RU2451347C2 - Трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора - Google Patents
Трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2451347C2 RU2451347C2 RU2009110498/07A RU2009110498A RU2451347C2 RU 2451347 C2 RU2451347 C2 RU 2451347C2 RU 2009110498/07 A RU2009110498/07 A RU 2009110498/07A RU 2009110498 A RU2009110498 A RU 2009110498A RU 2451347 C2 RU2451347 C2 RU 2451347C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- zirconium
- tubular shell
- fuel element
- water reactor
- tube
- Prior art date
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 72
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 8
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 90
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims abstract description 90
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 85
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 85
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 32
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 26
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 25
- 239000010955 niobium Substances 0.000 claims abstract description 25
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 25
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 20
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims abstract description 18
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims abstract description 16
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 16
- 238000005275 alloying Methods 0.000 claims abstract description 15
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 claims abstract description 13
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 claims abstract description 13
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims abstract description 11
- 238000001125 extrusion Methods 0.000 claims abstract description 8
- 238000005336 cracking Methods 0.000 claims abstract description 6
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 81
- 239000011135 tin Substances 0.000 claims description 25
- 229910052718 tin Inorganic materials 0.000 claims description 25
- 238000001953 recrystallisation Methods 0.000 claims description 12
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 10
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 claims description 8
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 claims description 8
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims description 3
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims description 2
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 7
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 7
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 5
- RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N Copper Chemical compound [Cu] RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010949 copper Substances 0.000 description 2
- 238000005530 etching Methods 0.000 description 2
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 2
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 2
- 229910001257 Nb alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 1
- 229910052720 vanadium Inorganic materials 0.000 description 1
- LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N vanadium atom Chemical compound [V] LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- 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
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22C—ALLOYS
- C22C16/00—Alloys based on zirconium
-
- 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
- G21C3/06—Casings; Jackets
- G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Catalysts (AREA)
- Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
- Laminated Bodies (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к трубчатой оболочке тепловыделяющего элемента водяного реактора. Трубчатая оболочка содержит наружной слой из первого сплава на основе циркония и имеет металлургически присоединенный к нему внутренний слой из второго сплава на основе циркония. Внутренний слой защищает трубчатую оболочку от коррозионного растрескивания под напряжением. Второй сплав на основе циркония содержит олово в качестве легирующего материала, и каждый из сплавов на основе циркония содержит по меньшей мере 96 процентов по весу циркония. Первый сплав на основе циркония содержит по меньшей мере 0,1 процента по весу ниобия. Второй сплав содержит 0,02-0,3 процента по весу железа. Толщина внутреннего слоя составляет 5-40% от толщины трубчатой оболочки. Способ изготовления трубчатой оболочки включает в себя стадию совместного выдавливания двух трубок из различных сплавов на основе циркония с получением трубчатой оболочки. Изобретение позволяет создать коррозионно-устойчивую трубчатую оболочку тепловыделяющего элемента водяного реактора. 4 н. и 20 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
Область техники, к которой относится изобретение
Настоящее изобретение относится к трубчатой оболочке тепловыделяющего элемента водяного реактора, содержащей внутренний слой и наружный слой соответственно из первого сплава на основе циркония и второго сплава на основе циркония. Настоящее изобретение также относится к стержневому тепловыделяющему элементу (твэлу) и тепловыделяющей сборке, содержащим такую трубчатую оболочку тепловыделяющего элемента водяного реактора, и способу изготовления такой трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента водяного реактора.
Описание уровня техники
Трубчатые оболочки тепловыделяющих элементов для водяных реакторов обычно изготавливались из сплава на основе циркония. Примерами сплавов, которые применялись ранее, являются циркалой-2 (Zircaloy-2) и циркалой-4 (Zircaloy-4). Стержневые тепловыделяющие элементы формируют путем вставки топливных таблеток в такие трубчатые оболочки. Тепловыделяющие сборки содержат несколько стержневых тепловыделяющих элементов.
Проблема, наблюдавшаяся при использовании трубчатых оболочек из сплавов на основе циркония в реакторе, состоит в том, что могут образовываться трещины, которые возникают на внутренней поверхности трубчатой оболочки, как описано в ЕР 0194797. Как представляется, трещины создаются при контакте между трубчатой оболочкой и топливными таблетками во время быстрых увеличений выходной мощности реактора, то есть в результате так называемого взаимодействия между таблеткой и оболочкой (PCI). В ЕР 0194797 предлагается решение этой проблемы за счет предусматривания защитного внутреннего слоя из сплава на основе циркония.
В реакторах с водой под давлением (PWR) выходная мощность реактора возрастает не так быстро, как в реакторах с кипящей водой (BWR), и поэтому образование трещин в PWR-реакторах не столь распространено, как в BWR-реакторах. Таким образом, в PWR-реакторах защитный внутренний слой не рассматривается как имеющий столь же важное значение, как в BWR-реакторах.
Однако было обнаружено, что проблема трещин по-прежнему существует в трубчатых оболочках реакторов с водой под давлением вследствие взаимодействия между таблеткой и оболочкой (PCI).
Сущность изобретения
Задача настоящего изобретения состоит в предоставлении трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента водяного реактора, которая имеет преимущественные свойства в отношении устойчивости к коррозии. В особенности, оно направлено на такую коррозионно-устойчивую трубчатую оболочку тепловыделяющего элемента водяного реактора для реактора с водой под давлением.
Еще одной задачей настоящего изобретения является предоставление способа изготовления трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента водяного реактора, которая имеет преимущественные свойства в отношении устойчивости к коррозии. В особенности, оно направлено на способ изготовления такой коррозионно-устойчивой трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента водяного реактора для реактора с водой под давлением.
Эти задачи решаются с помощью трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента водяного реактора и способа согласно независимым пунктам формулы изобретения.
Дальнейшие преимущества настоящего изобретения достигаются с помощью признаков, охарактеризованных в зависимых пунктах формулы изобретения.
Согласно первому аспекту настоящего изобретения предусмотрена трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора. Трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора содержит наружный слой из первого сплава на основе циркония и имеет металлургически соединенный с ним внутренний слой из второго сплава на основе циркония, причем этот внутренний слой приспособлен для защиты трубчатой оболочки от коррозионного растрескивания под напряжением. Второй сплав на основе циркония содержит олово в качестве легирующего материала, и каждый из сплавов на основе циркония содержит по меньшей мере 96 процентов по весу циркония. Трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора отличается тем, что первый сплав на основе циркония содержит по меньшей мере 0,1 процента по весу ниобия.
Благодаря наличию ниобийсодержащего сплава в наружном слое трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора становится более коррозионно-устойчивой в реакторе с водой под давлением, чем если бы наружный слой состоял из сплава на основе циркония без ниобия. Далее, благодаря введению внутреннего слоя из сплава на основе циркония, содержащего олово в качестве легирующего материала, устойчивость трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента водяного реактора против образования трещин повышается по сравнению с трубчатыми оболочками тепловыделяющих элементов водяного реактора, не имеющими какого-нибудь слоя из содержащего олово сплава на основе циркония.
Главными легирующими материалами первого сплава на основе циркония могут быть ниобий, железо и олово, причем содержание любых дополнительных веществ составляет менее 0,05 процента по весу. Такой сплав обеспечивает преимущественные характеристики в отношении коррозии, в особенности в реакторе с водой под давлением.
Главные легирующие материалы первого сплава на основе циркония могут содержать хром. В случае, если хром присутствует в первом сплаве на основе циркония, то содержание хрома предпочтительно составляет 0,05-0,1 процента по весу.
Первый сплав на основе циркония может содержать кислород. В случае, если кислород присутствует в первом сплаве на основе циркония, то содержание кислорода предпочтительно составляет 500-2000 миллионных долей по весу.
Согласно одному варианту осуществления настоящего изобретения первый сплав на основе циркония может содержать 0,6-1,2 процента по весу ниобия, а предпочтительно 1,0-1,1 процента по весу ниобия, и наиболее предпочтительно 1,02-1,04 процента по весу ниобия. Далее, первый сплав на основе циркония содержит 0,6-1,2 процента по весу олова, а предпочтительно 0,6-1,0 процента по весу олова, и наиболее предпочтительно 0,6-0,8 процента по весу олова. Более того, первый сплав на основе циркония содержит 0,1-0,3 процента по весу железа. Такой сплав обычно называется «Цирло» (Zirlo) и также может включать хром и кислород в количествах, указанных в двух предшествующих абзацах. Сплав Zirlo проявил себя весьма выгодным сплавом в реакторах с водой под давлением. Также возможно применение сплава только с одним или некоторыми из вышеупомянутых легирующих материалов.
В качестве альтернативы вышеописанным вариантам осуществления, главный легирующий материал первого сплава на основе циркония представляет собой ниобий, и содержание любых дополнительных веществ составляет менее 0,05 процента по весу. Первый сплав на основе циркония предпочтительно содержит 0,6-1,2 процента по весу ниобия.
Первый сплав на основе циркония может альтернативно содержать легирующие материалы, как охарактеризовано в любом из пунктов 12-31 формулы изобретения. Эти сплавы обеспечивают высокую устойчивость против коррозии.
Согласно одному варианту осуществления настоящего изобретения главными легирующими материалами второго сплава на основе циркония являются олово и железо, причем содержание любых дополнительных веществ составляет менее 0,05 процента по весу. Второй сплав на основе циркония преимущественно содержит 0,1-1 процент по весу олова. Такой сплав выгоден тем, что он является достаточно мягким, чтобы препятствовать образованию обусловленных контактом трещин в трубчатой оболочке тепловыделяющего элемента водяного реактора.
Чтобы обеспечить оптимальные характеристики в отношении обусловленных контактом трещин, второй сплав на основе циркония содержит 0,02-0,3 процента по весу железа.
Трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора по любому из предшествующих пунктов формулы изобретения, в котором наружный слой является частично перекристаллизованным.
Чтобы обеспечить оптимальную устойчивость против трещин в трубчатой оболочке тепловыделяющего элемента водяного реактора, внутренний слой предпочтительно является полностью перекристаллизованным.
Чтобы обеспечить оптимальную коррозионную стойкость наружного слоя, наружный слой предпочтительно является частично перекристаллизованным.
В случае, когда наружный слой трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента водяного реактора является частично перекристаллизованным, степень перекристаллизации в наружном слое составляет 45 процентов - 90 процентов, а предпочтительно 50 процентов - 70 процентов.
Трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора согласно изобретению может быть изготовлена многими путями. Согласно одному варианту осуществления настоящего изобретения трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора была изготовлена путем совместного выдавливания первой трубки из первого сплава на основе циркония и второй трубки из второго сплава на основе циркония. Этот способ обеспечивает возможность изготовления трубки высокого качества.
Толщина внутреннего слоя в трубчатой оболочке тепловыделяющего элемента водяного реактора согласно изобретению составляет 5-40% от толщины трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента реактора, а предпочтительно 5-15% от толщины трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента реактора. Это обеспечивает хорошую защиту против образования трещин, в то же время не повышая вес трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента водяного реактора.
Согласно второму аспекту настоящего изобретения предусмотрен стержневой тепловыделяющий элемент водяного реактора, содержащий трубчатую оболочку тепловыделяющего элемента водяного реактора согласно изобретению и топливные таблетки, заключенные в этой трубчатой оболочке тепловыделяющего элемента водяного реактора.
Согласно третьему аспекту настоящего изобретения предусмотрена тепловыделяющая сборка, которая содержит по меньшей мере два стержневых тепловыделяющих элемента согласно изобретению.
Согласно четвертому аспекту настоящего изобретения предусмотрен способ изготовления трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента водяного реактора. Способ включает в себя стадии обеспечения первой трубки из первого сплава на основе циркония, имеющей внутренний диаметр и наружный диаметр, обеспечения второй трубки из второго сплава на основе циркония, имеющей внутренний диаметр и наружный диаметр, при этом наружный диаметр второй трубки по существу равен внутреннему диаметру первой трубки, вставки второй трубки в первую трубку, и совместного выдавливания первой трубки и второй трубки с формированием трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента водяного реактора. Каждый из сплавов на основе циркония содержит по меньшей мере 96 процентов по весу циркония. Способ отличается тем, что первый сплав на основе циркония содержит по меньшей мере 0,1 процента по весу ниобия.
В изготовленной трубчатой оболочке тепловыделяющего элемента водяного реактора наружный слой соответствует первой трубке, а внутренний слой соответствует второй трубке.
В уровне техники известно изготовление трубчатых оболочек путем вставки первой трубки внутрь второй трубки перед совместным выдавливанием этих трубок. Перед вставкой первой трубки внутрь второй трубки внутренность второй трубки обычно протравливают, чтобы получить на внутренности второй трубки гладкую поверхность и сделать внутренний диаметр второй трубки по существу равным наружному диаметру первой трубки. Однако, когда трубка содержит ниобийсодержащий сплав на основе циркония, протравливание поверхности трубки является неблагоприятным, так как процесс травления будет оставлять на поверхности трубки остаточные продукты в виде чистого ниобия.
Согласно одному варианту осуществления настоящего изобретения внутреннюю поверхность первой трубки перед вставкой второй трубки в первую трубку подвергают механической обработке резанием так, что внутренний диаметр первой трубки по существу соответствует наружному диаметру второй трубки.
Способ также может включать стадию термической обработки трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента водяного реактора так, что внутренний слой полностью перекристаллизовывается, и так, что наружный слой частично перекристаллизовывается.
Согласно одному варианту осуществления настоящего изобретения термическую обработку выполняют до тех пор, пока степень перекристаллизации наружного слоя не составит 45 процентов - 90 процентов, а предпочтительно - пока степень перекристаллизации наружного слоя не составит 50 процентов - 70 процентов. Эта степень оказалась выгодной степенью перекристаллизации.
Согласно одному варианту осуществления настоящего изобретения термическую обработку выполняют при температуре 485-565°С в течение 1-6 часов.
Это обеспечивает желательные степени вышеупомянутой перекристаллизации. Специалист в этой области техники без труда найдет точные температуру и продолжительность для достижения желательной степени перекристаллизации наружного слоя в пределах вышеупомянутого интервала степени перекристаллизации.
Далее предпочтительные варианты осуществления изобретения будут описаны со ссылкой на сопроводительные чертежи.
Краткое описание чертежей
Фиг. 1 схематически показывает известную саму по себе тепловыделяющую сборку для PWR-реактора.
Фиг. 2 показывает поперечное сечение трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента водяного реактора согласно варианту осуществления настоящего изобретения.
Фиг. 3 показывает первую трубку и вторую трубку для иллюстрирования способа изготовления трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента, показанной на Фиг. 2.
Описание предпочтительных вариантов осуществления
В нижеследующем описании предпочтительных вариантов осуществления изобретения одинаковые ссылочные номера будут использованы для сходных признаков на различных чертежах, которые изображены не в масштабе.
Фиг. 1 схематически показывает известную саму по себе тепловыделяющую сборку для PWR-реактора. Эта тепловыделяющая сборка содержит верхнюю плиту 4 и донную плиту 5. Между верхней плитой 4 и донной плитой 5 располагается множество направляющих трубок 3 для регулирующих стержней. Кроме того, эта тепловыделяющая сборка содержит множество трубчатых оболочек 1. Таким образом, в этих трубчатых оболочках 1 содержится материал ядерного топлива, и поэтому они называются стержневыми тепловыделяющими элементами. В этом типе тепловыделяющей сборки для PWR-реактора стержневые тепловыделяющие элементы ни в каком случае не достигают верхней плиты 4 и донной плиты 5. Стержневые тепловыделяющие элементы зафиксированы на своем месте в тепловыделяющей сборке с помощью дистанционирующих решеток 2.
Фиг. 2 показывает поперечное сечение трубчатой оболочки 4 тепловыделяющего элемента водяного реактора согласно варианту осуществления настоящего изобретения. Трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента содержит наружный слой 6 и внутренний слой 7. Наружный слой 6 состоит из первого сплава на основе циркония, тогда как внутренний слой 7 состоит из второго сплава на основе циркония.
Первый сплав на основе циркония содержит ниобий. Пример первого сплава на основе циркония содержит 0,6-1,2 процента по весу ниобия, 0,6-1,2 процента по весу олова и 0,1-0,3 процента по весу железа, при этом содержание любых дополнительных веществ составляет ниже 0,05 процента по весу. Первый сплав на основе циркония также может иметь содержание хрома 0,05-0,1 процента по весу и содержание кислорода 500-2000 миллионных долей. Сплав, включающий вышеназванные вещества, иногда называется «Цирло» (Zirlo).
Второй пример первого сплава на основе циркония имеет содержание ниобия 0,6-1,2 процента по весу, при этом содержание любых дополнительных веществ составляет менее 0,05 процента по весу.
Третий пример первого сплава на основе циркония содержит 0,6-1,5 процента по весу ниобия, 0,05-0,40 процента по весу олова, 0,02-0,30 процента по весу меди, 0,10-0,30 процента по весу ванадия и, необязательно, также 0,01-0,1 процента по весу железа. Общее содержание дополнительных веществ составляет не более чем 0,50 процента по весу, а предпочтительно не более чем 0,30 процента по весу. Под дополнительными веществами подразумеваются вещества в дополнение к главным легирующим материалам.
Четвертый пример первого сплава на основе циркония содержит 0,6-1,5 процента по весу ниобия, 0,02-0,30 процента по весу меди, 0,15-0,35 процента по весу хрома и, необязательно, также 0,01-0,1 процента по весу железа. Общее содержание дополнительных веществ составляет не более чем 0,50 процента по весу, а предпочтительно не более чем 0,30 процента по весу.
Пятый пример первого сплава на основе циркония содержит 0,2-1,5 процента по весу ниобия, 0,05-0,40 процента по весу олова, 0,25-0,45 процента по весу железа, 0,15-0,35 процента по весу хрома и, необязательно, также 0,01-0,1 процента по весу никеля. Общее содержание дополнительных веществ составляет не более чем 0,50 процента по весу, а предпочтительно не более чем 0,30 процента по весу.
Первый пример второго сплава на основе циркония содержит 0,1-1 процент по весу олова, при этом содержание любых дополнительных веществ составляет ниже 0,05 процента по весу.
Второй пример второго сплава на основе циркония содержит 0,1-1 процент по весу олова и 0,02-0,3 процента по весу железа, при этом содержание любых дополнительных веществ составляет ниже 0,05 процента по весу.
Способы изготовления трубок из первого сплава на основе циркония, а также из второго сплава на основе циркония хорошо известны в данной области техники и здесь описываться не будут.
Фиг. 3 показывает первую трубку и вторую трубку для иллюстрирования способа изготовления трубчатой оболочки тепловыделяющего элемента, показанной на Фиг. 2. Обеспечивают первую трубку 8 из первого сплава на основе циркония и вторую трубку 9 из второго сплава на основе циркония. Первая трубка 8 ограничивает первый канал 10, а вторая трубка 9 ограничивает второй канал 11. Первая трубка, а также вторая трубка имеет внутренний диаметр и наружный диаметр. Внутренняя часть первой трубки 8 и/или наружная часть второй трубки 9 подвергают механической обработке резанием до тех пор, пока внутренний диаметр первой трубки 8 не будет по существу равным наружному диаметру второй трубки 9. Затем вторую трубку 9 вставляют в первую трубку 8. Узел из первой трубки 8 и второй трубки 9 затем подвергают совместному выдавливанию в трубчатую оболочку 4 тепловыделяющего элемента водяного реактора, показанную на Фиг. 2, в которой наружный слой 6 соответствует первой трубке 8, а внутренний слой 7 соответствует второй трубке 9. При совместном выдавливании наружный слой 6 и внутренний слой 7 металлургически соединяются между собой. Поскольку совместное выдавливание известно специалисту в этой области техники, оно не будет здесь подробно описано.
Дальнейшее улучшение коррозионной стойкости внутреннего слоя 7 может быть получено проведением дополнительной термической обработки второй трубки 9 перед тем, как ее соединяют с первой трубкой 8. Эту дополнительную термическую обработку осуществляют в области альфа-фазы при 600°С-800°С, когда второй сплав на основе циркония не содержит олова, и при 600°С-860°С, когда второй сплав на основе циркония содержит олово. Предпочтительно, эту термическую обработку осуществляют при 650°С-750°С. Эта дополнительная термическая обработка может быть осуществлена в качестве последней стадии перед тем, как вторая трубка 9 будет соединена с первой трубкой 8, или на более раннем этапе технологической цепочки, например, перед выдавливанием второй трубки 9.
После совместного выдавливания, во время которого была сформирована трубчатая оболочка 4 тепловыделяющего элемента водяного реактора, трубчатую оболочку тепловыделяющего элемента водяного реактора подвергают термической обработке при 485°С-565°С в течение 1-6 часов до тех пор, пока внутренний слой 7 не перекристаллизуется полностью, а степень перекристаллизации наружного слоя не достигнет 40-50 процентов.
Описанные варианты осуществления могут быть изменены многими путями без выхода за рамки смысла и объема настоящего изобретения, который ограничивается только формулой изобретения.
В пределах объема изобретения возможно наличие низких концентраций иных веществ, чем описанные выше.
Трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора согласно изобретению может быть применена в реакторах с кипящей водой, а также в реакторах с водой под давлением.
Claims (24)
1. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора для реактора с водой под давлением, содержащая наружный слой (6) из первого сплава на основе циркония и имеющая металлургически присоединенный к ней внутренний слой (7) из второго сплава на основе циркония, причем этот внутренний слой приспособлен для защиты (7) трубчатой оболочки (4) против коррозионного растрескивания под напряжением, при этом второй сплав на основе циркония содержит олово в качестве легирующего материала и при этом каждый из сплавов на основе циркония содержит по меньшей мере 96% по весу циркония, отличающаяся тем, что главные легирующие материалы первого сплава на основе циркония представляют собой ниобий, железо и олово, при этом содержание любых дополнительных веществ составляет ниже 0,05% по весу, и тем, что первый сплав на основе циркония содержит по меньшей мере 0,1% по весу ниобия и при этом второй сплав на основе циркония содержит 0,02-0,3% по весу железа, и при этом толщина внутреннего слоя (7) составляет 5-40% от толщины трубчатой оболочки (4) тепловыделяющего элемента реактора.
2. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по п.1, в которой первый сплав на основе циркония содержит кислород.
3. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по п.1, в которой первый сплав на основе циркония содержит 500-2000 миллионных долей по весу кислорода.
4. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по п.1, в которой первый сплав на основе циркония содержит 0,6-1,2% по весу ниобия, а предпочтительно 1,0-1,1% по весу ниобия и наиболее предпочтительно 1,02-1,04% по весу ниобия.
5. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по п.1, в которой первый сплав на основе циркония содержит 0,6-1,2% по весу олова, а предпочтительно 0,6-1,0% по весу олова и наиболее предпочтительно 0,6-0,8% по весу олова.
6. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по п.1, в которой первый сплав на основе циркония содержит 0,1-0,3% по весу железа.
7. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по п.1, в которой главные легирующие материалы второго сплава на основе циркония представляют собой олово и железо и в которой содержание любых дополнительных веществ составляет ниже 0,05% по весу.
8. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по п.1, в которой второй сплав на основе циркония содержит 0,1-1% по весу олова.
9. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по п.1, в которой внутренний слой (7) является частично перекристаллизованным.
10. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по п.1, в которой внутренний слой (7) является полностью перекристаллизованным.
11. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по п.1, в которой наружный слой (6) является частично перекристаллизованным.
12. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора (4) по п.11, в которой степень перекристаллизации в наружном слое (6) составляет 45-90%.
13. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по п.12, в которой степень перекристаллизации в наружном слое (6) составляет 50-70%.
14. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по п.1, которая была изготовлена путем совместного выдавливания первой трубки (8) из первого сплава на основе циркония и второй трубки (9) из второго сплава на основе циркония.
15. Трубчатая оболочка (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по п.1, в которой толщина внутреннего слоя (7) составляет 5-15% от толщины трубчатой оболочки (4) тепловыделяющего элемента реактора.
16. Стержневой тепловыделяющий элемент (3) водяного реактора, содержащий трубчатую оболочку (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора по любому из предшествующих пунктов и топливные таблетки, заключенные в трубчатой оболочке (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора.
17. Тепловыделяющая сборка (1) водяного реактора, содержащая по меньшей мере два стержневых тепловыделяющих элемента (3) по п.16.
18. Способ изготовления трубчатой оболочки (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора для реактора с водой под давлением, включающий в себя стадии
обеспечения первой трубки (8) из первого сплава на основе циркония, имеющей внутренний диаметр и наружный диаметр,
обеспечения второй трубки (9) из второго сплава на основе циркония, имеющей внутренний диаметр и наружный диаметр, при этом наружный диаметр второй трубки (9), по существу, равен внутреннему диаметру первой трубки (8),
вставки второй трубки (9) в первую трубку (8) и
совместного выдавливания первой трубки (8) и второй трубки (9) с формированием трубчатой оболочки (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора, при этом второй сплав на основе циркония содержит олово в качестве легирующего материала и при этом каждый из сплавов на основе циркония содержит по меньшей мере 96% по весу циркония, отличающийся тем, что главные легирующие материалы первого сплава на основе циркония представляют собой ниобий, железо и олово, при этом первый сплав на основе циркония может содержать кислород и при этом содержание любых дополнительных веществ в указанном первом сплаве на основе циркония составляет ниже 0,05% по весу, и тем, что первый сплав на основе циркония содержит по меньшей мере 0,1% по весу ниобия, и при этом второй сплав на основе циркония содержит 0,02-0,3% по весу железа, и при этом после совместного выдавливания толщина второй трубки (9) составляет 5-40% от толщины трубчатой оболочки (4) тепловыделяющего элемента реактора.
обеспечения первой трубки (8) из первого сплава на основе циркония, имеющей внутренний диаметр и наружный диаметр,
обеспечения второй трубки (9) из второго сплава на основе циркония, имеющей внутренний диаметр и наружный диаметр, при этом наружный диаметр второй трубки (9), по существу, равен внутреннему диаметру первой трубки (8),
вставки второй трубки (9) в первую трубку (8) и
совместного выдавливания первой трубки (8) и второй трубки (9) с формированием трубчатой оболочки (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора, при этом второй сплав на основе циркония содержит олово в качестве легирующего материала и при этом каждый из сплавов на основе циркония содержит по меньшей мере 96% по весу циркония, отличающийся тем, что главные легирующие материалы первого сплава на основе циркония представляют собой ниобий, железо и олово, при этом первый сплав на основе циркония может содержать кислород и при этом содержание любых дополнительных веществ в указанном первом сплаве на основе циркония составляет ниже 0,05% по весу, и тем, что первый сплав на основе циркония содержит по меньшей мере 0,1% по весу ниобия, и при этом второй сплав на основе циркония содержит 0,02-0,3% по весу железа, и при этом после совместного выдавливания толщина второй трубки (9) составляет 5-40% от толщины трубчатой оболочки (4) тепловыделяющего элемента реактора.
19. Способ по п.18, в котором перед тем как вторую трубку (9) вставляют в первую трубку (8), внутреннюю поверхность первой трубки (8) подвергают механической обработке резанием так, что внутренний диаметр первой трубки (8), по существу, соответствует наружному диаметру второй трубки (9).
20. Способ по п.18 или 19, причем этот способ также включает в себя стадию термической обработки трубчатой оболочки (4) тепловыделяющего элемента водяного реактора так, что вторая трубка (9) полностью перекристаллизовывается, и так, что первая трубка (8) частично перекристаллизовывается.
21. Способ по п.20, в котором степень перекристаллизации первой трубки (8) составляет 45-90%.
22. Способ по п.21, в которой степень перекристаллизации первой трубки (8) составляет 50-70%.
23. Способ по п.20, в котором термическую обработку выполняют при температуре 485-565°С.
24. Способ по п.23, в котором термическую обработку выполняют в течение 1-6 ч.
Applications Claiming Priority (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SE0601733-9 | 2006-08-24 | ||
| SE0601733A SE530673C2 (sv) | 2006-08-24 | 2006-08-24 | Vattenreaktorbränslekapslingsrör |
| US82466406P | 2006-09-06 | 2006-09-06 | |
| US60/824,664 | 2006-09-06 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2009110498A RU2009110498A (ru) | 2010-09-27 |
| RU2451347C2 true RU2451347C2 (ru) | 2012-05-20 |
Family
ID=39185749
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2009110498/07A RU2451347C2 (ru) | 2006-08-24 | 2007-08-13 | Трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора |
Country Status (10)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US8320515B2 (ru) |
| EP (1) | EP2054892B1 (ru) |
| JP (1) | JP5274463B2 (ru) |
| KR (1) | KR101399241B1 (ru) |
| CN (1) | CN101512671B (ru) |
| ES (1) | ES2612866T3 (ru) |
| RU (1) | RU2451347C2 (ru) |
| SE (1) | SE530673C2 (ru) |
| WO (1) | WO2008024059A1 (ru) |
| ZA (1) | ZA200900034B (ru) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN101805842B (zh) * | 2010-03-31 | 2012-04-18 | 西北有色金属研究院 | 一种核燃料包壳用锆-锡-铌系耐腐蚀锆基合金 |
| WO2012173738A1 (en) * | 2011-06-16 | 2012-12-20 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments |
| US10119181B2 (en) | 2013-01-11 | 2018-11-06 | Areva Np | Treatment process for a zirconium alloy, zirconium alloy resulting from this process and parts of nuclear reactors made of this alloy |
| CN105750357A (zh) * | 2016-04-11 | 2016-07-13 | 邯郸新兴特种管材有限公司 | 一种锆合金管的制备方法 |
| US9707502B1 (en) * | 2016-09-26 | 2017-07-18 | 3M Innovative Properties Company | Conductive loop detection member |
| EP4091731A4 (en) * | 2019-12-26 | 2023-11-01 | Joint-Stock Company "TVEL" | METHOD FOR PRODUCING TUBULAR OBJECTS FROM A ZIRCONIUM ALLOY |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2723080A1 (fr) * | 1994-04-26 | 1996-02-02 | Soleilhavoup Francois | Procede et fabrication de matiere minerale inactivee et matiere inactivee ainsi obtenue |
| EP0712643A1 (en) * | 1994-11-02 | 1996-05-22 | British Nuclear Fuels PLC | Immobilisation of pollutants in and by clay materials |
| RU2189652C1 (ru) * | 2000-12-19 | 2002-09-20 | Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды | Способ иммобилизации радиоактивных отходов в минеральный матричный блок и устройство для его реализации |
| RU2271586C2 (ru) * | 2004-04-01 | 2006-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского" | Способ иммобилизации концентрированных жидких радиоактивных отходов (варианты) |
Family Cites Families (80)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US854096A (en) * | 1907-01-16 | 1907-05-21 | Richmond Levering | Gas-engine. |
| US3620691A (en) * | 1964-04-11 | 1971-11-16 | Siemens Ag | Zirconium structure |
| 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 |
| NL7801727A (nl) | 1978-02-16 | 1979-08-20 | Hollandse Signaalapparaten Bv | Drempelspanningsselectieschakeling. |
| SE422380B (sv) | 1980-07-04 | 1982-03-01 | Asea Atom Ab | Brenslestav for kernreaktor |
| US4584030A (en) * | 1982-01-29 | 1986-04-22 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium alloy products and fabrication processes |
| SE436078B (sv) * | 1983-03-30 | 1984-11-05 | Asea Atom Ab | Brenslestav for kernreaktor brenslestav for kernreaktor |
| SE441714B (sv) | 1984-03-13 | 1985-10-28 | Asea Atom Ab | Brenslestav for kernreaktor |
| US4664881A (en) * | 1984-03-14 | 1987-05-12 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium base fuel cladding resistant to PCI crack propagation |
| US4675153A (en) * | 1984-03-14 | 1987-06-23 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation |
| US4707330A (en) * | 1985-01-08 | 1987-11-17 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium metal matrix-silicon carbide composite nuclear reactor components |
| EP0198570B1 (en) | 1985-01-22 | 1990-08-29 | Westinghouse Electric Corporation | Process for producing a thin-walled tubing from a zirconium-niobium alloy |
| US4649023A (en) * | 1985-01-22 | 1987-03-10 | Westinghouse Electric Corp. | Process for fabricating a zirconium-niobium alloy and articles resulting therefrom |
| 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 |
| US4933136A (en) * | 1985-03-08 | 1990-06-12 | Westinghouse Electric Corp. | Water reactor fuel cladding |
| US4775508A (en) * | 1985-03-08 | 1988-10-04 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation |
| DE3528545A1 (de) * | 1985-08-08 | 1987-02-19 | Kraftwerk Union Ag | Brennstab fuer ein kernreaktorbrennelement |
| US4751045A (en) * | 1985-10-22 | 1988-06-14 | Westinghouse Electric Corp. | PCI resistant light water reactor fuel cladding |
| JPH0625389B2 (ja) * | 1985-12-09 | 1994-04-06 | 株式会社日立製作所 | 高耐食低水素吸収性ジルコニウム基合金及びその製造法 |
| US4963323A (en) * | 1986-07-29 | 1990-10-16 | Mitsubishi Kinzoku Kabushiki Kaisha | Highly corrosion-resistant zirconium alloy for use as nuclear reactor fuel cladding material |
| US4778648A (en) * | 1987-04-24 | 1988-10-18 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium cladded pressurized water reactor nuclear fuel element |
| DE3863864D1 (de) | 1987-07-21 | 1991-08-29 | Siemens Ag | Brennstab fuer ein kernreaktorbrennelement. |
| US4894203A (en) * | 1988-02-05 | 1990-01-16 | General Electric Company | Nuclear fuel element having oxidation resistant cladding |
| DE3805124A1 (de) * | 1988-02-18 | 1989-08-31 | Siemens Ag | Kernreaktorbrennelement |
| JP2548773B2 (ja) * | 1988-06-06 | 1996-10-30 | 三菱重工業株式会社 | ジルコニウム基合金とその製造方法 |
| US4879093A (en) * | 1988-06-10 | 1989-11-07 | Combustion Engineering, Inc. | Ductile irradiated zirconium alloy |
| JP2580273B2 (ja) * | 1988-08-02 | 1997-02-12 | 株式会社日立製作所 | 原子炉用燃料集合体およびその製造方法並びにその部材 |
| FR2642215B1 (fr) * | 1989-01-23 | 1992-10-02 | Framatome Sa | Crayon pour assemblage combustible d'un reacteur nucleaire resistant a la corrosion et a l'usure |
| US5024426A (en) * | 1989-03-17 | 1991-06-18 | Advanced Nuclear Fuels Corporation | Bimetallic spring member for radiation environment |
| US5073336A (en) * | 1989-05-25 | 1991-12-17 | 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 |
| US4986957A (en) * | 1989-05-25 | 1991-01-22 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron |
| US5024809A (en) * | 1989-05-25 | 1991-06-18 | General Electric Company | Corrosion resistant composite claddings for nuclear fuel rods |
| JPH0348193A (ja) | 1989-07-17 | 1991-03-01 | Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd | 核燃料用被覆管 |
| US5125985A (en) * | 1989-08-28 | 1992-06-30 | Westinghouse Electric Corp. | Processing zirconium alloy used in light water reactors for specified creep rate |
| US5080861A (en) * | 1990-07-25 | 1992-01-14 | Combustion Engineering, Inc. | Corrosion resistant zirconium alloy |
| EP0488027B2 (en) * | 1990-11-28 | 2008-12-31 | Hitachi Ltd. | Method of manufacturing a zirconium based alloy fuel channel box |
| FI923892A (fi) | 1991-09-16 | 1993-03-17 | Siemens Power Corp | Strukturella element foer en kaernreaktors braenslestavsmontering |
| US5211774A (en) * | 1991-09-18 | 1993-05-18 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with superior ductility |
| FR2686445B1 (fr) * | 1992-01-17 | 1994-04-08 | Framatome Sa | Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de la gaine d'un tel crayon. |
| US5244514A (en) * | 1992-02-14 | 1993-09-14 | Combustion Engineering, Inc. | Creep resistant zirconium alloy |
| SE469997B (sv) | 1992-02-27 | 1993-10-18 | Asea Atom Ab | Bränslestav för kärnreaktor |
| US5266131A (en) * | 1992-03-06 | 1993-11-30 | Westinghouse Electric Corp. | Zirlo alloy for reactor component used in high temperature aqueous environment |
| JP3215112B2 (ja) * | 1992-03-13 | 2001-10-02 | シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト | 二層型被覆管を有する原子炉燃料棒 |
| US5561790A (en) * | 1992-03-24 | 1996-10-01 | International Business Machines Corporation | Shortest path determination processes for use in modeling systems and communications networks |
| FR2693476B1 (fr) * | 1992-07-09 | 1994-09-02 | Cezus Co Europ Zirconium | Produit extérieurement en alliage de Zr, son procédé de fabrication et son utilisation. |
| SE506174C2 (sv) * | 1992-12-18 | 1997-11-17 | Asea Atom Ab | Metod att framställa kärnbränsleelement |
| US5278882A (en) * | 1992-12-30 | 1994-01-11 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with superior corrosion resistance |
| AU7670394A (en) | 1993-03-04 | 1994-10-24 | Vsesojuzny Nauchno-Issledovatelsky Institut Neorga Nicheskikh Materialov Imeni Akademika A.A. Bochvara | Zirconium-based material, article made of the said material for use in the active zones of atomic reactors, and a process for obtaining such articles |
| US5437747A (en) * | 1993-04-23 | 1995-08-01 | General Electric Company | Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation |
| US5361282A (en) * | 1993-05-13 | 1994-11-01 | General Electric Company | Dimensionally stable and corrosion-resistant fuel channels and related method of manufacture |
| SE502866C2 (sv) * | 1993-06-30 | 1996-02-05 | Asea Atom Ab | Bränsleelement för tryckvattenreaktor vars ledrör är slutvärmebehandlade i två steg |
| US5524032A (en) * | 1993-07-14 | 1996-06-04 | General Electric Company | Nuclear fuel cladding having an alloyed zirconium barrier layer |
| US5383228A (en) * | 1993-07-14 | 1995-01-17 | General Electric Company | Method for making fuel cladding having zirconium barrier layers and inner liners |
| US5341407A (en) * | 1993-07-14 | 1994-08-23 | General Electric Company | Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers |
| JP3122782B2 (ja) | 1993-09-09 | 2001-01-09 | 原子燃料工業株式会社 | 原子炉用燃料被覆管及びその製造方法 |
| US5417780A (en) * | 1993-10-28 | 1995-05-23 | General Electric Company | Process for improving corrosion resistance of zirconium or zirconium alloy barrier cladding |
| JPH0868884A (ja) | 1994-08-29 | 1996-03-12 | Sumitomo Metal Ind Ltd | 高耐食ジルコニウム合金管 |
| UA40658C2 (ru) * | 1994-08-31 | 2001-08-15 | Абб Комбасчен Інджинірінг Ньюклие Пауе, Інк | Сплав циркония с вольфрамом и никелем |
| SE503349C2 (sv) * | 1994-09-09 | 1996-05-28 | Asea Atom Ab | Kärnbränsleelement innefattande en kapsling med ett yttre skikt av Zr-Sn-Fe-legering |
| US6512806B2 (en) * | 1996-02-23 | 2003-01-28 | Westinghouse Atom Ab | Component designed for use in a light water reactor, and a method for the manufacture of such a component |
| JPH09249927A (ja) * | 1996-03-13 | 1997-09-22 | Hitachi Ltd | 低照射成長ジルコニウム基合金板とその製造法及び用途 |
| US5805656A (en) * | 1996-04-08 | 1998-09-08 | General Electric Company | Fuel channel and fabrication method therefor |
| US5711826A (en) * | 1996-04-12 | 1998-01-27 | Crs Holdings, Inc. | Functionally gradient cladding for nuclear fuel rods |
| FR2747397B1 (fr) * | 1996-04-16 | 1998-07-10 | Cezus Co Europ Zirconium | Alliage a base de zirconium resistant au fluage et a la corrosion par l'eau et la vapeur, procede de fabrication, et utilisation dans un reacteur nucleaire |
| US5790623A (en) * | 1997-03-25 | 1998-08-04 | Siemens Power Corporation | Composite cladding for nuclear fuel rods |
| US5838753A (en) * | 1997-08-01 | 1998-11-17 | Siemens Power Corporation | Method of manufacturing zirconium niobium tin alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup |
| US5844959A (en) * | 1997-08-01 | 1998-12-01 | Siemens Power Corporation | Zirconium niobium tin alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup |
| US6511556B1 (en) | 1998-06-12 | 2003-01-28 | Siemens Power Corporation | High strength zirconium alloys containing bismuth and niobium |
| DE19844759A1 (de) | 1998-09-29 | 2000-04-06 | Siemens Ag | Hüllrohre und Strukturteile aus Zirkonium-Legierungen mit einem Konzentrationsgradienten der gelösten Legierungsbestandteile und deren Herstellung |
| DE19942463C1 (de) | 1999-09-06 | 2001-05-10 | Siemens Ag | Brennstab mit Kernbrennstoffsinterkörper und Hüllrohr, und Druckwasserreaktor-Brennelement mit einem solchen Brennstab |
| KR100334252B1 (ko) * | 1999-11-22 | 2002-05-02 | 장인순 | 니오븀이 첨가된 핵연료피복관용 지르코늄 합금의 조성물 |
| AU2001234492A1 (en) | 2000-02-18 | 2001-08-27 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium niobium-tin alloy for use in nuclear reactors and method of its manufacture |
| KR100382997B1 (ko) * | 2001-01-19 | 2003-05-09 | 한국전력공사 | 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법 |
| SE525455C2 (sv) | 2002-06-07 | 2005-02-22 | Westinghouse Atom Ab | Förfarande, användning och anordning beträffande kapslingsrör för kärnbränsle samt bränslepatron för en nukleär kokarvattenreaktor |
| FR2874119B1 (fr) | 2004-08-04 | 2006-11-03 | Framatome Anp Sas | Procede de fabrication d'un tube de gainage de combustible pour reacteur nucleaire, et tube ainsi obtenu |
| KR100733701B1 (ko) | 2005-02-07 | 2007-06-28 | 한국원자력연구원 | 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물 |
| CN1827813A (zh) * | 2006-03-30 | 2006-09-06 | 上海大学 | 一种耐超临界水腐蚀的锆合金材料 |
-
2006
- 2006-08-24 SE SE0601733A patent/SE530673C2/sv unknown
-
2007
- 2007-08-13 EP EP07794154.0A patent/EP2054892B1/en active Active
- 2007-08-13 KR KR1020097003675A patent/KR101399241B1/ko active IP Right Grant
- 2007-08-13 CN CN2007800314168A patent/CN101512671B/zh active Active
- 2007-08-13 ZA ZA200900034A patent/ZA200900034B/xx unknown
- 2007-08-13 ES ES07794154.0T patent/ES2612866T3/es active Active
- 2007-08-13 JP JP2009525522A patent/JP5274463B2/ja active Active
- 2007-08-13 WO PCT/SE2007/050544 patent/WO2008024059A1/en active Application Filing
- 2007-08-13 RU RU2009110498/07A patent/RU2451347C2/ru active
- 2007-08-13 US US12/438,555 patent/US8320515B2/en active Active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2723080A1 (fr) * | 1994-04-26 | 1996-02-02 | Soleilhavoup Francois | Procede et fabrication de matiere minerale inactivee et matiere inactivee ainsi obtenue |
| EP0712643A1 (en) * | 1994-11-02 | 1996-05-22 | British Nuclear Fuels PLC | Immobilisation of pollutants in and by clay materials |
| RU2189652C1 (ru) * | 2000-12-19 | 2002-09-20 | Московское государственное предприятие - объединенный эколого-технологический и научно-исследовательский центр по обезвреживанию РАО и охране окружающей среды | Способ иммобилизации радиоактивных отходов в минеральный матричный блок и устройство для его реализации |
| RU2271586C2 (ru) * | 2004-04-01 | 2006-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского" | Способ иммобилизации концентрированных жидких радиоактивных отходов (варианты) |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| НИКИФОРОВ А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.115. * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2009110498A (ru) | 2010-09-27 |
| ZA200900034B (en) | 2010-03-31 |
| EP2054892A4 (en) | 2012-05-23 |
| SE530673C2 (sv) | 2008-08-05 |
| US8320515B2 (en) | 2012-11-27 |
| JP5274463B2 (ja) | 2013-08-28 |
| EP2054892A1 (en) | 2009-05-06 |
| EP2054892B1 (en) | 2016-11-02 |
| SE0601733L (sv) | 2008-02-25 |
| KR101399241B1 (ko) | 2014-06-27 |
| US20110002433A1 (en) | 2011-01-06 |
| ES2612866T3 (es) | 2017-05-19 |
| CN101512671B (zh) | 2013-04-10 |
| KR20090057974A (ko) | 2009-06-08 |
| JP2010501850A (ja) | 2010-01-21 |
| CN101512671A (zh) | 2009-08-19 |
| WO2008024059A1 (en) | 2008-02-28 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP0155168B1 (en) | Composite nuclear fuel element cladding tube | |
| EP0622470B1 (en) | Method of fabricating zircaloy tubing having high resistance to crack propagation | |
| RU2451347C2 (ru) | Трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора | |
| CN1061161C (zh) | 核燃料棒及其覆盖层的制作方法 | |
| US4775508A (en) | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation | |
| EP0155167B1 (en) | Cladding tubes for containing nuclear fuel material | |
| KR970004349B1 (ko) | 핵원자로 연료집합체용 연료봉 | |
| JPH11109072A (ja) | 核燃料棒を被覆する管の製造法、核燃料棒を被覆する管、ジルコニウム合金の製造法および構造部材の製造法 | |
| US20090060115A1 (en) | Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear pressure water reactor | |
| US5618356A (en) | Method of fabricating zircaloy tubing having high resistance to crack propagation | |
| JPH11101887A (ja) | 高いフルエンスに晒される水性雰囲気中での使用のためのジルコニウム合金、耐食性原子炉要素、構造核燃料集成部材および該合金から構成されている原子炉燃料棒被覆材 | |
| JPH11148990A (ja) | 核燃料棒を被覆する管の製造法、核燃料被覆管、ジルコニウム合金の製造法および構造部材の製造法 | |
| KR940002700B1 (ko) | 수형 원자로용 핵연료 피복관 | |
| JPH0457997B2 (ru) | ||
| US4933136A (en) | Water reactor fuel cladding | |
| EP0194797B1 (en) | Water reactor fuel element cladding tube | |
| EP1511874B1 (en) | Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear boiling water reactor | |
| EP0195154B1 (en) | Water reactor fuel cladding tubes | |
| KR100323299B1 (ko) | 비스무트와 니오븀을 함유한 고강도 지르코늄 합금 |