHZLLGSGQNAGK-UHFFFAOYSA-N hafnium(4+);oxygen(2-) Chemical compound [O-2].[O-2].[Hf+4] WIHZLLGSGQNAGK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- 239000011241 protective layer Substances 0.000 claims abstract description 6
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims abstract description 4
- MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N Zirconium dioxide Chemical compound O=[Zr]=O MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 11
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 abstract description 4
- 239000002184 metal Substances 0.000 abstract description 4
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 15
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 14
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 11
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 7
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 6
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 6
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 6
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 6
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 5
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 5
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 4
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 4
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 4
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 3
- 239000002360 explosive Substances 0.000 description 3
- 239000004035 construction material Substances 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 238000002161 passivation Methods 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 2
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 241000321453 Paranthias colonus Species 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005844 autocatalytic reaction Methods 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000006731 degradation reaction Methods 0.000 description 1
- 229910003460 diamond Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010432 diamond Substances 0.000 description 1
- 238000010494 dissociation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000005593 dissociations Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 description 1
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 125000004435 hydrogen atom Chemical group [H]* 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);zirconium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[Zr+4] RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000003071 parasitic effect Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 1
- 238000001771 vacuum deposition Methods 0.000 description 1
- -1 zirconium nitrides Chemical class 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Other Surface Treatments For Metallic Materials (AREA)
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
Oblast techniky
Předkládané řešení se týká ochrany povrchu zirkoniových slitin proti nežádoucím změnám a procesům v prostředí energetických lehkovodních a těžkovodních jaderných reaktorů s dodatečnou funkcí vyhořívajícího absorbátoru.
Dosavadní stav techniky
Zirkoniové slitiny jsou v současné době zastoupeny ve všech komerčně provozovaných energetických lehkovodních (PWR, BWR, VVER) a těžkovodních (CANDU) jaderných reaktorech. Zirkoniové slitiny se používají především jako konstrukční materiál pro pokrytí tablet jaderného paliva a dále pak pro další konstrukční prvky palivových souborů a aktivní zóny jaderného reaktoru, jako jsou distanční mřížky či celé tlakové kanály. Důvodem pro jejich použití je především nízká parazitní absorpce neutronů a vysoká odolnost vůči radiačnímu poškození. Zirkoniové slitiny se vyznačují téže velmi dobrými mechanickými vlastnostmi a korozní stálostí, kterou si zachovávají i během dlouhodobého vystavení extrémním podmínkám v jaderném reaktoru, zejména pak vysokému neutronovému toku, vysokému tlaku a teplotě.
Již z výroby mají zirkoniové slitiny přirozenou tenkou pasivační vrstvu oxidu zirkoničitého o tloušťce cca 3 až 20 pm. Tato tenká vrstva oxidu chrání samotnou slitinu před další oxidací. Rychlost oxidace je limitována rychlostí difúze kyslíku skrze pasivační vrstvu ZrO2. Na konci kampaně, to je na koci doby pobytu paliva v jaderném reaktoru, je vrstva oxidu tlustá až přibližně 20 mikrometrů v závislosti na typu reaktoru, typu slitiny, kvalitě vody v průběhu provozu a stupni vyhoření paliva. [P.C. Burns, R. et al, Science, 335:1184-1188 (2012); R.A. Causey et al, Sandia Nation Laboratory Report SAND2005-6006 (2006), Vujic et al, ENERGY, Smáli modular reactors: Simpler, safer, cheaper (2012), 45, 288; S. A. Brown. ASTM Spec. Těch. Publ., 780, Westminster, PA (1981); Μ. P. Puls, Metallurgical & Materials Transactions, (1990), 21, 2905; Dostal V. et al, Progress in Nuclear Energy, (2008), 50, 631; K. M. Song and S. B. Lee, Journal of Power and Energy Systems, (2008), 2, 47; M. Steinbruk, Oxid. Metals, DOI: 10.1007/sll085-011-9249-3 (2011)].
Běžné provozní teploty v reaktoru jsou kolem 300 °C. Při havarijních stavech mohou být teploty i nad 800 °C a dochází ktzv. vysokoteplotní korozi, při níž se olupuje vrstva oxidu doposud chránící kov před oxidací, jehož následkem může být mechanické selhání systému. Jedná se o silně exotermickou a vysoce autokatalytickou reakci mezi zirkoniem a vodní párou, během které dochází k disociaci molekul vodní páry a následnému vzniku oxidu zirkoničitého, vodíku a volnění velkého množství tepla.
Výsledkem reakce je tedy nejen vznik vodíku, který coby výbušný plyn, je vážným rizikem v případě těžké havárie, ale i volnění velkého množství tepla, které dále komplikuje chlazení aktivní zóny a posiluje další průběh vysokoteplotní oxidace zirkoniové slitiny. V neposlední řadě dochází též k degradaci pokrytí paliva, a to jedné z ochranných bariér, které může vést až k jejímu porušení a následnému úniku vysoce aktivních štěpných produktů z jaderného paliva do primárního okruhu. V případě zaplavení přehřáté aktivní zóny vodou, což je jedna z funkcí bezpečnostních systém jaderných reaktorů, dochází ke kalení zirkoniové slitiny. Produkce vodíku je v tomto případě až desetinásobná oproti případům, kdy pokrytí reaguje pouze s vodní párou. Mezi nejvýznamnější faktory ovlivňující vysokoteplotní korozi patří především teplota, neboť s rostoucí teplotou roste i kinetika reakce. Dalšími ovlivňujícími faktory pak jsou: doba expozice rozžhavené slitiny na vzduchu, kdy dochází k tvorbě nitridů zirkonia a kdy v případě jejich reakce svodní párou dochází k intenzivnějšímu uvolnění tepla, dále pak počáteční zoxidování zirkoniové slitiny, které je přímo úměrné době pobytu v reaktoru, přítomnost dalších materiálů v tavící se aktivní zóně a další.
Bylo experimentálně vyzkoušeno několik možností povlaků Zr, například chróm, diamant, MAX fáze materiály. Žádný z povlaků však v sobě neobsahuje funkci vyhořívajícího absorbátoru.
·« 9« ···· *· · ·· · · ·· · · « · · ·······« ····· · · · « · • · · · ·· · · ··· ·· ♦· ··· ·· · ··
Podstata vynálezu
Výše uvedené nevýhody jsou do značné míry odstraněny povlakem zirkonového pokrytí jaderného paliva, podle tohoto vynálezu. Jeho podstatou je to, že je tvořen homogenní ochrannou vrstvou s tloušťkou v rozmezí 25 nm až 500 nm a obsahuje prvky s účinným průřezem pro absorbci neutronů více než lOOx vyšším než kovové zirkónium.
Povlak zirkonového pokrytí jaderného paliva je s výhodou tvořen z oxidu hafnia nebo dioxidem hafnia HfCh.
Homogenní ochranná vrstva má funkci vyhořívajícího absorbátoru a záporně kompenzuje reaktivitu pro nízká vyhoření jaderného paliva.
Použitím této odolné ochranné homogenní vrstvy vytvořené například z oxidu hafnia jsou zirkoniové materiály chráněny proti nežádoucím změnám a procesům v prostředí jaderného reaktoru. Vrstva vytvořená z oxidu hafnia chrání povrch zirkonových slitin před vysokoteplotní korozí, při níž dochází k olupování protektivní vrstvy oxidu a následně k mechanickému selhání celého systému. Tato vrstva zabrání také reakci mezi zirkoniem a vodní párou. Během této reakce dochází kdisociaci molekul vodní páry a následnému vzniku oxidu zirkoničitého, vodíku a uvolnění velkého množství tepla. Ochranná vrstva tedy brání vzniku vodíku, který, coby výbušný plyn, je vážným rizikem v případě těžké havárie, a zároveň brání uvolnění velkého množství reakčního tepla, které dále komplikuje chlazení aktivní zóny a posiluje další průběh vysokoteplotní oxidace zirkoniové slitiny.
Navíc tato vrstva funguje jako vyhořívající absorbátor, který kompenzuje vysokou počáteční reaktivitu čerstvého jaderného paliva s vyšším obohacením a pomáhá tak vyrovnat koeficient nevyrovnání, který je jedním z licenčních podmínek.
• · · · ««·· * ·· • · · · · · · • v · · · ····· ···· ··· · · • ♦ · ·· · · • « 9 9 999 99 99 9
Příklady uskutečnění vynálezu
Navrhovaným řešením a předmětem předloženého technického řešení je ochrana povrchu zirkoniových slitin užívaných jako konstrukční materiály pro jaderné reaktory vrstvou s funkcí vyhořívajícího absorbátoru. V předloženém řešení je kupříkladu zvolen dioxid hafnia (HfO2). Hafnium má velmi nízkou chemickou reaktivitu, nedegraduje s časem a má vhodné vlastnosti pro funkci vyhořívajícího absorbátoru. Povrch prvků ze zirkoniových slitin bude pokryt homogenní vrstvou z dioxidu hafnia vakuovou depozicí.
Homogenní vrstva tvořená oxidem hafnia je vhodná pro ochranu povrchu zirkoniových slitin, má tloušťku 25 nm až 500 nm. Za standardních provozních podmínek jaderného reaktoru si zachová své původní vlastnosti, bude kompenzovat přebytečnou reaktivitu na začátku kampaně a bude se podílet jednak na odvodu tepla, uvolněného během pracovního režimu reaktoru a zároveň bude chránit pokrytý povrch před nežádoucími chemickými reakcemi a změnami složení struktury, souvisejícími s difúzí atomů vodíku z disociovaných molekul vody do zirkoniové slitiny. Vrstva dále omezí především nežádoucí vysokoteplotní chemickou reaktivitu povrchu zirkoniových slitin, a tím i vysokoteplotní disociaci molekul vodní páry a následnému vzniku oxidu zirkoničitého a výbušného vodíku.
Průmyslová využitelnost
Výše uvedená ochrana povrchů zirkoniových slitin homogenní vrstvou tvořenou oxidem hafnia může být aplikována na celou řadu funkčních prvků jaderných reaktorů, například na palivové články. Jde zejména o části komerčně provozovaných energetických lehkovodních . cdktorů PWR, BWR, VVER a těžkovodních reaktorů CANDU. Tato vrstva výrazným způsobem vysuje bezpečnost a efektivitu provozu těchto reaktorů.
Claims (3)
1. Povlak zirkonového pokrytí jaderného paliva, vyznačující se tím, že je tvořen homogenní ochrannou vrstvou s tloušťkou v rozmezí 25 nm až 500 nm a obsahuje prvky s účinným průřezem pro absorbci neutronů více než lOOx vyšším než kovové zirkónium.
2. Povlak zirkonového pokrytí jaderného paliva podle nároku 1, vyznačující se tím, že je tvořen z oxidu hafnia.
3. Povlak zirkonového pokrytí jaderného paliva podle nároku 1, vyznačující se tím, že je tvořen dioxidem hafnia HfO2.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ2016-269A CZ307396B6 (cs) | 2016-05-10 | 2016-05-10 | Povlak zirkonového pokrytí jaderného paliva |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ2016-269A CZ307396B6 (cs) | 2016-05-10 | 2016-05-10 | Povlak zirkonového pokrytí jaderného paliva |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CZ2016269A3 true CZ2016269A3 (cs) | 2017-11-22 |
| CZ307396B6 CZ307396B6 (cs) | 2018-07-25 |
Family
ID=60410146
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CZ2016-269A CZ307396B6 (cs) | 2016-05-10 | 2016-05-10 | Povlak zirkonového pokrytí jaderného paliva |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CZ (1) | CZ307396B6 (cs) |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5064607A (en) * | 1989-07-10 | 1991-11-12 | Westinghouse Electric Corp. | Hybrid nuclear reactor grey rod to obtain required reactivity worth |
| SE536814C2 (sv) * | 2010-03-01 | 2014-09-16 | Westinghouse Electric Sweden | Neutronabsorberande komponent och förfarande för framställning av en neutronabsorberande komponent |
| CZ2013727A3 (cs) * | 2013-09-20 | 2015-04-15 | České Vysoké Učení Technické V Praze, Fakulta Strojní, Ústav Energetiky | Vrstva, chránící povrch zirkoniových slitin užívaných v jaderných reaktorech |
| FR3025929B1 (fr) * | 2014-09-17 | 2016-10-21 | Commissariat Energie Atomique | Gaines de combustible nucleaire, procedes de fabrication et utilisation contre l'oxydation. |
| CZ29370U1 (cs) * | 2015-12-17 | 2016-04-18 | Westinghouse El. Czech rep. | Ochrana povrchu zirkoniových slitin polykrystalickými diamantovými filmy proti korozním změnám v prostředí tlakovodních jaderných reaktorů |
-
2016
- 2016-05-10 CZ CZ2016-269A patent/CZ307396B6/cs not_active IP Right Cessation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CZ307396B6 (cs) | 2018-07-25 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Karoutas et al. | The maturing of nuclear fuel: Past to Accident Tolerant Fuel | |
| Steinbrück et al. | Air oxidation of Zircaloy-4, M5® and ZIRLO™ cladding alloys at high temperatures | |
| US10916352B2 (en) | Nuclear reactor having a layer protecting the surface of zirconium alloys | |
| KR102573613B1 (ko) | 지르코늄 합금 클래딩 상의 내부식성 및 내마모성 피막 | |
| Ma et al. | Evaluation of corrosion and oxidation behaviors of TiAlCrN coatings for nuclear fuel cladding | |
| US10276268B2 (en) | Coating of nuclear fuel cladding materials, method for coating nuclear fuel cladding materials | |
| Brachet et al. | CEA studies on advanced nuclear fuel claddings for enhanced Accident Tolerant LWRs Fuel (LOCA and beyond LOCA conditions) | |
| JP7367020B2 (ja) | 軽水炉運転中のＳｉＣ被覆管を沈静化させるための被膜及び表面改質 | |
| KR20180103847A (ko) | 경수로용 연료봉을 위한 클래딩 | |
| Guo et al. | Effect of ATF Cr-coated-Zircaloy on BWR in-vessel accident progression during a station blackout | |
| Zhao et al. | High-temperature oxidation behavior of Zr-4 and Zr-Sn-Nb alloy in different oxidation ambient | |
| KR101205803B1 (ko) | 핵 반응기 동작 방법 및 펠릿／피복의 손상을 감소시키기위한 특정 펜슬형 피복 합금을 사용하는 방법 | |
| JP6632931B2 (ja) | 構造部材およびその製造方法、燃料棒、燃料チャンネルボックス、ウォーターロッド、燃料集合体 | |
| CZ2016269A3 (cs) | Povlak zirkonového pokrytí jaderného paliva | |
| Wu et al. | Performance evaluation of accident tolerant Cr-coated Zr alloy cladding under accident conditions based on a refined degradation model | |
| Umretiya et al. | Evolution of microstructure and surface characteristics of FeCrAl alloys when subjected to flow boiling testing | |
| Yin et al. | Research progress in high-temperature thermo-mechanical behaviors for modelling Cr-coated cladding under loss-of-coolant accident condition | |
| Khlifa et al. | Protective coatings for accident tolerant fuel claddings-a review | |
| Négyesi et al. | Proposal of new Oβ oxidation criterion for new types of the Zr1Nb alloy of fuel claddings | |
| CZ2019330A3 (cs) | Povlak vhodný pro ochranu vnějšího povrchu pokrytí jaderného paliva, použití povlaku, způsob výroby povlaku a jaderné palivo | |
| Jounga et al. | Post-quench ductility of Cr-coated (8μm, AIP) Zr-1.1 Nb Accident Tolerant Fuel cladding and accident margin analysis | |
| SE444367B (sv) | Behallare for kernbrensle for anvendning i kernklyvningsreaktorer och forfarande for framstellning av en dylik behallare | |
| CZ26367U1 (cs) | Vrstva chránící povrch zirkoniových slitin užívaných v jaderných reaktorech | |
| Ishibashi et al. | Development of Inherently Safe Technologies for Large Scale BWRs:(4) Hydrogen Explosion Prevention System Using SiC Fuel Claddings | |
| Steinbrück et al. | 25 years QUENCH program. Highlights of separate-effects tests |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | Patent lapsed due to non-payment of fee |
Effective date: 20190510 |