DE1055143B - Verfahren zur Herstellung von keramischen Brennelementen fuer Kernreaktoren - Google Patents
Verfahren zur Herstellung von keramischen Brennelementen fuer KernreaktorenInfo
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Description
DEUTSCHES
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Herstellung eines keramischen Brennelementes für Kernreaktoren.
Man hat vorgeschlagen, keramische Stoffe, wie Urandioxyd (UO2) und Thoriumdioxyd (ThO2),
wegen ihrer Stabilität bei oxydierend wirkenden Bedingungen, ihrer guten Korrosionsbeständigkeit, dem
Fehlen unerwünschter Phasentransformationen und des hohen Schmelzpunktes in Kernreaktoren zu verwenden.
Die Herstellung keramischer Brennelemente erfolgte bisher in einer Reihe aufeinanderfolgender Arbeitsgänge,
wobei erstens Bindemittel und Gleitmittel ein verleibt wurden, zweitens durch Kaltpressen bei
hohen Drücken, wie 197 t/cm2, isostatisches Pressen, Strangpressen oder Warmpressen ein »grüner« verdichteter
Körper erzeugt und drittens in einer inerten Atmosphäre (Argon, Helium, Dampf) oder einer
reduzierend wirkenden Atmosphäre (Wasserstoff) bei erhöhten Temperaturen (bis zu 1843° C) gesintert
wurde, viertens das gesinterte Gut auf vorgeschriebene Dimensionen geschliffen und fünftens der fertige
Körper in eine Schutzumkleidung eingekapselt wurde, die vorher durch Formung oder spanabhebende Bearbeitung
mit innerhalb enger Toleranzen liegender Masse erzeugt wurde.
Im Gegensatz hierzu vereinigt das erfindungsgemäße Verfahren eine Anzahl üblicher Arbeitsgänge
in einer einzigen Stufe, und das erhaltene Produkt besitzt in keiner Weise zu erwartende bessere Eigenschaften.
Die Erfindung schafft ein Verfahren zur Herstellung eines keramischen Brennelementes für Kernreaktoren.
Sie bezweckt weiter die Schaffung eines Verfahrens zur Herstellung eines keramischen Brennelementes
für Kernreaktoren, bei dem in viel einfacherer Weise als bei den bisher angewandten
Methoden ein Brennelement erhalten wird, dessen Eigenschaften die Erwartungen weit übertreffen. Ein
anderes Ziel der Erfindung ist die Schaffung eines Verfahrens zum gleichzeitigen Umkleiden und Verdichten
von pulverförmigem UO2 für den Einsatz als Brennelement in Kernreaktoren.
Beim Verfahren gemäß der Erfindung wird ein keramisches Pulver aus Spaltstoff oder Brutstoff in
einer Metallkapsel eingeschlossen und anschließend der Kapseldurchmesser durch Drehstauchung reduziert.
Das Drehstauchen ist eine Verformung, bei welcher rotierende Gesenke in rascher Folge zahlreiche
Schläge auf das Werkstück ausüben. Es stellt eine Schlagbearbeitung dar, bei welcher die Gesenke rasch
hin- und hergehen, während sich die Spindel, in welcher sie angeordnet sind, rotiert. Das Hin- und Her-
Verfahren zur Herstellung
von keramischen Brennelementen
für Kernreaktoren
Anmelder:
United States Atomic Energy Commission, Washington, D. C. {V. St. A.)
Vertreter: Dr.-Ing. W. Abitz, Patentanwalt,
München 27, Gaußstr. 6
München 27, Gaußstr. 6
Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 13. November 1957
V. St. v. Amerika vom 13. November 1957
Frank Baldwin Quinlan und William Earl Roake,
Richland, Wash. (V. St. Α.),
sind als Erfinder genannt worden
sind als Erfinder genannt worden
gehen der Gesenke wird durch Rotation innerhalb eines Walzenkäfigs bewirkt, der an ein großes Kugellager
erinnert. Eine eingehendere Erläuterung des Drehstauchens ist in A. U. Seybolt and J.E.Burke,
»Procedures in Experimental Metallurgy«, Copyright 1953 John Wiley and Sons, Inc., New York, auf S. 234
bis 238 enthalten.
Wie später gezeigt, stellt die Anwendung des Stauchens ein kritisches Merkmal der Erfindung dar, und
andere Methoden zur Verdichtung des Pulvers durch Druckanwendung führen nicht zu zufriedenstellenden
Brennelementen.
Ein Brennelement gemäß der Erfindung wird beispielsweise folgendermaßen hergestellt: Ein vorher
gesintertes und gemahlenes UO2 wird so gesichtet, daß es ein 48 - Maschen - Sieb passiert und auf
200-Maschen - Sieben zurückgehalten wird. Man mischt 1 Gewichtsprozent Uranpulver bei, um den in
der Kapsel enthaltenen Stickstoff und Sauerstoff zu binden. Dieses Gemisch wird dann in Kapseln (Länge
etwa 5,1 cm, Durchmesser etwa 1,6 cm) aus einer Zinnlegierung, die 1,5% Zinn. 0,12% Eisen, 0,10%
Chrom und 0,05% Nickel, Rest Zirkon, enthält (Handelsbezeichnung Zircalloy - 2), gepackt und durch
Stampfen auf eine Dichte von 5 oder 6 g/cm3 verdichtet. Die Kapseln werden durch eine Inertschutzgasschweißung
verschlossen. Durch einen Endstopfen wird ein sehr kleines Gasauslaßloch gebohrt.
809 790/413
Die so erhaltenen Kapseln werden auf einer Drehstauchmaschine in aufeinanderfolgenden Durchgängen
durch verschieden große Gesenke einer Durchmesserverringerung unterworfen. Vor dem letzten Durchgang
wird das Gasaustrittsloch zugeschweißt. Nach dem letzten Reduktionsgang wird die Kapsel nach den
Methoden der Röntgenuntersuchung geprüft; es zeigt sich, daß sie »gesund« ist und daß in der Umkleidung
keinerlei Risse oder sonstigen Diskontinuitäten festzustellen sind.
Nach dem Stauchen hat das Brennelement eine Gesamtlänge von 13,13 cm, Innenlänge von 11,43 cm
und einen Durchmesser von 9,65 mm bei einer Wanddicke von 0,97 mm. Die Dichte des UO2 beträgt
9,31 g/cm3, d. h. 85% des theoretischen Wertes.
Es hat sich gezeigt, daß außer der starken Vereinfachung der Herstellung, die sich bei Anwendung des
erfindungsgemäßen Verfahrens ergibt, die Güte des Brennelementes selbst die Erwartungen weit übertrifft.
Durch diese Behandlung erhält das UO2 eine Dichte, die über den bisher bei jeglichen anderen
Arten der Kaltverdichtung erzielten Werten liegt. Außerdem vermag die Behandlung eine Massenrelokation
und ein Kristallwachstum zu erzeugen, wodurch man ein Brennelement mit unerwartet hoher
thermischer Leitfähigkeit erhält. Dieses Ergebnis beruht sowohl auf dem Kristallwachstum innerhalb des
UO2 als auch auf dem innigen mechanischen Kontakt zwischen dem UO2 und der Umkleidung.
Eine Untersuchung von Proben, die aus den durch Drehstauchen bearbeiteten Kapseln genommen werden,
ergibt die Anwesenheit von Kristallen in dem U O2. Es wird angenommen, daß die Bildung der
Kristalle das Ergebnis einer örtlichen Wärmeerzeugung ist, die sich aus der extrem raschen Übertragung
der von der Stauchmaschine gelieferten kinetischen Energie und ihrer Umwandlung in Wärme im
mikroskopischen Maßstab ergibt. Aus diesem Grunde sind nur durch Größenverringerung mittels Stauchen
Brennelemente mit diesen Vorteilen erzielbar.
Ein anderer Vorteil des erfindungsgemäßen Verfahrens liegt in der Leichtigkeit, mit welcher Brennelemente
von extrem kleinem Durchmesser erhältlich sind. Dies ist von großer Wichtigkeit, da ein Hauptproblem
keramischer Brennelemente auf Grund der schlechten thermischen Leitfähigkeit dieser Stoffe die
Wärmeabfuhr ist.
Ein weiterer Vorteil ergibt sich aus der ungewöhnlichen Festigkeit des Umkleidungsmaterials. Mikrophotographien
lassen keine Rißbildung oder Korndehnung im Längs- oder Querteil erkennen. Diese
Eigenschaften sind für den vorliegenden Grad der Kaltbearbeitung ungewöhnlich, werden aber erhalten,
weil die Kaltbearbeitung durch Stauchen über hartgepacktem UO2 ohne Streckdeformation erfolgt. Berechnungen
zeigen, daß die Spaltgasdrücke eine geringere Größenordnung haben, als sie für ein Bersten
der Kapsel aus der obigen Zirkonlegierung erforderlich sind.
Ein anderer Vorteil wird erhalten, wenn das UO2
vorher in einem Reaktor als Brennstoff eingesetzt war. Wenn nicht jede Plutoniumspur entfernt wurde, muß
sehr sorgfältig darauf geachtet werden, eine Schwermetallvergiftung zu verhindern und die Alphastrahlung
abzuhalten. Nach den bisherigen Methoden müßte das UO2, das Plutoniumspuren enthält, in
einem Arbeitskasten gesintert werden. Diese Behandlung ist durchführbar, aber außerordentlich schwierig.
Bei der Stauchung einer Kapsel, welche das UO2 enthält,
ergeben sich keine Schwierigkeiten, da das Plutonium sich in der festen Kapsel befindet, vyelche
das Austreten von Alphateilchen und einen Kontakt mit dem Plutonium verhindert.
Eine weitere Probe wird identisch nach obigem Arbeitsverfahren hergestellt, die Kapsel jedoch unmittelbar
vor dem letzten Reduktionsgang kurze Zeit in einem Salzbad bei 750° C geglüht. Die Behandlungsdauer
ist zu kurz, als daß eine Reaktion zwischen der Zirkonlegierung und dem UO2 erfolgen
ίο könnte. Diese Probe besitzt nach der Stauchung eine
Gesamtlänge von 10,74 cm, Innenlänge von 5,72 cm und einen Durchmesser von 9,65 mm bei einer Wanddicke von 0,97 mm. Die Dichte des UO2 beträgt
9,87 g/cm3 oder 90% des theoretischen Wertes.
Andere Proben wurden mit Mänteln aus rostfreiem Stahl und aus Aluminium hergestellt, wobei UO2-Dichten
von bis zu 90% des theoretischen Wertes erzielt wurden. Da das Stauchen bei dünnwandigem
Aluminiumrohr nicht direkt erfolgen kann, wird der Rohr-Oxyd-Körper in einem dickwandigen Außenmantel
aus Flußstahl eingeschlossen.
Nach dem erfindungsgemäßen Verfahren sind keramische Körper erhältlich, die einen beliebigen
nuklearen Brennstoff oder Brutstoff enthalten. Das als Ausgangsgut dienende Pulver kann nach irgendeiner
der bekannten Methoden hergestellt werden. Eine besonders erwünschte Methode zur Herstellung
von reaktionsfähigem UO2 besteht in der Oxydation
und darauffolgenden Reduktion des Materials. Zum Beispiel kann man UO2 mit Luft bei 500° C zu
U3O8 oxydieren und dann mittels gecracktem Ammoniak,
Wasserstoff oder Kohlenmonoxyd bei 650° C reduzieren. Das Produkt ist im gesinterten Zustand
reaktionsfähiger und besitzt ferner eine höhere Dichte als unbehandeltes UO2.
Das erfindungsgemäße Verfahren ermöglicht die Herstellung keramischer rohrförmiger Brennelemente,
die ein verdichtetes Oxyd mit einer Dichte von mehr als 85% des theoretischen Wertes enthalten, mit verhältnismäßig
geringen Kosten. Die Notwendigkeit, die Brennelemente bei hoher Temperatur zu bearbeiten,
ist vollständig beseitigt, und dennoch werden Elemente erhalten, die den nach irgendeiner anderen Kaltbearbeitungsmethode
erhaltenen Produkten in unerwarteter Weise überlegen sind, da andere Verdichtungsmethoden
kein Brennelement liefern, das die beschriebenen erwünschten Eigenschaften aufweist.
Die Erfindung ist nicht auf die oben beschriebenen Einzelheiten beschränkt, in ihrem Rahmen liegen
vielmehr, wie in den Ansprüchen erläutert, zahlreiche weitere Ausführungsformen.
Claims (7)
1. Verfahren zur Herstellung eines keramischen Brennelementes für Kernreaktoren, dadurch gekennzeichnet,
daß ein keramisches Pulver aus Spaltstoff oder Brutstoff in einer Metallkapsel eingeschlossen und anschließend der Kapseldurchmesser
durch Drehstauchung reduziert wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß als keramisches Pulver UO2 verwendet
wird.
3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß eine Metallkapsel aus einer Legierung
mit einem Gehalt an 1,5% Zinn, 0,12% Eisen, 0,10% Chrom und 0,05% Nickel, Rest Zirkon, verwendet wird.
4. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet,
daß als Metallkapsel eine Aluminium-
kapsel verwendet und die Drehstauchung derselben in einem Stahlmantel durchgeführt wird.
5. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß man UO2-Pulver von einer Korngröße
zwischen 48 und 200 Maschen durch Stampfen in eine Kapsel aus einer Zirkonlegierung
packt, die Kapsel mit Ausnahme einer Gasaustrittsöffnung verschließt, den Kapseldurchmesser
durch Drehstauchen verringert, das Gasaustrittsloch verschließt und den Kapseldurchmesser
in einem weiteren Durchgang durch eine Drehstauchvorrichtung verringert.
6. Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß dem U O2 1 Gewichtsprozent pulverförmiges
Uran zugesetzt wird.
7. Verfahren zur Verdichtung von pulverförmigem UO2 auf eine bisher nicht erreichte Dichte
durch Kaltverdichtung, dadurch gekennzeichnet, daß ein das pulverförmige UO2 enthaltender
Körper einer Drehstauchung unterworfen wird.
ι 809 790W18 4.
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Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
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US841608XA | 1957-11-13 | 1957-11-13 |
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DE (1) | DE1055143B (de) |
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Cited By (4)
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DE1099656B (de) * | 1959-11-27 | 1961-02-16 | Babcock & Wilcox Dampfkessel | Verfahren zur Herstellung von keramischen Brennstoffelementen |
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DE1246894B (de) * | 1959-10-15 | 1967-08-10 | Mitsubishi Atomic Power Ind | Verfahren zur Herstellung eines hohlen Kernreaktor-Brennelementes |
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US3244599A (en) * | 1962-03-09 | 1966-04-05 | Fulcrum Aktiebolag | Fuel element for nuclear reactor |
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1958
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Also Published As
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GB841608A (en) | 1960-07-20 |
BE572280A (de) |
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