DE3736565A1 - Kernreaktorbrennelement - Google Patents

Kernreaktorbrennelement

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    • G21C3/02Fuel elements
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    • G21C3/07Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
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Description

Die Erfindung betrifft ein Kernreaktorbrennelement entsprechend dem Oberbegriff des Patentanspruches 1.
Ein derartiges Kernrektorbrennelement ist bereits üblich. Es wird im Druckbehälter eines Kernreaktors eingesetzt, in dem sich Wasser als Kühlmittel für die Brennstäbe befindet. Das Zirkonium oder die Zirkoniumlegierung der Strukturteile des Kernreaktorbrennelementes absorbiert dort verhältnismäßig wenig thermische Spaltneutronen.
An der Außenseite dieser Strukturteile, die mit dem Wasser im Druckbehälter bei hoher Betriebstemperatur in Berührung kommt, findet während des Betriebes des Kernreaktors eine Korrosion statt, die die Einsatzfähigkeit des Kernreaktorbrennelementes im Druckbehälter des Kernreaktors zeitlich begrenzt. Übliche Einsatzzeiten sind drei bis vier Jahre.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, die Einsatzfähigkeit solcher Kernreaktorbrennelemente zu verbessern und ihre Ein­ satzzeiten in einem mit Wasser gefüllten Druckbehälter eines Kernreaktors zu verlängern.
Zur Lösung dieser Aufgabe hat ein Kernreaktorbrennelement der eingangs erwähnten Art erfindungsgemäß die Merkmale des kenn­ zeichnenden Teiles des Patentanspruches 1.
Die Erfindung beruht auf der Erkenntnis, daß der Oberflächen- Überzug aus TiN, TiC, CrC, TiAlVN, TaN, ZrN, ZrC und/oder WC auf der Außenseite der Strukturteile aus Zirkonium oder Zirko­ niumlegierung nicht nur besonders korrosionsbeständig in Wasser oder Wasserdampf bei Betriebstemperaturen im Druckbehälter ei­ nes Kernreaktors ist, sondern auch die Widerstandsfähigkeit der Strukturteile gegen mechanischen Verschleiß verbessert. Ein solcher mechanischer Verschleiß wird nicht nur beim Assemblie­ ren des unbestrahlten Kernreaktorbrennelementes, sondern auch durch Relativbewegungen von Strukturteilen des Kernreaktor­ brennelementes während des Betriebes im Druckbehälter eines Kernreaktors bewirkt. Insbesondere wird ein Verkratzen der Außenseite von Hüllrohren aus Zirkonium oder Zirkoniumlegierung der Brennstäbe vermieden, wenn diese beim Assemblieren des Kernreaktorbrennelementes in die Maschen der gitterförmigen Ab­ standhalter eingezogen werden. Desgleichen lassen sich Ver­ schleißerscheinungen an den gitterförmigen Abstandhaltern aus Zirkonium oder Zirkoniumlegierung während des Einsatzes des Kernreaktorbrennelementes im Druckbehälter eines Kernreaktors vermeiden.
Die Erfindung und ihre Vorteile seien anhand der Zeichnung an einem Ausführungsbeispiel näher erläutert:
Fig. 1 zeigt in Seitenansicht und stark schematisiert ein er­ findungsgemäßes Kernreaktorbrennelement.
Fig. 2 zeigt schematisch einen Druckwasserkernreaktor.
Das Kernreaktorbrennelement nach Fig. 1 ist für einen Druck­ wasserkernreaktor bestimmt und weist zwei quadratische Halte­ platten 2 und 3 aus Stahl auf. Ferner sind zwei zueinander parallele Haltestäbe 4 und 5, z.B. Steuerstabführungsrohre, aus Stahl erkennbar, deren Längsachsen die beiden zueinander parallelen Halteplatten 2 und 3 in einem Winkel von 90° durchdringen und die an jedem Ende jeweils an einer der beiden Halteplatten 2 und 3 festgeschraubt sind. Jeder der beiden Haltestäbe 4 und 5 ist durch eine Masche in quadratischen git­ terförmigen Abstandhaltern 6 ausgeführt, die sich in Längs­ richtung der Haltestäbe 4 und 5 gesehen zwischen den beiden Halteplatten 2 und 3 befinden und die an den Haltestäben 4 und 5 formschlüssig gehaltert sind. Durch andere Maschen der git­ terförmigen Abstandhalter 6 ist jeweils ein zu den Haltestäben 4 und 5 paralleler Brennstab 8 geführt, der im wesentlichen aus einem mit Kernbrennstoff gefüllten Hüllrohr besteht, das an beiden Enden gasdicht verschlossen ist. Die Brennstäbe 8 sind an keiner der beiden Halteplatten 2 und 3 befestigt, sie sind in den Maschen der gitterförmigen Abstandhalter 6 elastisch, d.h. kraftschlüssig durch Noppen und Federn der gitterförmigen Abstandhalter 6 gehaltert und haben zwischen den beiden Halte­ platten 2 und 3 in Richtung ihrer Längsachse Spiel. Sie können sich deshalb in Richtung ihrer Längsachse, d.h. in Längs­ richtung des Kernreaktorbrennelementes ungehindert ausdehnen.
Die gitterförmigen Abstandhalter 6 und die Hüllrohre der Brennstäbe 8 bestehen aus einer Zirkoniumlegierung mit der Warenbezeichnung Zircaloy 4, die neben Zirkonium als weitere Legierungsbestandteile 1.2 bis 1.7 Gew.-% Zinn, 0.18 bis 0.24 Gew.-% Eisen, 0.07 bis 0.13 Gew.-% Chrom und 0.1 bis 0.16 Gew.-% Sauerstoff enthält und in der die Summe der Gew.-% der Legierungsbestandteile Eisen und Chrom im Bereich von 0.28 bis 0.37 Gew.-% liegt.
Die gitterförmigen Abstandhalter 6 und die Hüllrohre der Brennstäbe 8 haben auf ihrer Außenseite einen Oberflächenüber­ zug aus Titannitrid TiN mit einer Dicke im Bereich von 2 bis 20 µm. Vorzugsweise beträgt diese Dicke 5 µm.
Zwei Proben aus Zircaloy 4, von denen nur eine einen Ober­ flächenüberzug aus Titannitrid mit einer Dicke von 2 µm hatte, wurden in einem Autoklaven 116 Tage lang Wasser bei einer Temperatur von 350°C und einem Druck von 185 bar ausgesetzt. Die Gewichtszunahme durch Oxidation der Probe ohne Oberflä­ chenüberzug betrug nach dieser Zeit 27 mg/dm2 und die der Probe mit dem Oberflächenüberzug nur 16 mg/dm2. Die Korrosionsge­ schwindigkeit für die Probe mit dem Oberflächenüberzug ist also beinahe nur halb so groß wie die der Probe ohne Oberflächen­ überzug, so daß die Einsatzzeit eines Kernreaktorbrennelementes in einem Kernreaktor durch den Oberflächenüberzug aus Titan­ nitrid auf Strukturteilen aus Zircaloy 4 etwa verdoppelt werden kann.
Nach Fig. 2 hat ein Druckwasserkernreaktor einen Druckbehälter 12, in dem sich ein Reaktorkern aus erfindungsgemäßen Kern­ reaktorbrennelementen 13 entsprechend Fig. 1 mit einem Ober­ flächenüberzug aus Titannitrid, Titancarbid, Chromcarbid, Titan-Aluminium-Vanadiumnitrid, Tantalnitrid, Zirkoniumnitrid, Zirkoniumcarbid oder Wolframcarbid auf der Außenseite der Strukturteile aus Zirkonium oder Zirkoniumlegierung befindet.
Der Austritt 14 für Flüssigwasser des Druckbehälters 2 und damit auch des Reaktorkerns mit den mit vertikaler Längs­ achse angeordneten Kernreaktorbrennelementen 13 ist an einem Ende eines Primärrohres 16 eines Dampferzeugers 17 und der Eintritt 15 für Flüssigwasser des Druckbehälters 12 und damit auch des Reaktorkerns ist am anderen Ende des Primärrohres 16 angeschlossen. Der durch den Druckbehälter 12 und das Primär­ rohr 16 gebildete Primärkreis ist abgeschlossen, so daß sich in diesem Primärkreis und damit auch im Reaktorkern kein Wasser­ dampf bilden kann. Wasserdampf bildet sich auf der Sekundär­ seite des Dampferzeugers 17, der einen Zuführstutzen 18 für Speisewasser 19 und einen Austrittsstutzen 20 für Dampf hat, der von diesem Austrittsstutzen 20 beispielsweise zu einer nicht dargestellten Dampfturbine geführt wird.

Claims (2)

1. Kernreaktorbrennelement mit Kernbrennstoff enthaltenden Brennstäben und aus Zirkonium oder einer Zirkoniumlegierung bestehenden Strukturteilen, insbesondere Hüllrohren für den Kernbrennstoff und/oder Abstandhaltergitter für die Brennstäbe, dadurch gekennzeichnet, daß die aus Zirkonium oder Zirkoniumlegierung bestehenden Strukturteile auf ihrer Außenseite einen Oberflächenüberzug aus Titannitrid TiN, Titancarbid TiC, Chromcarbid CrC, Titan- Aluminium-Vanadiumnitrid TiAlVN, Tantalnitrid TaN, Zirkonium­ nitrid ZrN, Zirkoniumcarbid ZrC und/oder Wolframcarbid WC aufweisen.
2. Kernreaktorbrennelement nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Oberflächenüberzug eine Dicke im Bereich von 2 bis 20 µm hat.
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1992009716A1 (en) * 1990-11-26 1992-06-11 Siemens Power Corporation Wear resistant nuclear fuel assembly components
DE4227795A1 (de) * 1992-08-21 1994-02-24 Siemens Ag Kernreaktor-Brennstoffelement
DE19942463C1 (de) * 1999-09-06 2001-05-10 Siemens Ag Brennstab mit Kernbrennstoffsinterkörper und Hüllrohr, und Druckwasserreaktor-Brennelement mit einem solchen Brennstab

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4075376A (en) * 1975-04-11 1978-02-21 Eutectic Corporation Boiler tube coating and method for applying the same
US4268586A (en) * 1975-06-26 1981-05-19 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloy structural components and process
EP0225089A1 (de) * 1985-11-14 1987-06-10 Westinghouse Electric Corporation Verschleissfeste Stabhalterungsanordnung aus einer Zirkoniumbasislegierung für einen Wasserreaktor

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4075376A (en) * 1975-04-11 1978-02-21 Eutectic Corporation Boiler tube coating and method for applying the same
US4268586A (en) * 1975-06-26 1981-05-19 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloy structural components and process
EP0225089A1 (de) * 1985-11-14 1987-06-10 Westinghouse Electric Corporation Verschleissfeste Stabhalterungsanordnung aus einer Zirkoniumbasislegierung für einen Wasserreaktor

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1992009716A1 (en) * 1990-11-26 1992-06-11 Siemens Power Corporation Wear resistant nuclear fuel assembly components
US5265137A (en) * 1990-11-26 1993-11-23 Siemens Power Corporation Wear resistant nuclear fuel assembly components
DE4227795A1 (de) * 1992-08-21 1994-02-24 Siemens Ag Kernreaktor-Brennstoffelement
DE19942463C1 (de) * 1999-09-06 2001-05-10 Siemens Ag Brennstab mit Kernbrennstoffsinterkörper und Hüllrohr, und Druckwasserreaktor-Brennelement mit einem solchen Brennstab

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