ES2253798T3 - Metodo para fabricacion de aelaciones de circonio estaño hierro para barras de combustibles nuclear y partes estructurales de alto quemado. - Google Patents
Metodo para fabricacion de aelaciones de circonio estaño hierro para barras de combustibles nuclear y partes estructurales de alto quemado.Info
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Abstract
SE PRESENTA UN PROCESO PARA FABRICAR UN TUBO DE REVESTIMIENTO DE VARILLAS DE COMBUSTIBLE NUCLEAR QUE COMPRENDE EL TEMPLADO BETA DE UN TOCHO DE ALEACION DE ZIRCONIO QUE CONSTA ESENCIALMENTE DE ENTRE 0.3 Y 1.8% DE SU PESO DE ESTAÑO, ENTRE 0.1 Y 0.65% DE SU PESO DE HIERRO, EL RESTO DE LA ALEACION SERA ESENCIALMENTE ZIRCONIO DE GRADO NUCLEAR CON IMPUREZAS ACCIDENTALES MEDIANTE EL CALENTAMIENTO HASTA UNA TEMPERATURA EN LA BANDA BETA MAYOR DE ALREDEDOR DE 1000 (GRADOS) C Y EL ENFRIAMIENTO RAPIDO DEL TOCHO HASTA UNA TEMPERATURA POR DEBAJO DE AL MAS BE HASTA UNA TEMPERATURA DE TRANSFORMACION PARA FORMAR UNA ESTRUCTURA MARTENSITICA; LA EXTRUSION DEL TOCHO CON TEMPLE BETA A UNA TEMPERATURA ENTRE 600 Y 700 (GRADOS) C PARA FORMAR UN TUBO DE PAREDES GRUESAS; EL RECOCIDO DEL TUBO DE PAREDES GRUESAS MEDIANTE SU CALENTAMIENTO HASTA UNA TEMPERATURA DE ALREDEDOR DE 700 (GRADOS) C; LA LAMINACION A PASO DE PEREGRINO DEL TUBO DE PAREDES GRUESAS RECOCIDO; Y EL RECOCIDO FINAL DEL TUBO DE PAREDES GRUESAS LAMINADOHASTA UNA TEMPERATURA DE ALREDEDOR DE 700 (GRADOS) C PARA FORMAR EL TUBO DE REVESTIMIENTO DE LA VARILLA DE COMBUSTIBLE NUCLEAR QUE COMPRENDE LA ALEACION QUE TIENE UNA MICROESTRUCTURA DE PRECIPITADOS DE SEGUNDA FASE DE ZR 3 FE DISTRIBUIDA UNIFORMEMENTE DE FORMA INTRAGRANULAR E INTERGRANULAR FORMANDO PRECIPITADOS DE SEGUNDA FASE RESISTENTES A LA RADIACION EN LA MATRIZ DE LA ALEACION.
Description
Método para fabricación de aleaciones de circonio
estaño hierro para barras de combustible nuclear y partes
estructurales de alto quemado.
La presente invención se relaciona en general con
reactores nucleares y más en particular con revestimientos de
barras de combustible nuclear para barras de combustible nuclear y
con partes estructurales para uso en un ensamble de combustible
nuclear ó en el corazón del reactor.
Las aleaciones de circonio han tenido en el
pasado amplio uso en aplicaciones de reactores nucleares incluyendo
revestimiento de la barra de combustible nuclear, componentes de
ensambles de combustible nuclear y componentes del corazón del
reactor. Tales aleaciones incluyen Zircaloy-2 y
Zircaloy-4 las cuales son aleaciones diluidas de
circonio y estaño adicionadas con cromo e hierro, y cantidades
controladas de oxígeno, sílice y carbono, y adicionalmente en el
caso de Zircaloy 2, níquel. Zircaloy 2 y Zircaloy 4 son usados
principalmente en reactores de agua liviana diseñados en Estados
Unidos y Europa, particularmente reactores de agua hirviente (RAH) y
reactores de agua presurizada (RAP).
Otras aleaciones de circonio que contienen niobio
como componente mayor han sido usados comúnmente en reactores
canadienses y rusos. Se ha usado ampliamente en reactores nucleares
rusos, una aleación binaria de circonio-niobio que
contiene típicamente 1% de niobio, y en los tubos de presión de
reactores diseñados en Canadá se usa circonio en aleación con 2,5 a
2,8% de niobio. Se ha demostrado que las aleaciones binarias
circonio - niobio son susceptibles a una corrosión del tipo nodular,
en la cual se desarrollan sobre el metal parches gruesos de óxido
de 100 micrones ó más, en áreas donde típicamente hay capas de óxido
mucho más delgadas, no mayores de 20-30 micrones.
Esta corrosión de tipo nodular aparece primero en el revestimiento
de la barra de combustible hechas de éstas aleaciones, a
intermedio-alto quemado, y es aumentada por la
presencia de oxígeno disuelto en el agua de enfriamiento. La muy
alta velocidad de corrosión que se desarrolla en las áreas de
nódulo es altamente indeseable puesto que puede poner en riesgo la
integridad de la barra de combustible y otras partes estructurales,
cuando son fuertemente irradiadas dentro del reactor. Puesto que los
RAH operan con niveles relativamente altos de oxígeno disuelto en el
refrigerante, y los RAP sufren ocasionalmente durante su operación
de presencia de oxígeno disuelto en el refrigerante, las aleaciones
binarias de circonio y niobio no han sido usadas comercialmente en
los reactores estadounidenses ó europeos. Más recientemente se han
usado aleaciones cuaternarias de circonio que incluyen circonio,
niobio, estaño, y un tercer elemento de la aleación, típicamente
hierro, pero en una menor extensión que en
Zircaloy-2 y Zircaloy-4, en el
revestimiento de barra de combustible nuclear y partes
estructurales de ensambles de combustible nuclear, en reactores RAH
de Estados Unidos y Europa, y en reactores rusos.
En general, las aleaciones descritas arriba han
servido bien para sus propósitos. Sin embargo, con el incremento en
la demanda de ensambles de combustible nuclear y componentes del
corazón de los reactores, particularmente barras de combustible
para reactor nuclear, y más particularmente revestimiento para
barras de combustible nuclear para lograr un quemado de combustible
de 60-70 Mwd/KgU y más, el desempeño de éstas
aleaciones frente a la corrosión ha sido menor que el adecuado.
Específicamente la corrosión nodular, corrosión uniforme y/o
corrosión acelerada de éstas aleaciones a un quemado alto de
60-70 Mwd/KgU, hacen sus desempeños menores que los
deseados. El desempeño ante la corrosión de éstas aleaciones ha
empeorado ante las crecientes demandas de exigencia de ciclo de los
combustibles hechos sobre los combustibles modernos. Las longitudes
de ciclo de combustible se han incrementado desde 10 ó 12 meses,
que eran típicas hasta hace unos años, hasta 18 y aún 24 meses en
los esquemas de manejo del corazón de los reactores más nuevos. La
temperatura de enfriamiento promedio se ha elevado en algunas
plantas de energía nuclear y tanto los ciclos de combustible más
largos, como las consideraciones frente a protección hacia la
ruptura por corrosión por tensión en las tuberías de acero
inoxidable y partes de los sistemas de suministro de vapor nuclear,
y la protección del personal hacia la radiación, todas ellas han
requerido cambios en la química del agua de enfriamiento.
Específicamente la corrosión acelerada a quemado
alto, en un exceso de aproximadamente 50 Mwd/KgU, en los zircaloy y
la susceptibilidad frente a la corrosión nodular de los zircaloy en
refrigerante de reactor oxigenado así como la susceptibilidad a la
corrosión nodular a un quemado por encima de aproximadamente 45
Mwd/KgU de las aleaciones binarias circonio - niobio, hacen
marginal ó inaceptable su desempeño a un quemado alto de
60-70 Mwd/KgU.
Las aleaciones normalmente empleadas para
revestimiento de barras de combustible nuclear y para partes
estructurales de ensambles de combustible, a quemados que exceden
aproximadamente 35-50 Mwd/KgU, están sujetas a
corrosión acelerada, la cual conduce a un incremento muy rápido del
espesor del óxido y genera para el material alta absorción de
hidrógeno la cual puede conducir a pérdidas inaceptables de
ductilidad debidas a la formación de hidruros. Dependiendo de la
composición de la aleación particular, el(los)
tratamiento(s) recibido(s) durante la fabricación y
las condiciones de operación del reactor, la velocidad de corrosión
puede volverse rápidamente muy alta, haciendo a los tubos de
revestimiento de la barra de combustible nuclear, a las partes
estructurales del ensamblaje de combustible y a otros componentes
del corazón el reactor hechos con éstas aleaciones, inadecuados
para su uso a quemado alto a 60-70 Mwd/KgU ó
más.
La corrosión acelerada de los Zircaloy ocurre en
altos quemados de combustible, como resultado de un incremento en
la velocidad de corrosión durante el alto quemado. La resistencia a
la corrosión de las aleaciones de zirconio en el uso de reactores
de agua liviana, depende en parte de la presencia de partículas de
segunda fase ó precipitados en la aleación. Por ejemplo, los
Zircaloys consisten en una solución sólida de estaño en circonio y
una segunda fase y precipitados de segunda fase de compuestos
intermetálicos de metales de transición-circonio. Un
precipitado comúnmente hallado en el Zircaloy-2 es
Zr2(Fe, Ni), un fase llamada Zintl, que es derivado de y
tiene la estructura cristalina de Zr2Ni donde una porción del
níquel ha sido reemplazada por hierro para formar el intermetálico.
Otro precipitado comúnmente hallado en Zircaloy-2
así como en Zircaloy-4 es Zr(Cr, Fe)2,
una fase llamada Laves, la cual es derivada de y tiene la
estructura cristalina de ZrCr2 donde una porción del cromo ha sido
remplazada por hierro. Similarmente, las aleaciones cuaternarias de
circonio, estaño, hierro y niobio contienen precipitados con
diferentes composiciones y combinaciones de circonio, hierro y
niobio. Dependiendo del tratamiento térmico y posiblemente de otras
variables de proceso se ha sabido que los siguientes precipitados se
encuentran: (ZrNb)3Fe ortorrómbico, (ZrNb)2Fe
tetragonal centrado, Zr(FeNb)2 hexagonal apretadamente
empaquetado y (ZrNb)3Fe así como
beta-circonio (una solución sólida de
aproximadamente 19% niobio y 81% circonio) y
beta-niobio (una solución sólida de aproximadamente
7.8% circonio y 92.2% niobio). Las aleaciones binarias de Circonio-
niobio con 1% y 2.5% niobio respectivamente, contienen, dependiendo
del tratamiento térmico, precipitados de beta circonio y beta
niobio.
Los precipitados de segunda fase descritos arriba
juegan un papel importante en el comportamiento frente a la
corrosión de la aleación en la cual está formado. Adicionalmente,
tanto el tamaño promedio de precipitado como la distribución del
precipitado (es decir espacio interpartícula) afectan
significativamente las propiedades de corrosión de las aleaciones
descritas arriba. En las temperaturas que prevalecen en la operación
de un reactor, cada uno de los precipitados de segunda fase en las
aleaciones de circonio descritas arriba que contienen hierro en
combinación con metales diferentes de circonio, son inestables en un
campo de irradiación de neutrones. Después de un tiempo de
residencia en el reactor suficientemente largo, los precipitados de
segunda fase se disuelven en la matriz de la aleación dando lugar a
un descenso en el tamaño promedio de precipitado y a un incremento
en el espacio interpartícula, y elevan el nivel de elementos de la
aleación y particularmente hierro, disueltos en la matriz.
Con el incremento en el quemado, los cambios en
el tamaño promedio y densidad promedio de los precipitados de
segunda fase y el incremento en la cantidad de elementos de la
aleación disueltos del precipitado en la matriz, conducen a un
incremento en la velocidad de corrosión de los Zircaloys, y de las
aleaciones cuaternarias de circonio, estaño, hierro y niobio, en
quemados intermedio y alto. Dependiendo de la composición de la
aleación particular, de las condiciones de operación del reactor, y
de los tratamientos térmicos recibidos durante la fabricación por la
aleación ó por los componentes del reactor hechos de la aleación, la
velocidad de corrosión de éstas aleaciones puede volverse muy alta
haciendo que el revestimiento de las barras de combustible nuclear,
las partes de ensamblaje de combustible nuclear y los componentes
del corazón del reactor hechos de éstas aleaciones, sean inadecuados
para uso a quemado alto.
Esto se demuestra, por ejemplo, en las Figuras 1
y 2 donde se muestran las gráficas de la velocidad de corrosión, la
densidad del precipitado y el tamaño promedio del precipitado, como
una función del flujo de Zircaloy-4 irradiado en un
reactor de agua presurizada a 300°C aproximadamente. El tamaño
promedio del precipitado estuvo entre 0,19 y 0,34 \mum antes de
la irradiación. El incremento en la corrosión, a un flujo de 10 x
10^{21} neutrones por cm^{2} (n/cm^{2}) (aproximadamente 50
MWd/KgU) ocurre cuando cerca del 50% de los precipitados
intermetálicos de segunda fase se han disuelto y donde el tamaño
promedio del precipitado se ha vuelto significativamente más
pequeño.
La corrosión nodular ha sido más frecuentemente
observada en los Zircaloys en reactores de agua hirviente y en
aleaciones de niobio circonio expuestas al agua de refrigeración que
contiene oxígeno gaseoso en reactores de agua hirviente, reactores
de agua presurizada y en reactores rusos; éste tipo de corrosión es
una forma de corrosión por vapor ó por agua a alta temperatura, en
la cual la superficie del material es atacada localmente para formar
pequeños glomérulos ó nódulos de forma lenticular ó nódulos de
espesor ó profundidad significativos de óxido, donde la superficie
que está entre los nódulos está sólo débilmente corroída y se ha
formado una capa delgada de óxido. Aunque se conocen tratamientos
térmicos que pueden ayudar a reducir la tendencia de los Zircaloys a
desarrollar corrosión nodular a quemado alto, tales tratamientos
pueden conducir a problemas de desempeño, específicamente al inicio
prematuro de la corrosión uniforme acelerada descrita arriba. Las
aleaciones binarias niobio-circonio no contienen
estaño y por tal motivo tienen poca resistencia contra la corrosión
nodular ó de tipo nodular en refrigerantes que tienen oxígeno,
particularmente en los RAH y también en los RAP que pueden
experimentar presencia de oxígeno. Además, no se conocen
tratamientos térmicos para evitar ataques de corrosión nodular en
aleaciones binarias de niobio circonio.
Adicionalmente a la corrosión nodular, cuando se
usa el Zircaloy-4 en reactores de agua presurizada
frecuentemente sufre de velocidades altas de corrosión uniforme.
Cuando los productos de Zircaloy-4 son fabricados
con un nivel de estaño en el extremo superior del rango permisible
de 1,2 a 1,7% en peso especificado en la norma de la Asociación
Americana de Pruebas y Materiales ASTM B350-93
(1993), típicamente en exceso de aproximadamente 1,5% en peso, el
material sufre de altas velocidades de corrosión, particularmente
cuando se emplea en reactores de agua presurizada de alta
temperatura de enfriamiento, que emplean bajos ciclos de combustible
de fuga de neutrones. Se ha observado también que una velocidad de
corrosión uniforme alta puede generar un inicio prematuro de
corrosión acelerada, como se describió arriba. Aunque puede
limitarse parcialmente la extensión de la corrosión uniforme,
limitando el contenido de estaño para que esté cerca al extremo
inferior del rango permisible, la corrosión a quemado alto de tales
Zircaloys de bajo estaño es sin embargo demasiado alta y genera en
la mayoría de los casos un margen de diseño inadecuado.
En US-4.675.153 se divulga una
mezcla para tubo de revestimiento para barra de combustible nuclear
que incluye dos capas concéntricas de aleaciones a base de circonio,
enlazadas metalúrgicamente una a otra. WO92/02654 divulga un proceso
para hacer productos de Zircaloy molido con mejoras en su
manufacturabilidad y libre de partículas grandes de carburo,
mediante un tratamiento térmico de fase \beta alta y/o un proceso
de apagado de fase \beta baja, seguido de un enfriamiento rápido
y/o de fijado por aire después de la extrusión ó fabricación
primaria. El proceso también suministra un producto final con una
estructura granular equiaxial uniforme y resistencia mejorada a la
corrosión por vapor acuoso. Por esta razón, sería una ventaja frente
al sistema anterior, suministrar una aleación, y un proceso para
fabricarla, para uso en revestimiento en barras de combustible
nuclear, componentes de ensamble de combustible nuclear y partes del
corazón del reactor que eviten las desventajas arriba descritas y
que tengan resistencia mejorada a la corrosión uniforme, acelerada y
nodular en un reactor nuclear de agua liviana a quemado alto.
Este problema se resuelve con la invención tal
como está definido en las Reivindicaciones 1 a 14.
A continuación se ilustrarán en más detalle el
fundamento y ventajas de la invención.
La presente invención se relaciona con la
fabricación de tubos de revestimiento para barras de combustible
nuclear, incluyendo una aleación de circonio que consiste
esencialmente en 0,3 a 1,8% en peso de estaño, 0,1 a 0,65% en peso
de hierro, donde el balance de dicha aleación es esencialmente
circonio grado nuclear con impurezas incidentales y con una
microestructura de precipitados de segunda fase de Zr_{3}Fe,
distribuidos en forma uniforme tanto intragranular como
intergranularmente, formando en la matriz de la aleación
precipitados de segunda fase resistentes a la radiación, que
incluye: apagado \beta de un casquete aleación de circonio que
consiste esencialmente en 0,3 a 1,8% en peso de estaño, 0,1 a 0,65%
en peso de hierro, donde el balance de dicha aleación es
esencialmente circonio grado nuclear con impurezas incidentales,
mediante calentamiento en el rango \beta a una temperatura
superior a aproximadamente 1.000°C y apagado rápido del casquete a
una temperatura por debajo de la temperatura de transformación
\alpha más \beta a \alpha, para formar una estructura
martensítica; extrusión del casquete \beta-apagado
a una temperatura entre 600 y 750°C para formar un tubo. Fijado de
dicho tubo mediante calentamiento a una temperatura de más ó menos
700ºC; laminado de dicho tubo fijado; y fijado final hasta una
temperatura de cerca de 700ºC de dicho tubo laminado fijado para
formar el tubo de revestimiento de barra de combustible nuclear que
incluye la aleación que contiene una microestructura de precipitados
de segunda fase de Zr_{3}Fe distribuidos en forma uniforme tanto
intragranular como intergranularmente, formando en la matriz de la
aleación precipitados de segunda fase resistentes a la radiación,
lo cual genera un incremento en la resistencia a la corrosión
acuosa, comparada con la resistencia del Zircaloy cuando se irradia
a alto flujo de neutrones.
En otra modalidad, se suministra un tubo de
revestimiento de barra de combustible nuclear para una barra de
combustible nuclear sujeta a alto flujo de neutrones y caracterizada
por resistencia mejorada a la corrosión, que incluye una aleación
que consiste esencialmente en 0,3 a 1,8% en peso de estaño, 0,1 a
0,65% en peso de hierro, donde el balance de dicha aleación es
esencialmente circonio grado nuclear con impurezas incidentales y
con una microestructura de precipitados de segunda fase de
Zr_{3}Fe, distribuidos en forma uniforme tanto intragranular como
intergranularmente, formando en la matriz de la aleación
precipitados de segunda fase resistentes a la radiación, lo cual
genera resistencia mejorada a la corrosión acuosa comparada con la
resistencia del Zircaloy cuando se irradia a alto flujo de
neutrones. La producción de dicho tubo de revestimiento para barra
de combustible nuclear incluye estos pasos:
beta-apagado de un casquete aleación de circonio que
consiste esencialmente en 0,3 a 1,8% en peso de estaño, 0,1 a 0,65%
en peso de hierro, donde el balance de dicha aleación es
esencialmente circonio grado nuclear con impurezas incidentales,
mediante calentamiento a una temperatura en el rango \beta
superior a cerca de 1.000ºC y apagado de un casquete a una velocidad
mayor de más ó menos 500 K/ seg hasta una temperatura por debajo de
la temperatura de transformación \alpha más \beta a \alpha
para formar una estructura martensítica; extrusión de un casquete
\beta-apagado a una temperatura inferior a más ó
menos 750ºC para formar un tubo. Fijado de dicho tubo mediante
calentamiento a una temperatura de más ó menos 750ºC; laminado de
dicho tubo fijado; y fijado final a una temperatura de cerca de
700ºC de dicho tubo laminado fijado para formar dicho tubo de
revestimiento de la barra de combustible nuclear que incluye la
aleación que contiene una microestructura de precipitados de segunda
fase de Zr_{3}Fe distribuidos en forma uniforme tanto
intragranular como intergranularmente, formando en la matriz de la
aleación precipitados de segunda fase resistentes a la radiación, lo
cual genera un incremento en la resistencia a la corrosión acuosa,
comparada con la resistencia del Zircaloy cuando se irradia a alto
flujo de neutrones.
En otra modalidad, se suministra un proceso para
fabricar una aleación de circonio que consiste esencialmente en 0,3
a 1,8% en peso de estaño, 0,1 a 0,65% en peso de hierro, donde el
balance de dicha aleación es esencialmente circonio grado nuclear
con impurezas incidentales, para dar una microestructura de
precipitados de segunda fase de Zr_{3}Fe, distribuidos en forma
uniforme tanto intragranular como intergranularmente, formando en
la matriz de la aleación precipitados de segunda fase resistentes a
la radiación, que incluye: calentamiento de la aleación a una
temperatura en el rango \beta por encima de cerca de 1.000ºC para
formar una solución sólida de estaño e hierro en beta circonio y
apagado de la aleación a una temperatura por debajo de la
temperatura de transformación \alpha más \beta a \alpha, a
una velocidad mayor de más ó menos 500 K/segundo para formar una
estructura martensítica; por lo menos un paso de fijado de la
aleación beta-apagada en la región de fase alfa a
una temperatura inferior a más ó menos 800ºC, para formar dichos
precipitados de Zr_{3}Fe.
En otra modalidad se suministra un proceso para
fabricar una parte estructural, para empleo en ensambles de
combustible nuclear ó del corazón de un reactor, que incluye una
aleación de circonio que consiste esencialmente en 0,3 a 1,8% en
peso de estaño, 0,1 a 0,65% en peso de hierro, donde el balance de
dicha aleación es esencialmente circonio grado nuclear con
impurezas incidentales, y con una microestructura de precipitados de
segunda fase de Zr_{3}Fe, distribuidos en forma uniforme tanto
intragranular como intergranularmente, formando en la matriz de la
aleación precipitados de segunda fase resistentes a la radiación,
que incluye los pasos de: Fusión del estaño, circonio y hierro para
formar un lingote de la aleación de circonio; forjado caliente a un
cubo, del lingote en la fase beta a una temperatura entre 1.000 y
1.100ºC por cerca de 0,1 a 1 hora; apagado beta del cubo, mediante
calentamiento a una temperatura cercana a 1.050ºC \pm 20ºC por
cerca de 20 a 120 minutos y apagado a una temperatura inferior a
20ºC a una velocidad de 500 K/segundo; enrollado en caliente del
cubo beta-apagado a menos de 750°C aproximadamente;
enrollamiento en frío del cubo enrollado en caliente; y fijado por
debajo de más ó menos 700ºC.
En otra modalidad, se suministra un tubo para
revestimiento de barras de combustible nuclear, para una barra de
combustible nuclear sujeta a alto flujo de neutrones de un reactor
de agua, y caracterizado por la resistencia mejorada a la
corrosión, que incluye una aleación que consiste esencialmente en
0,3 a 1,8% en peso de estaño, 0,1 a 0,65% en peso de hierro, donde
el balance de dicha aleación es esencialmente circonio grado nuclear
con impurezas incidentales, y con una microestructura de
precipitados de segunda fase de Zr_{3}Fe, distribuidos en forma
uniforme tanto intragranular como intergranularmente, formando en la
matriz de la aleación precipitados de segunda fase resistentes a la
radiación, lo cual da como resultado la mejora en la resistencia a
la corrosión acuosa de ese Zircaloy cuando es irradiado a alto
flujo; dicho tubo de revestimiento para barras de combustible
nuclear es producido mediante el proceso que incluye los pasos para:
beta-apagado de un casquete de aleación de circonio
que consiste esencialmente en 0,3 a 1,8% en peso de estaño, 0,1 a
0,65% en peso de hierro, donde el balance de dicha aleación es
esencialmente circonio grado nuclear con impurezas incidentales,
mediante calentamiento a una temperatura en el rango \beta por
encima de cerca de 1.000ºC y apagado del casquete a una velocidad
mayor que más ó menos 500 K/segundo a una temperatura por debajo de
la temperatura de transformación \alpha más \beta a \alpha,
para formar una estructura martensítica; fijado del casquete
beta-apagado mediante calentamiento a una
temperatura de hasta 750ºC; extrusión del casquete fijado; extrusión
del casquete fijado a una temperatura inferior a 750ºC para formar
un tubo; laminado de dicho tubo fijado y fijado final de dicho tubo
laminado fijado a una temperatura de 700ºC para formar dicho tubo
para barra de combustible nuclear que incluye una aleación que
tiene una microestructura de precipitados de segunda fase de
Zr_{3}Fe, distribuidos en forma uniforme tanto intragranular como
intergranularmente, formando en la matriz de la aleación
precipitados de segunda fase resistentes a la radiación, lo cual da
como resultado la mejora en la resistencia a la corrosión acuosa de
ese Zircaloy cuando es irradiado a alto flujo.
En una modalidad adicional, se suministra un
proceso para fabricar una parte estructural, para uso en un ensamble
de combustible nuclear ó el corazón de un reactor que incluye una
aleación de circonio que consiste esencialmente en 0,3 a 1,8% en
peso de estaño, 0,1 a 0,65% en peso de hierro, donde el balance de
dicha aleación es esencialmente circonio grado nuclear con
impurezas incidentales, y con una microestructura de precipitados de
segunda fase de Zr_{3}Fe, distribuidos en forma uniforme tanto
intragranular como intergranularmente, formando en la matriz de la
aleación precipitados de segunda fase resistentes a la radiación,
que incluye los pasos de: fusión del circonio, hierro y estaño para
formar un lingote de la aleación de circonio; forjado caliente a un
cubo, del lingote en la fase beta a una temperatura entre 1.000 y
1.100ºC por cerca de 0,1 a 1 hora; beta-apagado del
cubo, mediante calentamiento a una temperatura cercana a 1.050ºC
\pm20ºC por cerca de 20 a 120 minutos y apagado a una temperatura
inferior a 250ºC a una velocidad de 500 K/segundo; enrollado en
caliente del cubo fijado a menos de 750ºC aproximadamente;
enrollamiento en frío del cubo enrollado en caliente.
La figura 1 es un diagrama que muestra el efecto
de la radiación sobre la densidad y tamaño del precipitado del
Zircaloy-4 durante quemado normal y alto quemado, en
un reactor de agua presurizada;
la figura 2 es un diagrama que muestra el efecto
de la radiación sobre la corrosión del Zircaloy-4
durante quemado normal y alto quemado, en un reactor de agua
presurizada;
la figura 3 es un diagrama que muestra el efecto
de la radiación sobre la inducción del crecimiento del
Zircaloy-4 durante quemado normal y alto quemado, en
un reactor de agua hirviente;
la figura 4 muestra una fotomicrografía por
microscopía de transmisión de electrones, que muestra la
distribución uniforme intergranular e intragranular de precipitados
producidos de acuerdo con la presente invención en una aleación de
circonio-estaño-metal de transición,
y
la figuras 5 y 6 muestran una fotomicrografía en
microscopio de transmisión de electrones que ilustra la no
uniformidad en la distribución del precipitado en los bordes del
grano y en los bordes del grano y en los que eran los bordes de los
granos beta para una aleación de la misma composición de la mostrada
en la Figura 4.
De acuerdo con la presente invención, para
superar las limitaciones de los Zircaloys descritas arriba, de las
aleaciones binarias circonio-niobio y de la familia
de aleaciones cuaternarias, y particularmente para suministrar
materiales para componentes para servicio de reactores nucleares de
agua liviana que tengan resistencia superior a la corrosión en alto
quemado, se han desarrollado nuevas aleaciones a base de circonio
para ser usadas en revestimiento de barras de combustible nuclear
así como en componentes estructurales de ensambles de combustible
nuclear y otros componentes clave, que tienen precipitados de
segunda fase particulares y a los cuales se les ha dado rasgos
microestructurales para superar las fallas de las aleaciones arriba
descritas para uso en aplicaciones en usos nucleares hasta e
incluyendo alto quemado. Estas nuevas aleaciones basadas en
circonio han demostrado una velocidad de corrosión generalmente baja
y la habilidad para resistir la ocurrencia de corrosión acelerada y
corrosión nodular aún en alto quemado en reactores de agua hirviente
y presurizada.
Estas aleaciones de circonio contienen 0,3 a 1,8%
en peso de estaño, 0,1 a 0,65% en peso de hierro, donde el balance
de dicha aleación es esencialmente circonio grado nuclear con
impurezas incidentales, y tiene una distribución uniforme
intergranular e intragranular de pequeños precipitados de segunda
fase de Zr_{3}Fe, los cuales le dan resistencia a la corrosión,
corrosión acelerada, y a la corrosión nodular a quemado alto. Como
será discutido con mayor profundidad abajo, la presencia de estaño
en las aleaciones las protegen contra la corrosión nodular y la
presencia de hierro en las aleaciones suministra precipitados
estables que ayudan a mantener una velocidad de corrosión baja y
uniforme a quemado alto ó a gran acumulación de flujo de neutrones.
Estas aleaciones no deberían contener, a menos que sea a nivel de
trazas ó impurezas, otros elementos tales como cromo, molibdeno,
cobre, níquel, tungsteno, ó elementos de aleación que puedan dar
lugar a la formación de precipitados de segunda fase que son
inestables a quemado alto y generan niveles inaceptables de
corrosión a quemado alto.
Para obtener la mejora deseada en el desempeño
frente a la corrosión, incluso en quemado alto en un ambiente
acuoso en un reactor de agua liviana, se procesan ó tratan al calor
las aleaciones ó el artículo de la aleación de forma que los
precipitados de segunda fase se distribuyan uniformemente, tanto
intergranularmente como intragarnularmente a través de la aleación
ó del artículo de la aleación. De acuerdo con la presente invención,
el tratamiento térmico y procesamiento de la aleación ó artículo de
la aleación genera una distribución uniforme tanto intergranular
como intragarnular de las partículas de precipitados de segunda fase
en contraste con otros tratamientos térmicos y procesos que sólo
generan una distribución no uniforme de los precipitados que ocurre
en los bordes del grano ó en los que eran los bordes de los granos
beta y en una ausencia de precipitados intragranulares.
Para obtener una distribución uniforme
intragranular e intergranular de los precipitados de segunda fase de
las aleaciones
circonio-estaño-hierro de la
presente invención, se calienta el material de la aleación en el
rango beta a una temperatura mayor que más ó menos 1.000ºC para
formar una solución sólida libre de precipitados de segunda fase,
que luego es apagada rápidamente para lograr una transformación
martensítica no difusiva. Cuando la aleación de circonio, hierro y
estaño se calienta hasta la temperatura de rango beta mayor que más
ó menos 1.000ºC, los elementos hierro y estaño están en una solución
sólida en la cual es circonio tiene una estructura cristalina
cúbico centrada. Mediante el apagado rápido de la aleación desde el
rango de temperatura beta ocurre una transformación martensítica no
difusiva, por lo menos en la superficie del material, donde la
velocidad de apagado es más alta y la cual está sujeta a la reacción
de corrosión y donde la fase de estructura cristalina cúbico
centrada es transformada en una fase alfa que tiene una estructura
cristalina hexagonal cercanamente empaquetado. Debido a la
naturaleza no difusiva de la transformación martensítica, los
elementos de la aleación permanecen en una solución sobresaturada
metastable en la fase alfa cuando es enfriada rápidamente a una
temperatura por debajo de la temperatura de transformación
\alpha+\beta a \alpha (aproximadamente
820-880ºC). Los tratamientos térmicos de fijado
subsecuentes en la región de fase alfa a temperaturas por debajo de
aproximadamente 800ºC, después del rápido apagado desde la región de
fase beta de alta temperatura, hacen que el hierro de la aleación
forme precipitados de partículas de Zr_{3}Fe, y el subsecuente
crecimiento a precipitados más grandes a la vez que se retiene una
distribución uniforme intragranular e intergranular en la matriz de
la solución sólida de circonio-estaño. La existencia
de y la distribución uniforme intragranular e intergranular de los
precipitados de Zr_{3}Fe imparte a la aleación excelentes
propiedades de corrosión, y debido a la estabilidad del Zr_{3}Fe
en campos de irradiación de neutrones a todas las temperaturas
comúnmente halladas en los reactores nucleares de agua liviana, no
hay deterioro en las propiedades de corrosión de la aleación a
quemado alto ó altos niveles de flujo de neutrones.
En una modalidad preferida, el material de la
aleación es calentado primero a 1.050ºC \pm 20ºC por 20 a 120
minutos para formar una solución sólida donde el hierro se disuelve
completamente en la matriz beta circonio estaño. Luego, el material
es apagado rápidamente en un baño de agua, baño de atomización, baño
de metal fundido ó por cualquier otro método comúnmente conocido, a
una temperatura inferior a aproximadamente 250ºC a una velocidad
que exceda los 500 K/segundo para formar una estructura martensítica
donde el hierro permanece en una solución sobresaturada. Luego el
material es sometido a operaciones de trabajo calientes ó frías y
tratamientos térmicos a una temperatura en el rango alfa (menos de
aproximadamente 800ºC) y preferiblemente entre 550°C y 750ºC por una
a dos horas para formar los precipitados de Zr_{3}Fe que están
distribuidos de modo uniforme intragranularmente e
intergranularmente. El material puede adicionalmente ser tratado al
calor a una temperatura entre 575ºC y 700ºC por entre 2 y 12 horas,
para incrementar el tamaño de los precipitados. El tiempo total de
tratamiento térmico puede ser llevado a cabo en un solo paso de
tratamiento térmico por el período de tiempo especificado ó puede
ser llevado a cabo por tratamiento térmico de múltiples pasos
totalizando el tiempo especificado. Los tratamientos térmicos
permiten la difusión de los átomos de hierro para acercarse para
formar precipitados de Zr_{3}Fe de fina distribución uniforme
intragranular e intergranular, en la matriz circonio - estaño. Lo
finos precipitados de Zr_{3}Fe intragranulares e intergranulares
distribuidos uniformemente se forman en una matriz alfa circonio -
estaño durante estos pasos de tratamiento térmico de fijado en la
fase alfa.
Cuando las aleaciones de la presente invención no
han sido beta apagadas a las velocidades y temperatura
especificadas, y luego sometidas al fijado por la longitud de
tiempo y temperatura especificadas, las partículas de segunda fase
precipitan no uniformemente en los bordes del grano o en los bordes
de los que antes eran granos beta, debido a una transformación
controlada por difusión desde la fase beta de estructura cristalina
cúbico centrada hasta la fase alfa de estructura cristalina
hexagonal cercanamente empaquetado, en la cual se forma una llamada
estructura mallada ó de placa paralela.
La transformación por difusión controlada aumenta
la segregación y difusión de los elementos de aleación de segunda
fase hasta los bordes del grano, que antes eran los bordes de los
granos de fase beta, u otros sitios que son núcleo de
cristalización en la microestructura mallada ó de placa
paralela.
La familia de aleaciones descrita arriba puede
contener además hasta aproximadamente 0,015% en peso de silicio,
con el propósito de añadir fuerza y refinamiento del grano. En una
modalidad preferida, el contenido mínimo de silicio debe estar
entre aproximadamente 0,008% en peso y 0,012% en peso
(80-120 ppm). Estas aleaciones también podrían
contener entre aproximadamente 0,005% en peso y 0,020% en peso
(50-200 ppm) de carbono para control del
crecimiento del grano. Podría ajustarse el nivel de oxígeno de las
aleaciones descritas para que estuviese en el rango entre
aproximadamente 0,09% en peso y 0,22% en peso
(900-2.200 ppm) y preferiblemente en el rango entre
0,11% en peso y 0,14% en peso (1.100-1.140 ppm) con
objeto de impartir a las aleaciones fortaleza a la baja
temperatura. Los precipitados de Zr_{3}Fe no son afectados por la
presencia de oxígeno, carbono o silicio ni tampoco se ve
comprometida de ninguna forma su estabilidad en campos de radiación
de neutrones.
De acuerdo con un proceso de la presente
invención, un lingote de aleación de circonio de una composición
deseada seleccionada de entre la composición de la familia de
aleaciones de la presente invención, se forma mediante fusión de
circonio y los elementos de la aleación, preferiblemente en un
lingote de doble ó triple fusión para obtener uniformidad
composicional. El lingote es convertido en partes estructurales para
servicio del reactor ó en tubos huecos para revestimiento de barras
de combustible, fraguándolo en caliente primero en la fase beta
hasta formar un cubo ó una barra redonda (o en un tronco que luego
se corta en casquetes) a una temperatura de 1.000 a 1.100ºC por 0,1
a 1 hora. El fraguado puede completarse en el rango alfa más beta ó
en el rango alfa en uno ó en múltiples pasos. El cubo ó la barra
cortada ó el casquete, los cuales pueden ser sólidos ó tener un
hueco taladrado a través suyo, son beta apagados mediante
calentamiento a la temperatura de 1.050ºC \pm 20ºC por 20 a 120
minutos y luego apagados rápidamente a una temperatura inferior a
250ºC a una velocidad mayor ó igual que 500 K por segundo. Para
facilitar la obtención de altas velocidades de apagado, puede
llevarse a cabo el paso de beta apagado en partes de sección
transversal delgada en un paso de fabricación intermedio entre el
lingote y el producto final.
Para la fabricación de partes estructurales para
servicio nuclear, el cubo beta apagado es enrollado en caliente a
menos de 750ºC para la fabricación de láminas. La parte estructural
es llevada hasta su dimensión final mediante los pasos
subsiguientes de enrollado en frío con fijados intermedios a menos
de 700ºC.
Para la fabricación del revestimiento de barra de
combustible, se maquina el casquete beta apagado y se le prepara
para extrusión para un tubo de revestimiento de pared sencilla ó
para coextrusión de un tubo de revestimiento compuesto, de paredes
múltiples ó rayado. Para la fabricación de un tubo de revestimiento
de pared sencilla, se calienta el casquete beta apagado entre 600ºC
y 750ºC y se le extruye para formar un tubo que tiene un diámetro
exterior que varía entre aproximadamente 40 y 100 mm. Para un tubo
de revestimiento de pared múltiple, un tubo de revestimiento
compuesto ó un tubo de revestimiento rayado, se inserta un casquete
hueco del material de la pared interior ó del rayado dentro de otro
casquete hueco de un material de la pared exterior. Bien sea uno u
otro de éstos casquetes huecos pueden incluir un casquete beta
apagado formado de una aleación de la presente invención. Pueden
soldarse en el sitio los dos casquetes huecos ensamblados empleando
soldadura por rayo de electrones y luego calentado a
600-750ºC y coextruido para formar un tubo que tiene
un diámetro exterior que varía entre 40 y 100 mm. Se logra luego un
fijado óptimo mediante calentamiento del tubo hueco ó del tubo
compuesto extruído ó del tubo hueco rayado, por varias horas a 700ºC
ó por debajo, dependiendo del tamaño deseado en el precipitado. Se
someten luego el tubo hueco ó el tubo coextruido hueco a una serie
de ciclos de pasos alternantes de laminado y fijado a 700ºC ó menos
para formar un tubo de aproximadamente 10 mm de diámetro. Después
del último ciclo de laminado se le da al tubo un tratamiento final ó
fijado de 700ºC ó menos, de acuerdo con la condición deseada del
tubo, como aliviado por tensión, parcialmente recristalizado ó
recristalizado.
En la Figura 4 se muestra la distribución
uniforme intragranular e intergranular de los precipitados
intermetálicos que se obtiene mediante pasos apropiados de
procesamiento y tratamiento térmico en las aleaciones de circonio
que contienen hierro y estaño de la presente invención. La Figura 4
es una fotomicrografía de microscopía de transmisión de electrón
que muestra de acuerdo con la presente invención la distribución
típica uniforme intragranular e intergranular de precipitados
intermetálicos obtenidos por apagado rápido de la aleación a una
velocidad que excede los 500K/segundo, desde una temperatura por
encima de los 1.000ºC (es decir rango beta) para transformar
martensíticamente la aleación seguido de un fijado de 8 horas a
750ºC para precipitar las partículas intermetálicas de segunda
fase. Las Figuras 5 y 6 son fotomicrografías de microscopía de
transmisión de electrón que ilustran la distribución del
precipitado resultante del apagado de la aleación a velocidades más
bajas (50K/segundo y 5K/segundo, respectivamente) seguido de fijados
de 8 horas a 750ºC. Como se observó en las micrografías, las
partículas de segunda fase de éstos ejemplos precipitan no
uniformemente en los bordes del grano (Figura 5) ó en los bordes
del grano y los que eran los bordes del grano beta (Figura 6) debido
a una transformación controlada por difusión. Desde una fase beta
con estructura cristalina cúbico centrada hasta una fase alfa con
estructura cristalina hexagonal cercanamente empaquetado. La
transformación por difusión controlada aumenta la difusión y
segregación de los elementos de la aleación de segunda fase hasta
los bordes de los granos, hasta los que antes eran los bordes de
los granos de fase beta ó hasta otros sitios de formación de
núcleos, y da lugar a distribución no uniforme de precipitados
intermetálicos.
También puede ser deseable impartir al tubo de
revestimiento ó parte estructural hechos con la aleación de la
presente invención, un incremento en la resistencia al crecimiento
inducido de la radiación. De acuerdo con otro aspecto de la
presente invención, puede emplearse un fijado beta a una temperatura
superior a aproximadamente 1.000ºC, por un período de hasta media
hora y preferiblemente entre 2 y 15 minutos seguido de apagado en
aire ó agua a una velocidad controlada superior a 50 K/segundo, para
producir un material con una textura aleatoria para reducir el
crecimiento del revestimiento axial y el crecimiento axial del
ensamble de combustible y de los miembros estructurales del corazón
del reactor, los cuales de otro modo pueden ocurrir durante el alto
quemado. El fijado beta puede ejecutarse antes ó después del trabajo
de enfriamiento final ó paso de laminado; ó entre el trabajo de
enfriamiento intermedio ó pasos de laminado. Si el fijado beta es
desarrollado después del paso de trabajo de enfriamiento final,
puede ser seguido de un fijado alfa a una temperatura entre 575ºC y
700ºC para suministrar al material el tamaño deseado de precipitado.
En muchas aplicaciones, puede ser deseable producir un tamaño de
precipitado en el material de la aleación para optimizar la
resistencia a la corrosión en diferentes ambientes acuosos de alta
temperatura. En reactores de agua presurizada, en los cuales el
ambiente refrigerante/moderador es de química libre de oxígeno, el
revestimiento de barra de combustible nuclear, las partes
estructurales para ensamble nuclear y los componentes del corazón
del reactor están típicamente hechos de materiales de aleación que
tienen precipitados grandes. En una modalidad preferida, el tamaño
del precipitado es 100-300 nm y preferiblemente 200
nm para la aleación formada dentro del revestimiento de la barra de
combustible nuclear, partes estructurales para ensamble de
combustible nuclear y componentes del corazón del reactor, para
aplicación en reactores de agua presurizada. En reactores de agua
hirviente, en los cuales el ambiente del moderador refrigerante es
de una química rica en oxígeno, el revestimiento de barra de
combustible nuclear, partes estructurales para ensamble de
combustible nuclear y componentes del corazón del reactor están
típicamente hechos de materiales de aleación que tienen precipitados
más pequeños entre 40-100 nm y preferiblemente 80
nm.
Mientras que ésta discusión y dibujos representan
las modalidades preferidas de la presente invención, será aparente
para aquellos expertos en este tema, que pueden realizarse en ella
varios cambios y modificaciones sin por ello apartarse del alcance
de las presentes reivindicaciones.
Claims (14)
1. Un proceso para fabricar una aleación de
circonio que consiste esencialmente en 0,3 a 1,8% en peso de estaño,
0,1 a 0,65% en peso de hierro, donde el balance de dicha aleación es
esencialmente circonio grado nuclear con impurezas incidentales,
para tener una microestructura de precipitados de segunda fase de
Zr_{3}Fe, distribuidos en forma uniforme tanto intragranular como
intergranularmente, formando en la matriz de la aleación
precipitados de segunda fase resistentes a la radiación, que incluye
los pasos de:
- a)
- Calentamiento de la aleación en el rango \beta a una temperatura superior a aproximadamente 1.000ºC y apagado rápido de la aleación a una temperatura por debajo de la temperatura de transformación \alpha más \beta a \alpha, para formar la estructura martensítica;
- b)
- por lo menos un paso para fijar la aleación \beta apagada en la región de fase \alpha a una temperatura por debajo de aproximadamente 800ºC para formar dichos precipitados de Zr_{3}Fe.
2. El proceso de acuerdo con la Reivindicación 1,
donde la aleación es apagada a una velocidad mayor de
aproximadamente 500K/segundo.
3. El proceso de acuerdo con la Reivindicación 2,
donde la aleación es calentada a una temperatura de más ó menos
1.050ºC \pm 20ºC por más ó menos 20 a 120 minutos para formar una
solución sólida donde el hierro está completamente disuelto en la
matriz de \beta circonio estaño.
4. El proceso de acuerdo con la Reivindicación 3,
donde la temperatura por debajo de la temperatura de transformación
\alpha más \beta a \alpha está por debajo de más ó menos
250°C.
5. Un proceso para fabricar un tubo de
revestimiento de barra de combustible nuclear, que incluye los pasos
de:
- a)
- fabricación de un casquete de una aleación como se definió en la Reivindicación 1
- b)
- extrusión del casquete \beta apagado a una temperatura entre 600 y 750ºC para formar un tubo
- c)
- fijado de dicho tubo mediante calentamiento a una temperatura de hasta 700ºC
- d)
- laminado de dicho tubo fijado, y
- e)
- fijado final de dicho tubo laminado fijado a una temperatura de hasta 700ºC para formar dicho tubo de revestimiento de barra de combustible nuclear, que incluye la aleación que tiene una microestructura de precipitados de segunda fase de Zr_{3}Fe distribuidos en forma uniforme tanto intragranular como intergranularmente, formando en la matriz de la aleación precipitados de segunda fase resistentes a la radiación, lo cual da como resultado la mejora en la resistencia a la corrosión acuosa frente a la del Zircaloy, cuando es irradiado a alto flujo de neutrones.
6. El proceso para fabricar un tubo de
revestimiento de barra de combustible nuclear como se describió en
la Reivindicación 5, donde la temperatura por debajo de la
temperatura de transformación \alpha más \beta a \alpha a la
cual el casquete es \beta apagado está por debajo de 250ºC a una
velocidad mayor de 500 K/segundo.
7. El proceso para fabricar un tubo de
revestimiento de barra de combustible nuclear como se describió en
la Reivindicación 5, donde la aleación además consiste esencialmente
de hasta cerca de 0,015 por ciento en peso de silicio, 0,005 a 0,02
por ciento en peso de carbono, y de 0,09 a 0,22 por ciento en peso
de oxígeno.
8. El proceso para fabricar un tubo de
revestimiento de barra de combustible nuclear como se describió en
la Reivindicación 5, donde los precipitados de segunda fase de
Zr_{3}Fe de dicha aleación tienen un diámetro promedio de entre
cerca de 40 y 300 nm, en particular entre 40 y 100 nm, siendo
preferible cerca de 80 nm.
9. El proceso para fabricar un tubo de
revestimiento de barra de combustible nuclear como se describió en
la Reivindicación 5, donde el diámetro promedio está entre
100-300 nm, siendo en particular de cerca de 200
nm.
10. El proceso para fabricar un tubo de
revestimiento de barra de combustible nuclear como se describió en
la Reivindicación 5, donde el paso de laminado de dicho tubo es una
pluralidad de pasos de laminado y además incluye el paso de fijado
del tubo mediante calentamiento a una temperatura inferior a 700ºC
entre dicha pluralidad de pasos de lamina-
do.
do.
11. El proceso para fabricar un tubo de
revestimiento de barra de combustible nuclear como se describió en
la Reivindicación 10, donde además se incluye antes del paso de
fijado final, el paso de tratamiento \beta del tubo mediante
calentamiento a una temperatura mayor que cerca de 1.000ºC y apagado
a una velocidad superior a más ó menos 500 K/segundo hasta una
temperatura por debajo de la temperatura de transformación \alpha
más \beta a \alpha.
12. Un proceso para fabricar una parte
estructural para uso en un ensamble de combustible nuclear ó el
corazón de un reactor, que incluye:
- a)
- Fabricación de un lingote de una aleación, como se definió en la Reivindicación 4, con un a velocidad de apagado de 500K/segundo donde el lingote es forjado en caliente hasta un cubo en la fase \beta a una temperatura entre aproximadamente 1.000ºC y 1.100ºC por cerca de 0,1 a 1 hora;
- b)
- enrollado en caliente del cubo fijado, por debajo de cerca de 750ºC; y
- c)
- enrollado en frío del cubo fijado en caliente.
13. El proceso para fabricar una parte
estructural como se definió en la Reivindicación 12, que incluye
adicionalmente el fijado por debajo de cerca de 700ºC, donde la
velocidad de apagado es superior ó igual a 500 K/segundo.
14. Un tubo de revestimiento de barra de
combustible nuclear para una barra de combustible nuclear de un
reactor de agua sujeta a alto flujo y caracterizada por una
resistencia mejorada ante la corrosión, incluyendo una aleación que
consiste esencialmente en 0,3 a 1,8% en peso de estaño, 0,1 a 0,65%
en peso de hierro, donde el balance de dicha aleación es
esencialmente circonio grado nuclear con impurezas incidentales, y
con una microestructura de precipitados de segunda fase de
Zr_{3}Fe, distribuidos en forma uniforme tanto intragranular como
intergranularmente, formando en la matriz de la aleación
precipitados de segunda fase resistentes a la radiación lo cual
genera resistencia mejorada a la corrosión acuosa comparada con la
resistencia del Zircaloy cuando se irradia a alto flujo, siendo
producido dicho tubo de revestimiento de barra de combustible
nuclear por el proceso que consiste en los pasos de:
- a)
- \beta apagado del casquete de aleación de circonio que consiste esencialmente en 0,3 a 1,8% en peso de estaño, 0,1 a 0,65% en peso de hierro, donde el balance de dicha aleación es esencialmente circonio grado nuclear con impurezas incidentales mediante calentamiento a una temperatura en el rango \beta por encima de más ó menos 1.000ºC y apagado del casquete a una velocidad superior a más ó menos 500 K/segundo hasta una temperatura por debajo de la temperatura de transformación \alpha más \beta a \alpha para formar una estructura martensítica;
- b)
- fijado del casquete \beta apagado mediante calentamiento hasta una temperatura de 750ºC;
- c)
- extrusión a una temperatura por debajo de 750ºC de los casquetes fijados para formar un tubo;
- d)
- laminado de dicho tubo fijado; y
- e)
- fijado final de dicho tubo fijado laminado hasta una temperatura de 700ºC para formar dicho tubo de revestimiento de barra de combustible nuclear que incluye la aleación que tiene una microestructura de precipitados de segunda fase de Zr_{3}Fe, distribuidos en forma uniforme tanto intragranular como intergranularmente, formando en la matriz de la aleación precipitados de segunda fase resistentes a la radiación lo cual genera resistencia mejorada a la corrosión acuosa comparada con la resistencia del Zircaloy cuando se irradia a alto flujo.
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