FI80806C - Braenslestav foer kaernreaktor. - Google Patents
Braenslestav foer kaernreaktor. Download PDFInfo
- Publication number
- FI80806C FI80806C FI841267A FI841267A FI80806C FI 80806 C FI80806 C FI 80806C FI 841267 A FI841267 A FI 841267A FI 841267 A FI841267 A FI 841267A FI 80806 C FI80806 C FI 80806C
- Authority
- FI
- Finland
- Prior art keywords
- zirconium
- weight
- ppm
- less
- fuel rod
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
- G21C3/20—Details of the construction within the casing with coating on fuel or on inside of casing; with non-active interlayer between casing and active material with multiple casings or multiple active layers
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B32—LAYERED PRODUCTS
- B32B—LAYERED PRODUCTS, i.e. PRODUCTS BUILT-UP OF STRATA OF FLAT OR NON-FLAT, e.g. CELLULAR OR HONEYCOMB, FORM
- B32B15/00—Layered products comprising a layer of metal
- B32B15/01—Layered products comprising a layer of metal all layers being exclusively metallic
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
- Y10S376/90—Particular material or material shapes for fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Laminated Bodies (AREA)
- Addition Polymer Or Copolymer, Post-Treatments, Or Chemical Modifications (AREA)
- Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
Description
o. 80806
Ydinreaktorin polttoainesauva
Esillä olevan keksinnön kohteena on ydinreaktorin polttoainesauva, joka on tehty zirkoniumpohjäisestä lejeeringistä ja jonka sisäpinnalle on sovitettu pääasiassa zirkoniumista koostuva kerros.
Ydinreaktorien polttoaineen suojusputkina käytetään normaalisti ohutseinäisiä putkia, jotka on tehty zirkoniumpohjäisistä lejeeringeistä, jotka tunnetaan kauppanimellä Zirkaloy. Nämä lejeeringit sisältävät lejeerinkiaineita kuten tinaa, rautaa, nikkeliä, kromia ja happea. Lejeeringit sädetyskovettuvat neutronisädetyksen aikana. Sädetyskovetus aiheuttaa materiaalin haurastumisen ja tekee sen erittäin alttiiksi jännitys-korroosion aiheuttamille sauvavahingoille. Tämän estämiseksi on tunnettua varustaa suojusputki sisäpuolelta zirkoniumker-roksella. Zirkonium sopii tähän tarkoitukseen sen tähden, että se kestää kovettumista hyvin, kun siihen kohdistetaan neutronisädetystä ja zirkonium itsessään on suhteellisen pehmeä materiaali. Zirkoniumkerros suojusputken sisäpinnalla voi sen tähden deformoitha plastisesti ja suojata suojusputkea rasituksilta, joita syntyy tehon muutosten sattuessa käytön aikana.
Ruotsalaisen patenttihakemuksen 7810262-1 mukaan käytetään sisäpuolista zirkoniumkerrosta, jonka epäpuhtauspitoisuus on vähintään 1000 ppm ja enintään 5000 ppm. Epäpuhtauksista on tällöin 200 - 1200 ppm happea, joka vastaa reaktorilaa-tuisen kaupallisen zirkoniumsienen happipitoisuutta. Muiden epäpuhtauksien pitoisuudet ovat reaktorilaatuisen kaupallisen zirkoniumsienen sisältämien ao. aineiden normaalien rajojen puitteissa eli 75 ppm alumiinia tai vähemmän, 0,4 ppm booria tai vähemmän, 0,4 ppm kadmiumia tai vähemmän, 270 ppm hiiltä tai vähemmän, 200 ppm kromia tai vähemmän, 20 ppm kobolttia tai vähemmän, 50 ppm kuparia tai vähemmän, 100 ppm hafniumia tai vähemmän, 25 ppm vetyä tai vähemmän, 1500 ppm 2 80806 rautaa tai vähemmän, 20 ppm magnesiumia tai vähemmän, 50 ppm mangaania tai vähemmän, 50 ppm molybdeeniä tai vähemmän, 70 ppm nikkeliä tai vähemmän, 100 ppm niobia tai vähemmän, 80 ppm typpeä tai vähemmän, 120 ppm piitä tai vähemmän, 50 ppm tinaa tai vähemmän, 100 ppm voifrämiä tai vähemmän, 50 ppm titaania tai vähemmän sekä 3,5 ppm uraania tai vähemmän.
Ruotsalaisen patenttihakemuksen 7511581-6 mukaan sisäpuolisessa kerroksessa käytetään zirkoniumia, jonka epäpuhtauspi-toisuus on alle 1000 ppm, edullisesti alle 500 ppm. Epäpuhtauksista pidetään happipitoisuus alle 200 ppm:n tasolla.
Ruotsalaisesta patentista 8004946-2 on tunnettua käyttää sisäpuolisessa kerroksessa zirkoniumia, joka sisältää 0,1-3 paino-% molybdeeniä ja/tai 0,03-1 paino-% hiiltä ja/tai 0,03-1 paino-% fosforia ja/tai 0,03-1 paino-% piitä. Zirkonium voi tällöin lisäksi sisältää yllä mainittuja muita epäpuhtauksia, jotka sisältyvät kaupalliseen reaktorilaatuiseen zirkonium-sieneen. Molybdeenin, hiilen, fosforin ja piin lisäyksien oletetaan mainitussa patentissa antavan stabiilien faasien, kuten metalliyhdisteiden, karbidien, fosfidien ja silisidien erotuksen, jotka ovat vapaina hiukkasina zirkoniummatrlisissä. Tämä erotus estäisi rakeenkasvun putken valmistuksen yhteydessä, niin että zirkoniumissa saadaan pienempirakeinen rakenne kuin jos lisäyksiä ei tehdä. Toisenlainen hienorakei-nen rakenne aiheuttaisi suuremman kestävyyden jännityskorroosiota vastaan.
Hyvän jännityskorroosiokestävyyden saavuttamiseksi on siis aiemmin lähdetty joko siitä, että muiden aineiden pitoisuudet zirkoniumissa on pidettävä hyvin alhaisella tasolla, tai siitä, että muita aineita on lisättävä siinä määrin, että zirkoniummatriisissa saadaan aikaan vapaina hiukkasina olevien stabiilien yhdisteiden erotus.
Esillä olevan keksinnön mukaisesti on osoittautunut, että hyvä jännityskorroosiokestävyys voidaan saavuttaa käyttämällä
II
3 80806 verraten suuria tinapitoisuuksia huolimatta siitä, että tina ei anna vapaiden hiukkasten erotusta zirkoniummatriisissa, vaan liukenee tähän. Erittäin tärkeää on, että tinan lisäys suhteellisen suurina pitoisuuksina antaa zirkoniumille suuremman kestävyyden korkean lämpötilan omaavan veden ja vesihöyryn syövyttävää vaikutusta vastaan. Tämä aiheuttaa korroosio-vedyn hitaamman muodostuksen, niin että sen pitoisuudet eivät voi muodostua suuriksi ja aiheuttaa suojusputken mekaanisten ominaisuuksien tuhoutumista paikallisen hydrauksen takia.
Esillä olevan keksinnön mukaisesti pääasiassa zirkoniumista koostuva kerros suojusputken sisäpinnalla sisältää 0,1-1 painoni tinaa. Zirkoniumin sisältämien muiden aineiden kokonaispitoisuus on alle 0,5 paino-%. Nämä aineet muodostuvat reaktori-laatuisessa zirkoniumsienessä normaalisti esiintyvistä epäpuhtauksista, joiden pitoisuudet ovat edullisesti selityksessä edellä mainitut.
Zirkoniumkerroksen paksuus voi olla 0,005-0,8 mm ja sopivasti 0,04-0,32 mm ja edullisesti 0,05-0,1 mm. Kerroksen paksuus on sopivasti 5-40 % ja edullisesti 5-15 % suojusputken seinän paksuudesta.
Zirkoniumpohjäinen lejeerinki, jonka sisäpinnalle pääasiassa zirkoniumista koostuva kerros on sovitettu, muodostuu edullisesti zirkoniumtinalejeeringistä, esim. kauppanimellä Zirkaloy 2 ja Zirkaloy 4 tunnetuista zirkoniumpohjäisistä lejeeringeistä, joiden lejeerinkiainepitoisuudet ovat 1,2-1,7 % tinaa, 0,07-0,24 % rautaa, 0,05-0,15 % kromia, 0-0,08 % nikkeliä, 0,09-0,16 % happea, loput zirkoniumia ja reaktorilaatuisessa zirkoniumissa normaalisti esiintyviä epäpuhtauksia. Zirkaloy 2 sisältää 1,2-1,7 % tinaa, 0,07-0,20 % rautaa, 0,05-0,15 % kromia, 0,03-0,08 % nikkeliä ja 0,09-0,16 % happea. Zirkaloy 4 sisältää 1,2-1,7 % tinaa, 0,18-0,24 % rautaa, 0,07-0,13 % kromia ja 0,09-0,16 % happea. Kaikki mainitut prosenttiluvut tarkoittavat tässä painoprosentteja. Polttoainesauvan ydinpolttoaine on edullisesti uraanidioksidia.
4 80806
Keksintöä selitetään lähemmin selittämällä suoritusesimerkke-jä viitaten oheiseen piirustukseen, joka esittää poikkileikkausta keksinnön mukaisesta kevytvesireaktorin polttoaine-sauvasta.
0,5 paino-osaa tinaa sekoitetaan 99,5 paino-osaan kaupallista reaktorilaatuista zirkoniumsientä, jolla on selityksessä aiemmin esitetty koostumus. Putki, jonka seinän paksuus on 1,25 mm ja ulkohalkaisija 44 mm. valmistetaan seoksesta sulattamalla. Putki sovitetaan Zirkaloy 2-putkeen, jonka seinän paksuus on 10 mm ja sisähalkaisija 45 mm. Molemmat putket hitsataan yhteen putkien molemmista päätepinnoista. Näin saatu kokoonpantu putki suulakepuristetaan sitä samalla hieman lämmittäen. Suulakepuristettu tuote kylmävalssataan sen jälkeen useissa vaiheissa, joiden välissä on uudelleenkitey-tyshehkutuksia n. 650°C:ssa ja loppuhehkutus viimeisen valssauksen jälkeen n. 525°C:ssa, jolloin saadaan kuviossa esitetty putkimainen lopputuote, jonka paksuus on 0,73 mm ja sisähalkaisi ja 10,65 mm ja jossa on zirkoniumkerros 2, johon on seostettu tinaa ja jonka paksuus on 0,07 mm. Kuvioon on myös piirretty ydinpolttoaine, joka muodostuu pyöreänlieriömäi-sistä uraanidioksidipalikoista 3, jotka on pinottu päällekkäin suojusputken akselin suunnassa.
Korroosiokokeissa, jotka simuloivat reaktorin käytön olosuhteita, keksinnön mukaisesti valmistettujen suojusputkien sisäpuolisen kerroksen painon lisäys on alle 30 % siitä painon lisäyksestä, joka esiintyy vastaavassa sisäpuolisessa kerroksessa, joka ei sisällä seostettua tinaa.
Keksinnön mukainen polttoainesauva on ensisijaisesti tarkoitettu käytettäväksi reaktorissa, jossa jäähdytysaineena käytetään vettä.
li
Claims (2)
1. Bränslestav för kärnreaktor omfattande ett kapselrör (1) av zirkoniumbaserad legering pä vars invändiga yta ett skikt (2) väsentligen bestäende av zirkonium är anordnat och som innehäller ett kärnbränsle (3), kännetecknad av, att zirkoniumet i skiktet innehäller 0,1-1 viktprocent tenn och att samntenlagda halten av övriga i zirkoniumet i skiktet ingäende ämnen är mindre än 0,5 viktprocent.
1. Ydinreaktorin polttoainesauva, joka käsittää suojusput-ken (1), joka on tehty zirkoniumpohjaisesta lejeeringistä ja jonka sisäpuoliselle pinnalle on sovitettu pääasiassa zirkoniumista koostuva kerros (2) ja joka sisältää ydinpolttoainetta (3), tunnettu siitä, että kerroksen zirkonium sisältää 0,1-1 paino-% tinaa ja että kerroksen zirkoniumin sisältämien muiden aineiden kokonaispitoisuus on alle 0,5 paino-%.
2. Patenttivaatimuksen 1 mukainen polttoainesauva, tunnettu siitä, että kerroksen zirkoniumin sisältämät muut aineet muodostuvat reaktorilaatuisessa zirkoniumsienessä normaalisti esiintyvistä epäpuhtauksista.
2. Bränslestav enligt patentkravet 1, kännetecknad av, att övriga i zirkoniumet i skiktet ingäende ämnen utgöres av i zirkoniumsvamp av reaktorkvalitet normalt före-kommande föroreningar.
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE8301770A SE436078B (sv) | 1983-03-30 | 1983-03-30 | Brenslestav for kernreaktor brenslestav for kernreaktor |
SE8301770 | 1983-03-30 |
Publications (4)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
FI841267A0 FI841267A0 (fi) | 1984-03-29 |
FI841267A FI841267A (fi) | 1984-10-01 |
FI80806B FI80806B (fi) | 1990-03-30 |
FI80806C true FI80806C (fi) | 1990-07-10 |
Family
ID=20350608
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
FI841267A FI80806C (fi) | 1983-03-30 | 1984-03-29 | Braenslestav foer kaernreaktor. |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4610842A (fi) |
EP (1) | EP0121204B1 (fi) |
JP (1) | JPS59184882A (fi) |
DE (1) | DE3465650D1 (fi) |
FI (1) | FI80806C (fi) |
SE (1) | SE436078B (fi) |
Families Citing this family (30)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4675153A (en) * | 1984-03-14 | 1987-06-23 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation |
US4933136A (en) * | 1985-03-08 | 1990-06-12 | Westinghouse Electric Corp. | Water reactor fuel cladding |
JPS61217793A (ja) * | 1985-03-08 | 1986-09-27 | ウエスチングハウス・エレクトリック・コ−ポレ−ション | 原子炉燃料被覆管 |
CN86101123A (zh) * | 1985-03-08 | 1987-01-21 | 西屋电气公司 | 水堆燃料包壳管 |
US4775508A (en) * | 1985-03-08 | 1988-10-04 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation |
JPS6224182A (ja) * | 1985-03-08 | 1987-02-02 | ウエスチングハウス・エレクトリック・コ−ポレ−ション | 原子炉燃料被覆管 |
US4751045A (en) * | 1985-10-22 | 1988-06-14 | Westinghouse Electric Corp. | PCI resistant light water reactor fuel cladding |
US4816215A (en) * | 1987-10-22 | 1989-03-28 | Westinghouse Electric Corp. | Ultrapure zirconium-tin liner material |
US4816214A (en) * | 1987-10-22 | 1989-03-28 | Westinghouse Electric Corp. | Ultra slow EB melting to reduce reactor cladding |
US4986957A (en) * | 1989-05-25 | 1991-01-22 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron |
US5026516A (en) * | 1989-05-25 | 1991-06-25 | General Electric Company | Corrosion resistant cladding for nuclear fuel rods |
US5076488A (en) * | 1989-09-19 | 1991-12-31 | Teledyne Industries, Inc. | Silicon grain refinement of zirconium |
DE9206038U1 (de) * | 1992-02-28 | 1992-07-16 | Siemens AG, 80333 München | Werkstoff und Strukturteil aus modifiziertem Zirkaloy |
US5247550A (en) * | 1992-03-27 | 1993-09-21 | Siemens Power Corporation | Corrosion resistant zirconium liner for nuclear fuel rod cladding |
SE506174C2 (sv) * | 1992-12-18 | 1997-11-17 | Asea Atom Ab | Metod att framställa kärnbränsleelement |
US5519748A (en) * | 1993-04-23 | 1996-05-21 | General Electric Company | Zircaloy tubing having high resistance to crack propagation |
DE4314708A1 (de) * | 1993-05-04 | 1994-11-10 | Siemens Ag | Brennstab mit vorbestimmtem Sekundärschaden |
US5341407A (en) * | 1993-07-14 | 1994-08-23 | General Electric Company | Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers |
TW258815B (en) | 1994-07-13 | 1995-10-01 | Gen Electric | Nuclear fuel cladding having a gold coating |
US5699396A (en) * | 1994-11-21 | 1997-12-16 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloy for extended-life fuel cladding |
US5805655A (en) * | 1997-04-10 | 1998-09-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Protective coating to reduce stress corrosion cracking in zirconium alloy sheathing |
SE513185C2 (sv) | 1998-12-11 | 2000-07-24 | Asea Atom Ab | Zirkoniumbaserad legering och komponent i en kärnenergianläggning |
US6259758B1 (en) | 1999-02-26 | 2001-07-10 | General Electric Company | Catalytic hydrogen peroxide decomposer in water-cooled reactors |
WO2000058973A2 (de) | 1999-03-29 | 2000-10-05 | Framatome Anp Gmbh | Brennelement für einen druckwasser-reaktor und verfahren zur herstellung seiner hüllrohre |
KR100441562B1 (ko) * | 2001-05-07 | 2004-07-23 | 한국수력원자력 주식회사 | 우수한 내식성과 기계적 특성을 갖는 지르코늄 합금핵연료 피복관 및 그 제조 방법 |
SE530673C2 (sv) * | 2006-08-24 | 2008-08-05 | Westinghouse Electric Sweden | Vattenreaktorbränslekapslingsrör |
KR101001202B1 (ko) * | 2008-11-11 | 2010-12-15 | 한국수력원자력 주식회사 | Mn 및 Al 화합물 첨가제를 함유한 이산화우라늄 핵연료소결체 및 이의 제조 방법 |
RU2566294C2 (ru) * | 2010-01-13 | 2015-10-20 | Эдвансд Риэктор Консептс Ллк | Кольцевое металлическое ядерное топливо с защитной оболочкой |
RU2713473C2 (ru) | 2010-02-22 | 2020-02-05 | Эдвансд Риэктор Консептс Ллк | Система ядерного реактора и способ получения ядерной энергии |
CN106663475A (zh) | 2014-04-14 | 2017-05-10 | 先进核反应堆概念有限责任公司 | 分散在金属合金基质中的陶瓷核燃料 |
Family Cites Families (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2813073A (en) * | 1952-01-04 | 1957-11-12 | Henry A Saller | Neutron reactor fuel element utilizing zirconium-base alloys |
US3620691A (en) * | 1964-04-11 | 1971-11-16 | Siemens Ag | Zirconium structure |
FR1448044A (fr) * | 1965-04-09 | 1966-08-05 | Siemens Ag | Semi-produits à base de zirconium |
DE1639249C3 (de) * | 1968-03-13 | 1973-11-22 | Gesellschaft Fuer Kernenergieverwertung In Schiffbau Und Schiffahrt Mbh, 2000 Hamburg | Kernreaktor Brennelement und Ver fahren zu seiner Herstellung |
JPS5146691A (fi) * | 1974-10-18 | 1976-04-21 | Hitachi Ltd | |
GB1525717A (en) * | 1974-11-11 | 1978-09-20 | Gen Electric | Nuclear fuel elements |
FR2404898B2 (fr) * | 1974-11-11 | 1986-05-02 | Gen Electric | Gaine composite pour element de combustible nucleaire |
US4200492A (en) * | 1976-09-27 | 1980-04-29 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
US4372817A (en) * | 1976-09-27 | 1983-02-08 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
JPS6051070B2 (ja) * | 1977-07-21 | 1985-11-12 | 株式会社東芝 | 核燃料要素およびその製造方法 |
GB1584496A (en) * | 1977-08-01 | 1981-02-11 | Gen Electric | Nuclear fuel element and container |
SE422380B (sv) * | 1980-07-04 | 1982-03-01 | Asea Atom Ab | Brenslestav for kernreaktor |
-
1983
- 1983-03-30 SE SE8301770A patent/SE436078B/sv not_active IP Right Cessation
-
1984
- 1984-03-24 DE DE8484103288T patent/DE3465650D1/de not_active Expired
- 1984-03-24 EP EP84103288A patent/EP0121204B1/de not_active Expired
- 1984-03-28 US US06/594,320 patent/US4610842A/en not_active Expired - Lifetime
- 1984-03-28 JP JP59060537A patent/JPS59184882A/ja active Granted
- 1984-03-29 FI FI841267A patent/FI80806C/fi not_active IP Right Cessation
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4610842A (en) | 1986-09-09 |
JPS59184882A (ja) | 1984-10-20 |
DE3465650D1 (en) | 1987-10-01 |
SE8301770D0 (sv) | 1983-03-30 |
FI841267A (fi) | 1984-10-01 |
EP0121204B1 (de) | 1987-08-26 |
FI841267A0 (fi) | 1984-03-29 |
FI80806B (fi) | 1990-03-30 |
JPH0371078B2 (fi) | 1991-11-11 |
EP0121204A1 (de) | 1984-10-10 |
SE436078B (sv) | 1984-11-05 |
SE8301770L (fi) | 1984-10-01 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
FI80806C (fi) | Braenslestav foer kaernreaktor. | |
US4894203A (en) | Nuclear fuel element having oxidation resistant cladding | |
US5026516A (en) | Corrosion resistant cladding for nuclear fuel rods | |
US4029545A (en) | Nuclear fuel elements having a composite cladding | |
US5247550A (en) | Corrosion resistant zirconium liner for nuclear fuel rod cladding | |
US5024809A (en) | Corrosion resistant composite claddings for nuclear fuel rods | |
JP2957280B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料棒被覆管 | |
JPH07146388A (ja) | ジルコニウムバリア層を備えた燃料被覆の為の改良された内張り | |
EP0399222B1 (en) | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron | |
US5073336A (en) | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron | |
EP1052650B1 (en) | Cladding for use in nuclear reactors having improved resistance to cracking and corrosion | |
US6088419A (en) | Corrosion and hydride resistant nuclear fuel rod | |
JPH033917B2 (fi) | ||
EP0195155B1 (en) | Water reactor fuel cladding tubes | |
KR19980081820A (ko) | 가압수로 핵연료 조립체 | |
JPS58199836A (ja) | 改善された耐食性を有するジルコニウム合金隔壁 | |
JPS6362716B2 (fi) | ||
JP4999270B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の核燃料と燃料集合体用被覆管に関する方法、用途、及び装置。 | |
CA1168769A (en) | Fuel rod for a nuclear reactor | |
JPH0160797B2 (fi) | ||
KR19980080622A (ko) | 핵연료봉의 복합 피복 | |
KR100323299B1 (ko) | 비스무트와 니오븀을 함유한 고강도 지르코늄 합금 | |
KR19980080623A (ko) | 비스무스를 함유하는 고강도 지르코늄 합금 | |
Vesterlund | Fuel rod for a nuclear reactor | |
SE434316B (sv) | Brenslestav for kernreaktor |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MA | Patent expired |
Owner name: AKTIEBOLAGET ASEA-ATOM |