RU2302044C1 - Lead cooled fast reactor fuel element (alternatives) - Google Patents
Lead cooled fast reactor fuel element (alternatives) Download PDFInfo
- Publication number
- RU2302044C1 RU2302044C1 RU2005131326/06A RU2005131326A RU2302044C1 RU 2302044 C1 RU2302044 C1 RU 2302044C1 RU 2005131326/06 A RU2005131326/06 A RU 2005131326/06A RU 2005131326 A RU2005131326 A RU 2005131326A RU 2302044 C1 RU2302044 C1 RU 2302044C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- lead
- chromium
- molybdenum
- manganese
- tungsten
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Fuel-Injection Apparatus (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к материалам, используемым в ядерной энергетике, и может быть использовано при изготовлении тепловыделяющих элементов (твэлов) атомных реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым (свинцово-висмутовым) теплоносителем (реакторов БТ).The invention relates to the field of nuclear engineering, in particular to materials used in nuclear energy, and can be used in the manufacture of fuel elements (fuel elements) of fast-neutron atomic reactors with lead (lead-bismuth) coolant (BT reactors).
К сталям, используемым для изготовления оболочек твэлов и других элементов атомных реакторов БТ, предъявляется ряд жестких требований по коррозионной стойкости в расплавленном свинце или эвтектике свинец-висмут, по характеристикам жаропрочности, по сопротивлению вакансионному распуханию, по технологичности, свариваемости и др.The steels used for the manufacture of cladding of fuel rods and other elements of BT atomic reactors are subject to a number of stringent requirements for corrosion resistance in molten lead or lead-bismuth eutectics, heat resistance characteristics, vacancy swelling resistance, manufacturability, weldability, etc.
Одним из перспективных материалов для изготовления оболочек твэлов являются хромистые стали, которые обладают хорошими свойствами, в частности, в незначительной степени подвержены радиационному распуханию и имеют лучшую (по сравнению с аустенитными сталями) коррозионную стойкость в Pb и Pb-Bi.One of the promising materials for the manufacture of fuel claddings is chromium steels, which have good properties, in particular, are slightly susceptible to radiation swelling and have better (compared with austenitic steels) corrosion resistance in Pb and Pb-Bi.
Так известен твэл реактора БТ [U.K.Bibilashvili, A.G.Ioltukhovskiy et all. "12% Chromium Steels Working Characteristics with Reference to the Conditions ob Operating of the Core Elements of Reactors Using Lead and Lead-Bismuth Coolants" in Heavy Liquid Metal Coolants in Nuclear Technology, v.2, Obninsk, 1998, p.737], в котором оболочка выполнена из ферритно-мартенситной стали ЭП823 (ТУ 1-14-925-74), содержащая, в мас.%:So known fuel rod reactor BT [U.K. Bibilashvili, A.G. Ioltukhovskiy et all. "12% Chromium Steels Working Characteristics with Reference to the Conditions ob Operating of the Core Elements of Reactors Using Lead and Lead-Bismuth Coolants" in Heavy Liquid Metal Coolants in Nuclear Technology, v.2, Obninsk, 1998, p.737], in which the shell is made of ferritic-martensitic steel EP823 (TU 1-14-925-74), containing, in wt.%:
Этот твэл является наиболее близким к предлагаемому твэлу.This fuel element is the closest to the proposed fuel element.
Однако лучшей коррозионной стойкостью в свинце и свинце-висмуте до температуры 650-700°С обладают ферритные стали, например сталь 05Х18С2МВФАЮ [патент РФ №2238345], содержащая углерод, кремний, марганец, хром, никель, ванадий, молибден, вольфрам, ниобий, бор, церий и железо при ограниченном содержании неизбежных примесей, причем сталь дополнительно содержит азот и алюминий при следующем соотношении компонентов, мас.%:However, the best corrosion resistance in lead and lead-bismuth to a temperature of 650-700 ° C is possessed by ferritic steels, for example steel 05X18C2MVFAYU [RF patent No. 2238345] containing carbon, silicon, manganese, chromium, nickel, vanadium, molybdenum, tungsten, niobium, boron, cerium and iron with a limited content of inevitable impurities, and the steel additionally contains nitrogen and aluminum in the following ratio of components, wt.%:
Недостатком ферритных сталей является более низкая жаропрочность, чем у ферритно-мартенситных сталей, и поэтому необходимо использование оболочек твэлов реактора БТ большей толщины. Для предлагаемого твэла, содержащего таблеточное топливо, цилиндрическую трубчатую оболочку и теплопередающий зазор, заполненный или инертным газом, или свинцом (сплавом свинец-висмут), предполагается в качестве материала оболочки твэла использование биметаллической оболочечной трубки, где сталь второго слоя должна быть более жаропрочной, чем выбранная для наружного слоя ферритная сталь 05Х18С2МВФАЮ и достаточно коррозионностойкой в застойном свинце (подслое).The disadvantage of ferritic steels is lower heat resistance than ferritic-martensitic steels, and therefore it is necessary to use the shells of fuel rods of the BT reactor of greater thickness. For the proposed fuel rod containing a tablet fuel, a cylindrical tubular shell and a heat transfer gap filled with either an inert gas or lead (lead-bismuth alloy), it is proposed to use a bimetallic cladding tube material, where the second layer steel should be more heat resistant than Ferritic steel 05X18C2MVFAY selected for the outer layer and sufficiently corrosion resistant in stagnant lead (sublayer).
В атомной энергетике опыт применения биметаллических оболочек твэлов известен давно. Так, в 1973 г. в Англии был запущен реактор на быстрых нейтронах DFR (Daunrey) с использованием в качестве теплоносителя сплава натрий-калий. В качестве оболочек твэлов использовалась биметаллическая трубка из ванадия и ниобия (ванадий - внутренний слой) [М.Д.Абрамович, С.Н.Вотинов, А.Г.Иолтуховский. Радиационное материаловедение на АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1984 г., с.17]. В реакторах BWR, работающих в режиме маневрирования мощностью для оболочек твэлов используются биметаллические циркониевые трубы (наружный слой - циркалой-2, а внутренний слой - нелегированный иодидный цирконий [C.David Williams, Mick О.Marlowe et al. "Zircaloy 2 Lined Zirconium Barrier Fuel Cladding" in Zirconium in the Nuclear Industry: Eleventh International Symposium, ASTM STP 1295, E.R.Bradlly and G.P.Sabol Eds. American Society for Testing and Materials, 1996, p.676-694].In nuclear energy, the experience of using bimetallic claddings of fuel elements has long been known. So, in 1973 in England, a fast neutron reactor DFR (Daunrey) was launched using a sodium-potassium alloy as a heat carrier. As the claddings of the fuel rods, a bimetallic tube made of vanadium and niobium (vanadium - the inner layer) was used [M.D. Abramovich, S.N.Votinov, A.G. Ioltukhovsky. Radiation materials science at nuclear power plants. M .: Energoatomizdat, 1984, p.17]. BWR reactors operating in power maneuvering mode for claddings of fuel elements use bimetallic zirconium pipes (the outer layer is zirconium-2, and the inner layer is undoped iodide zirconium [C. David Williams, Mick O. Marlowe et al. "Zircaloy 2 Lined Zirconium Barrier Fuel Cladding "in Zirconium in the Nuclear Industry: Eleventh International Symposium, ASTM STP 1295, ER Bradlly and GPSabol Eds. American Society for Testing and Materials, 1996, p.676-694].
Технической задачей изобретения является создание твэла для реактора БТ, биметаллическая оболочка которого обладала бы следующими свойствами: высокой коррозионной стойкостью (за счет применения указанной ферритной стали 05Х18С2МВФАЮ) в теплоносителе и теплопередающем слое (свинец или свинец-висмут) и достаточной жаропрочностью. Требование высокого сопротивления НТРО отпадает, т.к. нижняя температура теплоносителя в реакторах БТ лежит выше 400°С.An object of the invention is the creation of a fuel rod for a BT reactor, the bimetallic shell of which would have the following properties: high corrosion resistance (due to the use of the specified ferritic steel 05X18C2MVFAY) in the coolant and heat transfer layer (lead or lead-bismuth) and sufficient heat resistance. The requirement of high resistance to NTRO disappears, because the lower temperature of the coolant in the BT reactors lies above 400 ° C.
По первому варианту твэл реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, включает оболочку, герметизированную по торцам заглушками, внутри которой размещено ядерное топливо, теплопередающий подслой, заполненный инертным газом или свинцом (сплавом свинец-висмут), а также необходимые конструктивные элементы, оболочка изготовлена из биметаллической трубки с наружным слоем из ферритной стали, содержащей углерод, кремний, марганец, хром, вольфрам, алюминий, молибден, ниобий, никель, азот, кислород, бор, церий и/или иттрий, кобальт, медь, серу, фосфор при следующем соотношении компонентов, мас.%:According to the first embodiment, a fast neutron fuel element reactor with a lead coolant includes a shell sealed at the ends with plugs, inside which there is nuclear fuel, a heat transfer sublayer filled with an inert gas or lead (lead-bismuth alloy), and also the necessary structural elements, the shell is made of bimetallic tube with an outer layer of ferritic steel containing carbon, silicon, manganese, chromium, tungsten, aluminum, molybdenum, niobium, nickel, nitrogen, oxygen, boron, cerium and / or yttrium, cobalt, m ed, sulfur, phosphorus in the following ratio of components, wt.%:
и внутренним слоем - из жаропрочной мартенситно-ферритной стали (марки ЭП900), содержащей углерод, кремний, марганец, хром, никель, молибден, вольфрам, ванадий, бор, азот, церий при следующем соотношении компонетов, мас.%:and the inner layer of heat-resistant martensitic-ferritic steel (grade EP900) containing carbon, silicon, manganese, chromium, nickel, molybdenum, tungsten, vanadium, boron, nitrogen, cerium in the following ratio of components, wt.%:
причем отношение толщины наружного слоя к толщине внутреннего слоя лежит в интервале 0,5÷0,2, что определяется необходимыми прочностными свойствами при разных условиях эксплуатации.moreover, the ratio of the thickness of the outer layer to the thickness of the inner layer lies in the range of 0.5 ÷ 0.2, which is determined by the necessary strength properties under different operating conditions.
По второму варианту твэл реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, включает оболочку, герметизированную по торцам заглушками, внутри которой размещено ядерное топливо, теплопередающий подслой, заполненный инертным газом или свинцом (сплавом свинец-висмут), а также необходимые конструктивные элементы, оболочка изготовлена из триметаллической трубки, наружный и внутренний слои трубки изготовлены из ферритной стали, содержащей углерод, кремний, марганец, хром, вольфрам, алюминий, молибден, ниобий, никель, азот, кислород, бор, церий и/или иттрий, кобальт, медь, серу, фосфор при следующем соотношении компонентов, мас.%:According to the second version of a fast neutron fuel element reactor with a lead coolant, it includes a shell sealed at the ends with plugs, inside which there is nuclear fuel, a heat transfer sublayer filled with an inert gas or lead (lead-bismuth alloy), and also the necessary structural elements, the shell is made of trimetallic tube, the outer and inner layers of the tube are made of ferritic steel containing carbon, silicon, manganese, chromium, tungsten, aluminum, molybdenum, niobium, nickel, nitrogen, oxygen, b p, cerium and / or yttrium, cobalt, copper, sulfur, phosphorus at the following component ratio, wt.%:
а промежуточный слой трубки - из жаропрочной мартенситно-ферритной стали (марки ЭП900), содержащей углерод, кремний, марганец, хром, никель, молибден, вольфрам, ванадий, бор, азот, церий, при следующем соотношении компонентов, мас.%:and the intermediate layer of the tube is made of heat-resistant martensitic-ferritic steel (EP900 grade) containing carbon, silicon, manganese, chromium, nickel, molybdenum, tungsten, vanadium, boron, nitrogen, cerium, in the following ratio, wt.%:
причем отношение суммы толщины наружного и внутреннего слоев триметаллической трубки к толщине промежуточного слоя лежит в интервале 0,5÷0,3, что определяется необходимыми прочностными свойствами при разных условиях эксплуатации.moreover, the ratio of the sum of the thickness of the outer and inner layers of the trimetallic tube to the thickness of the intermediate layer lies in the range 0.5–0.3, which is determined by the necessary strength properties under different operating conditions.
Сталь ЭП900 описана в статье "Проблемы создания и модификации нержавеющих сталей для деталей активных зон ядерных реакторов на быстрых нейтронах и термоядерного реактора синтеза", авторов М.И.Солонина, А.Г.Иолтуховского, Ю.К.Бибилашвили и др. в ж. Физика и химия обработки материалов, 2001 г. №5, с.5-13.EP900 steel is described in the article "Problems of the Creation and Modification of Stainless Steels for Parts of the Active Zones of Fast Reactor Nuclear Reactors and the Thermonuclear Fusion Reactor" by M.I.Solonin, A.G. Ioltukhovsky, Yu.K. Bibilashvili and others. . Physics and Chemistry of Materials Processing, 2001, No. 5, pp. 5-13.
Пример.Example.
1. Изготовление труб.1. The manufacture of pipes.
Для изготовления заявленных биметаллических и триметаллических труб ⌀9,4×0,5×1800 мм для оболочек опытных твэлов реактора БТ и исследования коррозионных и прочностных свойств этих труб, были выплавлены два опытных слитка стали 05Х18С2МВФАЮ по 25 кг каждый в индукционной печи в защитной атмосфере азота. Слитки были прокованы на молоте при температуре 1100°С и обточены для получения прутка ⌀60 мм.For the manufacture of the claimed bimetallic and trimetallic pipes ⌀9.4 × 0.5 × 1800 mm for the shells of the experimental BT reactor fuel rods and the study of the corrosion and strength properties of these pipes, two experimental 05Kh18S2MVFAYU steel ingots of 25 kg each were melted in an induction furnace in a protective atmosphere nitrogen. The ingots were forged on a hammer at a temperature of 1100 ° С and turned to produce a ⌀60 mm bar.
Жаропрочная и радиационностойкая сталь ЭП900 - другая составляющая биметаллической трубы изготавливалась из прутка ⌀60 мм производства завода ОАО Электросталь.Heat-resistant and radiation-resistant steel EP900 - another component of a bimetallic pipe was made from a ⌀60 mm bar manufactured by the Elektrostal plant.
В таблице 1 приведен химический состав сталей 05Х18С2МВФАЮ и ЭП900, а также стали - ЭП823.Table 1 shows the chemical composition of steels 05X18S2MVFAY and EP900, as well as steel - EP823.
На фигуре представлена составная заготовка в сборке, где 1 - наружный чехол; 2 - крышка; 3 - внутренний чехол; 4 - втулка из стали типа 05Х18С2МВФАЮ, для наружного слоя биметаллической трубы; 5 - втулка из стали ЭП900, для внутреннего слоя биметаллической трубы; 6 - крышка.The figure shows a composite blank in the assembly, where 1 is the outer cover; 2 - cover; 3 - an internal cover; 4 - sleeve made of steel type 05X18S2MVFAY, for the outer layer of a bimetallic pipe; 5 - sleeve made of steel EP900, for the inner layer of a bimetallic pipe; 6 - a cover.
Втулки (длиной 90 мм) из сталей 05Х18С2МВФАЮ и ЭП900 точили с разной толщиной стенки на токарно-винторезном станке для обеспечения соотношения толщин наружного слоя трубы (сталь 05Х18С2МВФАЮ) к внутреннему слою (сталь ЭП900) как 50/50, 33/67 и 25/75. После сборки заготовки крышки проваривали к наружному и внутреннему защитным чехлам с использованием аргонодуговой сварки. Перед сваркой внутренний объем заготовки вакуумировали через специальные отверстия, просверленные в одной из крышек и заваренные после окончания операции вакуумирования.Bushings (90 mm long) made of 05Kh18S2MVFAY and EP900 steels were ground with different wall thicknesses on a screw-cutting machine to ensure the ratio of the thickness of the outer layer of the pipe (05Kh18S2MVFAY steel) to the inner layer (EP900 steel) as 50/50, 33/67 and 25 / 75. After assembly of the blank, the lids were boiled to the outer and inner protective covers using argon-arc welding. Before welding, the inner volume of the workpiece was evacuated through special holes drilled in one of the covers and welded after the end of the vacuum operation.
Собранные зачехленные заготовки нагревали в печи СШЗ до температуры 1050°С, после чего подвергали прессованию на гидравлическом прессе ПА653Р, в результате чего были получены заготовки с наружным диаметром ⌀~30 мм, внутренним диаметром заготовки ~21 мм, и длиной заготовки ~500 мм.The assembled sheathed preforms were heated in a secondary school furnace to a temperature of 1050 ° C, after which they were pressed on a PA653P hydraulic press, resulting in preforms with an outer diameter of ⌀ ~ 30 mm, an inner diameter of the preform of ~ 21 mm, and a length of the preform of ~ 500 mm.
Наружный и внутренний защитные чехлы снимали на токарно-винторезном станке и стравливались в слабом растворе кислоты. Трубы прокатывали вхолодную на станах ХПТР-15-30 и ХПТР 8-15 с проведением промежуточных отжигов после каждого прохода в вакуумной печи при температуре ~900°С. Окончательный размер биметаллической трубы составлял ⌀9,4×0,5×2000 мм, окончательный режим термообработки (закалка от 1050°С, 10 мин + отпуск 720°С, 1 ч).The outer and inner protective covers were removed using a screw-cutting lathe and were etched in a weak acid solution. The pipes were cold-rolled at the KhTPR-15-30 and KhTPR 8-15 mills with intermediate annealing after each pass in a vacuum furnace at a temperature of ~ 900 ° C. The final size of the bimetallic pipe was ⌀9.4 × 0.5 × 2000 mm, the final heat treatment mode (quenching from 1050 ° С, 10 min + tempering 720 ° С, 1 h).
По аналогичной технологии были изготовлены триметаллические трубы ⌀9,4×0,5×1800 мм, в которых наружный слой и внутренний слой изготавливали из стали 05Х18С2МВФАЮ, а промежуточный слой - из стали ЭП900. Режим термообработки применяли тот же, что и для биметаллических труб.Using a similar technology, ⌀9.4 × 0.5 × 1800 mm trimetallic pipes were manufactured in which the outer layer and inner layer were made of 05Kh18S2MVFAY steel, and the intermediate layer was made of EP900 steel. The heat treatment mode was used the same as for bimetallic pipes.
2. Оценка коррозионной стойкости труб в свинце.2. Assessment of corrosion resistance of pipes in lead.
Для коррозионных испытаний заявленной оболочки твэла реактора БТ были изготовлены трубчатые образцы длиной 70 мм из биметаллических труб ⌀9,4×0,5 мм с толщиной наружного слоя (сталь 05Х18С2МВФАЮ) 0,12 мм и внутреннего слоя (сталь ЭП900) толщиной 0,38 мм. В качестве известной стали была выбрана сталь ЭП823 промышленного производства (завод ОАО ПНТЗ) в виде тонкостенных труб ⌀6,9×0,4×70 мм. Статические коррозионные испытания образцов проводили в контейнерах, изготовленных из стали ЭИ852, обладающей для выбранных условий испытаний достаточной коррозионной стойкостью в свинце. Контейнеры заполняли свинцом с повышенным (1÷2)·10-2 мас.% и пониженным (2÷3)·10-5 мас.% содержанием кислорода. Температура испытаний составляла 750°С, время 500, 1000 и 2000 ч. Жесткие условия испытаний (высокая температура и высокое содержание кислорода в свинце) позволили провести сравнительную оценку коррозионной стойкости в свинце исследуемых сталей (внутреннего и наружного слоев биметаллических труб и труб из стали ЭП823).For corrosion testing of the claimed shell of the BT reactor fuel rod, tubular samples of 70 mm long were made from bimetallic pipes ⌀9.4 × 0.5 mm with a thickness of the outer layer (steel 05X18C2MVFAY) 0.12 mm and the inner layer (EP900 steel) 0.38 thick mm EP823 steel of industrial production (PNTZ plant) in the form of thin-walled pipes труб6.9 × 0.4 × 70 mm was chosen as the known steel. Static corrosion tests of the samples were carried out in containers made of steel EI852, which possesses sufficient corrosion resistance in lead for the selected test conditions. The containers were filled with lead with increased (1 ÷ 2) · 10 -2 wt.% And reduced (2 ÷ 3) · 10 -5 wt.% Oxygen content. The test temperature was 750 ° С, the time was 500, 1000, and 2000 h. The stringent test conditions (high temperature and high oxygen content in lead) made it possible to carry out a comparative assessment of the corrosion resistance in lead of the studied steels (inner and outer layers of bimetallic pipes and pipes made of EP823 steel )
Глубину коррозионного поражения оценивали на металлографических шлифах с измерением в 20 точках (на 1 образце) толщин коррозионных зон.The depth of corrosion damage was evaluated on metallographic sections with a measurement at 20 points (on 1 sample) of the thickness of the corrosion zones.
Результаты коррозионных испытаний, приведенные в таблице 2, показывают, что наименьшая скорость коррозии (за 2000 ч) имеет сталь наружного слоя биметаллической трубы 05Х18С2МВФАЮ. Характер коррозии - фронтальный и при низком, и при высоком содержании кислорода в свинце. Скорость коррозии стали ЭП900 заметно выше при обеих концентрациях кислорода. Известная сталь ЭП823 имеет существенно большую скорость коррозии, чем стали 05Х18С2МВФАЮ и ЭП900 как при низком, так и при высоком содержании кислорода в свинце. Кроме того, на образцах стали ЭП823 отмечено появление помимо фронтальной коррозии и межкристаллитного поражения (в случае испытания в более чистом по кислороду свинце).The results of corrosion tests, shown in table 2, show that the lowest corrosion rate (for 2000 h) is the steel of the outer layer of the bimetallic pipe 05X18C2MVFAY. The nature of corrosion is frontal both at low and high oxygen content in lead. The corrosion rate of EP900 steel is noticeably higher at both oxygen concentrations. Known steel EP823 has a significantly higher corrosion rate than steel 05X18C2MVFAY and EP900 both at low and high oxygen content in lead. In addition, the appearance of EP823 steel, in addition to frontal corrosion and intergranular damage, was noted (in the case of testing in oxygen-purer lead).
3. Определение кратковременных механических свойств металла биметаллических труб в сравнении со свойствами металла труб известной стали.3. Determination of the short-term mechanical properties of the metal of bimetallic pipes in comparison with the properties of metal pipes of known steel
Кратковременные механические свойства (σв, σ02 и σ0) предлагаемых биметаллических труб ⌀9,4×0,5 мм с различным отношением толщины наружного слоя (сталь ЭП900), которое составляло 1:1, 1:3, 1:4, определялись на кольцевых образцах (в соответствии с ОСТ 95-992-83) с высотой кольца h=3+0,01 мм, по три образца на точку при температурах 20, 300, 400, 500, 600, 650°С на разрывной машине INSTRON.Short-term mechanical properties (σ in , σ 02 and σ 0 ) of the proposed bimetallic pipes ⌀9.4 × 0.5 mm with a different ratio of the thickness of the outer layer (EP900 steel), which was 1: 1, 1: 3, 1: 4, were determined on ring samples (in accordance with OST 95-992-83) with a ring height h = 3 +0.01 mm, three samples per point at temperatures of 20, 300, 400, 500, 600, 650 ° С on a tensile testing machine INSTRON.
Кратковременные механические свойства труб (⌀6,9×0,4 мм) из известной стали ЭП823 определялись на кольцевых образцах высотой h=2,4+0,02 мм. Количество образцов на точку, температуры испытания и разрывная машина были те же, что и при испытании колец из биметаллической трубы. Результаты испытаний приведены в таблице 3.Short-term mechanical properties of pipes (⌀6.9 × 0.4 mm) made of the known steel EP823 were determined on ring samples with a height of h = 2.4 + 0.02 mm. The number of samples per point, test temperatures and tensile testing machine were the same as when testing rings from a bimetallic pipe. The test results are shown in table 3.
Таким образом, анализ данных таблиц 2 и 3 показывает, что применение в качестве материала оболочек твэлов реактора БТ (с тяжелым теплоносителем-свинцом или сплавом свинец-висмут) биметаллической (или триметаллической) трубки со слоем, контактирующим с теплоносителем, из стали 05Х18С2МВФАЮ, и вторым (или промежуточным) слоем из жаропрочной стали ЭП900, позволит увеличить в 3-4 раза коррозионную стойкость оболочки против коррозии в теплоносителе и подслое, без значительного снижения прочностных свойств оболочки, особенно при благоприятном отношении толщин слоев - наружного, коррозионностойкого, к внутреннему жаропрочному, лежащем в пределах 1:3÷1:5Thus, an analysis of the data in Tables 2 and 3 shows that the use of a bimetallic (or trimetallic) tube with a layer in contact with the coolant made of 05Х18С2МВФАУ steel as the cladding material for fuel elements of the BT reactor fuel rods (with heavy heat carrier-lead or lead-bismuth alloy), and the second (or intermediate) layer of heat-resistant steel EP900, will increase by 3-4 times the corrosion resistance of the shell against corrosion in the coolant and the underlayer, without significantly reducing the strength properties of the shell, especially with a favorable ratio SRI layer thickness - outer, corrosion-resistant, the inner heat resistance lying in the range 1: 3 ÷ 1: 5
Bimetal pipes ⌀9.4 × 0.5 mm
Pipes from the known steel EP823 ⌀6.9 × 0.4
Claims (2)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005131326/06A RU2302044C1 (en) | 2005-10-10 | 2005-10-10 | Lead cooled fast reactor fuel element (alternatives) |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005131326/06A RU2302044C1 (en) | 2005-10-10 | 2005-10-10 | Lead cooled fast reactor fuel element (alternatives) |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2302044C1 true RU2302044C1 (en) | 2007-06-27 |
Family
ID=38315624
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2005131326/06A RU2302044C1 (en) | 2005-10-10 | 2005-10-10 | Lead cooled fast reactor fuel element (alternatives) |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2302044C1 (en) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2456686C1 (en) * | 2011-05-20 | 2012-07-20 | Учреждение Российской академии наук Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН | Quick reactor with liquid-metal coolant |
WO2017091111A1 (en) * | 2015-11-26 | 2017-06-01 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of sealing nuclear reactor fuel elements having a casing made of high-chromium steel |
WO2017091110A1 (en) * | 2015-11-26 | 2017-06-01 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Welded join between a fuel element casing and a plug |
RU2726936C1 (en) * | 2019-02-21 | 2020-07-17 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Method of making spacer grids for a nuclear reactor fuel assembly |
-
2005
- 2005-10-10 RU RU2005131326/06A patent/RU2302044C1/en active
Cited By (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2456686C1 (en) * | 2011-05-20 | 2012-07-20 | Учреждение Российской академии наук Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН | Quick reactor with liquid-metal coolant |
WO2017091111A1 (en) * | 2015-11-26 | 2017-06-01 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of sealing nuclear reactor fuel elements having a casing made of high-chromium steel |
WO2017091110A1 (en) * | 2015-11-26 | 2017-06-01 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Welded join between a fuel element casing and a plug |
CN108701500A (en) * | 2015-11-26 | 2018-10-23 | 由俄罗斯原子能集团公司代表的俄罗斯联邦 | The method for sealing the nuclear reactor fuel element with the casing made of high chrome |
CN108778611A (en) * | 2015-11-26 | 2018-11-09 | 由俄罗斯原子能集团公司代表的俄罗斯联邦 | Welding point between fuel element casing and plug |
CN108701500B (en) * | 2015-11-26 | 2019-11-26 | 由俄罗斯原子能集团公司代表的俄罗斯联邦 | Seal the method with the nuclear reactor fuel element of the casing made of high chrome |
US10580537B2 (en) | 2015-11-26 | 2020-03-03 | State Atomic Energy Corporation “Rosatom” On Behalf Of The Russian Federation | Method of sealing nuclear reactor fuel elements having a casing made of ferrite-martensite steel |
RU2726936C1 (en) * | 2019-02-21 | 2020-07-17 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Method of making spacer grids for a nuclear reactor fuel assembly |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN103866163B (en) | A kind of nickel chromium cobalt molybdenum refractory alloy and tubing manufacturing process thereof | |
CN108779538B (en) | High-strength Fe-Cr-Ni-Al multi-phase stainless steel and manufacturing method thereof | |
JPH01267493A (en) | Fuel element having acid resisting cover | |
Huet et al. | Dispersion-strengthened ferritic steels as fast-reactor structural materials | |
RU2302044C1 (en) | Lead cooled fast reactor fuel element (alternatives) | |
CN111778438A (en) | High-entropy alloy with integrated structure and function and preparation method thereof | |
EP0651396B1 (en) | Process for improving corrosion resistance of zirconium or zirconium alloy barrier cladding | |
RU2262753C2 (en) | Fast reactor fuel element (versions) and the can for its fabrication | |
US5292384A (en) | Cr-W-V bainitic/ferritic steel with improved strength and toughness and method of making | |
EP0174418B1 (en) | Austenitic alloys based on iron-manganese and iron-manganese-chromium | |
US5190721A (en) | Zirconium-bismuth-niobium alloy for nuclear fuel cladding barrier | |
KR101516718B1 (en) | Ferrite-martensite steel having high creep resistnace and method thereof | |
Pint et al. | Compatibility of alumina-forming austenitic steels in static and flowing Pb | |
JP7122331B2 (en) | Ferritic alloy and method for manufacturing nuclear fuel cladding using the same | |
Votinov et al. | Prospects and problems using vanadium alloys as a structural material of the first wall and blanket of fusion reactors | |
US5278881A (en) | Fe-Cr-Mn Alloy | |
Klueh et al. | Bainitic chromium-tungsten steels with 3 pct chromium | |
KR100896988B1 (en) | High-Cr Ferritic/Martensitic Steels having improved neutron irradiation stability containing an enriched boron-11 for the in-core component materials in the Gen-? fission reactor and the fusion reactor | |
KR20140130590A (en) | Ferrite-martensite steel having high impact properties and method thereof | |
CN106222577A (en) | Stainless steel alloy and preparation method thereof, the stainless steel cladding of fuel assembly | |
USH326H (en) | Mn-Fe base and Mn-Cr-Fe base austenitic alloys | |
US4214950A (en) | Steel for nuclear applications | |
KR101764097B1 (en) | Reduced-activation ferrite-martensite steel with high creep resistnace and method thereof | |
JPH0625378B2 (en) | Manufacturing method of ferritic structural members for fast reactor core | |
RU2821535C1 (en) | Low-activated chromium-manganese austenitic steel |