DE1483211A1 - Kernreaktor-Legierung auf Zirkoniumbasis - Google Patents
Kernreaktor-Legierung auf ZirkoniumbasisInfo
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Description
QipfrJ7hg.S2ic/iard' ^JiäffenJ&örne* 1483211 ]
S&ipL-\Jng. J/cant-J/uinricn ^Wey
Berlin, den 19. November 1965
Europäische Atomgemeinschaft (EURATOM), Rue Belliard, 51-53, Brüssel (Belgien)
Kernreaktor-Legierung auf Zirkoniumbasis
Die Erfindung bezieht sich auf Zirkoniumlegierungen und sie betrifft insbesondere Legierungen mit niedriger Neutronenabsorption,
die außerdem in einer Atmosphäre aus Wasser und/ oder Wasserdampf zwischen 300 und 500 0C eine außergewöhnlich
geringe Korrosion und Wasserstoffversprödung zeigen, sowie
Verfahren, bei denen solche Legierungen unter den Bedingungen eines bei hohen Temperaturen arbeitenden, mit Wasserdampf
gekühlten Kernreaktors Verwendung finden.
Bei Kernreaktoren, die Wasser oder Wasserdampf als Kühlmittel verwenden, sind infolge der bei Einwirkung von schnellen Neutronen
und von Gammastrahlen in dem Reaktor eintretenden radiolytischen Zersetzung des Wassers oder Wasserdampfes und
infolge der Korrosionsreaktion Zr + 2ELO-^ZrO2 + 4H2 geringe
Mengen freien Wasserstoffs vorhanden. Dieser freie Wasserstoff wird durch die bisher bekannten Zirkoniumlegierungen ohne weiteres
absorbiert, so daß diese Legierungen spröde und als Bau-
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material, beispielsweise als Umhüllung für Kernbrennstoff unbrauch bar werden. Beispielsweise sind die nach dem heutigen
Stande der Technik bereits bekannten Zirkoniumlegierungen, wie Zirkaloy-2, das 1,5 Gewichtsprozent Zinn, 0,12 Gewichtsprozent
Eisen, 0,10 Gewichtsprozent Chrom und 0,05 Gewichtsprozent Nickel enthält, Zirkaloy-3, das 0,25 bis 0,50
Gewichtsprozent Zinn, 0,25 bis 0,10 Gewichtsprozent Eisen und 0,20 Gewichtsprozent Nickel enthält, sowie Zirkaloy-4,
das 1,2 bis 1,7 Gewichtsprozent Zinn, 0,18 bis 0,20 Gewichtsprozent
Eisen, 0,07 bis 0,13 Gewichtsprozent Chrom und höchstens 0,007 Gewichtsprozent Nickel enthält, infolge ihrer
Versprödung durch Aufnahme von Wasserstoff bei erhöhten Temperaturen
in einer Atmosphäre aus Wasserdampf und/oder siedendem Wasser in ihrer Verwendbarkeit begrenzt.
Die Arbeiten an Zirkoniumlegierungen nach dem bisherigen Stande der Technik konzentrierten sich in der auf eine Erhöhung der
Korrosionsfestigkeit bei nur sekundärem Interesse für Wasserstoff
absorption oder -versprödung. Die Legierung nach der Erfindung ist auf einen kritischen Zusammensetzungsbereich
der Legierungselemente und auf kritische Herstellungsvorgänge begrenzt, um eine Zirkoniumlegierung mit einer niedrigen Wasserstoffabsorption
und einer geringen Wasserstoffversprödung
zu schaffen, die außerdem eine hohe Korrosionsfestigkeit und eine gute Hersteilbarkeit besitzt, um in Kernreaktoren Verwendung
zu finden, die in einem Temperaturbereich zwischen 300 und 500 0C arbeiten.
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ORIGINAL INSPECTED
Aufgabe der Erfindung ist es, eine Zirkoniumlegierung zu
schaffen, die einem niedrigen Korrosionsgrad bei Temperaturen
in der Größenordnung von 500 0C in Dampf und/oder
siedendem Wasser besitzt, bei erhöhten Temperaturen eine geringe Wasserstoffversprödungsanfälligkeit und einen geringen
Wasserstoffabsorptionsgrad zeigt, und die keinen
höheren Reinheitsgrad erfordert als im Handel laufend erhältliches Schwammzirkonium von Reaktorgüte, um Legierungen
zu schaffen, die gegen Korrosion und Wasserstoffversprödung beständig sind.
Dabei sollen die Herstellungskosten der Legierung im wesentlichen
die gleichen sein wie die Herstellungskosten der bereits
bekannten Zirkoniumlegierungen; sie soll zumindest die gleiche Festigkeit aufweisen wie aus Schwammzirkoniummetall hergestelltes
Zirkonium von Reaktorgüte.
Der Neutronenabsorptionsquerschnitt soll im wesentlichen gleich oder geringer sein als bei den in Kernreaktoren laufend verwendeten, bereits bekannten Zirkoniumlegierungen.
Diese Aufgäbe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß die Legierung
im wesentlichen aus nicht mehr als 2,3 Atomprozent Chrom, Rest Zirkonium, besteht.
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148321t
Zum Schütze von spaltbarem Material unter den Bedingungen eines
bei hoher Temperatur arbeitenden, mit Wasserdampf gekühlten Kernreaktors durch Verwendung einer Zirkoniumlegierung als Umhüllung
wird erfindungsgemäß ein Verfahren vorgeschlagen, bei
dem spaltbarer Brennstoff in eine Umhüllung eingebracht wird, die aus einer Legierung mit hoher Wasserstoffabsorptxons- und :
Wasserstoffversprödungsbeständigkeit, gekoppelt mit hoher Korrosionsbeständigkeit,
hergestellt ist, die im wesentlichen aus nicht mehr als 2,3 Atomprozent Chrom und nicht mehr als 0,2 Atomprozent Eisen,
Rest Zirkonium, besteht, worauf die Umhüllung bis auf einen Temperaturbereich
zwischen 300 und 500 0C erwärmt und die Oberfläche
der Umhüllung im Kernbereich des Reaktors Wasser und Wasserdampf
ausgesetzt wird.
Die Erfindung ist in der nachstehenden Beschreibung anhand der beigefügten Zeichnung, deren einzige Figur eine graphische Darstellung
der Veränderung der intermetallischen Teilchengröße beim Einwirken von Temperaturen unter 900 °C auf die Legierung
veranschaulicht, näher erläutert.
Die Legierung nach der Erfindung unterscheidet sich von den Legierungen
nach dem Stande der Technik dadurch, daß durch Zusatz von
nur geringen und kritischen Mengen von Chrom und Eisen innerhalb eines engen Zusammensetzungsbereichs zu Zirkonium von Reaktorgüte,
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in welchem nur Spuren anderer Elemente vorhanden sind, eine Legierung
erzeugt wird, die neben hoher Korrosionsbeständigkeit, hoher Festigkeit und guter Hersteilbarkeit überraschend niedrige
Wasserstoffabsorption und -versprödung zeigt und bei der die vorteilhaften Eigenschaften durch bestimmte, im einzelnen angegebene
Wärmebehandlungs- und Verarbeitungsvorgänge zu einem hohen
Grad entwickelt sind.
Eine Untersuchung der Auswirkungen von Korrosion und Wasserstoffabsorption
sowie -versprödung auf Zirkonium zeigt im wesentlichen,
daß der Vorgang von den Feststoffeigenschaften des an der Oberfläche
des. Metalls gebildeten Zirkoniumoxidfilms abhängig ist. Darüber hinaus wurde festgestellt, daß die Zusammensetzung des
Oxidfilms dem Legierungsgehalt des Metalls proportional ist.
Folglich bestimmen die chemischen, elektrischen und mechanischen Eigenschaften des Teile der Legierungselemente enthaltenden
Oxidfilms die Korrosions- und Wasserstoffversprödungseigenschaften der Legierung. Man hat beispielsweise festgestellt,
daß geringe Chrom- und Eisenmengen nicht nur zur Vermehrung der Plastizität der Oberflächenoxyde, sondern auch zur
Vermehrung der Haftwirkung des Oxidfilms an der metallischen Oberfläche der Legierung beitragen. Andererseits hat man festgestellt,
daß Yttrium zur Verringerung der Plastizität des Oxidfilms
neigt, was zu einem frühen Absplittern des Films von der Oberfläche der Legierung führt, so daß das blanke Metall einer
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weiteren Korrosion und Werkstoffen ausgesetzt wird, die die Neigung haben, eine Wasserstoffversprödung herbeizuführen.
Der Vorgang ist, abgesehen davon, daß er von den Feststoffeigenschaften
des an der Oberfläche des Metalls gebildeten Oxidfilms abhängig ist, außerdem noch von den Wärmeleitfähigkeitseigenschaften
dieses anhaftenden isolierenden Oxidüberzuges insofern abhängig, als sein Wärmeflußwiderstand im allgemeinen
hoch ist. Bei Kernreaktoren kann der Wärmefluß 1 350 000 Kcal/m h (500 000 DTD/FT pro Stunde) betragen, wobei, wenn die Außenfläche
des Films in einer Atmosphäre aus siedendem Wasser oder aus Wasserdampf bei 300 0C arbeitet, die Innenfläche des anhaftenden
isolierenden Oxidfilms bei einer der Dicke des Films entsprechend
höheren Temperatur arbeitet. Bei dieser höheren Arbeitstemperatur
neigt die Legierung dazu, ihre Festigkeit zu verlieren, so daß der Grad ihrer Wasserstoffabsorption erhöht wird. Dort, wo die
Legierungen nach dem bisherigen Stand der Technik alle mit der Korrosion bei nur einer Temperatur zu tun haben, berücksichtigt
die Legierung nach der Erfindung nicht nur den Korrosionsgrad
innerhalb des Temperaturbereichs zwischen 300 und 500 0C, sondern
auch den Korrosionsbeschleunigungsgrad bei Temperat-urzunahme. Die
bisher bekannten Legierungen erleiden in den frühen Stadien ihrer Verwendung eine verhältnismäßig rasche Korrosion, so daß die Auswirkungen
der Temperaturkorrosion beschleunigt und das Problem
erschwert wird. Ferner werden die Legierungselemente nach Art
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U83211
und Menge spezifisch in der Weise ausgewählt, daß sie nicht nur den Grad bzw. die Geschwindigkeit der Wasserstoffabsorption
verringern, sondern auch die zum Bewirken einer Versprödung erforderliche Wasserstoffmenge erhöhen. Die Legierung
nach der Erfindung steuert also zeitlich, d. h. über einen Zeitraum von zwei bis vier Jahren, nicht nur die Korrosionsgeschwindigkeit, sondern auch die Temperaturanstieggeschwindigkeit
der inneren Teile der die Legierung enthaltenden Umhüllung, die WasserstoffabsorptionsgeschwindJskeit und die Menge des zum
Bewirken einer Versprödung erforderlichen Wasserstoffs.
Bs wurde anhand von Versuchen und Experimenten gefunden, daß sich die Dauerzustand-Korrosionsgeschwindigkeit für eine eines
oder mehrere der Elemente Niobium, Chrom, Eisen oder Kupfer enthaltenden Zirkoniumlegierung durch die nachstehenden mehr-
gliedrigen Gleichungen ausdrücken läßt:
Bei 500
0C
ln(y) = 1.392 + 0.802)Nb) - 0*212(Cr) +1.026(Fe)
-O.77(Cu)-O.327(Nb)2 - 0.047(Cr)2 -1.084(Fe)2+0.182(Cu)2
+0.264(Cr)Ou) - 0.125(Fe)(Cu)-
Bei 400 0C
ln(y) = 0.539 + 1.050(Nb) - 0.217(Cr) + 0.065(Fe)
-oUi'9(Cu) - 0.535(Nb)2 - 0.043(Cr)2
-2,137(Fe)2 - 0.217(Cu)2 + 0.042(Nb)(Cr) +0.464(Nb)(Fe) + 0,389(Nb)Ou) + 0.417(Cr)(Fe)
' +0.023(Cr)(Cu) + 0.316(Fe)(Cu)- 909841/0526
Bei 300 °C . "
ln(y) = -1.987 + 0.944(Nb) - 0.949(Cr) - 0.964(Fe)
-0.270(Cu) + 0.074(Nb)2 + 0.279(Cr)2
-3.489(Fe)2 + 0.031(Cu)2 - 0.452(Nb)(Cr) +0.378(Nb)(Fe) - 0.425(Nb)(Cu) + 1.415(Cr)(Fe)
+0.076(Cr)(Cu) + 0.800(Cr)(Fe).
Worin: y = die Korrosionsmenge in mg/dm pro Tag
Nb = Niobiumgehalt in Atomprozent Cr = Chromgehalt in Atomprozent
Fe = Eisengehalt in Atomprozent Cu = Kupfergehalt in Atomprozent.
Es wurde ferner gefunden, daß der Zusatz von Niobium hinsichtlich
der Korrosionsbeständigkeit von Legierungen, die Chrom, Kupfer oder Eisen enthalten, im allgemeinen nachteilig ist.
Cu-Fe und Cr-Fe enthaltende Legierungen haben im allgemeinen sowohl bei 300 als auch bei 500°C eine gute Korrosionsbeständigkeit.
Jedoch steigert die Anwesenheit von Kupfer die Wasserst off auf nähme bei 300 0C.
Außerdem hat man anhand von Versuchen und Experimenten ermittelt,
daß sich die Dauerzustand-Wasserstoffabsorptionsgeschwindigkeit für eine Zirkoniumlegierung, die eines oder mehrere der
Elemente Niobium, Chrom, Eisen oder Kupfer enthält, durch die
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nachstehenden mehrgliedrigen Gleichungen ausdrucken läßt:
Bei 500 0C
m(h) = 1.835 - 0.115(Nb) - 0.060(Cr) - 0.368(Pe)
-1.097(Cu) - 0.097(Nb)2 - 0.148(Cr)2
+1.049(Fe)2 + 0.242(Cu)2 + 0.072(Nb)(Crj
+0.043(Nb)(Fe) + 0.069(Nb)(Cu) -0.160(Cr)(Fe) + 0.634(Cr)(Cu) - 0.619(Fe)(Cu).
Bei 400 0C In (h + >jh2 + 0.2) = 0.777 + 0.815(Nb) - 1.108(Cr)
2 ο
+0.619(Fe) - 0.834(Cr) - 0.192(Nb)
+0.191(Cr)2 - 7.898(Fe)2 + 0.842(Cr)2
+0.015(Nb)(Cr) + 1.157(Nb)(Fe). -0.048(Cr)(Cu) - 0.432(Fe)(Cu).
Worin: h = Wasserstoffabsorptionsgeschwindigkeit in Teilen pro
Million und Tag (ppm/d) Nb = Niobiumgehalt in Atomprozent
Cr = Chromgehalt in Atomprozent Fe = Eisenghalt in Atomprozent
Cu = Kupfergehalt in Atomprozent. co
*° Zum Erreichen der bestmöglichen Ergebnisse bei Vermehrung der Beoo
^ ständigkeit gegen Versprödung durch Wasserstoffaufnahme muß der
σ kombinierte Fe- und Nb-Gehalt unter 0,7 Atomprozent gehalten
*° M/erden. Da Niobium im allgemeinen unerwünscht ist, ist in der
cn Legierung nach der Erfindung kein Niobium enthalten, so daß sie nur Eisen enthält, dessen Gehalt sich für handelsüblichen
H83211
Zirkoniumschwamm von Reaktor gute auf etwa 0,1 Atomprozent
beläuft. Demzufolge ist keine Erhöhung der Reinheit von z. Zt. verfügbarem Zirkoniumschwamm erforderlich.
Die Legierung nach der Erfindung wird also im wesentlichen als eine ein Zirkonium-Chrom-Eisen-System umfassende Legierung
angesehen. Der Bereich des Chromgehaltes zum Erzeugen einer Legierung mit einer höheren Festigkeit als die bereits bekannten
Zirkoniumlegierungen unter gleichzeitiger Beibehaltung einer guten Herstellbarkeit, einer hohen Neutronenökonomie,
einer guten Beständigkeit gegen Wasserstoffaufnähme sowie einer
guten Zähigkeit liegt zwischen 1,7 und 2,3 Atomprozent.
Der zum Beibehalten der Festigkeit, einer guten Beständigkeit gegen Wasserstoffaufnähme, einer hohen Neutronenökonomie sowie
einer guten Herstellbarkeit der Legierung erforderliche Bereich des Eisengehaltes liegt zwischen 0,1 und 0,2 Atomprozent.
Demzufolge ist die optimale und bevorzugte Legierung Zirkonium
mit einem Gehalt von etwa 2,0 Atomprozent Chrom und 0,16 Atomprozent
Eisen. Die nachstehende Tabelle I veranschaulicht die Eigenschaften der Legierung nach der Erfindung im Vergleich zu
der bekannten Legierung Zirkaloy-2.
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| Tabelle | I | Zr + | 2,0 At | .% Cr | Zirkaloy-2 | 6 |
| + 0,1 | 6 At.% | Fe | 36 | |||
| 9, | 074 | |||||
| m pro | Tag | 0,8 | 1, | |||
| 0,28 | o, | |||||
| 0,67 | ||||||
| 227 | 1563 |
| 450 | 1728 |
| 7 | 28 |
| 9 | 34- |
| 42 kg/mm2 | 39 kg/mm |
| 55 kg/mm2 | 48 kg/mm2 |
| 15 % | 22% |
| 37% | 36% |
Dauerbetrieb Korrosionsmenge in m
500 0C
400 0C
300 0C
Wasserstoffgehalt in Teilen pro Million
500 0C
nach 3 000 Stunden nach 4 912 Stunden 300 0C
nach 3 000 Stunden nach 6 570 Stunden
Streckgrenze äußerste Zugfestigkeit Gesamtdehnung
Querschni 11 sverminderun g
Bei der praktischen Anwendung der Erfindung ist es wesentlich, daß bestimmte Zeit-Temperatur-Parameter während der Herstellung
und Bearbeitung der Legierung sorgfältigst beachtet werden, um die bestmögliche Korrosionsbeständigkeit sowie die bestmöglichen
Eigenschaften der Wasserstoff absorptions- und W.asserstof fversprödungsbeständigkeit
zu erzielen.
Die Merkmale der Korrosionsbeständigkeit der Legierung nach der Erfindung sind von der Struktur des Oxidfilms an der freiliegenden
Oberfläche der Legierung abhängig, so daß es äußerst wichtig ist, daß das Chrom durch die gesamte Legierung fein verteilt und
909841/0526 ./.
gleichmäßig dispergiert ist, damit es auch in dem gesamten
Oxidfilm gleichmäßig dispergiert ist. Der Oxidfilm muß nämlich zum Erreichen seiner vorstehend erörterten Feststoffeigenschaften
in geeigneter Form mit Chrom überzogen sein.
Das Chrom in der Legierung nach der Erfindung ist bekanntlich
in der kubisch raumzentrierten Betaphase von Zirkonium löslich, jedoch in der hexagonalen Alphaphase unlöslich. Der Überschuß
an unlöslichem Chrom wird als ZrCr2 ausgefällt. Man hat festgestellt,
daß die Übergangszone zwischen der Alpha- und der Betaphase im Temperaturbereich zwischen 800 und 900 0C auftritt.
Die Größe der besser als ein Agglomerat zu bezeichnenden ZrCr2-Ausfällungsteilchen
wird durch die Zeitspanne bestimmt, während der die Legierung in diesem Übergangszonentemperaturbereich verbleibt.
Je langer die Legierung in diesem Temperaturbereich verbleibt, um so gröber ist das Agglomerat, d. h. um so größer werden
die Ausfällungsteilchen bei einer damit in Wechselbeziehung stehenden Abnahme ihrer Korrosionsbeständigkeit.
Fig. 1 veranschaulicht diesen Agglomerievorgang. Die Ordinate
der graphischen Darstellung zeigen den jeweiligen Durchmesser des größten ZrCr -Agglomeratteilchen der Probe in /um, während .
die Abszisse die Temperatur, auf der die Probe gehalten wird, in 0C angibt.
Die Kurve 1 veranschaulicht die Veränderung der Teilchengröße
909841/0526 %/'
einer für eine Dauer von 24 Stunden auf der jeweiligen Temperatur gehaltenen Probe der Legierung nach der Erfindung. Die Kurve
2 veranschaulicht die Veränderung der Teilchengröße einer für eine
Dauer von 1 Stunde auf der jeweiligen Temperatur gehaltenen Probe.
Aus dem ansteigenden Verlauf der Kurve 1 gegenüber der Kurve 2 zeigt sich, daß die ZrCr -Teilchen- d. h. die Agglomeratgröße
mit der Zeitspanne, während der die Probe auf einer Temperatur gehalten wird, zunimmt. Es zeigt sich insbesondere, daß die
Agglomeratgröße bei Temperaturen über' 800 0C scharf in der Weise
zunimmt, daß sie die Zeiteinwirkung auf die Agglomeratvergröberung
im wesentlichen überschattet. Für die Legierung nach der Erfindung
tritt der kritische Punkt bei einer maximalen Agglomeratgröße von annähernd 2 /um auf.
Zum Machweis der Auswirkung der ZrCrp-Agglomeratteilchengröße auf
die Korrosionsgeschwindigkeit wurden Proben der Legierung nach der Erfindung mit der gleichen Zirkonium-Chrom-Eisen-Zusammensetzung
gemäß der Tabelle I hergestellt, die aber durch schnelles Abkühlen für eine feine Agglomeratteilchengröße und durch langsames Abkühlen
für eine grobe Agglomeratteilchengröße in der Teilchengröße des ZrCr^-Ausfällungsagglomerat unterschiedlich waren. Die schnell
abgekühlten Proben enthielten ZrCr^-Teilchen mit einer in ihrem
Durchmesser im allgemeinen unter 2/um liegenden Größe. Die langsam
abgekühlten Proben enthielten ZrCr^-Teilchen, die im allgemeinen
einen Durchmesser von mehr als 2 um aufwiesen. Die Tabelle
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.- 14 -
II veranschaulicht die Verbesserung des Korrosionsgrads mit der
Abnahme der Steuerung des Herstellungsverfahrens erzielten Agglomerat
teilchengröße.
Korrosionsmenge in mg/dm^ pro Tag
Temperatur schnell gekühlt langsam gekühlt
(feines Agglomerat) (grobes Agglomerat)
500 0C 0,8 1,30
400 °C 0,28 0,30
Zum Überprüfen der Auswirkung der ZrCrp-Teilchengrö'ße auf die
Korrosionsgeschwindigkeit bzw. -menge wurde die Probe mit grobem Agglomerat erneut eingeschmolzen und so verarbeitet, daß aus ihr
ein feines Agglomerat erzielt- wurde, während die Probe mit dem feinen Agglomerat eingeschmolzen und langsam so abgekühlt wurde,
daß man aus ihr ein grobes Agglomerat erhielt. Es wurde festgestellt, daß die Korrosionsgeschwindigkeit bzw. -menge bei der
eingeschmolzenen Probe, die so verarbeitet wurde, daß man aus ihr ein grobes Agglomerat erhielt, zunahm, während die Korrosionsgeschwindig
bzw. -menge bei der eingeschmolzenen Probe, die so verarbeitet wurde, daß man aus ihr ein feines Agglomerat erhielt,
abnahm. Mit anderen Worten hatte die Probe, die vorher eine höhere Korrosionsgeschwindigkeit bzw. -menge zeigte, nunmehr die geringere
Korrosiongsgeschwindigkeit bzw. -menge, während die Probe, die
früher die geringere Korrosiongsgeschwindigkeit bzw. -menge zeigte,
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nunmehr die höhere Korrosionsgeschwindigkeit bzw. -menge aufwies.
Man hat festgestellt, daß bei Anwendung des nachstehend angegebenen
Verfahrens auf die Legierung nach der Erfindung ein feines, in der Legierung gleichmäßig dispergiertes ZrCr2-Agglomerat erzeugt wird
und sich daraus geringste Korrosionsgeschwindigkeiten bzw. -mengen
bei zugleich ausgezeichnetem mechanischem Verhalten des Materials ergeben:
a) zweifaches Einschmelzen unter Vakuum,
b) Schmieden bei 1 025 °C; das Material darf während des
Schmiedevorgangs zu keiner Zeit bis unter 900 0C abkühlen,
c) nach dem Schmiedevorgang Wärmebehandlung im Ofen bei
1 050 0C für die Dauer von zwei Stunden,
d) rasches Abkühlen mit einer Geschwindigkeit von mehr als 2»5 °C P^o Sekunde,
e)Strangpressen, Vorwalzen, Warmwalzen, Gesenkschmieden oder
ähnliche Verarbeitung bei einer 780 0C nicht übersteigenden
Temperatur,
f) vor und zwischen den Kaltreduziervorgängen für die Dauer von
etwa einer Stunde bei 595 0C anlassen,
g) schließlich zur Spannungsentlastung für die Dauer von etwa
zwei Stunden bei 480 0C nachglühen.
Bei der Anwendung des Verfahrens nach der Erfindung wird ein spaltbares
Brennstoffmater!al, beispielsweise eine Brennstofftablette,
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zur Bildung eines Brennstoffelements in eine aus der Legierung nach der Erfindung hergestellte Umhüllung eingeschlossen. Das'
Brennstoffelement wird dann in einen mit siedendem Wasser gekühlten oder sonstigen Reaktorkern mit einer durch das Kühlmittel
od. dgl. gebildeten Wasser- und/oder Wasserdampf atmosphäre
eingesetzt. Das umhüllte Brennstoffelement wird in dem Reaktor dem Strahlungsfeld des Reaktors bei Temperaturen im Bereich von
etwa 300 bis 500 0C und zugleich dem in wesentlichen, beispielsweise
den vorstehend erörterten, Mengen Wasserstoff enthaltenden Wasserdampf und/oder Wasser, ausgesetzt. Bei diesem Betrieb bleibt -die
Umhüllung infolge der verbesserten Beständigkeit gegen Versprödung durch Wasserstoffaufnahme und der verbesserten Korrosionsbeständigkeit
der Umhüllung intakt, so daß folglich der spaltbare Brennstoff vor Verschlechterungen geschützt ist.
Zur Erfindung gehört alles dasjenige, was in der Beschreibung
enthalten und bzw. oder in der Zeichnung dargestellt ist, einschließlich dessen, was abweichend von den konkreten Ausftihrungsbeispielen
für den Fachmann naheliegt.
17 174 - JB/H
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Claims (10)
1. Legierung auf Zirkoniumbasis mit hoher Korrosionsbeständigkeit in Wasserdampf und Wasser bei 300 bis 500 0C, hoher
Wasserstoffabsorptionsbeständigkeit und geringer Wasserstoff* versfirödungsanfälligkeit, dadurch gekennzeichnet, daß sie im
wesentlichen aus nicht mehr als 2,3 Atomprozent Chrom, Rest
Zirkonium, besteht.
2. Legierung nach Anspruch !,dadurch gekennzeichnet, daß sie im
wesentlichen aus 1,7 bis 2,3 Atomprozent Chrom, etwa 0,1 bis
0,2 Atomprozent Eisen, Rest Zirkonium, besteht.
3. Legierung nach den Ansprüchen 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet,
daß sie im wesentlichen aus etwa 2,0 Atomprozent· Chrom, 0*16
Atomprozent Eisen, Rest Zirkonium, besteht,
4. Legierung nach den Ansprüchen 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet,
daß mindestens ein Teil des Chroms als fein verteilte ZrCr-Teilchen
dispergiert sind.
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5. Legierung nach den Ansprüchen 1 bis 4» dadurch gekennzeichnet, daß die fein verteilten ZrCr2-Teilchen einen Durchmesser
von im wesentlichen nicht mehr als 2,0yum aufweisen.
6. Verfahren zum Betrieb eines wasser- und wasserdampfgekühlten
Kernreaktors, dadurch gekennzeichnet, daß spaltbarer Brennstoff in eine Umhüllung eingebracht wird, die aus einer Legierung
mit hoher Wasserstoffabsorptions- und Wasserstoffversprödungsbeständigkeit,
gekoppelt mit hoher Korrosionsbeständigkeit, hergestellt ist, die im wesentlichen aus nicht mehr
als 2,3 Atomprozent Chrom und nicht mehr als 0,2 Atomprozent Eisen, Rest Zirkonium, besteht, worauf die Umhüllung bis auf
einen Temperaturbereich zwischen 300 und 500 0C erwärmt und :
die Oberfläc ;e der Umhüllung im Kernbereich des Reaktors Was- f/
■■•ff. ser und Wasserdampf ausgesetzt wird. '
7. Verfahren nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß spaltbarer
Brennstoff in eine Umhüllung eimgebracht wird, die aus einer Legierung mit hoher Wasserstoff absorptions— und Wasserstoffversprödungsbeständigkeiti
gekoppelt mit hoher Korrosionsbeständigkeit, hergestellt ist, die im wesentlichen aus nicht
mehr als 2,3 Atomprozent und nicht weniger als 1,7 Atomprozent Chrom und aus nicht mehr als 0,2 Atomprozent und nicht weniger
als 0,1 Atomprozent Bisen und für den Rest aus Zirkonium besteht, worauf die Umhüllung bis auf einen Temperaturbereich
zwischen 300 und 500 0C erwärmt und die Oberfläche der Umhül-
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,-*-■ is
. lung im Kernbereich, des Reaktors Wasser und Wasserdampf ausgesetzt
wird.
8* Verfahren nach den Ansprüchen 6 oder 7» dadurch gekennzeichnet,
daß spaltbarer Brennstoff in eine Umhüllung eingebracht wird, die aus einer Legierung mit hoher Wasserstoffabsorptions-
und Wasserstoffversjirödungsbeständigkeit, gekoppelt mit hoher
Korrosionsbeständigkeit, hergestellt ist, die im wesentlichen
aus etwa 2,0 Atomprozent Chrom, 0,16 Atomprozent,Bisen und
"für den Rest aus Zirkonium besteht, worauf die Umhüllung bis auf einen Temperaturbereich zwischen 300 und 500 0C erwärmt
und die Oberfläche der Umhüllung im Kernbereich des Reaktors Wasser und Wasserdampf ausgesetzt wird.
9. Verfahren nach den Ansprüchen 6 bis 8, dadurch gekennzeichnet,
daß mindestens ein Teil dt
Teilchen dispergiert ist.
Teilchen dispergiert ist.
daß mindestens ein Teil des Chroms als fein verteilte ZrCr_-
10. Verfahren nach den Ansprüchen 6 bis 9, dadurch gekennzeichnet,
daß die fein verteilten ZrCr„-Teilchen einen Durchmesser von
im wesentlichen nicht mehr als 2,0yum aufweisen.
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-ZO-
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Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US41257164A | 1964-11-19 | 1964-11-19 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| DE1483211A1 true DE1483211A1 (de) | 1969-10-09 |
Family
ID=23633530
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| DE19651483211 Pending DE1483211A1 (de) | 1964-11-19 | 1965-11-19 | Kernreaktor-Legierung auf Zirkoniumbasis |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| BE (1) | BE672372A (de) |
| DE (1) | DE1483211A1 (de) |
| FR (1) | FR1455584A (de) |
| LU (1) | LU49879A1 (de) |
| NL (1) | NL6515053A (de) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0235954A1 (de) * | 1986-02-03 | 1987-09-09 | The Babcock & Wilcox Company | Verbesserung der Korrosionsbeständigkeit von Zirkonlegierungen |
| EP0240110A1 (de) * | 1986-02-03 | 1987-10-07 | The Babcock & Wilcox Company | Korrosionsbeständigkeit von Zirkonlegierungen |
-
1965
- 1965-11-16 BE BE672372D patent/BE672372A/xx unknown
- 1965-11-19 NL NL6515053A patent/NL6515053A/xx unknown
- 1965-11-19 FR FR39148A patent/FR1455584A/fr not_active Expired
- 1965-11-19 DE DE19651483211 patent/DE1483211A1/de active Pending
- 1965-11-19 LU LU49879D patent/LU49879A1/xx unknown
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0235954A1 (de) * | 1986-02-03 | 1987-09-09 | The Babcock & Wilcox Company | Verbesserung der Korrosionsbeständigkeit von Zirkonlegierungen |
| EP0240110A1 (de) * | 1986-02-03 | 1987-10-07 | The Babcock & Wilcox Company | Korrosionsbeständigkeit von Zirkonlegierungen |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR1455584A (fr) | 1966-10-14 |
| BE672372A (de) | 1966-05-16 |
| LU49879A1 (de) | 1967-05-19 |
| NL6515053A (de) | 1966-05-20 |
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