ES2951431T3 - Tubo de revestimiento para una barra de combustible para un reactor nuclear, barra de combustible y conjunto de combustible - Google Patents
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Abstract
Se describen un tubo de revestimiento (11), una barra de combustible y un conjunto combustible. El tubo de revestimiento comprende un componente de base tubular (20) que tiene una superficie exterior (21) y una superficie interior (22) que define un espacio interior (14) del tubo de revestimiento que alberga una pila de pastillas de combustible (10). El componente de base tubular está fabricado de una aleación a base de Zr. Se aplica un revestimiento (23) sobre la superficie exterior para proteger el componente de base tubular del desgaste mecánico, la oxidación y la hidruración. La aleación a base de Zr tiene la siguiente composición: Zr = equilibrio, Al = 0-2% en peso, Ti = 0-20% en peso, Sn = 0-6% en peso, Fe = 0-0,4% en peso, Nb = 0- 0,4% en peso, O = 200-1800 ppm, C = 0-200 ppm, Si = 0-200 ppm y S = 0-200 ppm. La cantidad total de Al+Ti+Sn > 2,5% en peso y <= 28% en peso. (Traducción automática con Google Translate, sin valor legal)
Description
DESCRIPCIÓN
Tubo de revestimiento para una barra de combustible para un reactor nuclear, barra de combustible y conjunto de combustible
Campo técnico de la invención
La presente invención se refiere en general a un tubo de revestimiento para una barra de combustible para un reactor nuclear, especialmente un Reactor de Agua Ligera, LWR, tal como un Reactor de Agua en Ebullición, BWR, un Reactor de Agua a Presión, PWR, o un Reactor Energético Agua-Agua, VVER. Más precisamente, el tubo de revestimiento comprende un componente de base tubular que tiene una superficie exterior y una superficie interior que definen un espacio interior del tubo de revestimiento que aloja una pila de pastillas de combustible, en donde el componente de base tubular está hecho de una aleación a base de Zr, y un recubrimiento aplicado sobre la superficie exterior del componente de base tubular y configurado para proteger el componente de base tubular del desgaste mecánico, la oxidación y la hidruración.
La presente invención también se refiere a una barra de combustible ya un conjunto de combustible.
Antecedentes de la invención y técnica anterior
Hoy en día se están haciendo esfuerzos para desarrollar el denominado Combustible Tolerante a Accidentes, ATF, para reactores nucleares. Los tubos de revestimiento de un componente de base tubular de aleaciones a base de Zr dotados con un recubrimiento son una solución a corto plazo a ser considerada. Para tales tubos de revestimiento recubiertos, no solamente el recubrimiento sino también el componente de base tubular es importante para el rendimiento general del tubo de revestimiento y la barra de combustible.
El planteamiento actual es usar una aleación base que es bien conocida y ampliamente utilizada en los diseños de combustible de hoy en día, por ejemplo, ZIRLO, M5, LK3 (Zircaloy-2), HiFi (Zlrcaloy-2 Modificado). Esto trae dos claras ventajas:
i) las propiedades mecánicas, por ejemplo, la resistencia a la fluencia, del componente de base tubular son bien conocidas y los modelos y códigos de hoy en día se puede aplicar con actualizaciones bastante limitadas a revestimientos recubiertos que utilizan componentes de base tubular de aleaciones a base de Zr bien conocidas, y ii) en caso de que el recubrimiento tenga imperfecciones que permitan que el agua refrigerante penetre en el recubrimiento, las propiedades de corrosión de la aleación a base de Zr son bien conocidas y probablemente lo suficientemente buenas como para mitigar la corrosión/hidruración local grave.
Las aleaciones a base de Zr utilizadas en productos de revestimiento de combustible comerciales de hoy en día (por ejemplo, ZIRLO, ZIRLO Optimizado, M5, LK3 y HiFi) se desarrollan para ser un compromiso optimizado cuando se trata de una multitud de áreas de rendimiento de materiales, tales como propiedades mecánicas y resistencia a la corrosión (oxidación e hidruración).
Las aleaciones a base de Zr que se utilizan en los componentes de conjunto de combustible de PWR de hoy en día típicamente incluyen Nb como uno de los elementos de aleación esenciales. Nb disminuye la temperatura de transformación de fase a a p, lo que puede ser un problema durante potenciales transitorios y LOCA (Accidente por Pérdida de Refrigerante).
Sn es otro elemento de aleación que se usa comúnmente en aleaciones a base de Zr en componentes de conjunto de combustible tanto de PWR como de BWR. Los límites superior e inferior para la concentración de Sn en las aleaciones tradicionales Zircaloy-2 y Zircaloy-4 se especifican en 1,2 y 1,7% en peso, respectivamente. En los PWR es bien conocido que la resistencia a la corrosión se mejora si la concentración de Sn se disminuye dentro del rango especificado para Zircaloy-2 y Zircaloy-4. Cuando se compara la aleación rusa E635 y ZIRLO y ZIRLO Optimizado, se observa además que la resistencia contra la corrosión uniforme en los PWR se mejora a medida que disminuye el contenido de Sn, dentro del rango de 0,65 a 1,3% en peso, también para las aleaciones de ZrSnNbFe.
Sn no solamente afecta a las propiedades de corrosión, sino que también afecta fuertemente a las propiedades mecánicas de una aleación a base de Zr. Sn aumenta la resistencia mecánica y disminuye la tasa de fluencia. Además, el Sn es un estabilizador a y, en consecuencia, aumenta la temperatura de transformación de fase a a p, lo que es beneficioso durante potenciales excursiones de temperatura. En el desarrollo inicial de aleaciones a base de Zr para aplicaciones nucleares se consideraron aleaciones binarias tanto de ZrSn como de ZrNb. Zircaloy-1 en realidad era una aleación binaria de Zr-2,5Sn (aleación de Zr con Sn al 2,5% en peso). Las aleaciones binarias de ZrSn no se han usado ampliamente en aplicaciones comerciales, mientras que las aleaciones binarias de ZrNb (Zr-1Nb y Zr-2,5Nb) todavía están en uso, por ejemplo, en los PWR y los VVER. Las aleaciones binarias de ZrNb, no obstante, tienen resistencia escasa a la corrosión en condiciones de oxidación y, en consecuencia, no se usan en los BWR.
El documento US 2015/0348652 describe un tubo de revestimiento que comprende un componente de base tubular de una aleación a base de Zr que comprende una cantidad mayoritaria de Zr y una cantidad minoritaria de hasta el 2% en peso de otros metales, tales como Nb, Sn, Fe, Cr y combinaciones de los mismos. El tubo de revestimiento también comprende un recubrimiento que comprende una primera capa que comprende un metal elemental y una segunda capa que comprende Cr elemental.
El documento US 2015/050521 describe un tubo de revestimiento que comprende un componente de base tubular con un recubrimiento de una o más capas protectoras de Cr, una aleación de Cr o una aleación terciaria de Nb-Cr-Ti. El componente de base tubular podría estar hecho, por ejemplo, de Zircaloy-4.
El documento WO-95/18874 describe una aleación de circonio para componentes de combustible nuclear, tales como tubos de revestimiento, separadores, cajas, etc., con propiedades mejoradas con respecto a la absorción de hidrógeno liberado durante la corrosión, en combinación con una buena resistencia y propiedades de fluencia.
El documento US-2013/251087 describe una modificación de superficie del material de revestimiento de un elemento de combustible nuclear.
El documento EP-3477660 describe un tubo de revestimiento para una barra de combustible a ser usado en un reactor de fisión nuclear.
Chromium and Chromium Nitride Coated Cladding for Nuclear Reactor Fuel, de Krejci et al, 2017, se refiere a Combustibles Tolerantes a Accidentes, en particular, a un tubo de revestimiento de una aleación a base de Zr que tiene una concentración relativamente alta de Nb, hasta el 1,7%. La aleación a base de Zr tiene un recubrimiento de Cr o CrN.
A Review of High Strength Zirconium Alloys, de C.D. Williams, 1969, trata diversas aleaciones a base de Zr que comprenden, por ejemplo, Al, Ti y Sn. Las aleaciones se están desarrollando para aplicaciones de alta temperatura a 450-500°C.
Compendio de la invención
Los inventores de la presente invención se han dado cuenta de que si un recubrimiento perfecto, o sustancialmente perfecto, esencialmente sin defectos, se aplica al componente de base tubular, la optimización del componente de base tubular se podría hacer sin considerar las propiedades de corrosión de la aleación a base de Zr del componente de base tubular. Esto aumentaría la libertad y mejoraría drásticamente las posibilidades cuando se optimiza la aleación a base de Zr del componente de base.
El propósito de la presente invención es, de este modo, proporcionar un tubo de revestimiento recubierto que tenga propiedades mejoradas generales para ser utilizado en un reactor nuclear.
Este propósito se logra mediante el tubo de revestimiento definido inicialmente, que se caracteriza por que la aleación a base de Zr tiene la siguiente composición:
Zr = resto,
Al = 0-2% en peso,
Ti = 0-20% en peso,
Sn = 0-6% en peso,
Fe = 0-0,4% en peso,
Nb = 0-0,4% en peso,
O = 200-1800 ppm en peso,
C = 0-200 ppm en peso, o trazas-200 ppm en peso,
Si = 0-200 ppm en peso, o trazas-200 ppm en peso, y
S = 0-200 ppm en peso, o trazas-200 ppm en peso,
en donde el 2,5% en peso < Al+Ti+Sn ≤ 28% en peso.
El componente de base tubular de la aleación a base de Zr que tiene tal composición con una concentración relativamente alta de los elementos de aleación Al, Ti y/o Sn puede tener excelentes propiedades mecánicas, por ejemplo, una alta resistencia mecánica y una baja tasa de fluencia, y una temperatura de transformación de fase a a p alta. El recubrimiento sobre la superficie exterior del componente de base tubular puede encerrar toda la superficie exterior del componente de base tubular y, de este modo, puede asegurar la integridad del componente de base
tubular. El recubrimiento puede proporcionar una protección suficiente y fiable contra el desgaste mecánico y la corrosión, tanto por oxidación como por hidruración.
En consecuencia, cuando se aplica el recubrimiento a la superficie exterior del componente de base tubular, las aleaciones a base de Zr con buenas propiedades mecánicas, pero una resistencia a la corrosión relativamente escasa, tales como las aleaciones de ZrSn con un contenido de Sn de hasta el 6% en peso, es decir, muy por encima del límite superior especificado para Zircaloy-2 y Zircaloy-4, se podrían usar para el componente de base del tubo de revestimiento. El aumento del límite elástico, la resistencia máxima a la tracción y la resistencia a la fluencia, que resultan de la concentración de Sn más alta, podría permitir una disminución en el espesor de la pared del revestimiento, lo que a su vez permitiría un mayor diámetro de pastilla de combustible. En consecuencia, este cambio soportaría un aumento del peso de uranio de los conjuntos de combustible, lo que a su vez podría disminuir el coste del ciclo de combustible.
Esencialmente, las mismas mejoras de las propiedades mecánicas que se logran por el Sn en la aleación a base de Zr también se pueden esperar para el Al y el Ti como elementos de aleación, es decir, para ZrAI con un contenido de Al de hasta el 2% en peso, o para ZrTi con un contenido de Ti de hasta el 20% en peso.
Como el Sn, tanto el Ti como el Al son estabilizadores a y, de este modo, pueden contribuir a un aumento de la temperatura de transformación de fase a a p.
Sn, Al y Ti son todos ventajosos en el sentido de que tienen una solubilidad relativamente alta en el circonio.
En la aleación a base de Zr del componente de base tubular del tubo de revestimiento, se utiliza Zr como el componente principal, al menos en parte, debido a su baja sección eficaz de absorción de neutrones, con un promedio de 0,186 b para Zr natural, es decir, para los isótopos que ocurren naturalmente. La sección eficaz de absorción de neutrones también tiene que ser considerada para los elementos de aleación, especialmente cuando la concentración de los elementos de aleación llega a ser relativamente alta. La sección eficaz de absorción de neutrones del Ti natural es de 6,09 b. La sección eficaz de absorción de neutrones del Sn natural es de 0,626 b. Para Al solamente Al-27 y Al-26 ocurren naturalmente, no obstante, Al-27 comprende casi todo el Al natural. Al-27 tiene una sección eficaz de absorción de neutrones de 0,231 b.
Sn, Al y Ti se pueden añadir por separado o en combinación, en donde la cantidad total de Sn+AI+Ti es mayor que el 2,5% en peso.
El mayor contenido de Sn, Ti y/o Al es, en consecuencia, una optimización ventajosa de la aleación a base de Zr que se basa en una resistencia a la corrosión suficiente y fiable del recubrimiento.
El oxígeno, que se ha de considerar un elemento de aleación y no una impureza, contribuye a mejorar las propiedades mecánicas de las aleaciones a base de Zr. En particular, se añade oxígeno para aumentar el límite elástico mediante el fortalecimiento de la solución. El oxígeno es un estabilizador a, que expande la región a del diagrama de fase mediante la formación de una solución sólida intersticial.
La aleación a base de Zr puede comprender adiciones relativamente bajas de Fe en el rango de 0-0,4% en peso, por ejemplo 0,1-0,4% en peso, 0,2-0,4% en peso, o 0,3-0,4% en peso. El Fe se considera un eutectoide p porque, en su diagrama de fase, el Fe tiene una descomposición eutectoide de la fase p. En general, el Fe se añadió originalmente como elemento de aleación a las aleaciones a base de Zr para mejorar la resistencia a la corrosión. Posteriormente se ha observado que el Fe puede disminuir el crecimiento inducido por irradiación de aleaciones a base de Zr, y que es la razón de por qué se puede incluir en la aleación a base de Zr de la presente invención.
La aleación a base de Zr puede comprender adiciones relativamente bajas de Nb, hasta su límite de solubilidad alrededor del 0,4% en peso y, de este modo, en el rango de 0-0,4% en peso, por ejemplo, 0,1-0,4% en peso, 0,2-0,4% en peso o 0,3-0,4% en peso. El Nb es un estabilizador p. Del p-Zr puro al Nb puro existe una solución sólida de sustitución completa a alta temperatura. Una transformación monotectoide ocurre a alrededor de 620°C y alrededor del 18,5% en peso de Nb. La concentración de Nb superior en la aleación a base de Zr de la presente invención se selecciona para mantener el Nb en solución sólida también en la fase a, por lo que puede proporcionar el fortalecimiento de la solución mientras que tiene un impacto insignificante en la temperatura de transformación de fase. El Nb también puede aumentar la resistencia a la fluencia y disminuir el crecimiento inducido por irradiación. Según una realización de la invención, dicha al menos una capa comprende al menos uno de Cr, un óxido cerámico, un carburo cerámico, un nitruro cerámico y Carbono Similar al Diamante (DLC), junto con otros posibles elementos de aleación. Tal capa puede mejorar aún más la resistencia a la corrosión, tanto a la oxidación como a la hidruración. El Cr puede ser ventajoso como el elemento único o el elemento principal de la capa del recubrimiento debido a su alta o muy alta resistencia a la corrosión, tanto a la oxidación como a la hidruración. El Cr puede estar presente en un compuesto o como Cr elemental.
Según una realización de la invención, dicha al menos una capa forma una capa de superficie exterior configurada para estar en contacto con un medio refrigerante y de moderación del reactor nuclear.
Según una realización de la invención, el recubrimiento tiene un espesor de como máximo 0,1 mm. Con el fin de mantener la absorción de neutrones térmicos en un nivel aceptable para minimizar el impacto del recubrimiento sobre la economía de neutrones de la barra de combustible, es importante mantener el espesor del recubrimiento bajo.
Según una realización de la invención, el recubrimiento tiene un espesor de al menos 0,003 mm, al menos 0,005 mm o al menos 0,01 mm. Este espesor mínimo del recubrimiento se ha elegido para obtener una unión segura al sustrato y propiedades protectoras excelentes del recubrimiento.
Según una realización de la invención, el recubrimiento se deposita físicamente en forma de vapor sobre la superficie exterior del componente de base tubular. Por medio de deposición física de vapor, PVD, se logra una fuerte unión entre el recubrimiento y el componente de base tubular.
Según una realización de la invención, la cantidad de Sn = 1-6% en peso, 2-6% en peso, 3-6% en peso, 4-6% en peso, 5-6% en peso, 1-5% en peso, 1-4% en peso, 1-3% en peso, o 1-2% en peso. Se considera que una cantidad de Sn de hasta el 6% en peso es ventajosa con respecto a las propiedades mecánicas, pero este límite superior se puede bajar, por ejemplo, si Al y/o Ti también están comprendidos por la aleación a base de Zr.
Según una realización de la invención, la cantidad de Ti = 1-20% en peso, 2-20% en peso, 4-20% en peso, 6-20% en peso, 8-20% en peso, 10-20% en peso, 1-18% en peso, 1-16% en peso, 1-14% en peso, 1-12% en peso o 1-10% en peso. Una cantidad de Ti de hasta el 20% en peso se considera que es ventajosa con respecto a las propiedades mecánicas, pero este límite superior se puede bajar, por ejemplo, si Al y/o Sn también están comprendidos por la aleación a base de Zr.
Según una realización de la invención, la cantidad de Ti de la aleación a base de Zr está enriquecida con respecto al isótopo Ti-50 y/o empobrecida respecto al isótopo Ti-48. Ti-48 tiene una sección eficaz de absorción de neutrones relativamente alta de 7,84 b, mientras que Ti-50 tiene una sección eficaz de absorción de neutrones baja de 0,179 b, es decir, del orden del de Zr. La cantidad aumentada de Ti-50 y/o la cantidad disminuida de Ti-48 es, de este modo, ventajosa con el fin de minimizar la penalización neutrónica.
Según una realización de la invención, la cantidad de Al = 0,3-2% en peso, 0,5-2% en peso, 0,8-2% en peso, 1,0-2% en peso, 1,3-2% en peso, 1,6-2% en peso, 0,3-1,6% en peso, 0,3-1,3% en peso, 0,3-1,0% en peso, 0,3-0,8% en peso o 0,3-0,5% en peso. Se considera que una cantidad de Al de hasta el 2% en peso es ventajosa con respecto a las propiedades mecánicas, pero este límite superior se puede bajar, por ejemplo, si Sn y/o Ti también están comprendidos por la aleación a base de Zr. A partir del informe de Williams mencionado anteriormente, uno puede observar que las aleaciones binarias de ZrAI tienen un límite elástico más alto que Zircaloy-2, pero una resistencia a la fluencia más baja. Desde esta perspectiva, parece ventajoso combinar Al con Sn y/o Ti.
Según una realización de la invención, la cantidad total de Al+Ti+Sn > 2,7% en peso, preferiblemente > 3,0% en peso, más preferiblemente > 3,5% en peso y lo más preferiblemente > 4,0% en peso.
Según una realización de la invención, la cantidad total de Al+Ti+Sn es igual o menor que el 24% en peso.
Según una realización de la invención, la cantidad de O > 800 ppm en peso.
Según una realización de la invención, el tubo de revestimiento comprende un forro interior proporcionado contra la superficie interior del componente de base tubular. El forro interior puede mitigar el efecto de la Interacción Pastilla-Revestimiento, PCI. El forro interior puede comprender una capa de circonio sin o de baja aleación que se une metalúrgicamente a la aleación a base de Zr del componente de base tubular del tubo de revestimiento. Tal forro interior puede, en virtud de su suavidad y diferente composición química, en comparación con el componente de base tubular, inhibir la iniciación y propagación de grietas de PCI.
En consecuencia, la presente invención, que se centra en las propiedades mecánicas del componente de base tubular, se puede combinar con tal forro interior para alcanzar la mejor combinación de la resistencia mecánica del componente de base tubular con la PCI, la resistencia a la oxidación y la hidruración del forro interior, junto con la resistencia al desgaste, la corrosión, tanto a la oxidación como a la hidruración del recubrimiento.
Además, el propósito se logra mediante la barra de combustible definida inicialmente, que comprende un tubo de revestimiento como se definió anteriormente.
Aún más, el propósito se logra mediante el conjunto de combustible inicialmente definido, que comprende un manojo de barras de combustible como se definió anteriormente.
Breve descripción de los dibujos
La presente invención se explicará ahora con más detalle a través de una descripción de diversas realizaciones y con referencia a los dibujos unidos a estas.
La Fig. 1 describe esquemáticamente una vista en sección longitudinal de un conjunto de combustible para un reactor nuclear según una primera realización de la invención.
La Fig. 2 describe esquemáticamente una vista en sección longitudinal de una barra de combustible del conjunto de combustible en la Fig. 1.
La Fig. 3 describe esquemáticamente una vista en sección longitudinal ampliada de una parte de la barra de combustible en la Fig. 2 que comprende un componente de base tubular y un recubrimiento.
La Fig. 4 describe esquemáticamente una vista en sección longitudinal ampliada de una parte de la barra de combustible en la Fig. 2 que comprende un componente de base tubular y un recubrimiento y según una segunda realización.
Descripción detallada de diversas realizaciones
La Fig. 1 describe un conjunto de combustible 1 configurado para ser usado en un reactor nuclear, especialmente un Reactor de Agua Ligera, LWR, tal como un Reactor de Agua en Ebullición, BWR, un Reactor de Agua a Presión, PWR, o un Reactor Energético Agua-Agua, VVER.
El conjunto de combustible 1 comprende un miembro inferior 2, un miembro superior 3 y una pluralidad de barras de combustible 4 alargadas que se extienden entre el miembro inferior 2 y el miembro superior 3. Las barras de combustible 4 se mantienen en sus posiciones por medio de una pluralidad de separadores 5.
Además, el conjunto de combustible 1 puede, por ejemplo, cuando se configura para su uso en un BWR, comprender un canal de flujo o caja de combustible indicado por las líneas discontinuas 6 y que rodea las barras de combustible 4.
La Fig. 2 describe una de las barras de combustible 4 del conjunto de combustible 1 en la Fig. 1. La barra de combustible 4 comprende un combustible nuclear, por ejemplo en forma de una pluralidad de pastillas de combustible nuclear sinterizado 10, y un tubo de revestimiento 11 que encierra el combustible nuclear, en este caso las pastillas de combustible nuclear 10.
La barra de combustible 4 puede comprender un tapón inferior 12 que sella un extremo inferior del tubo de revestimiento 11, y un tapón superior 13 que sella un extremo superior del tubo de revestimiento 11. Las pastillas de combustible nuclear 10 están dispuestas en una pila en un espacio interior 14 del tubo de revestimiento 11. El tubo de revestimiento 11 encierra las pastillas de combustible 10 y un gas en el espacio interior 14.
Se puede disponer un resorte 15 en una cámara impelente superior 16 del espacio interior 14 entre la pila de pastillas de combustible nuclear 10 y el tapón superior 13. El resorte 15 comprime la pila de pastillas de combustible nuclear 10 contra el tapón inferior 12.
Como se puede ver en la Fig. 3, el tubo de revestimiento 11 que comprende un componente de base tubular 20 que tiene una superficie exterior 21 y una superficie interior 22 hacia el espacio interior 14 que aloja la pila de pastillas de combustible 10. El componente de base tubular 20 tiene un espesor de pared que se extiende desde la superficie interior 22 hasta la superficie exterior 21.
El componente de base tubular 20 está hecho de una aleación a base de Zr a ser descrita más detalladamente a continuación.
El tubo de revestimiento 11 también comprende un recubrimiento 23 aplicado sobre la superficie exterior 21 del componente de base tubular 20. El recubrimiento 23 puede encerrar toda la superficie exterior 21 del componente de base tubular 20. El recubrimiento 23 se une al componente de base tubular 20 y está configurado para proteger el componente de base tubular 20 del desgaste mecánico, la oxidación y la hidruración.
Según la primera realización, el recubrimiento 23 comprende o consta de una capa 24. La capa 24 puede formar de este modo una capa de superficie exterior configurada para estar en contacto con un medio refrigerante y de moderación del reactor nuclear.
Según la primera realización, la capa 24 puede comprender Cr. La capa 24 puede comprender o consistir en Cr elemental junto con otros elementos de aleación posibles.
Según una realización adicional, la capa 24 puede, como alternativa o complemento, comprender al menos uno de un óxido cerámico, un carburo cerámico, un nitruro cerámico y Carbono Similar al Diamante (DLC), junto con otros elementos de aleación posibles.
Según la primera realización, el recubrimiento 23, es decir, la capa 24, se puede depositar físicamente en forma de vapor sobre la superficie exterior 21 del componente de base tubular 20. La deposición física de vapor, PVD, de la capa 24 puede asegurar una unión fuerte del recubrimiento 23 a la aleación a base de Zr del componente de base tubular 20.
Se debería señalar que también se pueden emplear otros métodos de aplicación del recubrimiento 23, por ejemplo, deposición química de vapor, galvanoplastia, pulverización en frío, etc.
El recubrimiento 23 puede tener un espesor de como máximo 0,1 mm. Además, el recubrimiento 23 puede tener un espesor de al menos 0,003 mm, al menos 0,005 mm o al menos 0,01 mm.
La aleación a base de Zr del componente de base tubular 20 tiene la siguiente composición: Zr = resto, Al = 0-2% en peso, Ti = 0-20% en peso, Sn = 0-6% en peso, Fe = 0-0,4% en peso, Nb = 0-0,4% en peso, O = 200-1800 ppm en peso, C = trazas-200 ppm en peso, Si = trazas-200 ppm en peso y S = trazas-200 ppm en peso. La cantidad total de Al+Ti+Sn > 2,5% en peso y ≤ 28% en peso.
Sn, Al y Ti se pueden incluir por separado o en combinación unos con otros. En otras palabras, la aleación a base de Zr puede comprender solamente uno de Sn, Al y Ti, dos de Sn, Al y Ti, o los tres de Sn, Al y Ti.
Según una realización adicional, la cantidad total de Sn+AI+Ti es mayor que el 2,7% en peso, preferiblemente mayor que el 3,0% en peso, más preferiblemente mayor que el 3,5% en peso y lo más preferiblemente mayor que el 4,0% en peso.
Según una realización adicional, la cantidad total de Al+Ti+Sn en la aleación a base de Zr puede ser igual o menor que el 24% en peso, igual o menor que el 20% en peso, igual o menor que el 16% en peso, igual o menor que el 12% en peso, o igual o menor que el 8% en peso.
La cantidad de Sn en la aleación a base de Zr puede ser 1-6% en peso, 2-6% en peso, 3-6% en peso, 4-6% en peso, 5-6% en peso, 1-5% en peso, 1-4% en peso, 1-3% en peso o 1-2% en peso.
La sección eficaz de absorción de neutrones del Sn natural es 0,626. El Sn natural contiene varios isótopos, esto es, Sn-112, Sn-114, Sn-115, Sn-116, Sn-117, Sn-118, Sn-119, Sn-120, Sn-122 y Sn-124. Con el fin de reducir la sección eficaz de absorción de neutrones, el Sn se puede enriquecer con respecto a algunos de los isótopos pares, tales como Sn-114, Sn-116, Sn-118, Sn-120, Sn-122 y Sn-124, que todos tienen una sección eficaz de absorción de neutrones por debajo de 0,626 b.
La cantidad de Ti en la aleación a base de Zr puede ser 1-20% en peso, 2-20% en peso, 4-20% en peso, 6-20% en peso, 8-20% en peso, 10-20% en peso, 1-18% en peso, 1-16% en peso, 1-14% en peso, 1-12% en peso o 1-10% en peso.
La sección eficaz de absorción de neutrones del Ti natural, que contiene los isótopos Ti-46, Ti-47, Ti-48, Ti-49 y Ti-50, es de 6,09 b. Ti-48 tiene una sección eficaz de absorción de neutrones alta de 7,84 b, mientras que Ti-50 tiene una sección eficaz de absorción de neutrones baja de 0,179 b. La cantidad de Ti en la aleación a base de Zr se puede enriquecer de este modo con respecto al isótopo Ti-50 y/o empobrecer con respecto al isótopo Ti-48.
La cantidad de Al en la aleación a base de Zr puede ser 0,3-2% en peso, 0,5-2% en peso, 0,8-2% en peso, 1,0-2% en peso, 1,3-2% en peso, 1,6-2% en peso, 0,3 -1,6% en peso, 0,3-1,3% en peso, 0,3-1,0% en peso, 0,3-0,8% en peso o 0,3-0,5% en peso.
La aleación a base de Zr puede comprender una cantidad más alta de O, por ejemplo igual a o más de 800 ppm en peso hasta el máximo nivel de 1800 ppm en peso.
El tubo de revestimiento 11 también puede comprender un forro interior 25 proporcionado contra la superficie interior 22 del componente de base tubular 20. El forro interior 25 puede estar basado en Zr y puede incluir los siguientes elementos de aleación 0,1-0,4% en peso de Sn, 0,04-0,07% en peso de Fe, 0-0,07% en peso de Cr y < 600 ppm en peso de O. Además, el forro interior 25 a base de Zr puede incluir niveles bajos o insignificantes de impurezas. La cantidad de los elementos de aleación en el forro interior 25 está por debajo de los niveles de los elementos de aleación en la aleación a base de Zr del componente de base tubular 20.
El forro interior 25 puede tener un grosor que constituye alrededor del 10% del espesor de pared del componente de base tubular 20.
La Fig. 4 ilustra una segunda realización que difiere de la primera realización en que el recubrimiento 23 es un recubrimiento multicapa. En la segunda realización descrita, el recubrimiento 23 comprende tres capas 24, en donde la primera capa 24a encierra y se une a la superficie exterior 21 del componente de base tubular 20, la segunda capa 24b encierra y se une a la primera capa 24a, y la tercera capa 24c encierra y se une a la segunda capa 24b. La tercera capa 24c forma una capa de superficie exterior configurada para estar en contacto con un medio de enfriamiento y de moderación del reactor nuclear.
La primera, segunda y tercera capas 24a-24c pueden tener diferentes composiciones. El grosor del recubrimiento 23 de la segunda realización puede ser igual al de la primera realización. La primera, segunda y tercera capas 24 se depositan físicamente en forma de vapor sobre la superficie exterior 21 del componente de base tubular 20 y unas sobre otras.
Se debería señalar que el recubrimiento 23 puede comprender alternativamente dos capas o más de tres capas, por ejemplo 4, 5, 6, 7 o incluso más capas.
La invención no se limita a las realizaciones descritas, sino que se puede variar y modificar dentro del alcance de las siguientes reivindicaciones.
Claims (14)
1. Un tubo de revestimiento (11) para una barra de combustible (4) para un reactor nuclear, el tubo de revestimiento (11) que comprende
un componente de base tubular (20) que tiene una superficie exterior (21) y una superficie interior (22) que definen un espacio interior (14) del tubo de revestimiento (11) que aloja una pila de pastillas de combustible (10), en donde el componente de base tubular (20) está hecho de una aleación a base de Zr, y
un recubrimiento (23) aplicado sobre la superficie exterior (21) del componente de base tubular (20) y configurado para proteger el componente de base tubular (20) del desgaste mecánico, la oxidación y la hidruración, en donde la aleación a base de Zr tiene la siguiente composición:
Zr = resto,
Al= 0-2% en peso,
Ti = 0-20% en peso,
Sn = 0-6% en peso,
Fe = 0-0,4% en peso,
Nb = 0-0,4% en peso,
O = 200-1800 ppm en peso,
C = 0-200 ppm en peso,
Si = 0-200 ppm en peso, y
S = 0-200 ppm en peso,
en donde 2,5% en peso < Al+Ti+Sn ≤ 28 en peso.
2. El tubo de revestimiento (11) según la reivindicación 1, en donde dicho recubrimiento (23) comprende al menos una capa (24) que comprende al menos uno de Cr, un óxido cerámico, un carburo cerámico, un nitruro cerámico y Carbono Similar al Diamante (DLC), junto con otros elementos de aleación posibles.
3. El tubo de revestimiento (11) según cualquiera de las reivindicaciones 1 y 2, en donde dicho recubrimiento (23) comprende al menos una capa (24) formando una capa de superficie exterior configurada para estar en contacto con un medio refrigerante y de moderación del reactor nuclear.
4. El tubo de revestimiento (11) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en donde el recubrimiento (23) se deposita físicamente en forma de vapor sobre la superficie exterior (21) del componente de base tubular (20).
5. El tubo de revestimiento (11) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en donde la cantidad de Sn = 1-6% en peso.
6. El tubo de revestimiento (11) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en donde la cantidad de Ti = 1-20% en peso.
7. El tubo de revestimiento (11) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en donde la cantidad de Ti de la aleación a base de Zr está enriquecida con respecto al isótopo Ti-50 y/o empobrecida con respecto al isótopo Ti-48.
8. El tubo de revestimiento (11) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en donde la cantidad de Al = 0,3-2% en peso.
9. El tubo de revestimiento (11) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en donde la cantidad total de Al+Ti+Sn > 2,7% en peso, preferiblemente > 3,0% en peso, más preferiblemente > 3,5% en peso y lo más preferiblemente > 4,0% en peso.
10. El tubo de revestimiento (11) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en donde la cantidad total de Al+Ti+Sn es igual o menor que el 24% en peso.
11. El tubo de revestimiento (11) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en donde la cantidad de O > 800 ppm en peso.
12. El tubo de revestimiento (11) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en donde el tubo de revestimiento (11) comprende un forro interior (25) proporcionado contra la superficie interior (22) del componente de base tubular (20).
13. Una barra de combustible (4) que comprende un tubo de revestimiento (11) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores.
14. Un conjunto de combustible (1) que comprende un manojo de barras de combustible (4) según la reivindicación 13.
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