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Nickel-Chrom-Eisen-Legierung, deren Verwendung und daraus hergestellte
Gegenstände Die vorliegende Erfindung betrifft Nickel-Chrom-Eisen-Legierungen, welche
besonders bei hohen Temperaturen bis zu 720 0C brauchbar sind und insbesondere in
Kernreaktoren mit flüssige gem Natrium als Energieübertragungsmedium verwendet werden.
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Formteile und Gegenstände aus diesen Legierungen zeigen nur sehr geringe
Korrosion und schwellen auch unter intensiver Bestrahlung nur wenig an, wenn solche
Teile für die vorgesehene Lebensdauer den Bedingungen in einem Kernreaktor, d.h.
intensive Strahlung und Berührung mit flüssigem Natrium, ausgesetzt werden.
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Nickel-Chrom-Eisen-Legierungen sind dem Fachmann im allgemeinen gut
bekannt und viele dieser Legierungen sind in Metalls Handbook, Band 2, 8. Auflage
(1964) der American Society for
Metals beschrieben, insbesondere
in dem Kapitel mit der Uberschrift t?Heat Treating of Stainless Steel and Heat Resisting
Alloys", auf den Seiten 243 bis 267. Im Kapitel "Heat Treating of Stainless Steel"
auf den Seiten 243 bis 254 werden die Eigenschaften und Kenndaten von austenischen
rostfreien Stählen einschließlich der Wärmebehandlung, der Korrosionsbeständigkeit
gegenüber Sauerstoff, der Erörterung der Sigma-Phase und ihrem möglichen Einfluß
auf die Legierungseigenschaften genauso beschrieben wie die mechanischen Eigenschaften,
welche die verschiedenen Ingierungen nach besonderen Verfahren der Wärmebehandlung
aufweisen. Eine umfangreiche Darstellung der weiten Klasse von wärmebeständigen
Legierungen ist im Kapitel "Heat Treating of Heat-Resisting Alloys enthalten, nämlich
auf den Seiten 257 bis 267 des Metalls Handbook".
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Unter diesen bekannten Legierungen kommt die in "Metals Handbook",
Seite 258 beschriebene Legierung-HT den erfindungsgemäß vorgesehenen Legierungen
hinsichtlich der Zusammensetzung am nächsten, wobei die bekannte Legierung-HT aus
15% Chrom, 35% Nickel, 0,55 Kohlenstoff, Rest Eisen besteht. Diese Legierung wird
als Gußlegierung beschrieben und augenscheinlich ist nicht beabsichtigt, diese Legierung
kalt oder warm zu bearbeiten oder sonstwie in die Form von Teilen oder Werkstücken
zu bringen, sondern die bekannte Legierung-HT wird einfach als Guß verwendet, der
in den meisten Fällen durch Schleifen oder maschinelle Bearbeitung in die gewünschte
endgültige Form mit der angestrebten Oberflächenbeschaffenheit gebracht wird, ohne
daß die Korn- bzw. Faserstruktur, das Gefüge oder die Form wesentlich verändert
werden, wie dies bei entsprechender Heiß- und/oder Kaltbearbeitung erfolgt.
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Zur Zeit stellen mit flüssigem Metall gekühlte, schnelle Brutreaktoren
(LMFIBR von liquid metal fast breeder reactors) eine wichtige Entwicklung auf dem
Feld der .,Energiegewinnung dar. In
diesen Reaktoren wird flüssiges
Natrium als Medium für die Energieabsorbierung aus den Brennelementen des Reaktorkerns
verwendet. Beim praktischen Gebrauch hat das flüssige Natrium eine Temperatur von
etwa 530 bis 650°C, wobei gelegentliche örtliche Überhitzungen bis zu 720°C auftreten
können. Natürlich muß das in diesen Reaktoren verwendete flüssige Natrium soweit
wie möglich frei von Sauerstoff oder Wasser sein, damit die Bildung von Natriumoxiden
verhindert wird, welche auf viele andere Metalle äußerst korrosiv wirken; trotzdem
muß bedacht werden, daß geschmolzenes Natrium selbst ein korrosives Material darstellt
und sich viele metallische Elemente darin bis zu einem gewissen Ausmaß lösen. So
sind Eisen, Nickel und Chrom in mäßigem Ausmaß in heißem Natrium löslich. In derartigen
Kernreaktoren strömt das geschmolzene Natrium von den Bereichen mit höchster Temperatur
in der Nachbarschaft der Brennelemente zu einem Wärmetauscher, wo die Temperatur
des flüssigen Natriums beträchtlich gesenkt wird; Elemente, welche in Natrium bei
hohen Temperaturen eine höhere Löslichkeit aufweisen, erreichen daher bei tieferen
Temperaturen einen Punkt, wo ein Teil der gelösten Elemente wegen ihrer geringeren
Löslichkeit ausgefällt wird und sich auf den Oberflächen des Wärmetauschers niederschlagen
kann, was im Ergebnis zu einem Transport von metallischen Elementen aus dem Bereich
der Brennelemente des Reaktors zu dem Wärmetauscher führen kann. Dies führt zu unerwünschten
Ergebnissen, da Metall aus den Brennelementen und den im Reaktorkern vorhandenen
Komponenten entfernt und auf den Oberflächen des Wärmetauschers niedergeschlagen
wird.
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Auf diesen Gesichtspunkt wurde auch anläßlich des "Symposium on Chemical
Aspects of Corrosion and Mass Transfer AIMG - 1971" hingewiesen, insbesondere in
dem Papier "Sodium Corrosion Behavior of Alloys for Fast Reactor Applications von
G.A. Whitlow et al, wo im einzelnen die Korrosionseigenschaften einiger Metalle
aufgeführt sind, welche in Legierungen für Werkstücke und Teile enthalten sind,
die z.Z. für LMFBR-Reaktoren in Betracht kommen.
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So ist der gut bekannte frostfreie Stahl 316" für Bestandteile in
LMFBR-Systemen vorgeschlagen worden, etwa für die UmhUllungen von Brennelementen,
für Leitungen, für die Tragegitter und andere stukturelle Bestandteile. Bei hoher
Bestrahlung bzw.
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Strahlenbelastung in der Größenordnung von 1023 nvt. wurde gefunden,
daß der frostfreie Stahl 316 und ähnliche Legierungen sehr stark anschwellen. Aufgrund
dieses Anschwellens verkrümmen, verbiegen oder verziehen sich Bestandteile, welche
etwa "rostSreien Stahl 316" enthalten beträchtlich in üblicher Weise zufälligen
und nicht vorhersagbaren Richtungen. Die Folge davon ist, außer es werden ausreichende
Abstände und Zwischenräume vorgesehen, daß die Kanäle für das strömende flüssige
Natrium und die Durchlässe rund um die Brennelemente herum beschränkt und stark
verengt werden können, mit dem Ergebnis, daß die von den Brennelementen entwickelte
Wärme nicht in geeigneter Form oder Gleichmäßigkeit von dem strömenden Natrium absorbiert
werden kann. Unter diesen Bedingungen können örtliche Uberhitzungen, sogenannte
"hot spots" auftreten, die mit einem starken Temperaturanstieg verbunden sind, was
wiederum zu einer Beeinträchtigung der mechanischen Bestandteile, der Tragegitter
für die Brennelemente und sonstiger Bestandteile, führen kann. Um nun einen angemessenen
Raum für den Durchfluß des geschmolzenen Natriums zwischen oder durch die Leitungen,
die Brennelemente, die Tragegitter und ähnliche Anordnungen zu gewährleisten, müssen
außerordentlich großzügige Abstände und Zwischenräume vorgesehen werden, damit auch
bei einem unter verkünftigen Bedingungen zu erwartenden Anschwellen des Materials
mit dem damit verbundenen Abbiegen und Verkrümmen zu allen Zeiten während der vorgesehenen
Lebensdauer der Reaktorteile ein angemessener Durchfluß des flüssigen Mediums gewährleistet
bleibt.
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Eine der wesentlichsten Eigenschaften eines Brutreaktors ist die Betriebszeit,
welche für einen solchen Reaktor erforderlich ist, um den Anteil an im Reaktor produziertem
spaltbaren Kernmaterial zu verdoppeln im Vergleich zu der ursppUnglich vorhandenen
Menge
an spaltbarem Kernmaterial. Der angestrebte, recht optimistische
Verdopplungszeitraum für Brutreaktoren aus heutiger Entwicklung wird unter der Voraussetzung,
daß optimale Materialien zur Verfügung stehen, mit ungefähr 10 Jahren angenommen.
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Die Verdopplungszeit eines Brutreaktors ist sehr stark abhängig von
solchen Faktoren wie dem gegenseitigen Zwischenraum zwischen den Brennstäben, der
Umhüllung bzw. Abschirmung dieser Brennelemente und der Ergiebigkeit des Kernmaterials.
Beträgt die erwartete Anschwellung beispielsweise 25%, so müssen die erforderlichen
Zwischenräume zwischen den Brennelementen und sonstigen Bestandteilen so weit dimensioniert
werden Urtl ein Verziehen und Verkrümmen zu erlauben, daß die Verdopplungszeit des
Brutreaktors in der Größenordnung von 30 bis 40 Jahren oder mehr liegt. Liegt die
erwartete Anschwellung der Legierung in der Großenordnng von 5%, so kann die Anordnung
der Brennelemente und der Zwischenräume dazwischen und zwischen den anderen Bestandteilen
entsprechend reduziert werden, so daß die Verdopplungszeit in der Großenordnung
von 10 bis 15 Jahren liegt. Natürlich ist es von größter Wichtigkeit, die Brennelemente
so nahe wie möglich aneinander anzuordnen als es die Sicherheit und technologische
Begleitumstände erlauben, damit die kürzeste Verdopplungszeit erreicht wird. Die
Wirksamkeit und Effizienz des Reaktors und seine Verdopplungszeit werden sehr stark
verbessert bzw. verringert, wenn die Brennstäbe und andere Bestandteile des Reaktors
möglichst nahe zueinander angeordnet werden können, wobei bereits alle Verkrümmungen
und Verziehungen berücksichtigt worden sind, die im Verlauf des Betriebs über mehrere
Jahre hinweg für Jeden Bestandteil erwartet werden können.
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Ein zweiter kritischer Faktor, der bei der Gestaltung von Bestandteilen
eines LMFBR-Reaktors in Betracht gezogen werden muß, ist das Ausmaß der Korrosion
der Metalloberfläche durch das heiße Natrium, das daran vorbeiströmt. Insbesondere
Nickellegierungen mit hohem Nickelgehalt reagieren mit dem geschmolzenen
Natrium
in beträchtlichem Ausmaß, wobei die Korrosion mtt zunehmendem Nickelgehalt noch
ansteigt; beispielsweise wird eine Nickellegierung mit 70% Nickel an allen Oberflächen,
welche dem geschmolzenen, 720 0C heißen Natrium ausgesetzt sind, mit einer Geschwindigkeit
von 0,127 mm pro Jahr und mehr korrodiert. Da es angestrebt wird, daß beispielsweise
die Brennelemente für einen LINFBR-Reaktor eine Lebensdauer in der Größenordnung
von etwa 3 Jahren aufweisen, muß beispielsweise die Dicke der Umhüllung der Brennelemente
ursprünglich so ausreichend stark sein, damit der Verlust von etwa 0,381 mm Wandstärke
und mehr an allen Oberflächen, welche dem Natrium ausgesetzt sind und während des
Gebrauchs in etwa 3 Jahren durch Korrosion entfernt werden, ausgeglichen wird und
trotzdem eine ausreichend starke Metallwand zurückbleibt, welche allen Drücken und
Beanspruchungen, die innerhalb dieser Zeitspanne vernünftigerweise auftreten können,
widersteht. Auf der anderen Seite erhöht jede Zunahme der Dicke der Umhüllung nicht
nur die Kosten des Brennelements, sondern vergrößert auch den Abstand zwischen den
Brennelementen und den anderen Trägerteilen und führt ferner zu erhöhten Verlusten
durch Neutroneneinfang.
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Es ist daher durchaus verständlich, daß eine Legierung angestrebt
wird, welche unter der intensiven Strahlungsbelastung, welche für die vernünftigerweise
zu erwartende Lebensdauer von Teilen aus dieser Legierung für einen LMFBR-Reaktor
zu erwarten ist, nur gering anschwillt und gleichzeitig nur gering korrodiert wird,
wenn sie über die vorgesehene Zeitspanne mit Natrium in Berührung kommt.
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Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist es, eine solche Legierung bereitzustellen.
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Erfindungsgemäß wird eine Legierung bereitgestellt, welche bei hohen
Temperaturen bis zu 7200C gute physikalische Eigenschaften
aufweist,
von geschmolzenem Natrium nur geringfügig korrodiert wird und unter Strahlenbelastung
nur geringfügig anschwillt, wobei diese Legierung im wesentlichen aus 14 bis 19%
Chrom, 25 bis 35 Nickel, 2 bis 3% Molybdan, 0,1 bis 1% Silicium, bis zu 0,5% Mangan,
0,03 bis 0,05 Kohlenstoff, bis zu 0,01% Schwefel, bis zu 0,01% Phosphor, bis zu
0,01% Bor, bis zu 0,01% Sauerstoff, bis zu 0,02% Stickstoff, ggf. geringe Anteile
an zufälligen Verunreinigungen, Rest Eisen besteht, und einen NV-Wert von 1,6 bis
2,8 aufweist.
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Zur vorliegenden Erfindung gehort auch die Verwendung der erfindungsgemäßen
Legierung zur Herstellung von Werkstücken. Teilen und Formteilen, welche den extremen
Bedingungen in Brutreaktoren standhalten, insbesondere in Brutreaktoren, welche
mit flüssigem Natrium gekühlt werden. Die Bestandteile der erfindungsgemäßen Legierungen
sind bevorzugt in den folgenden Mengen in der Legierung enthalten: Element bevorzugter
Bereich Chrom 15 bis 18% Nickel 25 bis 30% Molybdän 2 bis 3% Silicium 0,25 bis 0,5%
Mangan 0,25 bis 0,5% Kohlenstoff Schwefel weniger als 0,005 Phosphor weniger als
0,005% Bor bis zu 0,003% Sauerstoff bis zu 0,01 Stickstoff weniger als 0,002% Eisen
Rest.
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Ferner können die erfindungsgemäßen Legierungen geringe zuballige
herstellungsbedingte Verunreinigungen in üblichen Anteilen enthalten.
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Beispiele für die typische Zusammensetzung erfindungsgemäßer Legierungen
sind in der folgenden Aufstellung enthalten: Element Legierung I Legierung II Legierung
III Cr 15 17 18 Ni 25 30 35 Mo 2,5 2,5 3,0 Si 0,5 0,5 0,5 Mn 0,5 0,5 0,5 c 0,04
0,04 0,04 s 0,002 0,002 0,002 P 0,002 0,002 0,002 B 0,003 0,003 0,003 O2 0,01 0,01
0,01 N2 0,002 0,002 0,002 Fe Rest Rest Rest Nv 2,60 2,54 2,47 Zusätzliche Veränderungen
der Legierungszusammensetzung sind dadurch möglich, daß der Borgehalt bis auf 0,01
ansteigt. Legierungen mit einem Borgehalt über 0,003% Bor, etwa bis zu 0,01 Bor
weisen bei hohen Temperaturen von 7200 C verbesserte Duktilität auf.
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Es ist festgestellt worden, daß eine Beziehung besteht, zwischen dem
Ausmaß mit dem die erfindungsgemäßen Eisen-Nickel-Chrom-Legierungen unter intensiver
Neutronenbestrahlung anschwellen und der berechneten Zahl der Elektronenfehl- oder
-leerstellen in den Matrizen der Legierung. Es wurde gefunden,
daß
die von Boesch und Slaney entwickelte und in "Metal Progress", Band 86, Nr. 1, Seiten
109 bis 111 (Juli 1964) publizierte empirische Beziehung auch auf diese vorliegenden
Legierungen anwendbar ist. Kurz gesagt, erlaubt diese Beziehung eine Vorhersage
der Bildung der Sigmaphase in den Legierungen durch Berechnung der mittleren Anzahl
von Elektronenfehlstellen in der Metallmatrix, wobei die folgende Gleichung verwendet
wird:
wobei Nv = die mittlere Zahl der Elektronenfehlstellen, M = der atomare Bruch bzw.
Anteil für jedes Element und Nv = die individuelle Anzahl der Elektronenfehlstellen
für jedes Element.
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Im Rahmen der vorliegenden Erfindung wurde gefunden, daß die durch
diese Gleichung bestimmten Werte auch verwendet werden können, um die Beziehung
zwischen Nv und dem Anschwellen unter intensiver Bestrahlung anzugeben. Bezogen
auf diese Beziehungen sollen die erfindungsgemäßen Legierungen einen N Ñv-Wert zwischen
1,5 und 2,8 aufweisen damit eine minimale Anschwellung gewährleistet ist, wobei
andere Faktoren, wie etwa die Korrosion durch Natrium, bereits berücksichtigt sind.
Aus Gründen, die bislang noch nicht vollständig geklärt sind> weisen unter allen
kommerziell zugänglichen Nickel-Chrom-Eisen-Legierungen die erfindungsgemäßen Legierungen,
welche innerhalb dieses Nv -Bereiches liegen, für die gesamte Anschwellung einen
merklich reduzierten Wert auf.
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In einem bildlichen Sinne wurde mit diesem N Bereich von 1s6 bis 2,8
ein Fenster aufgefunden in der breiten Klasse von bekannten Eisen-Nickel-Chrom-Legierungen,
das für ein gegebenes Ausmaß der Strahlenbelastung durch eine unerwartete, außerordentlich
niedrige Anschwellung gekennzeichnet ist. Im allgemeinen zeigen die erfindungsgemäßen
Legierungen, welche in diesen N Bereich fallen, eine Anschwellung von weniger als
5%, wenn sie einer Strahlenbelastung von etwa 3 x 1023 nvt ausgesetzt sind. In ihrer
Größenordnung
entspricht diese Gesamtstrahlenbelastung derjenigen Belastung, die innerhalb eines
LMFBR-Reaktors innerhalb von 3 Jahren bei kontinuierlichem Betrieb bei einer Temperatur
von 530 0C auftritt.
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Zur Herstellung der erfindungsgemäßen Legierungen werden die Legierungsbestandteile
bevorzugt in einem Vakuum-Schmelzofen erschmolzen, etwa in einem Induktionsofen
oder in einem Schmelzofen mit sich verbrauchender Elektrode. Zu den geringen Anteilen
an anderen möglichen Verunreinigungen können solche Elemente wie Aluminium und Calcium
gehören. Es ist wichtig, daß der Stickstoffgehalt so gering wie irgend möglich gehalten
wird, um die durch Kernumwandlung erfolgende Heliumbildung möglichst gering zu halten.
Bevor die Schmelze vergossen wird, kann sie einer Vakuumentgasung unterworfen werden,
damit die Anteile an Stickstoff und anderen Gasen vermindert werden. Nachdem die
geschmolzene Legierung zu Rohlingen vergossen worden ist, können diese heiß zu rohen
Platten verarbeitet werden, woraus wiederum Barren, starke Stäbe oder Platten mit
angenähert der endgültigen Form und Dicke erhalten werden. Nach Reinigung der Oberfläche
können die heiß gewalzten Körper der entsprechenden Kaltbearbeitung unterworfen
werden, welche angenähert zu einer 20 bis 30-igen Verminderung der Dicke führt,
so daß im wesentlichen die endgültige Form und Oberflächengüerhalten wird. Natürlich
kann sich an die Kaltbearbeitung das übliche Schleifen, maschinelle Bearbeiten und
Polieren anschließen, damit die entsprechend dimensionierten Rohre, Träger, Gitter
und Leitungen aus den kaltbearbeiteten Formen erhalten werden. Die Teile können
anschließend warm behandelt werden, damit die gewünschten mechanischen Eigenschaften
und die angestrebte Korngröße erzielt wird. Es ist erforderlich durch entsprechende
Auswahl der Bestandteile die Bildung von unerwünschter Sigmaphase zu unterbinden;
üblicherweise erfolgt dies dadurch, daß der Chromgehalt unterhalb von 19 und bevorzugt
bei einem Maximalwert von etwa 18% gehalten wird. Die
Entwicklung
einer Struktur mit Sigmaphase ist unerwünscht, da deren Gegenwart zu einer verminderten
Duktilität der Legierung führt, was wiederum nachteiiige Auswirkungen auf die Korrosionsbeständigkeit
haben kann.
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Das folgende Beispiel dient zur Erläuterung der Erfindung: Beispiel
Aus den folgenden Bestandteilen, nämlich 55,8% Eisen, 26,3% Nickel, 15,1 Chrom,
2,19 Molybdän, 0,39% Silicium, O,037' Kohlenstoff und 0,03% Mangan wurde eine Legierungsschmelze
hergestellt. Deren Gehalte an Phosphor und Schwefel lagen jeweils unter 0,01%, der
Sauerstoffgehalt lag unter 0,01 und der Stickstoffgehalt lag unter 0,001, was sowohl
durch eine Vakuumbehandlung der Schmelze wie durch die Verwendung von reinen metallischen
Ausgangsmaterialien gewährleistet wurde. Die Legierung wurde vergossen, heiß geschmiedet,
der Schmiedling in eine Glaskapsel eingekapselt, 16 Stunden lang bei 1038°C durch
Glühung homogenisiert und anschließend an Luft abgekühlt. Die geglühte Legierung
wurde jeweils in Stufen heiß und kalt gewalzt bis zu einer Blechdicke von 0,075
mm. Bei der abschließenden Kaltwalzung wurde eine Verminderung der Dicke von über
20 erzielt. Das fertige Blech wurde in ein hochschmelzendes Glasrohr eingekapselt,
die Kapsel evakuiert und das Teil eine Stunde lang bei 103300 lösungsgeglüht und
anschließend mit Wasser abgekühlt.
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Für Vergleichszwecke wurden verschiedene Hochtemperaturlegierungen,
repräsentative rostfreie Stähle und üblicher Stahl neutronen- tnd ioneninduzierter
Strahlung ausgesetzt. Die folgende Tabelle I bringt für die verschiedenen herangezogenen
Legierungen die Gesamtdosierung der Neutronen- und/oder Ionenbestrahlung und die
durch diese Strahlung hervorgerufene Volumenänderung. Hierbei sind einige Versuchsergebnisse
der Literatur entnommen. Ferner ist für
die verschiedenen Legierungen
der entsprechende N NV-Wert berechnet und angegeben worden.
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Tabelle I Vergleich der Anschwellung durch Neutronenstrahlung und
durch simulierte Ionenstrahlung: Material #(n/cm³) °C #V NV-Wert Vo Hastelloy-X
5,4(1022) 601 2,1 1,29 Inconel 600 4,5(1022) 499 0,13 1,54 Inconel 625 6,0(1022)
635 0,2 2,20 P.E. 16 4,2(1022) 499 0,3 2,29 Incoloy 800 5,4(1022) 643 0,3 2,56 ST316SS
6,0(1022) 499-551 4,0 2,90 ST304SS 6,0(1022) 499-499 6,0 2,94
Simulationsdaten
Material Technik Äquivalent-Dosis °C V/V% NV-Wert Inconel Ni Ionen 1,8 (1023) 621
0,1 1,54 Inconel X-750 Ni Ionen 9,4 (1022) 549 0 1,71 P.E. 16 Ni Ionen 8 (1022)
524 0,2 2,29 A-286 Ni Ionen 8 (1022) 599 0 2,76 Si-mild-beruhigter Stahl Fe Ionen
1,1 (1023) 551 1,3 2,67 Cr-M-12 ferritischer Stahl Fe Ionen 1,2 (1023) 551 0 2,79
ST316SS Ni Ionen 1,5 (1023) 621 16,8 2,90 ST304SS Ni Ionen 1,6 (1023) 621 40,0 2,94
Heat-to-Heat Variation Test 20% CW316SS Ni Ionen 1,5 (1023) 621 15,0 2,88 (Heat
"B-1") 20% CW316SS Ni Ionen 1,5 (1023) 621 5,0 2,82 (Heat "N")
Die
Abbildungen dienen ebenfalls zur Erläuterung der Erfindung; im einzelnen zeigen:
Fig. 1 eine Darstellung der durch eine vorgegebene Ionen-Strahlenbelastung hervorgerufene
Anschwellung verschiedener Legierungen gegen den Nv-Wert dieser Legierungen; Fig.
2 eine Darstellung der durch Neutronen-Strahlung hervorgerufenen Anschwellung gegen
den N-Wert für verschiedene Legierungen, soweit diese Werte verfügbar waren; Fig.
3 in graphischer Darstellung die prozentuale Anschwellung gegen die äquivalente
nvt-Strahlungsbelastung mit den jeweiligen Kurven für den rostfreien Stahl SAE316"
und für eine erfindungsgemäße Legierung; und Fig. 4 in graphischer Darstellung sowohl
die Anschwellung und die Korrosion in Natrium für Nickel-Chrom-Eisen-Legierungen
mit unterschiedlichen Nickelgehalten.
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Die Figuren 1 und 2 bringen im wesentlichen in graphischer Darstellung
die Anschwellung der verschiedenen in Tabelle I aufgeführten Legierungen gegen den
N Ñv-Wert der jeweiligen Legierung, wobei die Nv-Werte entlang der horizontalen
Achse dargestellt sind. Aus dem Kurvenzug ist zu entnehmen, daß für Nv-Werte zwischen
1,6 und 2,8 die Anschwellung außerordentlich niedrig ist.
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Besondere Beachtung verdienen in Fig. 1 die Werte für die Teile aus
"rostfreiem Stahl 516", welche N Werte von 2,82, 2,88 und 2,90 aufweisen, alle innerhalb
der üblichen Wärmeschwankungen
liegen, und wenn sie entsprechender
Ionenstrahlung ausgesetzt werden, bei einem N -Wert von 2,82 eine Anschwellung von
5/5, v bei einem Nv-Wert von 2,88 eine Anschwellung von 15% und bei einem Rv-Wert
von 2,90 eine Anschwellung von 16,8% aufweisen.
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Ein rostfreier Stahl vom Typ 304 mit einem %-Wert von 2,94 zeigt unter
einer Bestrahlung mit einer äquivalenten Strahlendosis von 1,6 x 1023 nvt sogar
eine Anschwellung von ungefhr 40%. In Fig. 2 sind die Versuchsergebnisse unter tatsächlicher
Neutronenbestrahlung der Legierungen graphisch dargestellt; die Werte für die Anschwellung
stimmen im wesentlichen mit den Werten der Fig. 1 überein.
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In Fig. 3 ist graphisch die Anschwellung von "rostfreiem Stahl 316"
gegen die äquivalente nvt-Strahlenbelastung aufgetragen; die entsprechende Kurve
ist auch für eine spezifische, erfindungsgemäße Legierung aufgetragen, wobei die
Versuche unter analogen Bedingungen durchgeführt worden sind. Hier ist beachtlich,
daß die Anschwellung der erfindungsgemäßen Legierung für die gleiche kumulative
Strahlenbelastung angenähert eine ganze Größenordnung kleiner ist als die bei dem
"rostfreiem Stahl 31611 beobachtete Anschwellung. Bei dieser beispielhaften erfindungsgenäßen
Legierung betrug bei einer Dosis der Strahlenbelastung von 24 dpa (äquivalente Dosis
von 3 x 1023 nvt) lediglich 1,6 + 1%. Nach dieser Bestrahlung an den bestrahlten
Stücken durchgeführte Untersuchungen haben gezeigt, daß die mittlere Größe der Leerstellen
185 R und die Leerstellen-Dichte 5,9 x 1015 pro cm3 beträgt. Für eine Strahlenbelastung
von 15 dpa läßt sich eine Anschwellung von etwa 0,5 abschätzen.
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In Fig. 4 ist sowohl die Abhängigkeit der Anschwellung bei gegebener
Strahlungsbelastung vom Nickelgehalt verschiedener Nickel-Chrom-Eisen-Legierungen
dargestellt wie die Korrosion dieser Legierungen in geschmolzenem Natrium bei 720°C.
Infolge des unterschiedlichen Gehalts der Legierungen an Chrom,
Molybdän
und anderen Bestandteilen können die Anschwellung und die Korrosionseigenschaften
lediglich als relativ breites Band dargestellt werden; die Punkte mit den niedrigsten
Werten für beide Kurven zeigen jedoch, daß diese bei Nickelgehalten zwischen 25
und 35% liegen. Bei einer sorgfältigen Untersuchung und einer detaillierten Analyse
der Auswirkungen des Nickelgehalts auf die Anschwellung und das Löseverhalten in
flüssigem Natrium wurde gefunden, daß Nickellegierungen mit 25 bis 35% Nickel die
optimale Vereinigung von Eigenschaften für die Anwendung in Reaktoren aufweisen,
wozu neben geringer Anschwellung und guter Korrosionsbeständigkeit gegenüber flüssigem
Natrium zusätzlich solche Eigenschaften wie Festigkeit, hohe Standfestigkeit, Kriechfestigkeit
und andere Eigenschaften gehören. Die Löslichkeit in geschmolzenem Aluminium liegt
nicht über 0,025 mm pro Jahr und die Anschwellung liegt bei einer Strahlenbelastung
von 1 x 1023 nvt unter 5%; diese Eigenschaften zeigen am besten die Eignung der
erfindungsgemäBen Legierungen und daraus hergestellter Werkstücke für die Verwendung
in LtEFBR-Reaktoren.
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Die Festigkeitseigenschaften der erfindungsgemäßen Legierungen, insbesondere
deren Dauerfestigkeit, Bruchfestigkeit und Streckgrenze bei höheren Temperaturen
sind wenigstens genauso gut wie die entsprechenden Eigenschaften von "rostrreiem
Stahl 316", im allgemeinen jedoch noch besser.
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Die erfindungsgemäßen Legierungen können kalt zu Blechen oder Platten
gewalzt oder gezogen werden und/oder durch Walzen in die Form von Röhren für die
Umhüllung von Brennelementen gebracht werden. Solche Umhüllungen können eine Wandstärke
zwischen etwa 0>3B1 und 0,762 mm aufweisen, so daß Pellets aus Brennstoffen,
ispielsweise aus Uranoxiden und/oder Thoriumoxiden darin aufbewahrt werden können,
und nachdem die Enden mit Kapseln versdlossen und verschweiSt worden sind, kann
inertes Gas eingeführt und ein Gasdruck von vielen Atmosphären aufrecht
erhalten
werden. Die Brennelemente können anschließend auf Tragegittern angeordnet werden,
um die in Kernreaktoren übliche Anordnung von Brennelementen zu bilden. Die Gitter
für diese Anordnung der Brennstäbe können aus Teilen oder Werkstücken aus erfindungsgemäßen
Legierungen hergestellt werden. Eine oder mehrere dieser Brennelemente-Anordnungen
werden üblicherweise innerhalb eines Rohres angeordnet, wobei das Blech dieses Metall
rohres aus der erfindungsgemäßen Legierung bestehen kann und die geszmte Brennelementeanordnung
einhüllt. Während des Betriebs strömt das flüssige Natrium zwangsweise durch die
Rohre und wird hierbei auch rundherum und zwischen den Brennelementen hindurchgerührt,
wodurch durch das Gitter ein entsprechender Abstand der Elemente in der Anordnung
aufrecht erhalten wird, so daß die in den Kernbrennstoffen gebildete Wärme durch
das flüssige Natrium in entsprechender Form abgeführt werden kann und die Brennelemente
vor übermäßig hohen Temperaturen infolge von örtlichen Überhitzungen geschützt werden.
Das Natrium reagiert mit und korrodiert die Umhüllung, Gitteranordnung und Rohre
aus den erfindungsgemäßen Legierungen nur außerordentlich langsam, wobei der Angriff
auf die Oberfläche bei Temperaturen bis zu 720°C weniger als ungefähr 0,025 bis
0,051 mm pro Jahr beträgt. Demzufolge ist nach Ablauf von drei Jahren die Oberfläche
bis zu einer Tiefe von angenähert 0,076 mm, in einigen Fällen auch weniger korrodiert,
wobei angenähert 80 bis 90% der ursprünglichen Legierung, aus welcher die Brennstoffumhüllung
besteht, zurückbleiben. Die Anschwellung liegt unter 5% und liegt in dieser Zeitspanne
gewöhnlich in der Größenordnung von 2 oder weniger.
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Als Folge dieser geringen Anschwellung sind Verbiegungen, Verkrümmungen
oder Verziehungen der Brennelemente, der Gitter und Rohrleitungen außerordentlich
gering, so daß die Zwischenräume und Durchlässe für den Durchfluß des Natriums nicht
unangemessen eingeengt oder beschränkt werden. Ein sicherer und zufriedenstellender
Betrieb von LMFBR-Reaktoren wird daher wesentlich leichter zu erreichen sein, wenn
anstelle anderer, bislang verfügbarer Legierungen für Reaktorteile solche Teile
aus den erfindungsgemäßen Legierungen hergestellt und verwendet werden.