DE1037606B - Plattierte Huelse fuer Kernreaktor-Brennstoffelemente - Google Patents
Plattierte Huelse fuer Kernreaktor-BrennstoffelementeInfo
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Description
DEUTSCHES
Die Erfindung betrifft eine aus hochschmelzenden metallischen Werkstoffen bestehende plattierte Hülse
für Kernreaktor-Brennstoffelemente.
Bei Brennstoffelementen, die einer Oberflächentemperatur
von mehr als 300° C ausgesetzt sind, darf der die Hülse bildende Werkstoff weder mit dem
Brennstoff noch mit dem Wärmeaustauschmittel, also beispielsweise mit Wasser, Wasserdampf oder
Kohlendioxyd, reagieren und soll außerdem, um Neutronenverluste nach Möglichkeit zu vermeiden, einen
möglichst geringen Neutroneneinfangquerschnitt aufweisen. Es ist bekannt, Edelstahlhülsen für die genannten
Zwecke zu verwenden, die nach einer gewissen Vorbehandlung sogar bis 600° C gegenüber Wasserdampf
stabil sind. Hülsen aus Edelstahl haben jedoch den Nachteil, daß sie gegenüber thermischen Neutronen
den verhältnismäßig hohen Einfangquerschnitt von 2,8 barns haben, so daß die Verwendung von
Edelstahlhülsen praktisch auf Reaktoren beschränkt werden muß, die mit angereichertem Brennstoff
arbeiten. Ein Ausgleich des hohen Einfangquerschnittes durch eine entsprechende Herabsetzung der
Wandstärke ist deswegen nicht möglich, weil dünnwandige Stahlhülsen nicht die nötige mechanische
Festigkeit besitzen, um die Veränderungen, die durch die Strahlenschäden in der Brennstoffüllung eintreten,
abzufangen. Werden Brennstoffe aus Uranverbindungen benutzt, wie Karbide oder Oxyde, so finden diese
Materialien als Fremdkörper Anwendung, die in die Hülse des Brennstoffelementes eingefüllt werden. Dabei
ist die Hülse tragender Bauteil und kann infolgedessen nicht mit Wandstärken ausgeführt werden, bei
denen der Neutroneneinfang noch erträglich wäre.
Als Werkstoff für die Ummantelung von Brennstoffelementen ist auch bereits Zirkon verwendet worden,
das einen niederen Einfangquerschnitt hat und in dieser Beziehung erhebliche Vorteile bietet. Es ist
aber bei Temperaturen oberhalb 350° C nicht mehr ausreichend korrosionsbeständig gegenüber den obenerwähnten
Wärmeaustauschmitteln.
Erfindungsgemäß werden diese den bisher erwähnten Werkstoffen anhaftenden Nachteile dadurch überwunden,
daß Hülsen für Brennstoffelemente, die einer Oberflächentemperatur von mehr als 300° C ausgesetzt
sind, aus Zirkon mit einem Stahlüberzug aufgebaut werden. Der Stahl- oder Edelstahlüberzug kann in an
sich bekannter Weise durch Aufziehen, Aufschrumpfen, Löten oder ähnliche Verfahren festhaftend aufgebracht
werden und verleiht dem darunterliegenden Zirkonrohr, das das eigentliche tragende Bauelement
Plattierte Hülse
für Kernreaktor-Brennstoffelemente
für Kernreaktor-Brennstoffelemente
Anmelder:
Deutsche Gold- und Silber-Scheideanstalt
vormals Roessler,
Frankfurt/M., Weißfrauenstr. 9
Frankfurt/M., Weißfrauenstr. 9
Dr. Alfred Boettcher, Frankfurt/M.,
ist als Erfinder genannt worden
ist als Erfinder genannt worden
bildet und einen nur geringen Einfangquerschnitt hat, die für den Reaktorbetrieb bei hohen Temperaturen
erforderliche Korrosionsbeständigkeit. Andererseits kann die Stählüberzugsschicht so dünn ausgeführt
werden, daß der hohe Einfangquerschnitt des Stahles für thermische Neutronen für den Neutronenhaushalt
des Reaktors erträglich ist. Man kann beispielsweise dem Zirkonrohr eine Wandstärke von 0,7 bis 1,0 mm
geben und dieses mit einer Edelstahlschicht von 30 bis 300 μ belegen; vorzugsweise wählt man Schichtstärken
zwischen 50 und 200 μ.
Eine Plattierung der beschriebenen Art kann auch auf der Innenseite des Zirkonrohres sinnvoll sein, um
eine bessere Verbindung zum Brennstoff zu ermöglichen und gleichzeitig eine erhöhte Sicherheit gegen
Schädigungen der Hülse zu erreichen. Zwischen äußerer und innerer Hülse kann vorteilhaft auch eine
Indikatorschicht angebracht werden, die eine rasche Anzeige von schadhaften Brennstoffelementen ermöglicht.
Claims (2)
1. Plattierte Hülse für Kernreaktor-Brennstoffelemente, bestehend aus hochschmelzenden metallischen
Werkstoffen, dadurch gekennzeichnet, daß sie aus einem mindestens außen mit Stahl überzogenen
Zirkonrohr besteht.
2. Plattierte Hülse nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Stahlüberzug auf dem
Zirkonrohr eine Stärke zwischen 30 und 300 μ, vorzugsweise zwischen 50 und 200 μ, aufweist.
Priority Applications (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DED26328A DE1037606B (de) | 1957-08-29 | 1957-08-29 | Plattierte Huelse fuer Kernreaktor-Brennstoffelemente |
FR1201819D FR1201819A (fr) | 1957-08-29 | 1958-08-25 | Enveloppe protectrice pour éléments combustibles de réacteurs |
GB27528/58A GB840609A (en) | 1957-08-29 | 1958-08-27 | Plated cans for fuel elements |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DED26328A DE1037606B (de) | 1957-08-29 | 1957-08-29 | Plattierte Huelse fuer Kernreaktor-Brennstoffelemente |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1037606B true DE1037606B (de) | 1958-08-28 |
Family
ID=7038850
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DED26328A Pending DE1037606B (de) | 1957-08-29 | 1957-08-29 | Plattierte Huelse fuer Kernreaktor-Brennstoffelemente |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1037606B (de) |
FR (1) | FR1201819A (de) |
GB (1) | GB840609A (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1242300B (de) * | 1962-03-02 | 1967-06-15 | Commissariat Energie Atomique | Kernreaktor-Brennstoffelement auf Urancarbidbasis |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4268586A (en) * | 1975-06-26 | 1981-05-19 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloy structural components and process |
-
1957
- 1957-08-29 DE DED26328A patent/DE1037606B/de active Pending
-
1958
- 1958-08-25 FR FR1201819D patent/FR1201819A/fr not_active Expired
- 1958-08-27 GB GB27528/58A patent/GB840609A/en not_active Expired
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1242300B (de) * | 1962-03-02 | 1967-06-15 | Commissariat Energie Atomique | Kernreaktor-Brennstoffelement auf Urancarbidbasis |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR1201819A (fr) | 1960-01-06 |
GB840609A (en) | 1960-07-06 |
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