SE426890B - SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy for Fuel Rods for Nuclear Reactors - Google Patents

SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy for Fuel Rods for Nuclear Reactors

Info

Publication number
SE426890B
SE426890B SE8104213A SE8104213A SE426890B SE 426890 B SE426890 B SE 426890B SE 8104213 A SE8104213 A SE 8104213A SE 8104213 A SE8104213 A SE 8104213A SE 426890 B SE426890 B SE 426890B
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
cold rolling
zirconium
temperature
based alloy
subjected
Prior art date
Application number
SE8104213A
Other languages
Swedish (sv)
Other versions
SE8104213L (en
Inventor
G Vesterlund
Original Assignee
Asea Atom Ab
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Asea Atom Ab filed Critical Asea Atom Ab
Priority to SE8104213A priority Critical patent/SE426890B/en
Priority to DE3224686A priority patent/DE3224686C2/en
Priority to FR8211722A priority patent/FR2509509B1/en
Priority to CA000406695A priority patent/CA1211344A/en
Priority to IT67860/82A priority patent/IT1191203B/en
Priority to FI822394A priority patent/FI72006C/en
Priority to JP57116328A priority patent/JPS5825467A/en
Priority to BE0/208547A priority patent/BE893787A/en
Priority to ES513793A priority patent/ES513793A0/en
Publication of SE8104213L publication Critical patent/SE8104213L/en
Publication of SE426890B publication Critical patent/SE426890B/en

Links

Classifications

    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22F—CHANGING THE PHYSICAL STRUCTURE OF NON-FERROUS METALS AND NON-FERROUS ALLOYS
    • C22F1/00—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working
    • C22F1/16—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working of other metals or alloys based thereon
    • C22F1/18—High-melting or refractory metals or alloys based thereon
    • C22F1/186—High-melting or refractory metals or alloys based thereon of zirconium or alloys based thereon

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Powder Metallurgy (AREA)
  • Heat Treatment Of Nonferrous Metals Or Alloys (AREA)
  • Extrusion Of Metal (AREA)
  • Heat Treatment Of Steel (AREA)
  • Metal Extraction Processes (AREA)
  • Pressure Welding/Diffusion-Bonding (AREA)

Description

15 20 25 30 55 s1o421s-7 2 i ett antal steg och mellan två. på varandra följande.. kallvalsningar en glödg- ning, mellanglödgning, vid 625-700 0G för att möjliggöra den efterföljande kall-- valsningen. Efter sista kallvalsningssteget utföres en slutglödgzxing för att ge materialet eftersträvade mekaniska egenslæper. Slutglödgrzingen kan göras vid temperaturer av 400-700 OC. ' Rör som framställts av Zircaloy under hittills använda betingelser har i allmänhet visat sig 'besitta tillräcklig beständigiiet mot korrosion under de driftsbetingelser som råder i en kârnrealctor. Utvecklingen går emellertid mot ett allt högre utnyttjande av bränslet, vilket betyder längre drifts- tider för bränsleelementen. Kapslingsmaterialet kommer därmed att utsättas för det korrosiva vattnet under en längre tidsperiod än vad som tidigare varit normalt, vilket innebär en ökad risk för korrosionsskador. Det har där- för varit ett önskemål att åstadkomma bättre korrosionsegenskaper hos de an- vända legeringarna utan att detta medför ogynnsernna förändringar; av de meka- niska egenskaperna. 15 20 25 30 55 s1o421s-7 2 in a number of steps and between two. successive .. cold rolling an annealing, intermediate annealing, at 625-700 0G to enable the subsequent cold rolling. After the last cold rolling step, a final annealing is performed to give the material the desired mechanical natural drag. The final annealing can be done at temperatures of 400-700 OC. 'Pipes manufactured by Zircaloy under the conditions used hitherto have generally been found to possess sufficient corrosion resistance under the operating conditions prevailing in a nuclear reactor. However, the trend is towards ever higher utilization of the fuel, which means longer operating times for the fuel elements. The encapsulation material will thus be exposed to the corrosive water for a longer period of time than was previously normal, which entails an increased risk of corrosion damage. It has therefore been desired to achieve better corrosion properties of the alloys used without this leading to unfavorable changes; of the mechanical properties.

Det är tidigare känt, bl a genom den amerikanska patentskriften 4 238 251, att man genom /å-släclcning av ett färdigtillverkat rör av Ziroaloy kan för- bättra rörets beständighet mot s k accelererad nodulär korrosion i vatten och ånga av högt tryck. Rör av Zircaloy med goda mekaniska egenskaper kan, såsom framgår av den amerikanska patentskriften 3 865 655, åstadkommas genom ß-släckning av den extruderade produkten, innan denna underkastas den sista kallvalsningen. 'I Den exakta orsaken till den förbättrade beständigheten mot accelererad nodu- korrosion som uppnås genom ß -släokning har ännu inte helt klarlagts.It is previously known, inter alia from U.S. Pat. No. 4,238,251, that by extinguishing a prefabricated Ziroaloy pipe, the resistance of the pipe to so-called accelerated nodular corrosion in water and high-pressure steam can be improved. Zircaloy tubes with good mechanical properties can, as shown in U.S. Pat. No. 3,865,655, be made by β-quenching the extruded product before it is subjected to the final cold rolling. The exact cause of the improved resistance to accelerated nodal corrosion achieved by ß -leaching has not yet been fully elucidated.

Det anses dock att förbättringen är relaterad till storlek och fördelning av intermetalliska föreningar i materialet. De intermetalliska. föreningarna, s k sekundärfaser, utgöres av kemiska föreningar innehållande förutom zirkonium främst elementen jm, krom och nickel och de förekommer i form av partiklar.However, it is considered that the improvement is related to the size and distribution of intermetallic compounds in the material. The intermetallic. the compounds, so-called secondary phases, consist of chemical compounds containing in addition to zirconium mainly the elements jm, chromium and nickel and they occur in the form of particles.

Den vid fi-släokning åstadkomna upplösnings- och återutskiljningsprocessen resulterar dels i en förfining av partiklarnas storlek, dels i en omfördel- ning från jämnt fördelade partiklar till partiklar utgörande stråk i de vid /å -fasomvandlingen bildade »L -kornens korngränser.The process of dissolution and re-precipitation produced by fi-slurrying results partly in a refinement of the particle size, and partly in a redistribution from evenly distributed particles to particles constituting streaks in the grain boundaries of the »L -grains formed during the / å phase conversion.

En ß-släclming av det färdiga kapselröret medför en sänkning av duktili- teten hos röret, vilket innebär en nackdel hos metoden. En ß -släckning av den extruderadeprodulcten före kallvalsning till färdigdimension ger 10 15 20 25 30 8104213-7 mindre försämringar av det färdiga rörets mekaniska. egenskaper. En /b-släck- ning ger oavsett om det sker på ett färdigtillverkat rör eller före det sista kallvalsningssteget emellertid en utbytesförsämring på grund av ökad kassa- tion och vidare materialförluster på. grund av att ß-släclming medför bild- ning av ett oxidskikt på. rörets yta, som Jnåste avlägsnas.A ß-slackening of the finished capsule tube entails a lowering of the ductility of the tube, which entails a disadvantage of the method. A ß-extinguishing of the extruded product before cold rolling to finished dimension gives minor deteriorations of the mechanical of the finished tube. characteristics. A / b extinguishing, regardless of whether it takes place on a finished pipe or before the last cold rolling step, however, results in a deterioration in yield due to increased disposal and further material losses. due to the fact that ß-slamming leads to the formation of an oxide layer on. the surface of the tube, from which Jnåste is removed.

Enligt den föreliggande uppfinningen har det visat sig möjligt att tillverka kapselrör för bränsleetavar till kärnreaktorer, som har minst lika god resis- tens mot nodulär korrosion som de 'bästa tidigare kända kapselrören och sam-- tidigt en bättre duktilitet än sådana kapselrör. I jämförelse med tidigare kända tillverlmingsmetoder för kapselrör under användning av /5 -släclming efter extrusionen erhålles vid användning av den föreliggande uppfinningen, som också. irmefattar en /å-släolming, en utbytesförbättrizzg på grund av minskad kassation ooh vidare minskade materialförluster på. grund av att bildade oxider kan avlägsnas på en mindre yta genom ett /å-släokningen ut- föres i"ett tidigare skede av tillverkningsprocessen.According to the present invention, it has been found possible to manufacture canister tubes for fuel rods for nuclear reactors which have at least as good resistance to nodular corrosion as the best known canister tubes and at the same time a better ductility than such canister tubes. In comparison with prior art production methods for canister tubes using β-slurry after extrusion are obtained using the present invention, which also. includes a / å släolming, a yield improvement due to reduced scrap ooh further reduced material losses on. due to the fact that formed oxides can be removed on a smaller surface by the one / å sludge increase is carried out at an earlier stage of the manufacturing process.

Uppfinningar: avser ett sätt att tillverka ett kapselrör av zirkoniumbaserad legering för bränslestavar till kärnreelctorer, varvid den zirkoniumbaserade legeringen extruderas och den extruderade produkten underkastas kallvals- ningar och åtminstone en glödgning, mellanglödgnirig, mellan två på varandra följande kallvalsningar och en /b-släolming före den sista kallvalsningen, känneteoknat därav, att -/å -släolmingen utföres före en kallvalsning, efter vilken åtminstone en mellanglödgrxing utföres vid en temperatur av 500-610 °C.Inventions: relates to a method of making a zirconium-based alloy canister tube for fuel rods for nuclear reactors, wherein the zirconium-based alloy is extruded and the extruded product is subjected to cold rolling and at least one annealing, intermediate annealing, between two successive cold rolling and a the last cold rolling, characterized in that the slurry is carried out before a cold rolling, after which at least one intermediate annealing is carried out at a temperature of 500-610 ° C.

Den föredragna temperaturen för mellanglödgzingen ligger vid 550-600 °C. ätrusionen lean utföras vid godtyclig temperatur i OC-fasområdet.The preferred temperature for the intermediate annealing is 550-600 ° C. the lean fusion is performed at any temperature in the OC phase range.

Efter sista kallvalsningen underkastas den extruderade produkten en slut- glödgzing vid en temperatur av 400-610 °C, företrädesvis av 550-600 OC. ß-eläolmingen på den extruderade produkten utföres genom att produkten vär- mes upp till en temperatur i ß-fasomrâdet, lämpligen till en temperatur av 950-1250 °C och företrädesvis till en temperatur av 1000-1150 °C och där- efter snabblqrles till en temperatur i oC-fasomrâdet. Kylnínšefl från 'ïefl an' vända temperaturen i ß-fasområdet till temperaturen 790 °C sker därvid lämp- ngen med en hastighet av 20-400 Wr/senma och-kylningen från 79o° c m1 500 °c eller aärunaer, lämpligen ma. en nazism av mer än 5 'Hz/mun 10 15 20 25 50 55 8104213-7 4.After the last cold rolling, the extruded product is subjected to a final annealing at a temperature of 400-610 ° C, preferably of 550-600 ° C. The β-elimination of the extruded product is carried out by heating the product to a temperature in the ß-phase range, suitably to a temperature of 950-1250 ° C and preferably to a temperature of 1000-1150 ° C and then rapidly to a temperature in the oC phase range. Cooling fl from 'ïe fl an' using the temperature in the ß-phase range to the temperature 790 ° C is then carried out at a rate of 20-400 Wr / senma and cooling from 79o ° c m1 500 ° c or aärunaer, preferably ma. a Nazism of more than 5 'Hz / mouth 10 15 20 25 50 55 8104213-7 4.

Vid tillverkning av kapselrör enligt den föreliggande uppfinningen har 'det visat sig, att sekundarfaspartiklarnas storlek i det färdiga kapselröret, liksom fallet är då /å-släcknjng användes, är avsevärt mindre än vid konven- tionell tillverkning av kapselrör utan [å-släclming efter extrusionen. Se- kundärfaspartiklarna ligger dock i motsats till vad fallet är efter ß-släck- ning vid tidigare kände metoder homogent fördelade i' materialet. Det är tänk- bart att det är den enligt den föreliggande uppfinningen uppnådda lilla stor- leken hos sekundärfaspartiklarna tillsammans med den homogena fördelningen av dem som ger den gynnsamma kombinationen av god resistens mot nodulär korrosion och goda. mekaniska egenskaper.In the manufacture of canister tubes according to the present invention it has been found that the size of the secondary phase particles in the finished canister tube, as is the case when / å-extinguishing is used, is considerably smaller than in conventional manufacture of canister tubes without [å-extinction after extrusion . However, the secondary phase particles are in contrast to what is the case after ß-quenching with previously known methods homogeneously distributed in the material. It is conceivable that it is the small size of the secondary phase particles achieved according to the present invention together with the homogeneous distribution of them which gives the favorable combination of good resistance to nodular corrosion and good. mechanical characteristics.

Den zirkoniumbaserade legeringen utgöres företrädesvis av en zirkonium-tenn- -legeringy t ex de under handelsnamnen Zircaloy 2 och Zircaloy 4 kända lege- ringarna, vilkas innehåll av legeringsämnen ligger ínomdgräzxserxxa 1,2-1,7 70 får tenn, 0,07_0,24 g; far gagn, o,o5-o,15 9% för men een' oeo,oef% för nickel, rest zirkonium och eventuellt förekommande föroreningar av vanligt slag, där angivna procent liksom .angivna procent i ansökningen i övrigt avser vikt- preeent. zireeiey 2 innehåller 1,2-1,7 74 tenn, o,o7-o,2o % jam, o,o5-o,15 73 krom och 0,03-0,08 % nickel. Zircaloy 4 innehåller 1,2-1,7 75 tenn, 0,18~0,24 % jam, o,o7-o,13 7» :mom och ingen nickel.The zirconium-based alloy preferably consists of a zirconium-tin alloy, for example the alloys known under the trade names Zircaloy 2 and Zircaloy 4, whose content of alloying substances is within the grass content of xx1.2-1.7 70 gets tin, 0.07_0.24 g; far gagn, o, o5-o, 15 9% for men een 'oeo, oef% for nickel, residual zirconium and any contaminants of the usual kind, where the stated percentage as well as the stated percentage in the application otherwise refers to weight percentage. zireeiey 2 contains 1.2-1.7 74 tin, o, o7-o, 2o% jam, o, o5-o, 73 chromium and 0.03-0.08% nickel. Zircaloy 4 contains 1.2-1.7 75 tin, 0.18 ~ 0.24% jam, o, o7-o, 13 7 »: mom and no nickel.

Den zirkoniumbaserade legeringen under-kastas företrädesvis en /ó-släckzning före extrusionen, dvs den värmas upp till en temperatur i /S-fasomrâdet och snabbkyles till en temperatur i oL-fasonrrådet. Det är dock möjligt att an- vända den zirkoniumbaserade legeringen utan att den underkastas /å -släckning. ' /š-släckning före extrusionen utföres genom att legeringen uppvärmes till en temperatur av laïmpligen 950-1250 OC och av företrädesvis 1000-1150 °C och snabbkyles till en temperatur i oÅ-fasomrâdet. Kylningen från den använda temperaturen i ß-fasonmådet till temperaturen 790 °0 'sker därvid lämpligen mea en hastighet ev 1-50 °c/ee1ema een lqlmgen från 790 °c nu soo °c euer därunder, lämpligen med en hastighet av mer än 5 pC/minut.The zirconium-based alloy is preferably subjected to an ó-quenching before extrusion, i.e. it is heated to a temperature in the / S phase range and rapidly cooled to a temperature in the LL phase range. However, it is possible to use the zirconium-based alloy without subjecting it to quenching. The quenching before extrusion is carried out by heating the alloy to a temperature of suitably 950-1250 ° C and of preferably 1000-1150 ° C and rapidly cooling to a temperature in the oÅ phase range. The cooling from the temperature used in the β-shape range to the temperature of 790 ° C 'then takes place suitably at a speed of 1-50 ° C / degrees, a minimum of from 790 ° C now below 50 ° C or below, preferably at a speed of more than 5 ° C. pC / minute.

Uppfinningenlskall förklaras närmare genom beskrivning av ett utföringsexem- pel.The invention will be explained in more detail by describing an exemplary embodiment.

Ett göt av Zircaloy 2 smides till en stång med en dimension av 150-200 mm.A cast of Zircaloy 2 is forged into a rod with a dimension of 150-200 mm.

Stången underkastas fi-släclming genom uppvärmning till en temperatur av 1050 °C under 15 minuter och kylning till rumstemperatur med en hastighet av 5-10 °C/sekund. Av stången tillverkas extrusionsämnen. Dessa extruderas vid en temperatur av 700-740 °C, dvs iQL-fasområdet. Den ertruderade pro- dukten underkastas därefter tre kallvalsningar varigenom rörets slutligaThe rod is subjected to fi-extinction by heating to a temperature of 1050 ° C for 15 minutes and cooling to room temperature at a rate of 5-10 ° C / second. Extrusion blanks are made from the rod. These are extruded at a temperature of 700-740 ° C, ie the iQL phase range. The extruded product is then subjected to three cold rolling, whereby the final tube

Claims (4)

10 15 20 25 8104213-7 ytterdiameter blir 12,3 mm. Mellan den första och andra valsningen under- kastas den extruderade produkten en /ä-släclming genom att den värmes upp till 1050 °C under några sekunder med en omkring den anordnad högfrekvens- _ slinga, varefter den genom vattenb-esprutning lqfles med en hastighet av 200 °C/sekund till rumstemperatur. Mellan den andra och sista valeningen . glödgas den extruderade produkten vid en temperatur av 575 °C. Efter sista kallvalsniragen slutglödgas röret vid en temperatur av 565 °G. Såväl mellanglödgaingar som slutglödgning kan utföras i evakuerad ugn. I det färdiga röret har sekundärfaspartiklarrza en storlek, som i huvudsak ligger i intervallet 0,05-O,4/um och en medelpartikelstorlek av omkring 0,15 I ett kapselrör, som tillverkats på. konventionellt sätt och som inte under- kastats /ß-släclming i färdigtillverkat skick eller tidigare i extruderat skick har sekundärpartiklan-za en storlek, som i huvudsak ligger i inter- vallet O,1-0,6/um och en medelpartikelstorlek av omkring 0,3 . f' Vid korrosionsprov, som_ visat sig väl simulera 'betingelser-na vid reaktor- drift, uppvisar kapselrör tillverkade enligt den föreliggande uppfinningen en viktökning, som endast är en bråkdel av den som uppnås vid konventionell tillverkning utan användning av /å-släclming efter extrusionen och ungefär lika stor som den som uppnås vid tillverkning med av /å-släclming efter extrusionen, 50-100 mg/dmz enligt uppfinningen respektive 350-4000 mg/dme vid konventionell tillverkning utan användning av fi-släckrzing. Duktiliteten hos ett kapselrör tillverkat enligt uppfinningen är bättre än hos rör som underkastats /å-släckning i färdigtillverkat tillstånd och hos rör som underkastats ß-släclaxing närmast före sista kallvalsningen. Ovan nämnda korrosíonsprov utföres i autoklav med vattenånga vid ett tryck av 9,8 MPa och en temperatur av 500 °C. Viktökningen är ett mått på. den korrosion som röret åsamkats. _ PATENTKRAV10 15 20 25 8104213-7 outer diameter becomes 12.3 mm. Between the first and second rolling, the extruded product is subjected to a slurry by heating it up to 1050 ° C for a few seconds with a high-frequency loop arranged around it, after which it is flushed by water spraying at a speed of 200 ° C / second to room temperature. Between the second and last election. the extruded product is annealed at a temperature of 575 ° C. After the last cold rolling mill, the tube is final annealed at a temperature of 565 ° G. Both intermediate annealing and final annealing can be performed in an evacuated oven. In the finished tube, the secondary phase particle tube has a size which is substantially in the range 0.05-0.4 microns and an average particle size of about 0.15 l in a capsule tube, which is manufactured on. Conventionally and not subjected to / ß-slamming in the finished state or previously in the extruded state, the secondary particles have a size which is mainly in the range 0, 1-0.6 / um and an average particle size of about 0 , 3. In corrosion tests which have been found to well simulate the conditions of reactor operation, canister tubes made in accordance with the present invention show a weight gain which is only a fraction of that obtained in conventional manufacture without the use of / after sludge after extrusion. and about the same as that obtained in the manufacture of on / off quenching after extrusion, 50-100 mg / dmz according to the invention and 350-4000 mg / dme in conventional manufacture without the use of fi-quenching. The ductility of a canister pipe made according to the invention is better than in pipes which have been subjected to / extinguishing in the finished state and in pipes which have been subjected to ß-slaking immediately before the last cold rolling. The above corrosion test is performed in autoclave with water vapor at a pressure of 9.8 MPa and a temperature of 500 ° C. Weight gain is a measure of. the corrosion caused by the pipe. _ PATENT REQUIREMENTS 1. Sätt att tillverka kapselrör av zirkoniumbaserad legering för bräi-isle- stavar till kärnreaktorer, varvid den zirkoniumbaserade legeringen extrude- ras och den extruderade produkten underkastas kallvalsningar och åtminstone en glödgning, mellanglödgzxing, mellan två på varandra följande kallvals- ningar och en /Lsläclcrzing före den sista kallvalsningen, k ä. n n e t e c k - n a t därav, att fi-släclmingen utföres före en kallvalsning, efter vilken åtminstone en mellanglödgziing utföres vid en temperatur av 500-610 OC. 8104213-7 _' .eA method of making zirconium-based alloy capsule tubes for brass-ice rods for nuclear reactors, wherein the zirconium-based alloy is extruded and the extruded product is subjected to cold rolling and at least one annealing, intermediate annealing, between two successive cold rolling coils and one / L before the last cold rolling, characterized in that the fi-slurrying is carried out before a cold rolling, after which at least one intermediate annealing is carried out at a temperature of 500-610 ° C. 8104213-7 _ '.e 2. Sätt enligt patentlcrav 1, k ä. n n e t e c k n a. t därav, att mellan- glödgningen utföres vid en temperatur av 550-600 OC.2. A method according to claim 1, characterized in that the intermediate annealing is carried out at a temperature of 550-600 ° C. 3. Sätt enligt något av patentkrlaven 1 eller 2, k ä. n n e t e c k n a. t därav, att den zirkoniumbaserade legeringen innehåller 1,2-1,7 viktprocent tenn, 0,07-O,24 víktprocent jämn, 0,05-O,15 viktprocent krom och 0-0,08 vikt- procent nickel, rest zirkonium och eventuellt förekommande förorening-ar av vanligt slag.3. A method according to any one of claims 1 or 2, characterized in that the zirconium-based alloy contains 1.2-1.7% by weight of tin, 0.07 -0, 24% by weight of even, 0.05-0 , 15% by weight of chromium and 0-0.08% by weight of nickel, residual zirconium and any impurities of a common kind. 4. Sätt enligt något av patentlcraven 1-5, k ä. n n e t elc k n a. t därav, att den vid extruderingen använda zirkoniumbaserade legeringen är fi-släckt. S. Sätt enligt något av patentlcraven 1-4, k 'á n n e t e c k n a. t därav, att den extruderade produkten under-kastas en slutglöâg-zzirng vid en temperatur av 400-610 °C efter sista kallvalsningen. t 8104213-7 Sammandrag vid tillverkning av kapselrör av zirkoniumbaserad legering för bränslesta- var till kärnreaktorer genom extmsion av den zirkoniumßaserade legeringen och kallvalsningar av den extruderade produkten med glödgzlingar, mellan- glödgzxingar, mellan kallvalsningarna. och en /â-släclming före den sista kallvalsníngen åstaäkommes ett kapselrör med samtidigt goda korrosionsegen- skaper och mekaniska egenskaper genom att ß-eläokningen utföres före en kellvalsning, efter vilken en mellanglödgzxing utföres vid en temperatur av 500-610 °c.4. A method according to any one of claims 1-5, characterized in that the zirconium-based alloy used in the extrusion is fi-quenched. S. A method according to any one of claims 1-4, characterized in that the extruded product is subjected to a final annealing at a temperature of 400-610 ° C after the last cold rolling. t 8104213-7 Summary of manufacture of zirconium-based alloy canister tubes for nuclear reactors by extruding the zirconium-based alloy and cold rolling the extruded product with annealing, intermediate annealing, between the cold rolling. and a / â-slamming before the last cold rolling, a capsule tube with simultaneously good corrosion properties and mechanical properties is obtained by performing the ß-eluation before a cold rolling, after which an intermediate annealing is carried out at a temperature of 500-610 ° c.
SE8104213A 1981-07-07 1981-07-07 SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy for Fuel Rods for Nuclear Reactors SE426890B (en)

Priority Applications (9)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8104213A SE426890B (en) 1981-07-07 1981-07-07 SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy for Fuel Rods for Nuclear Reactors
DE3224686A DE3224686C2 (en) 1981-07-07 1982-07-02 Process for the manufacture of capsule tubes made of a zirconium alloy for fuel rods of nuclear reactors
FR8211722A FR2509509B1 (en) 1981-07-07 1982-07-05 METHOD FOR MANUFACTURING COATING TUBES IN A ZIRCONIUM-BASED ALLOY FOR FUEL BARS FOR NUCLEAR REACTORS
CA000406695A CA1211344A (en) 1981-07-07 1982-07-06 Method of manufacturing cladding tubes of a zirconium- based alloy for fuel rods for nuclear reactors
IT67860/82A IT1191203B (en) 1981-07-07 1982-07-06 PROCEDURE FOR THE MANUFACTURE OF ZIRCONIUM ALLOY LINING LINES FOR FUEL BARS FOR NUCLEAR REACTORS
FI822394A FI72006C (en) 1981-07-07 1982-07-06 Methods of manufacturing canister tubes of zirconium-based alloy for fuel taverns for nuclear reactors.
JP57116328A JPS5825467A (en) 1981-07-07 1982-07-06 Manufacture of zirconium base alloy-clad pipe
BE0/208547A BE893787A (en) 1981-07-07 1982-07-07 PROCESS FOR THE MANUFACTURE OF ZIRCONIUM-BASED ALLOY SHEATHING TUBES AND TUBES OBTAINED THEREBY
ES513793A ES513793A0 (en) 1981-07-07 1982-07-07 MANUFACTURING METHOD OF JACKET TUBES MADE OF ZIRCONIUM ALLOY.

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8104213A SE426890B (en) 1981-07-07 1981-07-07 SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy for Fuel Rods for Nuclear Reactors

Publications (2)

Publication Number Publication Date
SE8104213L SE8104213L (en) 1983-01-08
SE426890B true SE426890B (en) 1983-02-14

Family

ID=20344212

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE8104213A SE426890B (en) 1981-07-07 1981-07-07 SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy for Fuel Rods for Nuclear Reactors

Country Status (9)

Country Link
JP (1) JPS5825467A (en)
BE (1) BE893787A (en)
CA (1) CA1211344A (en)
DE (1) DE3224686C2 (en)
ES (1) ES513793A0 (en)
FI (1) FI72006C (en)
FR (1) FR2509509B1 (en)
IT (1) IT1191203B (en)
SE (1) SE426890B (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2000029633A1 (en) * 1998-11-12 2000-05-25 Westinghouse Atom Ab Method of manufacturing a zirconium based alloy component for use in nuclear industry

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4576654A (en) * 1982-04-15 1986-03-18 General Electric Company Heat treated tube
JPS60165580A (en) * 1984-02-08 1985-08-28 株式会社日立製作所 Coated tube for reactor fuel and manufacture thereof
DE3429567A1 (en) * 1984-08-10 1986-02-20 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim METHOD FOR STABILIZING THE CORROSION RESISTANCE OF A PIPE PIPE MADE OF A ZIRCONIUM ALLOY FOR A CORE REACTOR FUEL
FR2575764B1 (en) * 1985-01-10 1992-04-30 Cezus Co Europ Zirconium PROCESS FOR MANUFACTURING A STRIP OF ZIRCONIUM ALLOY ZIRCALOY 2 OR ZIRCALOY 4 RESTORED, AND STRIP OBTAINED
JPH0625389B2 (en) * 1985-12-09 1994-04-06 株式会社日立製作所 Zirconium based alloy with high corrosion resistance and low hydrogen absorption and method for producing the same
JP2600057B2 (en) * 1985-12-09 1997-04-16 株式会社日立製作所 Cladding tube, spacer, and channel box for highly corrosion resistant nuclear fuel, fuel assembly thereof, and method of manufacturing the same
JPS62195938U (en) * 1986-05-31 1987-12-12
US5437747A (en) * 1993-04-23 1995-08-01 General Electric Company Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation
CN113667914B (en) * 2021-08-09 2022-04-19 燕山大学 Method for preparing high-strength pure zirconium through cold deformation

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA1014833A (en) * 1974-07-12 1977-08-02 Stuart R. Macewen Zirconium base alloy and method of production
AU498717B2 (en) * 1975-02-25 1979-03-22 General Electric Company Zirconium alloy heat treatment
FR2334763A1 (en) * 1975-12-12 1977-07-08 Ugine Aciers PROCESS FOR IMPROVING THE HOT RESISTANCE OF ZIRCONIUM AND ITS ALLOYS
CA1139023A (en) * 1979-06-04 1983-01-04 John H. Davies Thermal-mechanical treatment of composite nuclear fuel element cladding

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2000029633A1 (en) * 1998-11-12 2000-05-25 Westinghouse Atom Ab Method of manufacturing a zirconium based alloy component for use in nuclear industry
US6585835B1 (en) 1998-11-12 2003-07-01 Westinghouse Atom Ab Method of manufacturing a zirconium based alloy component for use in nuclear industry

Also Published As

Publication number Publication date
FR2509509A1 (en) 1983-01-14
IT8267860A0 (en) 1982-07-06
ES8401665A1 (en) 1983-12-16
FI72006C (en) 1987-03-09
FR2509509B1 (en) 1985-07-12
DE3224686A1 (en) 1983-01-27
FI822394A0 (en) 1982-07-06
FI822394L (en) 1983-01-08
FI72006B (en) 1986-11-28
BE893787A (en) 1982-11-03
SE8104213L (en) 1983-01-08
JPS6151626B2 (en) 1986-11-10
JPS5825467A (en) 1983-02-15
DE3224686C2 (en) 1987-02-19
ES513793A0 (en) 1983-12-16
IT1191203B (en) 1988-02-24
CA1211344A (en) 1986-09-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4450020A (en) Method of manufacturing cladding tubes of a zirconium-based alloy for fuel rods for nuclear reactors
US4450016A (en) Method of manufacturing cladding tubes of a zirconium-based alloy for fuel rods for nuclear reactors
KR100364093B1 (en) A method of manufacturing a tube for a nuclear fuel assembly, and tubes obtained thereby
US4775508A (en) Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation
US4675153A (en) Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation
US20020136347A1 (en) Method for manufacturing a tube and a sheet of niobium-containing zirconium alloy for a high burn-up nuclear fuel
EP1256634B1 (en) Zirconium alloy having excellent corrosion resistance and mechanical properties and method for preparing nuclear fuel cladding tube by zirconium alloy
US5620536A (en) Manufacture of zirconium cladding tube with internal liner
US4664881A (en) Zirconium base fuel cladding resistant to PCI crack propagation
JPH04358048A (en) Method of treatment of zirconium alloy material
SE426890B (en) SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy for Fuel Rods for Nuclear Reactors
US4908071A (en) Method of manufacturing tubes of zirconium alloys with improved corrosion resistance for thermal nuclear reactors
DE69417509T2 (en) Process for improving the corrosion resistance of zircon or a zirconium alloy lining layer
SE426891B (en) SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy COMBUSTION RODS FOR NUCLEAR REACTORS
JPH08240673A (en) Zirconium-based alloy tube for nuclear fuel aggregate and its manufacture
US4671826A (en) Method of processing tubing
JP5274463B2 (en) Water reactor fuel clad tube, method of manufacturing the same, water reactor fuel rod and water reactor fuel assembly having the same
JPS6224182A (en) Nuclear fuel coated tube
JPS60211389A (en) Coated pipe for nuclear fuel element
KR19980701591A (en) ZIRCONIUM ALLOY TUBE FOR A NUCLEAR REACTOR FUEL ASSEMBLY, AND METHOD FOR MAKING SAME
US7473329B2 (en) Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear pressure water reactor
JPH07305153A (en) Covering pipe for nuclear fuel rod
EP0425465A1 (en) A method of manufacturing cladding tubes for fuel rods for nuclear reactors
JP2006077326A (en) Non-heat treated zirconium alloy fuel cladding and method of manufacturing the same
EP0194797B1 (en) Water reactor fuel element cladding tube

Legal Events

Date Code Title Description
NAL Patent in force

Ref document number: 8104213-7

Format of ref document f/p: F

NUG Patent has lapsed

Ref document number: 8104213-7

Format of ref document f/p: F