SE433141B - Sett att applicera ett skyddskikt pa innerytan av holjesroren hos kernreaktorbrenslestavar av zirkoniumlegering - Google Patents

Sett att applicera ett skyddskikt pa innerytan av holjesroren hos kernreaktorbrenslestavar av zirkoniumlegering

Info

Publication number
SE433141B
SE433141B SE7808341A SE7808341A SE433141B SE 433141 B SE433141 B SE 433141B SE 7808341 A SE7808341 A SE 7808341A SE 7808341 A SE7808341 A SE 7808341A SE 433141 B SE433141 B SE 433141B
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
casing
protective layer
medium
wall
tube
Prior art date
Application number
SE7808341A
Other languages
English (en)
Other versions
SE7808341L (sv
Inventor
E Steinberg
Original Assignee
Kraftwerk Union Ag
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 Kraftwerk Union Ag filed Critical Kraftwerk Union Ag
Publication of SE7808341L publication Critical patent/SE7808341L/sv
Publication of SE433141B publication Critical patent/SE433141B/sv

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/16Details of the construction within the casing
    • G21C3/20Details of the construction within the casing with coating on fuel or on inside of casing; with non-active interlayer between casing and active material with multiple casings or multiple active layers
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
  • Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
  • Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)

Description

l|fi 7808341-7 2 trätt med högre frekvens när_kärnreaktorerna har måst drivas med varierande belastning. Denna varierande belastning har medfört varierande temperatur i kärnreaktorbränslestavarna, som därvid även cykliskt utsattes för värmeutvidgningsspänningar. Det har därvid visat sig man på höljesrörens innerväggar fick en spän- ningssprick-korrosion, varvid såsom korroderande medium radio- aktiva klyvningsprodukter, särskilt jod, kunde konstateras.
Z Det visade sig sålunda finnas behov av att åstadkomma medel och tillvägagångssätt för att i största möjliga utsträckning förhindra dylik spänningssprick-korrosion, så att bränslestavarna kunde bli lika tillförlitliga vid varierande belastning som vid konstant belastning.
Denna uppgift löses enligt uppfinningen på det sättet, att man vid en temperatur av 300 till 500°C utsätter höljesrören för ett sådant inre tryck att de i beroende av sin geometriska dimensionering inom det elastiska området deformeras till nära flytgränsen och att under det att detta tillstånd råder ett tidigare i höljesrörets inre infört medium reagerar med höljes- rörets innervägg för att bilda skyddsskiktet.
Enligt en vidareutveckling av uppfinningen används det införda mediet samtidigt för att bygga upp trycket i det i båda ändarna tillslutna höljesröret.
Enligt en annan vidareutveckling av uppfinningen använder man såsom medium en på lämpligt sätt avpassad mängd vatten, vars ånga bildar ett skyddsskikt av zirkoniumdioxid på höljesrörets innervägg.
Enligt ännu en vidareutveckling av uppfinningen använ- der man såsom medium en på lämpligt sätt avpassad mängd H202, vars ånga och frigjorda till en början atomära syre bildar ett skyddsskikt av zirkoniumdioxid på höljes- rörets innervägg.
Ytterligare vidareutvecklingar av uppfinningen framgår av patentkraven 5 - 7. D Sättet enligt uppfinningen skall nu närmare beskrivas i anslut- ning till bifogade ritning med fig. 1-5. Fig. 1 visar ett bränsle- stavhöljesrör 2 i genomskärning före genomförandet av förfarandet enligt uppfinningen. I rörets inre råder trycket P0, vilket även Elsa šzï åskådliggör olika stadier som genomgås vid sättet enligt upp- finningen, och fig. 5 visar två utföringsformer av en anordning för genomförande av sättet enligt uppfinningen. är lika med det i den omgivande atmosfären rådande trycket.
HO 'YSÜöÉ-šfß? Pig. 2 visar att höljesröret genom att man utsätter det för ett högt inre tryck P1 och en temperatur av 300 till SOOOC har utvidgats.
I detta tillstånd är röret betecknat med 2'. I detta utvidgade höl- jesrör, vars deformation fortfarande ligger inom det elastiska om- rådet ehuru den gått nära dettas gräns, bildas nu genom ett infört medium ett skyddsskikt 3. Detta tillstånd visas i fig. 3. Efter det att detta skyddsskikt har utbildats och trycket och temperaturhöj- ningen avlägsnats återgår bränslestavhöljesröret 2 till sin ursprung- liga form, varvid det inom röret ifråga bildade skyddsskiktet 3' kom- primeras och sålunda försättes under tryckspänning. Den i figurerna visade diameterökningen är självfallet ej skalenlig utan har mycket starkt överdrivits för att principen för uppfinningen bättre skall åskådliggöras. _ Pig. 5 visar nu två möjligheter att praktiskt genomföra sättet enligt uppfinningen. På bränslestavhöljesrören 1 påsvetsas i den ena änden den slutgiltiga tätningsgaveln N. I den andra änden påsvetsas en provisorisk tätningsgavel 5, vilken via en ledning 51 står i för- bindelse med en tryckgaskälla 52. För likformig uppvärmning av brän- slestaven placeras denna för genomförande av förfarandet i en ugn 8, som här endast är schematiskt antydd. Självfallet skulle man även kunna använda en annan värmekälla, exempelvis induktiv uppvärmning, för detta ändamål. För att pålägga det erforderliga höga innertrycket som vid de vanligen förekommande dimensionerna för ett bränslestav- höljesrör uppgår till 100 bar, tillföres tryckgas genom ledningen 51. Denna tryckgas innehåller dessutom en viss mängd av det material som skall bilda skyddsskiktet, exempelvis syre. Genom detta medfödda syre oxideras höljesrörets innervägg, varvid ZrO2 bildas. Samma ver- kan erhålles även om man för in vattenånga under högt tryck. Bild- ningsmekanismen för skyddsskiktet motsvarar därvid det som är känt från tekniken med autoklavbehandling av zirkoniumhöljesrör. Men vid detta förlopp utsätts själva höljesröret ej för några mekaniska på- känningar, varför de där bildade skyddsskikten ej har några inre spänningar.
En ytterligare, elegant metod för genomförande av förfarandet enligt uppfinningen âskådliggöres i fig. 5 vid det undre höljesröret 1. Detta rör befinner sig i samma ugn 8 och är tillslutet av en pro- visorisk tätningsgavel 6. Denna är absolut tät; någon anslutning till en tryckgaskälla finns ej. Före anbringandet av denna tätningsgavel har emellertid en bestämd mängd vatten, se droppen 7, införts i det inre av höljesröret. Denna vattenmängd är därvid så avpassad, att »mg 7soazu1~? 4 det för den elastiska deformationen av höljesröret erforderliga inre trycket uppstår vid den temperatur som ugnen ger.
Istället för vattendroppen 7 kan man även använda en motsvarande mängd väteperoxid. Vid dennas förångning uppstår atomärt syre, som i förhållande till de hittills nämnda metoderna ger en snabbare oxide- ring av höljesrörets innervägg.
I Istället för vätskor kan givetvis även andra gasutvecklande sub- stanser införas, väsentligt är därvid att dessa substanser kan dose- ras på ett tillförlitligt sätt.
Den med detta förfarande uppnådda utomordentligt goda skyddsef- fekten mot spänningssprick-korrosion låter sig ej förklara endast av förekomsten av själva tryckspänningsskiktet utan det är även betingat av det förfaringssätt som använts för att applicera skyddsskiktet på det utvidgade höljesröret. Därvid bildas detta skyddsskikt även t.ex. i fogar mellan tätningsgavlarna och höljesrören och vid svetssömmens gränser. Detsamma gäller även för ytfel, som kan härröra från den pro- cess vid vilken själva höljesrören framställes. Det uppstår sålunda till skillnad från vad som är fallet vid det normala autoklavbehand- lingsförfarandet ett sig in i det mikroskopiska området sträckande fullständigt överdragsskikt, vars tjocklek lämpligen kan vara upp till 5 Pm.
En ytterligare med förfarandet enligt uppfinningen förbunden fördel bör även beaktas. Denna består däri att man vid genomförandet av förfarandet ifråga samtidigt har möjlighet att prova huruvida svetsfogen mellan ändtätningsgaveln Ä och höljesröret 2 är tät. Det- ta kan man genomföra på det sättet att man tätt tillsluter ugnens 8 innerutrymme och övervakar trycket i detta. Det bör även observeras att sättet enligt uppfinningen ej är begränsat till framställning av oxidskikt, utan att det istället är möjligt att även använda karbid- och silicidskikt etcs för att uppnå spänningssprick-korrosionshåll- fastheten. Valet av lämpliga skyddsskikt beror därvid på valet av höljesrörmaterialet, vilket vanligen är en zirkoniumlegering, samt på kärnbränslets sammansättning.
Avslutningsvis bör observeras att det även är möjligt att enligt det ifrågavarande förfarandet behandla redan färdigställda kärnbränsle- stavar, dvs. sådana som redan innehåller sin kärnbränslefyllning. I detta fall måste exempelvis det oxiderande medlet införas redan före höljesrörets slutgiltiga förslutning. Detta kan därvid vara så sam- mansatt att det samtidigt under kärnreaktorbränslestavarnas drift sörjer för dessas s.k. för-innertryck.

Claims (7)

s 7808341-7 PATENTKRAV
1. Sätt att applicera ett skyddsskikt på innerväggen av höljes- rören hos kärnreaktorbränslestavar av zirkoniumlegering, k ä n n e - t e c k n a t av att man vid en temperatur av 300 till 50000 utsätter höljesrören för ett sådant inre tryck att de i beroende av sin geometriska dimensionering inom det elastiska området deformeras till nära flytgränsen och att under det att detta tillstånd råder ett tidigare i höljesrörets inre infört medium reagerar med höljes- rörets innervägg för att bilda skyddsskiktet.
2. Sätt enligt kravet 1, k ä n n e t e c k n a t av att det införda mediet samtidigt används för att bygga upp trycket i det i båda ändarna tillslutna höljesröret.
3. Sätt enligt kraven 1 och 2, k ä n n e t e c k n a t av att såsom medium används en på lämpligt sätt avpassad mängd vatten, vars ånga bildar ett skyddsskikt av zirkoniumdioxid på höljesrörets innervägg.
4. N. Sätt enligt kraven 1 och 2, k ä n n e t e c k n a t av att såsom medium används en på lämpligt sätt avpassad mängd H202, vars ånga och frigjorda till en början atomära syre bildar ett skyddsskikt av zirkoniumdioxid på höljesrörets innervägg.
5. Sätt enligt kraven 1 till H, k ä n n e t e c k n a t av att höljesröret på den ena sidan medelst svetsning redan är försett med den slutliga bränslestavändgaveln och att mediet därefter i avpassad mängd införes och att den andra höljesröränden förses med en provi- sorisk förslutning samt att man genom därpå följande uppvärmning medelst i och för sig kända hjälpmedel - exempelvis en ugn - för- ångar det införda mediet och bringar detta att reagera med höljes- innerväggen, varefter förslutningen efter loppet av den empiriskt bestämda uppbyggnadstiden för skyddsskiktet och avkylning av höljes- röret åter avlägsnas.
6. Sätt enligt kraven 1 och 5, k ä n n e t e c k n a t av att man för tryckuppbyggnaden och skyddsskiktbildningen inför olika, företrädesvis gasformiga ämnen resp. gasavgivande ämnen i höljes- röret.
7. Sätt enligt kraven 1 till 6, k ä n n e t e c k n a t av att höljesröret redan är fyllt med kärnbränsletabletter och är slutligt förseglat med de slutliga ändgavlarna.
SE7808341A 1977-08-19 1978-08-02 Sett att applicera ett skyddskikt pa innerytan av holjesroren hos kernreaktorbrenslestavar av zirkoniumlegering SE433141B (sv)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2737532A DE2737532C2 (de) 1977-08-19 1977-08-19 Verfahren zum Schutz der Hüllrohre von Kernreaktorbrennstäben

Publications (2)

Publication Number Publication Date
SE7808341L SE7808341L (sv) 1979-02-20
SE433141B true SE433141B (sv) 1984-05-07

Family

ID=6016852

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE7808341A SE433141B (sv) 1977-08-19 1978-08-02 Sett att applicera ett skyddskikt pa innerytan av holjesroren hos kernreaktorbrenslestavar av zirkoniumlegering

Country Status (8)

Country Link
US (1) US4411861A (sv)
BE (1) BE869737A (sv)
BR (1) BR7805200A (sv)
DE (1) DE2737532C2 (sv)
ES (1) ES472678A1 (sv)
FR (1) FR2400750A1 (sv)
GB (1) GB2003936B (sv)
SE (1) SE433141B (sv)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1997031376A1 (en) * 1996-02-23 1997-08-28 Abb Atom Ab A component designed for use in a light water reactor, a method of producing a layer, and use of a component

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3305730A1 (de) * 1983-02-18 1984-08-23 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zum oberflaechenbehandeln von fertigteilen, insbesondere von rohren und abstandshaltern, aus zirkoniumlegierungen fuer kernreaktorbrennelemente
US4609524A (en) * 1983-11-16 1986-09-02 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor component rods and method of forming the same
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
DE3528545A1 (de) * 1985-08-08 1987-02-19 Kraftwerk Union Ag Brennstab fuer ein kernreaktorbrennelement
DE3629630A1 (de) * 1986-08-30 1988-03-03 Basf Ag Verfahren zur herstellung von elastischen, im wesentlichen kompakten polyurethan-formkoerpern mit verbesserten entformungseigenschaften
FR2604188B1 (fr) * 1986-09-18 1992-11-27 Framatome Sa Element tubulaire en acier inoxydable presentant une resistance a l'usure amelioree
US5280510A (en) * 1992-09-25 1994-01-18 Combuation Engineering, Inc. Microparticle coating on inside of fuel rods and other fuel assembly components
US5331676A (en) * 1993-12-06 1994-07-19 Westinghouse Electric Corp. Calibration fixture for induction furnace
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

Family Cites Families (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2974075A (en) * 1957-10-28 1961-03-07 Bell Telephone Labor Inc Treatment of semiconductive devices
US2987352A (en) * 1958-02-10 1961-06-06 Ca Atomic Energy Ltd Zirconium bearings and process of producing same
NL300415A (sv) * 1962-11-16
FR1448044A (fr) * 1965-04-09 1966-08-05 Siemens Ag Semi-produits à base de zirconium
DE1489899A1 (de) * 1965-01-20 1969-08-07 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Nukleares Spaltelement
FR1465890A (fr) * 1965-02-09 1967-01-13 Euratom Procédé pour la fabrication d'éléments combustibles et éléments formés par ceprocédé
DE1521998A1 (de) * 1966-09-30 1969-08-21 Siemens Ag Verfahren zur Voroxidation von Kernreaktorbauteilen aus Zirkonlegierungen
GB1295251A (sv) * 1969-07-30 1972-11-08
BE754855A (fr) * 1969-08-14 1971-02-15 Westinghouse Electric Corp Element combustible a pression interne
US3796592A (en) * 1969-09-09 1974-03-12 Nasa Method and apparatus for stable silicon dioxide layers on silicon grown in silicon nitride ambient
US3887740A (en) * 1972-05-01 1975-06-03 Corning Glass Works Process for depositing oxide coatings
GB1367184A (en) * 1972-08-14 1974-09-18 Atlantic Richfield Co Method of inserting nuclear fuel rods in grid assembly
FR2205583B1 (sv) * 1972-11-07 1975-09-12 Commissariat Energie Atomique
US3993453A (en) * 1973-05-09 1976-11-23 General Electric Company Getter for nuclear fuel elements
US3969186A (en) * 1974-02-11 1976-07-13 General Electric Company Nuclear fuel element
DE2429447A1 (de) * 1974-06-19 1976-01-08 Kraftwerk Union Ag Kernreaktorbrennstab
DE2445564A1 (de) * 1974-09-24 1976-04-01 Siemens Ag Verfahren zur beschichtung von innenflaechen von hohlkoerpern, insbesondere von rohren
US4071587A (en) * 1975-09-25 1978-01-31 General Atomic Company Method of making ZrH fuel element

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1997031376A1 (en) * 1996-02-23 1997-08-28 Abb Atom Ab A component designed for use in a light water reactor, a method of producing a layer, and use of a component

Also Published As

Publication number Publication date
DE2737532B1 (de) 1978-09-14
BR7805200A (pt) 1979-04-10
BE869737A (fr) 1978-12-01
ES472678A1 (es) 1979-05-16
FR2400750A1 (fr) 1979-03-16
GB2003936B (en) 1982-03-03
DE2737532C2 (de) 1979-05-10
GB2003936A (en) 1979-03-21
FR2400750B1 (sv) 1984-08-17
US4411861A (en) 1983-10-25
SE7808341L (sv) 1979-02-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SE433141B (sv) Sett att applicera ett skyddskikt pa innerytan av holjesroren hos kernreaktorbrenslestavar av zirkoniumlegering
JP4840443B2 (ja) 溶接継手部の保全装置及び保全方法
WO2014199459A1 (ja) 管状体および管状体の製造方法
US9180557B1 (en) Two-piece replacement nozzle
Ravi et al. Failure analysis of 316L austenitic stainless steel bellows used under dynamic sodium in a creep testing chamber
Heidarpour et al. Behaviour of innovative stub columns utilising mild-steel plates and stainless steel tubes at ambient and elevated temperatures
Vasilikis et al. Buckling of clad pipes under bending and external pressure
Soanes et al. Optimising residual stresses at a repair in a steam header to tubeplate weld
Hwang et al. Leak behavior of SCC degraded steam generator tubings of nuclear power plant
SE466370B (sv) Metod foer taetning av laeckage fraan en drivdonsstuts i en kaernkraftreaktor
Jeon et al. Numerical prediction of maximum load-carrying capacity of cracked alloy 690TT steam generator tubes
JP4594887B2 (ja) 内張り損傷検出方法および腐食性流体収容装置
Abel et al. Mechanical methods of improving resistance to stress corrosion cracking in BWR piping systems
Krovvidi et al. Comparison between RCC-MR and ASME section-III/NH for creep-fatigue design of bellows
Hur et al. Root causes of intergranular attack in an operating nuclear steam generator tube
JP7057936B2 (ja) 強腐食性溶液の漏えい予兆検知方法
Miura et al. Ductile fracture behaviour of class 2 and 3 LWR piping and its implications for flaw evaluation criteria
JPS5952689B2 (ja) 鋼管内外面の残留応力改善方法
WO2017221118A1 (en) Repair of refractory lining of furnaces and methods related thereto
CA3007703A1 (en) A method for prevention of ingress of hydrogen isotopes and their removal from components made from hydride forming metals and alloys
KR100595872B1 (ko) 고급재질(티타늄, 지르코늄)의 화공유체용 탱크의 핫싸이클 테스트방법
Garcia-Rodriguez et al. Fatigue crack propagation experimental evaluation and modeling in an austenitic steel elbow from a LMFBR primary system piping
Mohamad et al. Remaining Life Assessment of Refinery Furnace Tubes Using Finite Element Method
Yang et al. Initiation and propagation of stress-assisted corrosion (SAC) cracks in carbon steel boiler tubes
JPH0718789B2 (ja) 応力腐食割れ試験管の製造方法