DE3312803A1 - Zirkoniumlegierungsrohr und verfahren zu seiner herstellung - Google Patents
Zirkoniumlegierungsrohr und verfahren zu seiner herstellungInfo
- Publication number
- DE3312803A1 DE3312803A1 DE19833312803 DE3312803A DE3312803A1 DE 3312803 A1 DE3312803 A1 DE 3312803A1 DE 19833312803 DE19833312803 DE 19833312803 DE 3312803 A DE3312803 A DE 3312803A DE 3312803 A1 DE3312803 A1 DE 3312803A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- tube
- corrosion
- resistant
- metallurgical
- pipe
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22F—CHANGING THE PHYSICAL STRUCTURE OF NON-FERROUS METALS AND NON-FERROUS ALLOYS
- C22F1/00—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working
- C22F1/16—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working of other metals or alloys based thereon
- C22F1/18—High-melting or refractory metals or alloys based thereon
- C22F1/186—High-melting or refractory metals or alloys based thereon of zirconium or alloys based thereon
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
- G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
-
- 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
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Heat Treatment Of Articles (AREA)
- Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
Description
./fr
9078-24NF-O4635/04503
GEiJERAL ELECTRIC (XMPANY
Zirkoniumlegierungsrohr und Verfahren zu seiner Herstellung
Die Erfindung bezieht sich auf eine Verbesserung von Kernbrennstoffelementen in dem Reaktorkern von Kernspaltungsreaktoren
und betrifft insbesondere ein verbessertes Kernbrennstoffelement, das eine Brennstoffhülse
hat, die einen metallurgischen Gradienten in ihrer Wand aufweist.
Es werden gegenwärtig Kernreaktoren entworfen, gebaut und betrieben, in denen der Kernbrennstoff in Brennstoffelementen
enthalten ist, die verschiedene geometrische Formen haben, wie beispielsweise Platten, Rohre
oder Stäbe. Der Brennstoff ist üblicherweise in eine korrosionsbeständige, reaktionslose, wärmeleitende Hülse
oder Hülle eingeschlossen. Die Brennstoffelemente werden in einem Gitter in festen gegenseitigen Abständen
in einem Kühlmitteldurchflußkanal oder -gebiet zu-
sammengebaut und bilden ein Brennelement, und ausreichend
viele Brennelemente bilden gemeinsam die Kernspaltungskettenreaktionsanordnung
oder den Reaktorkern, der in der Lage ist, eine Spaltungsreaktion von selbst aufrechtzuerhalten.
Der Reaktorkern ist seinerseits in einen Reaktorbehälter eingeschlossen, durch den ein Kühlmittel hindurchgeleitet
wird.
Die Hülle dient mehreren Zwecken, und zwei Hauptzwecke sind: erstens, einen Kontakt und eine chemische Reaktion
zwischen dem Kernbrennstoff und dem Kühlmittel oder dem Moderator zu verhindern, wenn ein Moderator vorhanden
ist, oder beides, wenn sowohl das Kühlmittel als auch der Moderator vorhanden sind, und zweitens, zu verhindern,
daß die radioaktiven Spaltungsprodukte, von denen einige Gase sind, aus dem Brennstoff in das Kühlmittel
oder den Moderator oder beide, wenn das Kühlmittel und der Moderator vorhanden sind, freigesetzt werden, übliche
Hüllenwerkstoffe sind rostfreier Stahl, Aluminium und
dessen Legierungen, Zirkonium und dessen Legierungen, Niob, gewisse Magnesiumlegierungen und andere. Das Versagen
der Hülle, d.h. ein Verlust der Lecksicherheit, kann zur Verunreinigung des Kühlmittels oder des Moderators
und der zugeordneten Systeme mit radioaktiven, langlebigen Produkten bis zu einem Grad führen, der den
Anlagenbetrieb stört.
Zu den wichtigen Anforderungen, die an Werkstoffe gestellt
werden, welche bei der Kernreaktorkonstruktion benutzt werden, gehören eine geringe Absorption von
thermischen Neutronen, Korrosxonsbeständigkeit, hohe Duktilität und mechanische Festigkeit. Zirkoniumlegierungen
erfüllen diese Anforderungen ausreichend, weshalb sie weitgehend für solche Zwecke benutzt werden,
wobei "Zircaloy-2" und "Zircaloy-4" zwei der wichtigen
technischen Legierungen sind, die üblicherweise verwen-
■η-
det werden. Diese Legierungen zeigen Korrosion unter normalen Siedewasserreaktorbetriebsbedingungen, was zum Abbrechen von dicken Oxiden von Kanälen und zur Verdickung
von Oxiden auf Brennstoffstäben führt. Das Abbrechen von
Oxidschuppen führt in einigen Fällen zur Ausbildung von Feldern starker Strahlung in der Nähe von Steuerstabvorrichtungen,
wo die Schuppen sich ansammeln, und das Vorhandensein
von dicken Oxidschichten verschlechtert die Wärmeübertragung und kann zur örtlichen überhitzung der
Brennstoffhülle führen.
Es ist erwünscht, die Korrosionsbeständigkeit von Zirkoniumlegierungen
gegenüber Wasser und Dampf hoher Temperatur zu verbessern, ohne andere Eigenschaften der aus
solchen Legierungen hergestellten Rohre zu verschlechtern. Unterschiede in der Korrosionsbeständigkeit zwischen dem
Innenumfang und dem Außenumfang eines Hüllrohres können durch Zusammensetzungsgradienten erzielt werden. Beispielsweise
kann die Korrosionsbeständigkeit auf einer Oberfläche durch Plattieren oder anderweitiges Herstellen
einer Verbundstruktur verbessert werden. Solche Methoden können teuer sein, und es ist erwünscht, ein Rohr
gleichmäßiger Zusammensetzung mit verbesserter Korrosionsbeständigkeit herzustellen.
Die Erfindung schafft ein besonders wirksames Kernbrennstoff elementhüllrohr zur Verwendung in Kernreaktoren,
dessen Wand einen metallurgischen Gradienten aufweist.
Der metallurgische Gradient umfaßt einen weniger korrosionsbeständigen
metallurgischen Zustand näher bei dem Innenumfang des Rohres und einen mehr korrosionsbeständigen
metallurgischen Zustand näher bei dem Außenumfang.
Weiter wird ein Verfahren zum Erzeugen eines solchen me-
OO I LOU
tallurgischen Gradienten in der Wand des Zirkoniumlegierungshüllrohres
geschaffen, welches das gleichmäßige Erhitzen der Außenseite des Rohres, das am Anfang einen insgesamt
weniger korrosionsbeständigen metallurgischen Zustand hat,bis mindestens in den hohen Alphabereich für eine
ausreichende Zeit zum Umwandeln der Außenseite des Rohres in einen korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand beinhaltet.
Gleichzeitig mit dem Erhitzen der Außenseite wird die Innenseite auf einer Temperatur gehalten, bei der im wesentlichen
keine metallurgische Veränderung und im wesentlichen keine Oxidation der Innenoberfläche erfolgt.
Wenn das Erhitzen der Außenseite beendet ist, wird das Rohr ausreichend schnell abgekühlt, um den korrosionsbeständigeren
metallurgischen Zustand am Außenumfang aufrechtzuerhalten. Das Erhitzen und Abkühlen der Außenseite des
Rohres erfolgen vorzugsweise in Gegenwart eines inerten Fluids, um die Bildung von Oxiden auf der Außenoberfläche
des Rohres zu verhindern.
Ausführungsbeispiele der Erfindung werden im folgenden unter Bezugnahme auf die Zeichnungen näher beschrieben.
Es zeigt
Fig. 1 eine Teillängsschnittansicht eines
Kernbrennelements, das Kernbrennstoffelemente nach der Erfindung enthält,
Fig. 2 eine Querschnittansicht eines Kern
brennstoffelements mit übertrieben groß dargestellter Hüllrohrwand
zur Veranschaulichung einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung,
Fig. 3 eine isometrische Ansicht einer Vor
richtung zur erfindungsgemäßen Wärmebehandlung
von Hüllrohren,
Fig. 4 eine Teillängsschnittansicht eines
Hüllrohres in der Heiζzone der in
Fig. 3 gezeigten Vorrichtung und
Fig. 5 eine Querschnittansicht eines Kern
brennstoffelements mit einem Hüllrohr, das mit einer Schutzschicht ausgekleidet
ist, die erfindungsgemäß hergestellt worden ist.
Ein Hauptverwendungszweck der Erfindung ist die Herstellung
von Kernbrennelementen der in Fig. 1 dargestellten Art. Das Brennelement 10 ist typisch für ein Siedewasserreaktorelement
und besteht aus einem rohrförmigen Durchflußkanal 11 von insgesamt quadratischem Querschnitt, der
an seinem oberen Ende mit einem Hebebügel 12 und an seinem unteren Ende mit einem herkömmlichen Nasenstück
(nicht dargestellt, weil der untere Teil des Brennelements 10 weggelassen worden ist) versehen worden ist.
Das obere Ende des Kanals 11 ist an einem Auslaß 13 offen,
und das untere Ende des Nasenstückes ist mit Kühlmitteldurchflußöffnungen
versehen. Eine Anordnung von Brennstoffelementen oder -stäben 14, die den Kernbrennstoff
enthalten, ist in den Kanal 11 eingeschlossen und darin
mittels einer oberen Endplatte 15 und einer unteren Endplatte (nicht dargestellt) befestigt. Flüssiges Kühlmittel
tritt gewöhnlich über die öffnungen in dem unteren Ende des Nasenstückes ein, geht aufwärts um die Brennstoffelemente
14 und tritt über den oberen Auslaß 13 mit erhöhter Temperatur in einem teilweise verdampften Zu-
stand bei Siedewasserreaktoren oder in einem unverdampften
Zustand bei Druckwasserreaktoren aus.
Die Kernbrennstoffelemente oder -stäbe 14 sind an ihren Enden mittels Endstopfen 18 verschlossen, die an die Hülle
17 angeschweißt sind, und können Zapfen 19 aufweisen, die
die Befestigung des Brennstoffstabes in dem Brennelement erleichtern. Ein Hohlraum oder Sammelraum 20 ist an einem
Ende des Brennstoffelements vorgesehen, um die Längsausdehnung des Brennstoffes und das Ansammeln von aus dem Brennstoff
freigesetzten Gasen zu gestatten. Eine Brennstoffhaltevorrichtung 24 in Form einer Schraubenfeder ist in
dem Raum 20 angeordnet, um eine Axialbewegung des Kernbrennstoffes
zu verhindern, insbesondere während der Handhabung und des Transports des Brennstoffelements.
Das Brennstoffelement ist so ausgelegt, daß ein ausgezeichneter thermischer Kontakt zwischen der Hülle und dem
Brennstoff vorhanden ist, daß die Neutronenabsorption minimal ist und daß ein Widerstand gegen Durchbiegung
und Vibration, die gelegentlich durch den Kühlmitteldurchfluß hoher Geschwindigkeit verursacht werden, besteht.
Ein Kernbrennstoffelement oder -stab 14 nach der Erfindung ist in einem Teillängsschnitt in Fig. 1 gezeigt. Das
Brennstoffelement enthält einen Kern oder eine Säule aus Kernbrennstoff 16, der hier in Form von mehreren
Brennstofftabletten aus spaltbarem Material und/oder Brutmaterial, die in einem Hüllrohr oder einer Hülse 17
angeordnet sind, dargestellt ist. In einigen Fällen können die Brennstofftabletten unterschiedliche Formen haben,
wie beispielsweise zylindrische Tabletten oder Kugeln, und in anderen Fällen kann Brennstoff anderer Form, wie
beispielsweise teilchenförmiger Brennstoff, benutzt werden.
Die körperliche Form des Brennstoffes ist für die Erfindung unwesentlich. Verschiedene Kernbrennstoffe können
benutzt werden, einschließlich Uranverbindungen, Plutoniumverbindungen, Thoriumverbindungen und Gemischen derselben.
Ein bevorzugter Brennstoff ist ürandioxid oder ein Gemisch, das Urandioxid und Plutoniumdioxid enthält.
Gemäß Fig. 2 ist der Kernbrennstoff 16, der den zentralen Kern des Brennstoffelements 14 bildet, von einem Hüllrohr
17 umgeben. Das Hüllrohr umschließt den spaltbaren Kern derart, daß ein Spalt 23 zwischen dem Kern und dem
Hüllrohr während des Gebrauches in einem Kernreaktor verbleibt. Fig. 2 ist nicht maßstäblich gezeichnet, denn die
Größe des Spalts 23 und die Wanddicke des Rohres 17 sind der Übersichtlichkeit halber übertrieben groß dargestellt.
Das Hüllrohr besteht aus einer Zirkoniumlegierung. Vorzugsweise besteht das Hüllrohr aus Zircaloy-2 oder Zircaloy-4.
Zircaloy-2 enthält (auf Gewichtsbasis) etwa 1,5 % Zinn, 0,12 % Eisen, 0,09 % Chrom, 0,005 % Nickel und 0,1 %
Sauerstoff. Zircaloy-4 enthält im wesentlichen kein Nickel und etwa 0,2 % Eisen, gleicht aber ansonsten im wesentlichen
dem Zircaloy-2.
Zirkoniumlegierungen enthalten typisch eine intermetallische Teilchen- oder Partikelphase. Die bevorzugten Zirkoniumlegierungen
enthalten, wie oben angegeben, Zinn, Eisen und Chrom und können darüber hinaus Nickel enthalten.
Die bevorzugten Zirkoniumlegierungen enthalten die intermetallische Verbindung Zr(Cr,Fe)2 und können Zr2
(Ni,Fe) in Form einer Teilchen- oder Partikelausscheidung enthalten.
Reines Zirkonium weist zwei unterschiedliche Kristallgitterstrukturen
oder -phasen auf, nämlich Alpha und Beta, die in unterschiedlichen Temperaturbereichen stabil sind.
Darüber hinaus zeigen Zirkoniumlegierungen, wie beispielsweise Zircaloy-2 und Zircaloy-4, ein stabiles Gemisch
aus zwei Kristallgitterstrukturen in einem dritten Zwischentemperaturbereich.
Der hier verwendete Ausdruck "Alphakristallstruktur" oder "Alphaphase11 bedeutet die dicht gepackte hexagonale
Kristallgitterstruktur, die bei niedrigeren Temperaturen
stabil ist. Der Temperaturbereich, in welchem die Alphaphase stabil ist, wird als Alphabereich bezeichnet.
Der hier verwendete Ausdruck "Betakristallstruktur" oder "Betaphase" bedeutet die kubisch-raumzentrierte Kristallgitterstruktur,
die bei höheren Temperaturen stabil ist. Der Temperaturbereich, in welchem die Betaphase stabil
ist, wird als Betabereich bezeichnet.
In reinem Zirkonium ist die Alphakristallstruktur bis zu etwa 860 0C (15800F) stabil. Bei etwa dieser Temperatur
erfolgt eine Phasenumwandlung in die Betakristallstruktur, die bei Temperaturen oberhalb von etwa 860 0C
(15800F) stabil ist. Zirkoniumlegierungen haben einen Temperaturbereich um die Phasenumwandlungstemperatur von
reinem Zirkonium, in welchem ein Gemisch aus Alpha- und Betakristallstrukturen stabil ist. Der spezifische Temperaturbereich,
in welchem das Gemisch stabil ist, hängt von der spezifischen Legierung ab. Beispielsweise zeigt
Zircaloy-2 ein stabiles Gemisch von Alpha- und Betakristallstrukturen von etwa 810 0C (149O0F) bis etwa
970 °c (178O0F).
Das Hüllrohr oder die Hülse hat einen metallurgischen Gradienten über der Wanddicke, der einen weniger korrosionsbeständigen
metallurgischen Zustand an dem Innenumfang 24 und
einen korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand an dem Außenumfang 26 aufweist.
Gewöhnlich ist die intermetallische Teilchen- oder Partikelphase der Teile des Rohres, die einen weniger korrosionsbeständigen
metallurgischen Zustand haben, in einer insgesamt gleichmäßigen Konfiguration, und\ die intermetallische
Teilchen- oder Partikelphase der korrosionsbeständigeren Teile ist zumindest teilweise entmischt,
z.B. in zweidimensional Anordnungen. Es sind jedoch metallurgische
Gradienten beobachtet worden, die keinen erkennbaren Unterschied in der Konfiguration der Ausscheidungsphase
des korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustands und des weniger korrosionsbeständigen metallurgischen
Zustande haben.
Die Erfindung schafft weiter ein Verfahren zum Herstellen von Zirkoniumlegierungshüllrohren, die die oben beschriebenen
metallurgischen Gradienten aufweisen. Das Verfahren beginnt mit der Herstellung eines Hüllrohres, das
insgesamt in einem weniger korrosionsbeständigen metallurgischen Zustand ist. Das ist der stabilste Zustand der
Alphaphase und er ist typisch für Rohre, die nicht bis zu einer Temperatur erhitzt worden sind, bei der sich die
korrosionsbeständigeren Eigenschaften zeigen.
Die Außenseite des Rohres wird auf eine Temperatur erhitzt, die ausreicht, um die Außenseite in einen korrosionsbeständigeren
metallurgischen Zustand umzuwandeln. Gegenwärtig wird bevorzugt, die Außenseite des Rohres bis in den
hohen Alphabereich oder den Bereich der gemischten Alphabetastruktur
zu erhitzen.
Es hat sich gezeigt, daß ein "hoher Alpha"-Temperaturbe-
reich vorhanden ist, in welchem die Alphaphase stabil ist, wobei Zirkoniumlegierungen, die bis zu diesem Bereich erhitzt
werden, in den korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand umgewandelt werden. Zirkoniumlegierungen,
die bis zu dem hohen Alphabereich erhitzt und dann ausreichend schnell abgeschreckt werden, um den korrosionsbeständigeren
metallurgischen Zustand aufrechtzuerhalten, zeigen verbesserte Korrosionsbeständigkeitseigenschaften.
Bei den bevorzugten Zirkoniumlegierungen reicht dieser Bereich von etwa 700 0C (13000F) bis zu der Temperatur, bei
der die Legierung eine Phasenumwandlung von der Alphaphase in eine gemischte Alphabetaphase erfährt.
Als die obere Grenze des Temperaturbereiches wird die obere Grenze bevorzugt, bei der die gemischte Alphabetaphase
stabil ist. Das Erhitzen in den Betabereich, während der günstige korrosionsbeständigere metallurgische
Zustand erzeugt wird, verringert die Duktilität des Rohres zusätzlich zu dem Erfordernis von mehr Energie und
Zeit zum Erhitzen und Abkühlen des Rohres. Eine Wärmebehandlung in dem hohen Alpha- oder dem Mischalphabetabereich
statt in dem Betabereich hat gezeigt, daß die Duktilität der Zirkoniumlegierung viel weniger nachteilig beeinflußt
wird. Die hier beschriebene Erfindung kann jedoch ausgeführt werden, indem der äußere Teil des Rohres auf
Temperaturen erhitzt wird, die von dem hohen Alphabereich von etwa 70O 0C (13000F) bis zu dem Betabereich von etwa
980 °c (18000F) und darüber reichen.
Während der äußere Teil des Rohres erhitzt wird, wird die Innenoberfläche auf einer Temperatur gehalten, die
ausreichend niedrig ist, um den weniger korrosionsbeständigen metallurgischen Zustand aufrechtzuerhalten und
um eine Oxidbildung zu verhindern, indem ein Kühlmittel
durch das Rohr geleitet wird. Ein Kühlmittel muß benutzt
werden, insbesondere bei dünnwandigen Rohren, d.h. Rohren, die eine Wanddicke von weniger als etwa 25,4 mm (one inch)
haben, weil Zirkoniumlegierungen eine hohe Wärmeleitfähigkeit haben und weil in der Praxis die Hitze der Außenseite
nicht schnell genug zugeführt und von ihr entfernt werden kann, um die inneren Teile des Rohres nicht auf eine unerwünschte
Temperatur zu erhitzen.
Bevorzugt wird, daß .die Innenoberflächentemperatur etwa
425 0C (8000F) nicht überschreitet. Oberhalb von etwa
425 0C (8000F) kann es zur Oxidbildung auf der Innenoberfläche
kommen. Es wird mehr bevorzugt, daß die Temperatur etwa 100 0C (2100F) nicht überschreitet. Eine Innenoberflächentemperatur
von etwa 1OO 0C (2100F) oder weniger
gestattet die Verwendung von Umgebungsdruckwasser als Kühlmittel ohne nennenswerte Bildung von Dampf innerhalb
des Rohres.
Nachdem das Äußere des Rohres ausreichend erhitzt worden ist, um die Legierung in einen korrosionsbeständigeren
metallurgischen Zustand zu überführen, wird das Rohr ausreichend schnell abgekühlt, um eine nennenswerte Umwandlung
in den weniger korrosionsbeständigen metallurgischen Zustand zu verhindern. Das ergibt ein Rohr, das eine umgewandelte
hohe Alpha- oder eine umgewandelte gemischte Alphabetakristallstruktur in seinem äußeren Bereich hat.
Der Teil eines Zirkoniumlegierungsrohres, der bis in den hohen Alphabereich für eine Zeit erhitzt worden ist, die
ausreicht, um diesen Teil des Rohres in einen korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand umzuwandeln, und der
anschließend abgekühlt wird, um eine nennenswerte Rückverwandlung in den weniger günstigen metallurgischen Zustand
zu verhindern, wird hier als "umgewandelte hohe Alpha"-
Kristallstruktur bezeichnet.
Ebenso wird der Teil eines Zirkoniumlegierungsrohres, der auf eine ausreichende Temperatur erhitzt worden ist, um
eine Phasenumwandlung aus der Alphaphase in die gemischte Alphabetaphase zu bewirken, und der anschließend abgekühlt
worden ist, hier als "umgewandelte Alphabeta"-Kristallstruktur bezeichnet.
Es wird außerdem bevorzugt, daß die oben beschriebene Wärmebehandlung in Gegenwart eines inerten Fluids durchgeführt
wird, um die Bildung von Oxiden an der Außenseite des Rohres zu verhindern.
Gemäß Fig. 3 besteht ein bevorzugtes Verfahren zum Erzeugen eines metallurgischen Gradienten, wie er oben beschrieben
ist, aus dem gleichförmigen Erhitzen eines Umfangsteil s der Außenseite des Hüllrohres 31 auf wenigstens
den hohen Alphabereich, der bei den bevorzugten Zirkoniumlegierungen oberhalb von etwa 7CD °C (13000F)
liegt, während die Innenumfangsflache unter etwa 425 0C
(8000F) und vorzugsweise unter etwa 100 0C (21O0F) gehalten
wird. Das Hüllrohr 31 ist mit einer Vorrichtung zum Vorschieben des Rohres durch eine Induktionsspule 33, beispielsweise
Rollen 32, mechanisch gekuppelt. Das Rohr wird mit einer konstanten linearen Geschwindigkeit vorgeschoben,
damit die Hitze gleichmäßig auf das Rohr verteilt wird. Die bevorzugte Geschwindigkeit beträgt etwa
10 bis 76 cm/min (4-30 inches per minute) oder mehr. Die Geschwindigkeit wird so eingestellt, daß das Rohr innerhalb
der Induktionsspule ausreichend Zeit hat, um das Ausmaß an Hitze zum Umwandeln des äußeren Umfangsteils
des Rohres in einen korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand zu erreichen.
Die Hitze wird durch die Induktionsspule erzeugt, die mit
■η
Wechselstrom gespeist wird, dessen Frequenzen typisch von 3000 bis 50000 Hz reichen. Die zugeführte Leistung ist ausreichend,
um die erforderliche Wärmemenge zu erzeugen. Eine Zone des Rohres innerhalb der Induktionsspule wird auf eine
ausreichende Temperatur erhitzt, um eine Umwandlung des metallurgischen Zustands an der Außenoberfläche in einen korrosionsbeständigeren
Zustand zu bewirken.
Die Ausdehnung oder die Tiefe des korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustands hängt von der Zeit und von der Temperatur
des Rohres innerhalb der Induktionsspule ab. Die Temperatur ist von der Leistung, die der Induktionsspule
zugeführt wird, abhängig. Ein Strahlungspyrometer 34 fühlt die Außentemperatur der erhitzten Zone des Rohres
über ein übliches elektronisches Regelsystem 36 ab, und eine Anpaßstation 37 begrenzt und steuert die Temperatur
auf einen ausgewählten Wert durch Regeln der der Spule zugeführten Leistung.
Die Oxidbildung auf der Außenseite des Hüllrohres wird minimiert, indem die heiße Zone innerhalb der Induktionsspule
und die unmittelbare Umgebung mit einem inerten Fluid, wie beispielsweise Helium, umhüllt werden, das in
einem Quarzrohr 38 angeordnet ist, welches mit einem Einlaßkasten 39 und einem Auslaßkasten 41 verbunden ist.
Das Inertgas wird dem Auslaßkasten 41 über ein Rohr 42 zugeführt, und ein geringfügiger überdruck des Gases wird
innerhalb des Quarzrohres im Bereich der heißen Zone aufrechterhalten, indem dem Austritt der Gasströmung durch eine
Einlaßstopfbüchse 43 und eine Auslaßstopfbüchse 44, über die das Rohr in die Vorrichtung eintritt bzw. aus ihr austritt,
ein Widerstand entgegengesetzt wird.
Die Innenoberfläche des Rohres wird gekühlt, indem ein
Kühlmittel über eine flexible Leitung 46 in das Rohr eingeleitet und durch das Rohr hindurchgeleitet wird, während
dessen Außenseite erhitzt wird. Das bevorzugte Kühlmittel ist Wasser, das strömende Kühlmittel, das mit der
Innenoberflache des Rohres in Kontakt ist, hält die inneren
Teile des Rohres in einem weniger korrosionsbeständigen metallurgischen Zustand. Die Innenoberfläche des Rohres
erfährt wegen ihrer niedrigeren Temperatur keine chemische Reaktion oder Oxidation während der Wärmebehandlung.
Wenn die erhitzte Zone des Rohres sich an der Induktionsspule vorbeibewegt und nicht langer Energie in diesen
Teil des Rohres zum Erhitzen desselben eindringt, kühlt das durch das Innere des Rohres strömende Wasser den äußeren
Teil des Rohres durch Wärmeleitung über die Rohrwand schnell ab. Das Abkühlen erfolgt ausreichend schnell, um
den korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand aufrechtzuerhalten, der in der Induktionsspule erzeugt worden
ist.
In Fig. 4 ist der Teil des Rohres, der durch die Induktionsspule hindurchgeht, im Längsschnitt gezeigt. Eine
heiße Zone 47 des Rohres 48 wird im Inneren der Induktionsspule 49 erzeugt, wenn sich das Rohr vorwärtsbewegt.
Wasser 51, das durch das Innere des Rohres strömt, kühlt die inneren Teile 52 des Rohres ab, die durch die Wärme
unbeeinflußt bleiben. Wenn sich das Rohr vorwärts bewegt, wird der äußere Teil 53 des Rohres, der in der Induktionsspule
erhitzt worden ist, durch Wärmeleitung abgekühlt, wobei die Wärme auf das durch das Innere des Rohres fließende
Wasser übertragen wird. Das ergibt einen metallurgischen Gradienten, wobei der äußere Teil 53 des Rohres durch
die Wärmebehandlung in einen korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand umgewandelt worden und der innere
Teil 52 durch die Wärmebehandlung unbeeinflußt geblieben ist. Der innere Teil 52 und der äußere Teil 53 des Rohres
sind als zwei getrennte Schichten dargestellt, der metallurgische
Zustand weist tatsächlich aber eine allmähliche Änderung in den Korrosionsbeständigkeitseigenschaften
auf.
Das Erhitzen des Rohres durch Induktion ist die bevorzugte Methode; es gibt jedoch zahlreiche andere schnelle
Erhitzungsinethoden, die das gewünchte Ergebnis erbringen. Beispielsweise kann das gesamte Rohr auf den gewünschten
Temperaturbereich erhitzt werden, d.h. wenigstens auf den
hohen Alphabereich, indem ein elektrischer Strom von einem Ende des Rohres zu dem anderen durch das Rohr hindurchgeleitet
wird. Das kann erfolgen, indem ein Ring oder ein kreisförmiger elektrischer Kontakt an jedem Ende benutzt
wird. Der elektrische Strom wird so eingestellt, daß er ausreicht, um das Rohr durch dessen elektrischen Widerstand
zu erhitzen. Das Kühlmittel, das durch das Rohr strömt, kühlt die Innenoberfläche des Rohres ausreichend,
um eine Oxidbildung zu verhindern und das gesamte Rohr ausreichend schnell abzukühlen, nachdem der Strom abgeschaltet
worden ist, um den korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand, der durch die Wärmebehandlung erzeugt
worden ist, aufrechtzuerhalten. Dieses Wärmebehandlung sverfahren kann ebenfalls in einer inerten Atmosphäre
ausgeführt werden, um die Bildung von Oxiden an der Außenoberfläche des Rohres zu verhindern.
Der gewünschte metallurgische Gradient kann auch erzeugt werden, indem das Rohr in einem Ofen erhitzt wird, während
Kühlmittel durch das Rohrinnere strömt. Diese Methode macht jedoch die Verhinderung einer Oxidbildung an der
Außenseite des Rohres schwieriger.
Die Wärmebehandlung nach der Erfindung kann während irgendeiner Stufe der Rohrreduzierung ausgeführt werden. Das
OO I ZÖUO
is-
Verfahren ist besonders geeignet zur Behandlung des Endprodukts, das die Wärmebehandlung erfahren kann, ohne daß
es sich nennenswert verzieht. Gegenwärtig wird jedoch bevorzugt, daß die Wärmebehandlung vor der abschließenden
Kaltbearbeitungsreduzierung stattfindet. Das ergibt ein Rohr mit einer größeren Wanddicke, was gestattet, die
Außenseite des Rohres mit weniger Energie auf die gewünschte Temperatur zu erhitzen, weil die Wärme durch Wärmeleitung
über die Wand langsamer als bei einem Rohr mit geringerer Wanddicke abgeführt wird. Jedwede Kaltbearbeitungsreduktionen,
die nach der Wärmebehandlung durchgeführt werden, bewirken, daß die metallurgischen Eigenschaften
der Wand des Hüllrohres proportional reduziert werden, daß aber die vorteilhaften Auswirkungen, die mit dieser Wärmebehandlung
erzielt worden sind, nicht nennenswert reduziert werden.
Der korrosionsbeständigere metallurgische Zustand des
Rohres bedeutet eine bessere Oxidationsbeständigkeit in heißem Wasser und heißem Dampf als der weniger korrosionsbeständige
metallurgische Zustand. Durch Anwenden des oben beschriebenen Verfahrens kann ein Hüllrohr erzeugt
werden, das den korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand in seinem äußeren Bereich aufweist, welcher nur
der Teil ist, der typisch mit dem Dampf und dem heißen Wasser in Berührung ist, während die erwünschten mechanischen
Eigenschaften, d.h. höhere Duktilität, in dem gesamten
Rohr aufrechterhalten werden.
Ein Rohrkörper aus Zirkaloy-2 mit einem Durchmesser von
etwa 63,5 mm (2,5 inches), einer Länge von etwa 1,83 m (6 feet) und einer Wanddicke von etwa 11 mm (0,430
inches) wurde in eine Induktionsspule mit vier Windungen·
eingebracht. Wasser wurde durch das Innere des Rohrkörpers mit einer Durchflußleistung von etwa 18,9 1 (five gallons)
pro Minute hindurchgeleitet. Die Induktionsspule wurde durch eine 200 kW, 3000 Hz - Stromquelle mit geeignetem Anpaßtransformator
gespeist.
Dem Äußeren des Rohrkörpers innerhalb der Induktionsspule wurde gestattet, in der Temperatur auf etwa 900 °C (1650
0F) in etwa 22 s zuzunehmen. Die äußere Temperatur der Rohrhülle wurde für etwa 8 s auf etwa 900 0C (165O0F) gehalten.
Der Strom wurde dann abgeschaltet, und dem Rohrkörper wurde bei durch sein Inneres hindurchfließendem
Wasser gestattet, in etwa 21 s auf etwa 205 0C (4000F)
abzukühlen.
Der wärmebehandelte Rohrkörper wurde dann in einem Pilgerschrittwalzwerk
in drei aufeinanderfolgenden Durchgängen
zu einem fertigen Hüllrohr mit einem Außendurchmesser von etwa 12,3 mm (0.483 inches) und einer Wanddicke von etwa 0,8 mm (0.032 inches) reduziert. Nach jedem
Reduktionsdurchgang wurde das Rohr bei etwa 620 °c (115O0F) für etwa 2 h geglüht.
Das Rohr wurde dann für etwa 24 h bei etwa 500 0C (9320F)
einem Dampfkorrosionstest unterzogen. Der Korrosionsgewichtsgewinn für den Teil des Rohres, dem die Wärmebehandlung
gegeben wurde, betrug etwa ein Viertel des Gewichtsgewinns, den der nichtwärmebehandelte" Teil des
Rohres zeigte.
Da der innere Teil der Rohreinheit während der Anwendung
der Erfindung auf relativ niedrigen Temperaturen gehalten wird, wodurch es keine nennenswerten Änderungen in
diesem Bereich gibt, ist die Erfindung auch bei Rohreinheiten anwendbar, die verschiedene innere Komponenten,
■ir-
wie beispielsweise Oberzüge oder Auskleidungen, haben,
welche eine innere Sperr- oder Schutzschicht gegen Spaltprodukte und andere Effekte im Betrieb als Brennstoffhülse in einem
Kernreaktor bilden. Rohre für Kernbrennstoffhüllen, die bei der Erfindung verwendbar sind, umfassen auch diejenigen,
die Zirkoniummetallsperrschichten haben, wie sie beispielsweise in der US-PS 4 200 492 beschrieben sind,
sowie diejenigen mit Auskleidungen aus Kupfer und anderem Metall einschließlich Verbundauskleidungen, wie beispielsweise
die Einheiten, die in den US-PS 3 969 186, 3 925 151, 4 022 662, 4 045 288 und 4 316 771 beschrieben
sind.
Fig. 5 zeigt ein mit einer Sperrschicht ausgekleidetes Rohr, das gemäß der Erfindung wärmebehandelt ist. In
dieser Ausführungsform hat das Hüllrohr oder die Hülse
17 für Brennstoff 16 eine Auskleidung 54, die mit dem
Innenumfang oder der Innenoberfläche 24 verbunden ist, zusätzlich zu einem korrosionsbeständigeren metallurgischen
Zustand in einem Außenumfangsbereich 26. Die Auskleidung 54 kann aus Zirkonium oder anderen Metallen bestehen,
die bislang als Sperrschichten auf dem einschlägigen Fachgebiet benutzt werden.
■ti
Leerseite
Claims (35)
1. Zirkoniumlegierungsrohr, gekennzeichnet durch einen
metallurgischen Gradienten, wobei der Innenumfang (24) weniger korrosionsbeständig ist und der Außenumfang (26)
korrosionsbeständiger ist und aus umgewandelter hoher Alpha- oder umgewandelter gemischter Alphabetakristallstruktur
besteht.
2. Zirkoniumlegierungsrohr nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß der metallurgische Zustand an dem Außenumfang (26) im wesentlichen aus umgewandelter hoher
Alphakristallstruktur besteht.
3. Zirkoniumlegierungsrohr nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß der metallurgische Zustand an dem Außenumfang (26) im wesentlichen aus umgewandelter gemischter
Alphabetakristallstruktur besteht.
4. Zirkoniumlegierungsrohr, dadurch gekennzeichnet, daß
es einen weniger korrosionsbeständigen Zustand an dem
Innenumfang (24) und einen korrosionsbeständigeren Zustand an dem Außenumfang (26) hat, die durch ein Verfahren
hergestellt worden sind, das folgende Schritte beinhaltet:
Herstellen eines Zirkoniumlegierungsrohres (17, 31, 48), das einen weniger korrosionsbeständigen Zustand sowohl
an dem Innen- als auch an dem Außenumfang (24, 26) hat; ausgewähltes Erhitzen nur eines Teils (47) des Rohres nahe
dem Außenumfang (26) »auf den hohen Alphabereich oder den gemischten Alphabetabereich für eine Zeit, die ausreicht,
um den Außenumfang (26) in den korrosionsbeständigeren Zustand umzuwandeln; und
ausreichend schnelles Abkühlen des erhitzten Teils, um den korrosionsbeständigeren Zustand an dem Außenumfang
(26) aufrechtzuerhalten.
5. Zirkoniumlegierungsrohr nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet,
daß der weniger korrosionsbeständige Zustand eine insgesamt gleichmäßige Verteilung der intermetallischen
Partikelphase beinhaltet.
6. Zirkoniumlegierungsrohr nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet,
daß der korrosionsbeständigere Zustand wenigstens eine teilweise entmischte Verteilung der intermetallischen
Partikelphase beinhaltet.
7. Zirkoniumlegierungsrohr nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet,
daß der Teil (47) des Rohres (48) an dem Außenumfang auf ausgewählte Weise erhitzt wird, indem
der Außenseite des Rohres Wärme zugeführt und gleichzeitig an der Innenseite des Rohres Wärme abgeführt wird.
8. Verfahren zum Herstellen eines Zirkoniumlegierungsrohres mit einem metallurgischen Gradienten, der einen weniger
korrosionsbeständigen metallurgischen Zustand an dem Innenumfang des Rohres und einen korrosionsbeständigeren
metallurgischen Zustand an dem Außenumfang des Rohres umfaßt, gekennzeichnet durch folgende Schritte:
Herstellen eines Zirkoniumlegierungsrohres, das einen weniger korrosionsbeständigen metallurgischen Zustand hat;
Erhitzen eines äußeren Umfangsteils des Rohres auf den
hohen Alphabereich oder den gemischten Alphabetabereich für eine ausreichende Zeit, um den Außenumfangsteil des
Rohres in einen korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand umzuwandeln, während ein Innenumfangsteil des
Rohres auf einer Temperatur gehalten wird, die ausreichend niedrig ist, so daß im wesentlichen keine metallurgische
Änderung an der Innenoberfläche erfolgt; und ausreichend schnelles Abkühlen des Rohres, um den korrosionsbeständigeren
metallurgischen Zustand an dem Außenumfang aufrechtzuerhalten.
9. Verfahren nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß der weniger korrosionsbeständige metallurgische Zustand
eine im wesentlichen gleichmäßige Verteilung der intermetallischen Partikelphase umfaßt.
10. Verfahren nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß
der korrosionsbeständigere metallurgische Zustand wenigstens eine teilweise entmischte Verteilung der intermetallischen
Partikelphase umfaßt.
11. Verfahren nach einem der Ansprüche 8 bis 10, dadurch gekennzeichnet, daß der Außenumfangsteil des Rohres auf
wenigstens etwa 70O 0C (13000F) erhitzt wird.
-A-
12. Verfahren nach einem der Ansprüche 8 bis 11, dadurch
gekennzeichnet, daß der Außenumfangsteil des Rohres erhitzt
wird, indem das Rohr durch eine Induktionsspule hindurchgeführt wird, die mit ausreichend Wechselstrom gespeist
wird, um den Außenumfangsteil des Rohres auf eine
Temperatur zu erhitzen, bei der der Außenumfangsteil des
Rohres in einen korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand umgewandelt wird.
13. Verfahren nach einem der Ansprüche 8 bis 11, dadurch
gekennzeichnet, daß ein Außenumfangsteil des Rohres erhitzt
wird, indem ein im wesentlichen gleichmäßiger elektrischer Strom durch das Rohr hindurchgeleitet wird, wobei
der elektrische Strom ausreicht, um den Außenumfangsteil
des Rohres auf eine Temperatur zu erhitzen, bei der der Außenumfangsteil
des Rohres in einen korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand umgewandelt wird.
14. Verfahren nach einem der Ansprüche 8 bis 13, dadurch gekennzeichnet, daß der Innenumfangsteil des Rohres gekühlt
wird, indem kontinuierlich ein Kühlmittel durch das Innere des Rohres hindurchgeleitet wird, während der Außenumf
angsteil des Rohres erhitzt wird.
15. Verfahren nach einem der Ansprüche 8 bis 13, dadurch gekennzeichnet, daß das Rohr im Anschluß an das Erhitzen
gekühlt wird, indem ein Kühlmittel durch das Innere des Rohres geleitet wird.
16. Verfahren nach einem der Ansprüche 8 bis 15, dadurch gekennzeichnet, daß die Bildung von Oxiden auf der Außenumfangsfläche
des Rohres während des Erhitzens und Kühlens verhindert wird.
J J ΊI ö U ό
17. Verfahren nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet, daß die Bildung von Oxiden auf der Außenumfangsfläche des
Rohres verhindert wird, indem der Außenumfangsteil des
Rohres in Gegenwart eines inerten Fluids erhitzt und gekühlt wird.
18. Verfahren nach einem der Ansprüche 8 bis 17, dadurch gekennzeichnet, daß die Temperatur der Innenumfangsflache
etwa 42 5 0C (8000F) nicht überschreitet.
19. Verfahren nach einem der Ansprüche 8 bis 17, dadurch
gekennzeichnet, daß die Temperatur der Innenumfangsfläche etwa 100°c (2100F) nicht überschreitet.
20. Verfahren zum Herstellen eines Zirkoniumlegierungsrohres,
das einen metallurgischen Gradienten hat, wobei das Rohr einen weniger korrosionsbeständigen metallurgischen
Zustand an seinem Innenumfang und einen korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand an seinem Außenumfang
hat, gekennzeichnet durch folgende Schritte: Herstellen eines Zirkoniumlegierungsrohres, das insgesamt
einen weniger korrosionsbeständigen metallurgischen Zustand hat;
Erhitzen eines Außenumfangsteils des Rohres durch Hindurchführen des Rohres durch eine Induktionsspule, die mit
ausreichend Wechselstrom gespeist wird, um den Außenumfangsteil des Rohres auf eine Temperatur zu erhitzen, die
ausreicht, um den Außenumfangsteil des Rohres in einen korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand umzuwandeln,
während Kühlmittel durch das Innere des Rohres geleitet wird, so daß im wesentlichen keine metallurgische
Änderung an der Innenoberfläche erfolgt und die Bildung von Oxiden auf der Innenoberfläche verhindert wird; und
ausreichend schnelles Abkühlen des Rohres, um einen korrosonsbeständigeren
metallurgischen Zustand an dem Außenum-
fang aufrechtzuerhalten, durch Fortsetzen des Hindurchleitens von Kühlmittel durch das Innere des Rohres im Anschluß
an das Erhitzen.
21. Verfahren nach Anspruch 20, dadurch gekennzeichnet, daß der Außenumfangsteil auf eine Temperatur in dem hohen Alphabereich
erhitzt wird.
22. Verfahren nach Anspruch 21, dadurch gekennzeichnet, daß der Außenumfangsteil des Rohres auf wenigstens etwa 700 0C
(13000F) erhitzt wird.
(13000F) erhitzt wird.
23. Verfahren nach Anspruch 20, dadurch gekennzeichnet, daß der Außenumfangsteil auf eine Temperatur in dem gemischten
Alphabetabereich erhitzt wird.
Alphabetabereich erhitzt wird.
24. Verfahren nach Anspruch 20, dadurch gekennzeichnet, daß
der Außenumfangsteil auf eine Temperatur in dem Betabereich
erhitzt wird.
25. Verfahren nach Anspruch 20, dadurch gekennzeichnet, daß die Temperatur der Innenumfangsfläche etwa 425 0C (8000F)
nicht überschreitet.
nicht überschreitet.
26. Verfahren nach Anspruch 20, dadurch gekennzeichnet, daß die Temperatur der Innenumfangsfläche etwa 100 0C (2100F)
nicht überschreitet.
nicht überschreitet.
27. Verfahren nach einem der Ansprüche 23 bis 26, dadurch
gekennzeichnet, daß das Kühlmittel Wasser ist.
gekennzeichnet, daß das Kühlmittel Wasser ist.
28. Verfahren nach einem der Ansprüche 20 bis 27, dadurch gekennzeichnet,
daß die Bildung von Oxiden auf der Außenumfangsfläche des Rohres während des Erhitzens und Kühlens verhindert
wird.
29. Verfahren nach Anspruch 28, dadurch gekennzeichnet, daß die Bildung von Oxiden auf der Außenumfangsfläche des Rohres
verhindert wird, indem der Außenumfangsteil des Rohres in Gegenwart eines inerten Fluids erhitzt und gekühlt wird.
30. Verfahren zum Verbessern der Korrosionsbeständigkeit von Zirkoniumlegierung, gekennzeichnet durch Erhitzen auf
den hohen Alphabereich und ausreichend schnelles Abschrekken, um einen korrosionsbeständigen metallurgischen Zustand
aufrecht zuerhalten.
31. Verfahren nach Anspruch 30, dadurch gekennzeichnet, daß die Zirkoniumlegierung auf wenigstens etwa 700 0C (13000F)
erhitzt wird.
32. Zirkoniumlegierungsrohr mit einer mit seiner Innenoberfläche verbundenen Schutzauskleidung, gekennzeichnet durch
einen metallurgischen Gradienten, wobei der Innenumfang weniger korrosionsbeständig ist und wobei der Außenumfang
korrosionsbeständiger ist und aus umgewandelter hoher Alpha-oder umgewandelter gemischter Alphabetakristallstruktur
besteht.
33. Zirkoniumlegierungsrohr nach Anspruch 32, dadurch gekennzeichnet,
daß die Schutzauskleidung (54) Zirkcniummetall ist.
34. Zirkoniumlegierungsrohr mit einer Schutzauskleidung aus Zirkoniummetall, die mit seiner Innenoberfläche verbunden
ist, dadurch gekennzeichnet, daß es einen weniger korrosionsbeständigen Zustand an dem Innenumfang (24) und
einen korrosionsbeständigeren Zustand an dem Außenumfang (26) hat und durch ein Verfahren mit folgenden Schritten
hergestellt worden ist:
Herstellen eines Zirkoniumlegierungsrohres (17) mit einer
Zirkoniummetallschutzauskleidung (54), die mit seiner Innenoberfläche
verbunden ist, and mit einem veniger korrosionsbeständigen Zustand sowohl an seinem Innenumfang als auch an seinem
Außenumfang;
ausgewähltes Erhitzen nur eines Teils des Rohres an dem Außenumfang auf den hohen Alphabereich oder den gemischten
Alphabetabereich für eine ausreichende Zeit, um den Außenumfang in den korrosionsbeständigeren Zustand umzuwandeln; und
ausreichend schnelles Abkühlen des erhitzten Teils, um den korrosionsbeständigeren Zustand an dem Außenumfang aufrechtzuerhalten
.
35. Verfahren zum Herstellen eines Zirkoniumlegierungsrohres mit einer Schutzauskleidung aus Zirkoniummetall, die mit seiner
Innenoberfläche verbunden ist, und mit einem metallurgischen
Gradienten, der einen weniger korrosionsbeständigen metallurgischen Zustand an dem Innenumfang des Rohres und
einen korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand an dem Außenumfang des Rohres hat, gekennzeichnet durch folgende
Schritte:
Herstellen eines Zirkoniumlegierungsrohres mit einer Zirkoniummetallschutzauskleidung,
die mit dessen Innenoberfläche verbunden ist, die einen weniger korrosionsbeständigen metallurgischen
Zustand hat·;
Erhitzen eines Außenumfangsteils des Rohres auf den hohen
Alphabereich oder den gemischten Alphabetabereich für eine ausreichende Zeit, um den Außenumfangsteil des Rohres in
einen korrosionsbeständigeren metallurgischen Zustand umzuwandeln,
während ein 'Innenumfangsteil des Rohres auf
einer ausreichend niedrigeren Temperatur gehalten wird, so daß im wesentlichen keine metallurgische Änderung an
der Innenoberfläche erfolgt; und
OO I /IO UO
ausreichend schnelles Abkühlen des Rohres, um den korrosionsbeständigeren
metallurgischen Zustand an dem Außenumfang aufrechtzuerhalten.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE3348481A DE3348481C2 (de) | 1982-04-15 | 1983-04-09 | Verfahren zum Herstellen eines Zirkoniumlegierungsrohrs |
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US36871582A | 1982-04-15 | 1982-04-15 | |
US06/438,515 US4576654A (en) | 1982-04-15 | 1982-11-01 | Heat treated tube |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3312803A1 true DE3312803A1 (de) | 1984-05-03 |
DE3312803C2 DE3312803C2 (de) | 1988-04-14 |
DE3312803C3 DE3312803C3 (de) | 1996-02-08 |
Family
ID=27004300
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE3312803A Expired - Lifetime DE3312803C3 (de) | 1982-04-15 | 1983-04-09 | Verfahren zum Herstellen eines Zirkoniumlegierungsrohres |
Country Status (10)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4576654A (de) |
KR (1) | KR840004599A (de) |
BE (1) | BE896442A (de) |
CA (1) | CA1200475A (de) |
DE (1) | DE3312803C3 (de) |
ES (2) | ES8506878A1 (de) |
FR (1) | FR2525377B1 (de) |
GB (1) | GB2118573B (de) |
IT (1) | IT1161132B (de) |
SE (1) | SE469230B (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US6503346B1 (en) | 1997-03-11 | 2003-01-07 | Siemens Aktiengesellschaft | Fuel rod cladding tube for a boiling water reactor fuel rod and the production thereof |
Families Citing this family (28)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS60165580A (ja) * | 1984-02-08 | 1985-08-28 | 株式会社日立製作所 | 原子炉燃料用被覆管の製造法 |
FR2579122B1 (fr) * | 1985-03-19 | 1989-06-30 | Cezus Co Europ Zirconium | Procede de fabrication de tubes-gaines composites pour combustible nucleaire et produits obtenus |
US4717428A (en) * | 1985-08-02 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Annealing of zirconium based articles by induction heating |
US4671826A (en) * | 1985-08-02 | 1987-06-09 | Westinghouse Electric Corp. | Method of processing tubing |
SE463790B (sv) * | 1989-10-27 | 1991-01-21 | Sandvik Ab | Metod foer framstaellning av kapslingsroer foer braenslestavar i kaernreaktorer |
WO1992008818A1 (en) * | 1990-11-07 | 1992-05-29 | Siemens Power Corporation | Improved beta-quenching process for nuclear fuel cladding |
JP2638351B2 (ja) * | 1991-09-20 | 1997-08-06 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
SE506174C2 (sv) * | 1992-12-18 | 1997-11-17 | Asea Atom Ab | Metod att framställa kärnbränsleelement |
US5285485A (en) * | 1993-02-01 | 1994-02-08 | General Electric Company | Composite nuclear fuel container and method for producing same |
US5519748A (en) * | 1993-04-23 | 1996-05-21 | General Electric Company | Zircaloy tubing having high resistance to crack propagation |
US5618356A (en) * | 1993-04-23 | 1997-04-08 | General Electric Company | Method of fabricating zircaloy tubing having high resistance to crack propagation |
US5437747A (en) * | 1993-04-23 | 1995-08-01 | General Electric Company | Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation |
US5524032A (en) * | 1993-07-14 | 1996-06-04 | General Electric Company | Nuclear fuel cladding having an alloyed zirconium barrier layer |
US5383228A (en) * | 1993-07-14 | 1995-01-17 | General Electric Company | Method for making fuel cladding having zirconium barrier layers and inner liners |
US5469481A (en) * | 1993-07-14 | 1995-11-21 | General Electric Company | Method of preparing fuel cladding having an alloyed zirconium barrier layer |
US5417780A (en) * | 1993-10-28 | 1995-05-23 | General Electric Company | Process for improving corrosion resistance of zirconium or zirconium alloy barrier cladding |
US5434897A (en) * | 1994-03-21 | 1995-07-18 | General Electric Company | Hydride damage resistant fuel elements |
US5436947A (en) * | 1994-03-21 | 1995-07-25 | General Electric Company | Zirconium alloy fuel cladding |
US5699396A (en) * | 1994-11-21 | 1997-12-16 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloy for extended-life fuel cladding |
DE19844759A1 (de) * | 1998-09-29 | 2000-04-06 | Siemens Ag | Hüllrohre und Strukturteile aus Zirkonium-Legierungen mit einem Konzentrationsgradienten der gelösten Legierungsbestandteile und deren Herstellung |
US6200397B1 (en) * | 1999-11-08 | 2001-03-13 | John R. Allen | Method and apparatus for strip anode wrapping for cathodic protection of tubular members |
US7194980B2 (en) * | 2003-07-09 | 2007-03-27 | John Stuart Greeson | Automated carrier-based pest control system |
DE102004031192A1 (de) | 2004-06-28 | 2006-01-12 | Framatome Anp Gmbh | Verfahren und Vorrichtung zur Wärmebehandlung eines Brennelementkastens aus einer Zirkoniumlegierung |
US8043448B2 (en) * | 2004-09-08 | 2011-10-25 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Non-heat treated zirconium alloy fuel cladding and a method of manufacturing the same |
US9139895B2 (en) | 2004-09-08 | 2015-09-22 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Zirconium alloy fuel cladding for operation in aggressive water chemistry |
US20090000708A1 (en) * | 2007-06-29 | 2009-01-01 | Gm Global Technology Operations, Inc. | Method for manufacture of complex heat treated tubular structure |
CN201667411U (zh) * | 2010-03-31 | 2010-12-08 | 富士康(昆山)电脑接插件有限公司 | 电连接器 |
WO2017185345A1 (zh) * | 2016-04-29 | 2017-11-02 | 深圳顺络电子股份有限公司 | 复合导线及其制备方法和一种功率电感的制备方法 |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3865635A (en) * | 1972-09-05 | 1975-02-11 | Sandvik Ab | Method of making tubes and similar products of a zirconium alloy |
GB1537930A (en) * | 1975-03-14 | 1979-01-10 | Asea Atom Ab | Heat treatment method of inhibiting corrosion of sheet metal made of a zirconium alloy |
GB2041973A (en) * | 1978-12-22 | 1980-09-17 | Gen Electric | Surface heat treatment of zirconium alloy |
US4229235A (en) * | 1977-10-25 | 1980-10-21 | Hitachi, Ltd. | Heat-treating method for pipes |
EP0071193A1 (de) * | 1981-07-29 | 1983-02-09 | Hitachi, Ltd. | Verfahren zur Herstellung einer Legierung auf der Basis von Zirkonium |
DE3224686C2 (de) * | 1981-07-07 | 1987-02-19 | Aktiebolaget Asea-Atom, Västerås | Verfahren zur Herstellung von Kapselrohren aus einer Zirkoniumlegierung für Brennstäbe von Kernreaktoren |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1207096B (de) * | 1961-03-23 | 1965-12-16 | Euratom | Verfahren zur Verbesserung der Korrosionsbestaendigkeit von Zirkoniumlegierungen |
FR1549514A (de) * | 1967-10-31 | 1968-12-13 | ||
AU498717B2 (en) * | 1975-02-25 | 1979-03-22 | General Electric Company | Zirconium alloy heat treatment |
US4372817A (en) * | 1976-09-27 | 1983-02-08 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
US4238251A (en) * | 1977-11-18 | 1980-12-09 | General Electric Company | Zirconium alloy heat treatment process and product |
US4294631A (en) * | 1978-12-22 | 1981-10-13 | General Electric Company | Surface corrosion inhibition of zirconium alloys by laser surface β-quenching |
-
1982
- 1982-11-01 US US06/438,515 patent/US4576654A/en not_active Expired - Lifetime
-
1983
- 1983-02-23 GB GB08305044A patent/GB2118573B/en not_active Expired
- 1983-02-25 CA CA000422434A patent/CA1200475A/en not_active Expired
- 1983-04-09 DE DE3312803A patent/DE3312803C3/de not_active Expired - Lifetime
- 1983-04-12 IT IT20541/83A patent/IT1161132B/it active
- 1983-04-12 KR KR1019830001519A patent/KR840004599A/ko not_active Application Discontinuation
- 1983-04-13 BE BE0/210539A patent/BE896442A/fr not_active IP Right Cessation
- 1983-04-14 ES ES521452A patent/ES8506878A1/es not_active Expired
- 1983-04-14 SE SE8302086A patent/SE469230B/sv not_active IP Right Cessation
- 1983-04-15 FR FR8306199A patent/FR2525377B1/fr not_active Expired
-
1985
- 1985-01-16 ES ES539590A patent/ES8704246A1/es not_active Expired
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3865635A (en) * | 1972-09-05 | 1975-02-11 | Sandvik Ab | Method of making tubes and similar products of a zirconium alloy |
GB1537930A (en) * | 1975-03-14 | 1979-01-10 | Asea Atom Ab | Heat treatment method of inhibiting corrosion of sheet metal made of a zirconium alloy |
US4229235A (en) * | 1977-10-25 | 1980-10-21 | Hitachi, Ltd. | Heat-treating method for pipes |
GB2041973A (en) * | 1978-12-22 | 1980-09-17 | Gen Electric | Surface heat treatment of zirconium alloy |
DE3224686C2 (de) * | 1981-07-07 | 1987-02-19 | Aktiebolaget Asea-Atom, Västerås | Verfahren zur Herstellung von Kapselrohren aus einer Zirkoniumlegierung für Brennstäbe von Kernreaktoren |
EP0071193A1 (de) * | 1981-07-29 | 1983-02-09 | Hitachi, Ltd. | Verfahren zur Herstellung einer Legierung auf der Basis von Zirkonium |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
"Journal of Nuclear Materials" 105 (1982), S. 132 * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US6503346B1 (en) | 1997-03-11 | 2003-01-07 | Siemens Aktiengesellschaft | Fuel rod cladding tube for a boiling water reactor fuel rod and the production thereof |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ES521452A0 (es) | 1985-08-01 |
IT8320541A0 (it) | 1983-04-12 |
DE3312803C3 (de) | 1996-02-08 |
ES8506878A1 (es) | 1985-08-01 |
SE469230B (sv) | 1993-06-07 |
SE8302086D0 (sv) | 1983-04-14 |
FR2525377A1 (fr) | 1983-10-21 |
IT1161132B (it) | 1987-03-11 |
SE8302086L (sv) | 1983-10-16 |
BE896442A (fr) | 1983-10-13 |
FR2525377B1 (fr) | 1986-08-29 |
ES8704246A1 (es) | 1987-03-16 |
DE3312803C2 (de) | 1988-04-14 |
ES539590A0 (es) | 1987-03-16 |
GB2118573A (en) | 1983-11-02 |
GB2118573B (en) | 1986-12-10 |
KR840004599A (ko) | 1984-10-22 |
US4576654A (en) | 1986-03-18 |
CA1200475A (en) | 1986-02-11 |
GB8305044D0 (en) | 1983-03-30 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE3312803C3 (de) | Verfahren zum Herstellen eines Zirkoniumlegierungsrohres | |
DE68908196T2 (de) | Kernbrennstoffelement mit oxidationsbeständiger Schicht. | |
DE69218704T2 (de) | Brennelementanordnung und deren Bestandteile | |
DE69605305T2 (de) | Rohr für ein kernbrennstabbündel und zugehöriges fertigungsverfahren | |
DE69405911T2 (de) | Zirkaloy-Hüllrohr mit hoher Risswachstumsfestigkeit | |
DE69125249T2 (de) | Teil aus Zirkonlegierung mit niedrigem Bestrahlungswachstum, dessen Herstellungsverfahren, Brennelementkanalkasten und Aufbau sowie deren Verwendung | |
DE69505059T2 (de) | Spaltzone eines Kernreaktors und Brennstoffbündel eines Leichtwasser gekühlten Kernreaktors | |
DE69511306T2 (de) | Kernreaktorbrennstoffbündel und Verfahren zur Herstellung | |
DE3873643T2 (de) | Verfahren zur herstellung eines rohres auf zirconiumlegierungsbasis fuer kernkraftreaktoren und verwendung. | |
DE1228352B (de) | Kernreaktor | |
DE29521748U1 (de) | Hülsenrohr für Brennstäbe oder Führungsrohre für Kernbrennstabbündel | |
DE69006914T2 (de) | Korrosionsfeste Zirkoniumlegierungen, enthaltend Kupfer, Nickel und Eisen. | |
DE19509257B4 (de) | Verbesserte Kernbrennstoffhülle aus Zirkoniumlegierung | |
DE69417941T2 (de) | Reibkorrosionbeständiger Brennstab mit Zirkonoxyd-Schicht | |
DE2607146C2 (de) | Verfahren zur Wärmebehandlung eines Konstruktionsteils aus einer Zirkoniumlegierung | |
DE1564967A1 (de) | Kernreaktor-Brennelement | |
EP1760724A2 (de) | Brennelement für einen Druckwasser-Reaktor und Verfahren zur Herstellung seiner Hüllrohre | |
DE69600630T2 (de) | Hüllrohr aus zirkoniumlegierung für kernreaktorbrennstabbündel und sein herstellungsverfahren | |
DE1068821B (de) | ||
DE69702222T3 (de) | Zirkonlegierung mit niedrigem Bestrahlungswachstum, deren Herstellungsverfahren und Verwendung | |
DE2312737A1 (de) | Kernbrennstoff fuer gasgekuehlte reaktoren | |
DE69413538T2 (de) | Brennstabbündel für druckwasserreaktor mit zwei endstufen thermisch behandelten führungsrohren | |
DE69129993T2 (de) | Verbessertes beta-abschreckverfahren für kernbrennelemente-hüllenrohre | |
DE3318584C2 (de) | Verfahren zum Herstellen einer Kernbrennstoffeinheit mit Wasserstäben und Brennstoffstäben | |
DE3224685A1 (de) | Verfahren zur herstellung von kapselrohren aus einer auf zirkonium basierenden legierung fuer brennstaebe von kernreaktoren |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OP8 | Request for examination as to paragraph 44 patent law | ||
D2 | Grant after examination | ||
8363 | Opposition against the patent | ||
8369 | Partition in: |
Ref document number: 3348481 Country of ref document: DE Format of ref document f/p: P |
|
Q171 | Divided out to: |
Ref country code: DE Ref document number: 3348481 |
|
8366 | Restricted maintained after opposition proceedings | ||
8305 | Restricted maintenance of patent after opposition | ||
D4 | Patent maintained restricted | ||
AH | Division in |
Ref country code: DE Ref document number: 3348481 Format of ref document f/p: P |