SE426891B - SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy COMBUSTION RODS FOR NUCLEAR REACTORS - Google Patents
SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy COMBUSTION RODS FOR NUCLEAR REACTORSInfo
- Publication number
- SE426891B SE426891B SE8104214A SE8104214A SE426891B SE 426891 B SE426891 B SE 426891B SE 8104214 A SE8104214 A SE 8104214A SE 8104214 A SE8104214 A SE 8104214A SE 426891 B SE426891 B SE 426891B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- annealing
- temperature
- zirconium
- intermediate annealing
- based alloy
- Prior art date
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
-
- 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)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Powder Metallurgy (AREA)
- Heat Treatment Of Steel (AREA)
- Heat Treatment Of Nonferrous Metals Or Alloys (AREA)
- Extrusion Of Metal (AREA)
Description
15 20' 25 30 55 8104214-*5 2 i ett antal steg och mellan två på varandra följande kallvalsningar en glödg- ning, mellanglöägziing, vid 625-700 °C för att möjliggöra den efterföljande kall- valsningen. Kylningen av den extruderade produkten efter varje mellanglödg- ning sker relativt långsamt med en 'hastigæt av högst 5 OC/minut i tempera- turområdet närmast under glödgzingstemperahïren och utan användning 'av något kylmedium. Efter sita kallvalsningssteget utföres en slutglödgxfing, för att ge materialet eftersträvade mekaniska egenskaper. Slutglödgningen kan göras vid temperaturer av 400-700 OG. 15 20 '25 30 55 8104214- * 5 2 in a number of steps and between two consecutive cold rolls an annealing, intermediate annealing, at 625-700 ° C to enable the subsequent cold rolling. The cooling of the extruded product after each intermediate annealing takes place relatively slowly at a rate of not more than 5 ° C / minute in the temperature range immediately below the annealing temperature and without the use of any cooling medium. After the cold rolling step, a final annealing operation is performed, to give the material the desired mechanical properties. The final annealing can be done at temperatures of 400-700 OG.
'Rör som framställts av Ziroaloy under hittills använda betingelser har i allmänhet visat sig besitta tillräcklig beständighet mot korrosion under de driftsbetmgelser som råder i en kärnreaktor. 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 ogynnsamma förändringar av de meka- niska egenskaperna.Tubes manufactured by Ziroaloy 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 a desire to achieve better corrosion properties of the alloys used without this leading to unfavorable changes in the mechanical properties.
Det är tidigare känt, bl a genom den amerikanska patentskriften 4 258 251, att man genom ß-släclming av ettfärdigtillverkat rör av Zircaloy kan för- bättra rörets 'beständighet mot s k aocelererad nodulär korrosion i vatten ooh ånga av högt tryck. Rör av Ziroaloy med goda mekaniska egenskaper kan, såsom framgår av den amerikanska patentslcriften 3 865 655, åstadkommas genom ß-släclcrsing av den extruderade produkten, innan denna underkastas den sista kallvalsningen.It is previously known, inter alia from U.S. Pat. No. 4,258,251, that by ß-quenching a prefabricated Zircaloy pipe it is possible to improve the pipe's resistance to so-called accelerated nodular corrosion in water and high pressure steam. Ziroaloy tubes with good mechanical properties can, as disclosed in U.S. Pat. No. 3,865,655, be made by s-slicing the extruded product before it is subjected to the final cold rolling.
Den exakta orsaken till den förbättrade 'oeständigheten mot accelererad nodu- lär korrosion som uppnås genom ß -släolming har ännu inte helt klarlagts.The exact cause of the improved 'impermeability to accelerated nodular corrosion achieved by ß -släolming 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 järn., Iccom och nickel och de förekommer i form av partiklar. en vid /fi -släokrxing 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 /5 -fasomvandlíngen bildade »L -kornens korngrärlser. 10 15 20 25 50 35 m ß-siaelming av det färdiga kapselröret medför en sanering av amani- teten hos röret, vilket innebär en nackdel hos metoden. En /Ö-släclcrzizzg av den extruderade produkten före kallvalsning till färdig dimension ger mindre försämring-ar av det färdiga rörets mekaniska egenskaper. En ß-släclcrling 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-släolcrxing medför bild- ning av ett oxidskikt pâ rörets yta, som måste avlägsnas. /å-släclcning är också i sig själv en operation, som innebär en komplikation vid tillverk- ningen av kapselrör.However, it is considered that the improvement is related to the size and distribution of intermetallic compounds in the material. The intermetallic compounds, so-called secondary phases, consist of chemical compounds containing in addition to zirconium mainly the elements iron, Iccom and nickel and they occur in the form of particles. a process of dissolution and redeposition effected at / fi -slöokrxing 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 grains formed at the 5-phase conversion. 10 15 20 25 50 35 m ß-sifting of the finished canister pipe entails a decontamination of the amanity of the pipe, which entails a disadvantage of the method. A / Ö slicing of the extruded product before cold rolling to finished dimension results in minor deterioration of the mechanical properties of the finished tube. A ß-släclcrling gives regardless of whether it happens on. a finished pipe or before the last cold rolling step, however, a deterioration of yield due to increased disposal and further material losses due to ß-sludge cracking leading to the formation of an oxide layer on the surface of the pipe, which must be removed. / å-släclcning is also in itself an operation, which involves a complication in the manufacture of canister tubes.
Enligt den föreliggande uppfinningen har det visat sig möjligt att till- verka kapselrör för bränslestavar till kärnreaktorer med lika god resistens mot nodulär korrosion och minst lika goda mekaniska egenskaper som hos de bästa tidigare kända kapselrören utan användning av /å-slächxirg efter extru- sionen.According to the present invention, it has been found possible to manufacture canister pipes for fuel rods for nuclear reactors with as good resistance to nodular corrosion and at least as good mechanical properties as with the best known canister pipes without the use of / å-slächxirg after extrusion.
Uppfinningen avser ett sätt att tillverka kapselrör av zirkoniumbaserad legering för bränslestavar till kärnreaktorer, varvid den zirkoniumbaserade legeringen extruderas vid en temperatur understigande 680 OC och den extru- derade produkten underkastas kallvalsningar och glödgningar, mellanglödg- ningar, mellan kallvalsningarna., varav åtminstone en mellanglödgning ut- föres vid en temperatur överstigande 650 °C i oá-fasområdet och efter den sista kallvalsningen en slutglödgznzíng, kännetecknat därav, att den extrude- rade produkten efter varje mellanglödgzming vid en temperatur överstigande 650 °C i oL-fasområdet kyles med en hastighet som i temperaturintervallet från glödgningstemperaturen till650 °C uppgår till minst 5 °C/minut innan den underkastas den efterföljande kallvalsningen samt att glödgriingar efter den sista mellanglödggiingen vid en temperatur överstigande 650 °C i oá-fas- området, utföres vid en temperatur av högst 600 °C. Mellanglödgzing vid en temperatur överstigande 650 °C i øó-fasområdet sker företrädesvis vid en temperatur inom intervallet 675-725 OC. kylningen kan med fördel ske i en ugn fylld med helium, som har god värmeledningsförmåga. Kylningen kan ske med godtycklig hastighet över' 5 QC/minut. Tiden för glödgningen vid en tem- peratur överstigande 650 OC i øC-fasområdet uppgår till 0,540 timmar.The invention relates to a method of manufacturing canister tubes of zirconium-based alloy for fuel rods for nuclear reactors, wherein the zirconium-based alloy is extruded at a temperature below 680 OC and the extruded product is subjected to cold rolling and annealing, intermediate annealing, between cold rolling mills. is carried out at a temperature exceeding 650 ° C in the oá phase range and after the last cold rolling a final annealing, characterized in that the extruded product is cooled after each intermediate annealing at a temperature exceeding 650 ° C in the oL phase range at a rate which in the temperature range from the annealing temperature to 650 ° C amounts to at least 5 ° C / minute before it is subjected to the subsequent cold rolling and that annealing after the last intermediate annealing at a temperature exceeding 650 ° C in the oá phase range is carried out at a temperature of not more than 600 ° C . Intermediate annealing at a temperature exceeding 650 ° C in the øó phase range preferably takes place at a temperature in the range 675-725 OC. The cooling can advantageously take place in an oven filled with helium, which has good thermal conductivity. The cooling can take place at any speed above '5 QC / minute. The time for annealing at a temperature exceeding 650 OC in the øC phase range amounts to 0.540 hours.
Efter sista kallvalsningen underkastas den ertruderade produkten en slut- glöagning vid en temperatur av 4oo-6oo °c, företrädesvis av 525-575 °c. 8104214-5 10 15 20 25 50 35 Vid tillverkning av kapselrör enligt den föreliggande uppfinningen har det visat sig, att sekzmdärfaspartilclarnas storlek i det färdiga kapselröret, liksom fallet är då. ß-släckning användes, är avsevärt mindre än vid konven- tionell tillverkning av kapselrör utan /5 -släclming efter extrusionen. Selnm- aarfeepeetnaeene neger aeek i meteete till ved feuet ae efter ßeeiaelefing homogent fördelade i materialet. Det är tåinkbart att det är den enligt den föreliggande uppfinningen uppnådda lilla storleken hos selomdärfaspartik- larna tillsammans med den homogena fördelningen av dem som ger den gynnsamma kombinationen av god resistens mot nodulär korrosion och goda mekaniska egen- skaper .After the last cold rolling, the extruded product is subjected to a final annealing at a temperature of 40-60 ° C, preferably of 525-575 ° C. 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 then. ß-quenching used is considerably less than in conventional manufacturing of canister tubes without β-quenching after extrusion. Selnm- aarfeepeetnaeene neger aeek i meteete till ved feuet ae efter ßeeiaele fi ng homogeneously distributed in the material. It is conceivable that it is the small size of the selomar 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 properties.
Den zirkoniumbaserade legal-ingen utgöres företrädesvis av en zirkonium-tenn- dager-ing, t ex de under handelsnamnen Zircaloy 2 och Zircaloy 4 kända lege- ringanza, vilkas innehåll av legeringsämen ligger inom gränserna 1,2-1,7 73 för tenn, o,o7-o,24 v, för järn, o,o5-o,15 % för men een o-o',o8 91, för niekel, rest zirkonium och eventuellt förekommande föroreningar av vanligt slag, där êflåivïß PIOGGIW liksom angivna procent i ansökningen i övrigt avser viktpro- cent. ziteeley 2 metaller 1,2-1,7 gt tenn, o,o7-o,2o 71, åäe-n, Q,O5.Q,15 y, krom och 0,05-0,08 *få nickel. Zircaloy 4 innehåller 1,2-1,7 ZÉ tenn, O,18-0,24 gå 351111, 0,07-0,15 74 krom och ingen nickel.The zirconium-based legalization preferably consists of a zirconium-tin alloy, for example the alloy allo known under the trade names Zircaloy 2 and Zircaloy 4, whose content of the alloy seeds is within the limits of 1.2-1.7 73 for tin. o, o7-o, 24 v, for iron, o, o5-o, 15% for men een o-o ', o8 91, for nickel, residual zirconium and any contaminants of common kind, where ê fl åivïß PIOGGIW as stated percentages in the application otherwise refers to weight percent. ziteeley 2 metals 1.2-1.7 gt tin, o, o7-o, 2o 71, åäe-n, Q, O5.Q, 15 y, chromium and 0.05-0.08 * get nickel. Zircaloy 4 contains 1.2-1.7 ZÉ tin, 0.18-0.24 go 351111, 0.07-0.15 74 chromium and no nickel.
Den zirkoniumbaserade legerimgen underkastas företrädesvis en ß-släckning före extrusionen, dvs den värmes upp till en temperatur i fi-fasomrâdet och snabbky-les till en temperatur i oC-fasområdet. Det är dock möjligt *att an- vända den zirkoniumbaserade legeringen utan att den underkastas ß-släck- p ning... /å-släclnfing före extrusionen utföres genom att legeringen uppvärmes till en temperatur av lämpligen 950-1250 °C och av företrädesvis 1000-1150 OC och snabbkyles till en temperatxm i eL-fasområdet. Kylningen från den an- vända temperaturen i ß-fasområdet till temperaturen 790 OC sker därvid iämpiigen med en hastighet ev 1-5o °c/ee1ema een kylningen från 790 °c tm son °c eller aäeunaer, lämpligen men en neetighet ev mer än 5 °c/minut.The zirconium-based alloy is preferably subjected to a β-quenching before extrusion, ie it is heated to a temperature in the fi-phase range and rapidly cooled to a temperature in the oC-phase range. However, it is possible * to use the zirconium-based alloy without being subjected to ß-quenching ... / å-quenching before the extrusion is carried out by heating the alloy to a temperature of suitably 950-1250 ° C and of preferably 1000 -1150 OC and rapidly cooled to a temperaturexm in the eL phase range. The cooling from the temperature used in the β-phase range to the temperature of 790 ° C takes place in accordance with a rate of 1-5 ° C / ee, for example the cooling from 790 ° C to son ° C or aeunas, preferably but a temperature of more than 5 ° C. ° c / minute.
Uppfinningen skall förklaras närmare genom beskrivning av ett utföringsezcem- 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 mderkastas /â-släclmixag genom uppvärmning till en temperatur av 1050 OC under 15 minuter och lqrlning till rumstemperatur ”med en hastighet av 5-10 °C/sekund. iv stången tillverkas extrusionsämnen. Dessa extruderas utan föregående uppvärmning. Den extruderade produkten underkastas därefter 10 15 20 25 5 8104214-5 I tre kallvalsningar varigenom rörets slutliga ytterdiameter blir 12,5 mm.The rod is subjected to a quenching mixture by heating to a temperature of 1050 DEG C. for 15 minutes and allowing to cool to room temperature at a rate of 5-10 DEG C./second. iv rod extruders are manufactured. These are extruded without prior heating. The extruded product is then subjected to three cold rolls, whereby the final outer diameter of the tube becomes 12.5 mm.
Mellan första och andra valsningen samt mellan andra och sista valsningen glödgas den extruderade produkten vid en temperatur av 700 0G- under 1 timme.Between the first and second rolling and between the second and last rolling, the extruded product is annealed at a temperature of 700 ° C for 1 hour.
Efter varje mellanglödgrzing kyles den extruderade produkten i en ugn fylld med helium så att lqlningshastigheten i temperaturområdet från glödgzings- temperaturen, avs 700 °c, nea :111 65o-°c uppgår till 10 °c/m1nut. efter sista kallvalsrzingen slutglödgas röret vid en temperatur av 565 °c. Såväl mellanglödgningar som slutglödgning kan utföras i evakuerad ugn. I det färdiga röret har sekundärfaspartiklarna. en storlek, som i huvudsak ligger i intervallet 0,01-0,2/um och en medelpartikelstorlek av omkring 0,1 /um.After each intermediate annealing, the extruded product is cooled in a furnace filled with helium so that the melting rate in the temperature range from the annealing temperature, of 700 ° C, is equal to 10 ° C to 65 ° C / minute. after the last cold rolling, the tube is final annealed at a temperature of 565 ° C. Both intermediate annealing and final annealing can be performed in an evacuated oven. In the finished tube have the secondary phase particles. a size which is substantially in the range of 0.01-0.2 .mu.m and an average particle size of about 0.1 .mu.m.
I ett kapselrör, som tillverkats på konventionellt sätt och som inte under- kastas ß-släclming i färdig-tillverkat skick eller tidigare i extruderat skikt, har sekundärpartiklarna en storlek, som i huvudsak ligger i inter- vallet 0,1-G,6/um och en medelpartikelstorlek av omkring OJ/um. I stället för att utföra mellanglödgningen mellan andra och sista; kallvalsningen vid en temperatur av 700 °C kan nämnda mellanglödgning i det exemplifierade fallet utföras vid en temperatur av 575 °c.In a canister tube, which is manufactured in a conventional manner and which is not subjected to ß-slurrying in a ready-made condition or previously in an extruded layer, the secondary particles have a size which is mainly in the range 0.1-G, 6 / um and an average particle size of about OJ / um. Instead of performing the intermediate annealing between the second and last; cold rolling at a temperature of 700 ° C, said intermediate annealing can in the exemplary case be carried out at a temperature of 575 ° c.
Vid korrosionsprov, som visat sig väl simulera betingelsema vid reaktor- drift, uppvisar kapselrör tillverkade enligt den föreliggande uppfirmingen en viktökning, som endast är en bråkdel av den som uppnås vid konventionell tillverkning utan användning av ß-släckrxing efter extrusionen och ungefär lika stor som den som uppnås vid tillverkning med användning av fl-släclming efter extrusionen. De mekaniska egenskaperna hos ett kapselrör tillverkat enligt uppfinningen är ungefär desamma som hos rör tillverkade på konven- tionellt sätt utan ß-släolming efter extrusionen och avsevärt bättre än hos rör som under-kastats; fi-släolcrzing i färdigtillverkat tillstånd.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 ß-quenching after extrusion and about as large as the which is obtained during manufacture using fl-slaking after extrusion. The mechanical properties of a canister tube made according to the invention are approximately the same as those of tubes manufactured in a conventional manner without β-sludge after extrusion and considerably better than of tubes subjected; fi- släolcrzing in ready-made condition.
Gvan nämnda korrosionsprov 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.The corrosion test mentioned above is carried out in an 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.
Claims (4)
Priority Applications (6)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SE8104214A SE426891B (en) | 1981-07-07 | 1981-07-07 | SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy COMBUSTION RODS FOR NUCLEAR REACTORS |
| DE19823224685 DE3224685A1 (en) | 1981-07-07 | 1982-07-02 | Process for producing encapsulation tubes composed of zirconium-base alloy for nuclear reactor fuel rods |
| FR8211723A FR2509510B1 (en) | 1981-07-07 | 1982-07-05 | METHOD FOR MANUFACTURING COATING TUBES IN A ZIRCONIUM-BASED ALLOY FOR FUEL BARS FOR NUCLEAR REACTORS |
| JP57116327A JPS5825466A (en) | 1981-07-07 | 1982-07-06 | Manufacture of zirconium base alloy-clad pipe |
| FI822395A FI72007C (en) | 1981-07-07 | 1982-07-06 | SAETT ATT TILLVERKA KAPSELROER AV ZIRKONIUMBASERAD LEGERING FOER BRAENSLESTAVAR TILL KAERNREAKTORER. |
| BE0/208548A BE893788A (en) | 1981-07-07 | 1982-07-07 | PROCESS FOR THE MANUFACTURE OF ZIRCONIUM-BASED ALLOY SHEATHING TUBES AND TUBES OBTAINED THEREBY |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SE8104214A SE426891B (en) | 1981-07-07 | 1981-07-07 | SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy COMBUSTION RODS FOR NUCLEAR REACTORS |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SE8104214L SE8104214L (en) | 1983-01-08 |
| SE426891B true SE426891B (en) | 1983-02-14 |
Family
ID=20344213
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SE8104214A SE426891B (en) | 1981-07-07 | 1981-07-07 | SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy COMBUSTION RODS FOR NUCLEAR REACTORS |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5825466A (en) |
| BE (1) | BE893788A (en) |
| DE (1) | DE3224685A1 (en) |
| FI (1) | FI72007C (en) |
| FR (1) | FR2509510B1 (en) |
| SE (1) | SE426891B (en) |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3663372D1 (en) * | 1985-03-12 | 1989-06-22 | Santrade Ltd | Method of manufacturing tubes of zirconium alloys with improved corrosion resistance for thermal nuclear reactors |
| FR2579122B1 (en) * | 1985-03-19 | 1989-06-30 | Cezus Co Europ Zirconium | PROCESS FOR PRODUCING COMPOSITE SHEATH TUBES FOR NUCLEAR FUEL AND PRODUCTS OBTAINED |
| US4717428A (en) * | 1985-08-02 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Annealing of zirconium based articles by induction heating |
| US4671826A (en) * | 1985-08-02 | 1987-06-09 | Westinghouse Electric Corp. | Method of processing tubing |
| DE3528545A1 (en) * | 1985-08-08 | 1987-02-19 | Kraftwerk Union Ag | FUEL ROD FOR A CORE REACTOR FUEL |
| SE464267B (en) * | 1985-10-22 | 1991-03-25 | Westinghouse Electric Corp | STIRCULATE NUCLEAR BURNT CAPSEL |
| FR2599049B1 (en) * | 1986-05-21 | 1988-07-01 | Cezus Co Europ Zirconium | PROCESS FOR THE MANUFACTURE OF A ZIRCALOY 2 OR ZIRCALOY 4 SHEET PARTIALLY RECRYSTALLIZED AND SHEET OBTAINED |
| ES2084847T3 (en) * | 1991-02-04 | 1996-05-16 | Siemens Ag | STRUCTURAL PART FOR A NUCLEAR REACTOR FUEL ELEMENT, AND PROCEDURE FOR OBTAINING THIS STRUCTURAL PART. |
| US5245645A (en) * | 1991-02-04 | 1993-09-14 | Siemens Aktiengesellschaft | Structural part for a nuclear reactor fuel assembly and method for producing this structural part |
| DE19709929C1 (en) | 1997-03-11 | 1998-08-13 | Siemens Ag | Cladding tube of a fuel rod for a boiling water reactor fuel element and method for its production |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3431104A (en) * | 1966-08-08 | 1969-03-04 | Atomic Energy Commission | Zirconium base alloy |
| CA988748A (en) * | 1973-05-11 | 1976-05-11 | Donald J. Cameron | High strenght corrosion-resistant zirconium aluminum alloys |
| 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 |
-
1981
- 1981-07-07 SE SE8104214A patent/SE426891B/en not_active IP Right Cessation
-
1982
- 1982-07-02 DE DE19823224685 patent/DE3224685A1/en not_active Withdrawn
- 1982-07-05 FR FR8211723A patent/FR2509510B1/en not_active Expired
- 1982-07-06 FI FI822395A patent/FI72007C/en not_active IP Right Cessation
- 1982-07-06 JP JP57116327A patent/JPS5825466A/en active Pending
- 1982-07-07 BE BE0/208548A patent/BE893788A/en not_active IP Right Cessation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FI822395L (en) | 1983-01-08 |
| DE3224685A1 (en) | 1983-01-20 |
| SE8104214L (en) | 1983-01-08 |
| JPS5825466A (en) | 1983-02-15 |
| FI822395A0 (en) | 1982-07-06 |
| FI72007C (en) | 1987-03-09 |
| FR2509510B1 (en) | 1988-06-17 |
| FI72007B (en) | 1986-11-28 |
| FR2509510A1 (en) | 1983-01-14 |
| BE893788A (en) | 1982-11-03 |
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 | |
| US4775508A (en) | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation | |
| US4675153A (en) | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation | |
| KR100364093B1 (en) | A method of manufacturing a tube for a nuclear fuel assembly, and tubes obtained thereby | |
| US20020136347A1 (en) | Method for manufacturing a tube and a sheet of niobium-containing zirconium alloy for a high burn-up nuclear fuel | |
| US4664881A (en) | Zirconium base fuel cladding resistant to PCI crack propagation | |
| SE506174C2 (en) | Method of producing nuclear fuel elements | |
| JPH0197897A (en) | Zirconium base alloy pipe for covering reactor fuel element cover and making thereof | |
| SE426891B (en) | SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy COMBUSTION RODS FOR NUCLEAR REACTORS | |
| US4908071A (en) | Method of manufacturing tubes of zirconium alloys with improved corrosion resistance for thermal nuclear reactors | |
| US4671826A (en) | Method of processing tubing | |
| SE426890B (en) | SET TO MANUFACTURE Capsules of Zirconium-Based Alloy for Fuel Rods for Nuclear Reactors | |
| EP0195155B1 (en) | Water reactor fuel cladding tubes | |
| JPS60211389A (en) | Coated pipe for nuclear fuel element | |
| KR19980701591A (en) | ZIRCONIUM ALLOY TUBE FOR A NUCLEAR REACTOR FUEL ASSEMBLY, AND METHOD FOR MAKING SAME | |
| JP4982654B2 (en) | Zirconium alloy with improved corrosion resistance and method for producing zirconium alloy with improved corrosion resistance | |
| SE525808C2 (en) | Process, use and device for nuclear fuel casing and a fuel cartridge for a nuclear pressurized water reactor | |
| JP5367208B2 (en) | Non-heat treated zirconium alloy fuel coating and method for producing the same | |
| US4933136A (en) | Water reactor fuel cladding | |
| EP0194797B1 (en) | Water reactor fuel element cladding tube | |
| SE431562B (en) | Process for making cladding pipes from a zirconium-based alloy for fuel rods used in nuclear reactors | |
| JP6228231B2 (en) | Zirconium alloy processing method, zirconium alloy obtained by the method, and nuclear reactor component comprising the alloy | |
| EP0195154B1 (en) | Water reactor fuel cladding tubes | |
| EP0745258B1 (en) | A nuclear fuel element for a pressurized water reactor and a method for manufacturing the same |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 8104214-5 Effective date: 19910211 Format of ref document f/p: F |