SE433408B - NUCLEAR FUEL ELEMENT AND PROCEDURE FOR ITS MANUFACTURING - Google Patents
NUCLEAR FUEL ELEMENT AND PROCEDURE FOR ITS MANUFACTURINGInfo
- Publication number
- SE433408B SE433408B SE7808281A SE7808281A SE433408B SE 433408 B SE433408 B SE 433408B SE 7808281 A SE7808281 A SE 7808281A SE 7808281 A SE7808281 A SE 7808281A SE 433408 B SE433408 B SE 433408B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- zirconium
- nuclear fuel
- substrate
- copper
- zirconium alloy
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 60
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 27
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims description 5
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 54
- MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N Zirconium dioxide Chemical compound O=[Zr]=O MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 53
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 53
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 41
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 41
- RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N Copper Chemical compound [Cu] RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 35
- 239000010949 copper Substances 0.000 claims description 34
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 claims description 34
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims description 32
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 claims description 31
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 31
- 239000000758 substrate Substances 0.000 claims description 30
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 claims description 23
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 20
- 238000000576 coating method Methods 0.000 claims description 18
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 17
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 17
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 claims description 17
- 239000002131 composite material Substances 0.000 claims description 16
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Chemical compound O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 15
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 12
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 claims description 11
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 claims description 10
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 claims description 9
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 claims description 9
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 8
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 8
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 claims description 7
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 claims description 7
- QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-N Sulfuric acid Chemical compound OS(O)(=O)=O QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims description 6
- LDDQLRUQCUTJBB-UHFFFAOYSA-O azanium;hydrofluoride Chemical compound [NH4+].F LDDQLRUQCUTJBB-UHFFFAOYSA-O 0.000 claims description 4
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 43
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 19
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 18
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 14
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 12
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 12
- 238000007747 plating Methods 0.000 description 10
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical group [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 8
- 238000005530 etching Methods 0.000 description 8
- 229910001868 water Inorganic materials 0.000 description 8
- PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N aluminium oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[O-2].[Al+3].[Al+3] PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 7
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 7
- 238000007772 electroless plating Methods 0.000 description 7
- 239000004033 plastic Substances 0.000 description 7
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 6
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 6
- 239000012153 distilled water Substances 0.000 description 6
- 238000005538 encapsulation Methods 0.000 description 6
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 6
- 238000009864 tensile test Methods 0.000 description 6
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 5
- 238000009713 electroplating Methods 0.000 description 5
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 5
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 5
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 4
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 4
- 239000010955 niobium Substances 0.000 description 4
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 description 4
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 4
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 4
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- 230000009471 action Effects 0.000 description 3
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 3
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 description 3
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000000356 contaminant Substances 0.000 description 3
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 3
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 3
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 3
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 3
- 230000009931 harmful effect Effects 0.000 description 3
- 238000003801 milling Methods 0.000 description 3
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 3
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 3
- 229910000510 noble metal Inorganic materials 0.000 description 3
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000007788 roughening Methods 0.000 description 3
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 3
- 238000005488 sandblasting Methods 0.000 description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 2
- 229910021586 Nickel(II) chloride Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 2
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical class [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000853 adhesive Substances 0.000 description 2
- 230000001070 adhesive effect Effects 0.000 description 2
- 239000012670 alkaline solution Substances 0.000 description 2
- 239000003054 catalyst Substances 0.000 description 2
- 230000008859 change Effects 0.000 description 2
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 2
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 2
- 238000007872 degassing Methods 0.000 description 2
- 239000003599 detergent Substances 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 239000011888 foil Substances 0.000 description 2
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 2
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 2
- QMMRZOWCJAIUJA-UHFFFAOYSA-L nickel dichloride Chemical compound Cl[Ni]Cl QMMRZOWCJAIUJA-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 2
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 2
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 2
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 2
- 238000005096 rolling process Methods 0.000 description 2
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 2
- SQGYOTSLMSWVJD-UHFFFAOYSA-N silver(1+) nitrate Chemical compound [Ag+].[O-]N(=O)=O SQGYOTSLMSWVJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 2
- 238000010561 standard procedure Methods 0.000 description 2
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 2
- KWSLGOVYXMQPPX-UHFFFAOYSA-N 5-[3-(trifluoromethyl)phenyl]-2h-tetrazole Chemical compound FC(F)(F)C1=CC=CC(C2=NNN=N2)=C1 KWSLGOVYXMQPPX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910018125 Al-Si Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910018520 Al—Si Inorganic materials 0.000 description 1
- 241000196324 Embryophyta Species 0.000 description 1
- WSFSSNUMVMOOMR-UHFFFAOYSA-N Formaldehyde Chemical compound O=C WSFSSNUMVMOOMR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- FBOZXECLQNJBKD-ZDUSSCGKSA-N L-methotrexate Chemical compound C=1N=C2N=C(N)N=C(N)C2=NC=1CN(C)C1=CC=C(C(=O)N[C@@H](CCC(O)=O)C(O)=O)C=C1 FBOZXECLQNJBKD-ZDUSSCGKSA-N 0.000 description 1
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 235000008331 Pinus X rigitaeda Nutrition 0.000 description 1
- 235000011613 Pinus brutia Nutrition 0.000 description 1
- 241000018646 Pinus brutia Species 0.000 description 1
- VMHLLURERBWHNL-UHFFFAOYSA-M Sodium acetate Chemical compound [Na+].CC([O-])=O VMHLLURERBWHNL-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N Titanium Chemical compound [Ti] RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000611 Zinc aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- XNFDWBSCUUZWCI-UHFFFAOYSA-N [Zr].[Sn] Chemical compound [Zr].[Sn] XNFDWBSCUUZWCI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000006061 abrasive grain Substances 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 230000003213 activating effect Effects 0.000 description 1
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 1
- 230000000996 additive effect Effects 0.000 description 1
- 239000002313 adhesive film Substances 0.000 description 1
- HXFVOUUOTHJFPX-UHFFFAOYSA-N alumane;zinc Chemical compound [AlH3].[Zn] HXFVOUUOTHJFPX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- CSDREXVUYHZDNP-UHFFFAOYSA-N alumanylidynesilicon Chemical compound [Al].[Si] CSDREXVUYHZDNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 238000005452 bending Methods 0.000 description 1
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 description 1
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000005422 blasting Methods 0.000 description 1
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 1
- 229910010293 ceramic material Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 239000011889 copper foil Substances 0.000 description 1
- ARUVKPQLZAKDPS-UHFFFAOYSA-L copper(II) sulfate Chemical compound [Cu+2].[O-][S+2]([O-])([O-])[O-] ARUVKPQLZAKDPS-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- KYRUBSWVBPYWEF-UHFFFAOYSA-N copper;iron;sulfane;tin Chemical compound S.S.S.S.[Fe].[Cu].[Cu].[Sn] KYRUBSWVBPYWEF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- 238000005553 drilling Methods 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 239000008098 formaldehyde solution Substances 0.000 description 1
- FDWREHZXQUYJFJ-UHFFFAOYSA-M gold monochloride Chemical compound [Cl-].[Au+] FDWREHZXQUYJFJ-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N heavy water Substances [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 1
- 239000000314 lubricant Substances 0.000 description 1
- QSHDDOUJBYECFT-UHFFFAOYSA-N mercury Chemical compound [Hg] QSHDDOUJBYECFT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052753 mercury Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 1
- -1 nickel or iron Chemical class 0.000 description 1
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000006911 nucleation Effects 0.000 description 1
- 238000010899 nucleation Methods 0.000 description 1
- 230000001590 oxidative effect Effects 0.000 description 1
- PIBWKRNGBLPSSY-UHFFFAOYSA-L palladium(II) chloride Chemical compound Cl[Pd]Cl PIBWKRNGBLPSSY-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- CLSUSRZJUQMOHH-UHFFFAOYSA-L platinum dichloride Chemical compound Cl[Pt]Cl CLSUSRZJUQMOHH-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- WACRXVBKMRXTCA-UHFFFAOYSA-N platinum sodium Chemical compound [Na].[Pt] WACRXVBKMRXTCA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 150000003061 plutonium compounds Chemical class 0.000 description 1
- UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N plutonium dihydrate Chemical compound O.O.[Pu] UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N plutonium(IV) oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002574 poison Substances 0.000 description 1
- 231100000614 poison Toxicity 0.000 description 1
- 238000005498 polishing Methods 0.000 description 1
- LJCNRYVRMXRIQR-OLXYHTOASA-L potassium sodium L-tartrate Chemical compound [Na+].[K+].[O-]C(=O)[C@H](O)[C@@H](O)C([O-])=O LJCNRYVRMXRIQR-OLXYHTOASA-L 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 238000000197 pyrolysis Methods 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 238000005510 radiation hardening Methods 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000003870 refractory metal Substances 0.000 description 1
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 description 1
- 229910052702 rhenium Inorganic materials 0.000 description 1
- WUAPFZMCVAUBPE-UHFFFAOYSA-N rhenium atom Chemical compound [Re] WUAPFZMCVAUBPE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- HBMJWWWQQXIZIP-UHFFFAOYSA-N silicon carbide Chemical compound [Si+]#[C-] HBMJWWWQQXIZIP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910010271 silicon carbide Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001961 silver nitrate Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001632 sodium acetate Substances 0.000 description 1
- 235000017281 sodium acetate Nutrition 0.000 description 1
- 239000001509 sodium citrate Substances 0.000 description 1
- NLJMYIDDQXHKNR-UHFFFAOYSA-K sodium citrate Chemical compound O.O.[Na+].[Na+].[Na+].[O-]C(=O)CC(O)(CC([O-])=O)C([O-])=O NLJMYIDDQXHKNR-UHFFFAOYSA-K 0.000 description 1
- 229910001379 sodium hypophosphite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001476 sodium potassium tartrate Substances 0.000 description 1
- 235000011006 sodium potassium tartrate Nutrition 0.000 description 1
- 229910001256 stainless steel alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010301 surface-oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 150000003586 thorium compounds Chemical class 0.000 description 1
- 239000010936 titanium Substances 0.000 description 1
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000001960 triggered effect Effects 0.000 description 1
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 description 1
- 150000003671 uranium compounds Chemical class 0.000 description 1
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
- G21C3/20—Details 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
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Other Surface Treatments For Metallic Materials (AREA)
- Chemically Coating (AREA)
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
- Laminated Bodies (AREA)
Description
78Û8281~5 2 torn eller båda dessa om både kylmedel och moderator förefin- nes. Vanliga kapslingsmaterial är stål och legeringar därav, zirkonium och legeringar därav, niob och legeringar därav samt liknande. Förstöring av kapslingen, dvs. förlust av läcktäthet, kan förorena eller kontaminera kylmedlet eller moderatorn och därmed förenade system med radioaktiva klyv- ningsprodukter i en grad som stör anläggningens drift. 78Û8281 ~ 5 2 towers or both of these if both coolant and moderator are present. Common encapsulation materials are steel and alloys thereof, zirconium and alloys thereof, niobium and alloys thereof and the like. Destruction of the enclosure, ie. loss of leakage tightness, may contaminate or contaminate the refrigerant or moderator and associated systems with radioactive fission products to a degree that interferes with plant operation.
Problem har uppkommit vid tillverkning och drift av kärnbräns~ leelement som innehåller vissa metaller eller legeringar såsom kapslingsmaterial på grund av mekaniska eller kemiska reak- tioner av dessa kapslingsmaterial under vissa betingelser.Problems have arisen in the manufacture and operation of nuclear fuel elements containing certain metals or alloys such as encapsulation materials due to mechanical or chemical reactions of these encapsulation materials under certain conditions.
Zirkonium och legeringar därav är under normala betingelser mycket goda kärnbränslekapslingar, eftersom dessa material har låg neutronabsorptionstvärsektion och är starka, duktila, ytterst stabila och vid temperaturer under ca 398°C icke- -reaktiva i närvaro av demineraliserat vatten och/eller vat- tenånga, som vanligen användes såsom reaktorkylmedel och moderatormaterial.Zirconium and its alloys are very good nuclear fuel enclosures under normal conditions, as these materials have a low neutron absorption cross section and are strong, ductile, extremely stable and non-reactive at temperatures below about 398 ° C in the presence of demineralized water and / or water vapor. which are commonly used as reactor coolants and moderator materials.
Användning av bränsleelement har emellertid visat problem med defektbildning i kapslingarna på grund av mekaniska inbördes inverkningar mellan kärnbränslet och kapslingen i närvaro av vissa klyvningsprodukter, som bildas genom kärnklyvningsreak- tioner. Det har visat sig att dessa icke önskade effekter gynnas eller underlättas genom lokalisering av mekaniska spänningar (beroende på skillnader ifråga om expansion mellan bränsle och kapsling) vid sprickor och vid gränsytor mellan bränslekropp och bränslekropp (pellet-pellet) i kärnbränslet.However, the use of fuel elements has shown problems with defect formation in the enclosures due to mechanical interactions between the nuclear fuel and the enclosure in the presence of certain fission products, which are formed by nuclear fission reactions. It has been found that these undesired effects are favored or facilitated by locating mechanical stresses (due to differences in expansion between fuel and enclosure) at cracks and at fuel body and fuel body (pellet-pellet) interfaces in the nuclear fuel.
Korrosiva klyvningsprodukter frigöres från kärnbränslet och förefinnes vid gränsytorna mellan bränslekropparna eller bränslekutsarna och vid skärningsställena mellan bränsle- sprickorna och kapslingsytan. Klyvningsprodukter bildas i kärnbränslet under kärnklyvningskedjereaktionen under drift av kärnreaktorn. De lokaliserade spänningarna förstärkes av hög friktion mellan bränslet och kapslingen.Corrosive fission products are released from the nuclear fuel and are present at the interfaces between the fuel bodies or fuel pellets and at the intersections between the fuel cracks and the enclosure surface. Fission products are formed in the nuclear fuel during the nuclear fission chain reaction during operation of the nuclear reactor. The localized stresses are amplified by high friction between the fuel and the enclosure.
Kapslingar av zirkoniumlegering för kärnbränsleelement ut- 73os2s1=s 3 sättas för klyvningsprodukter under bestrålning i en kärnreak- tor. Sintrade eldfasta och keramiska kompositioner, exempel- vis urandioxid och andra kompositioner som användes såsom kärn- bränsle, frigör avsevärda mängder av dessa klyvningsprodukter under bestrâlning. Vissa av klyvningsprodukterna kan reagera med zirkonium eller zirkoniumlegeringskapslingar, som inne- håller kärnbränslet.Zirconium alloy enclosures for nuclear fuel elements are set for fission products during irradiation in a nuclear reactor. Sintered refractory and ceramic compositions, such as uranium dioxide and other compositions used as nuclear fuel, release significant amounts of these fission products during irradiation. Some of the fission products may react with zirconium or zirconium alloy enclosures, which contain the nuclear fuel.
En annan kärnreaktorkonstruktionsprincip har varit att belägga kärnbränslematerialet med ett keramiskt material för att för- hindra att fukt kommer i kontakt med kärnbränslematerialet, såsom anges i den amerikanska patentskriften 3.108.936. I den amerikanska patentskriften 3.085.059 anges ett bränsleelement innefattande en metallkapsling innehållande en eller fler pelletar eller bränslekutsar av klyvbart keramiskt material och ett skikt av vitröst eller glasformigt material bundet till de keramiska bränslestyckena, så att detta skikt före- finnes mellan kapslingen och kärnbränslet för att säkerställa likformig god värmeledning från bränslestyckena till kaps- lingen. I den amerikanska patentskriften 2.873.238 anges mantlade klyvbara bränslestycken eller kutsar av uran kapslade i en metallkapsel, i vilken den skyddande manteln eller höljet för bränslekutsarna utgöres av ett zink~aluminiumbindemedels- skikt. I den amerikanska patentskriften 2.849.387 anges en mantlad kroppssektion av kärnbränsle, som doppats i en smälta av ett bindemedel som ger en effektivt värmeledande bindning mellan urankroppssektionen och behållaren (eller kapslingen).Another nuclear reactor design principle has been to coat the nuclear fuel material with a ceramic material to prevent moisture from coming into contact with the nuclear fuel material, as disclosed in U.S. Pat. No. 3,108,936. U.S. Pat. to ensure uniform good heat conduction from the fuel pieces to the enclosure. U.S. Pat. U.S. Pat.
Beläggningen anges utgöras av godtycklig metallegering med god värmeledningsförmåga och såsom exempel anges aluminium- -kisel~ och zink-aluminiumlegeringar. I den japanska patent- publikationen SHO 47-14200 anges att beläggningen på en av tvâ grupper av pelletar eller bränslestycken är belagd med ett skikt av kiselkarbid och att den andra gruppen är belagd med ett skikt av pyrolyskol (pyrocarbon) eller metallkarbid.The coating is stated to consist of any metal alloy with good thermal conductivity and, for example, aluminum-silicon and zinc-aluminum alloys. Japanese Patent Publication SHO 47-14200 states that the coating on one of two groups of pellets or fuel pieces is coated with a layer of silicon carbide and that the other group is coated with a layer of pyrolysis carbon (pyrocarbon) or metal carbide.
Beläggningen av kärnbränslematerial medför tillförlitlighets- problem genom att det är svårt att åstadkomma en likformig beläggning, som är fri från felställen. Vidare kan försämring 7808281-5 4 av beläggningen medföra problem med användningslivslängden hos kärnbrünslematerialet.The coating of nuclear fuel material causes reliability problems in that it is difficult to achieve a uniform coating, which is free from fault points. Furthermore, deterioration of the coating can cause problems with the service life of the nuclear fuel material.
Tillsatsen av en metall, exempelvis niob, till bränslet har föreslagits såsom en metod för att förhindra förstöring av kärnbränslekapsling. Tillsatsen kan användas i form av ett pulver, förutsatt att efterföljande bränslebehandlingsopera- tioner icke medför oxidering av metallen, eller införlivas i bränsleelementet såsom trådar, plåtar eller i annan form i, runt eller mellan bränslestyckena.The addition of a metal, for example niobium, to the fuel has been proposed as a method of preventing destruction of nuclear fuel enclosure. The additive can be used in the form of a powder, provided that subsequent fuel treatment operations do not cause oxidation of the metal, or are incorporated into the fuel element such as wires, plates or in another form in, around or between the fuel pieces.
I publikationen GEAP-4555, daterad februari 1964, anges en kompositkapsling av en zirkoniumlegering med en innerbeklädnad av rostfritt stål, som är metallurgiskt bunden till zirkonium- legeringen, och kompositkapslingen framställes med användning av strängpressning av ett ihâligt ämne av zirkoniumlegeringen med en innerbeklädnad av rostfritt stål. Denna kapsling har den olägenheten, att skiktet av rostfritt stål medför en neutronabsorptionsförlust av ca tio till femton gånger den absorption (penalty) som erhålles för ett zirkoniumlegerings- skikt med samma tjocklek.' I den amerikanska patentskriften 3.502.549 beskrives ett för- farande för att skydda zirkonium och legeringar därav genom elektrolytisk pâföring av krom för åstadkommande av ett kom- positmaterial som är lämpat för kärnreaktorer. Ett förfarande för elektrolytisk påföring av koppar på ytor av Zircaloy-2 och efterföljande värmebehandling för erhållande av ytdiffu- sion av elektrolytiskt pâförd metall anges i publikationen Energia Nucleare, volym ll, nr 9 (september 1964) på sidorna 505-508. I publikationen Stability and Compatibility of Hydrogen Barriers Applied to Zirconium Alloys av F. Brossa et al (European Atomic Energy Community, Joint Nuclear Research Center, EUR 4098e 1969) beskrives metoder för på- föring av olika slags beläggningar och dessas verksamhet såsom vätediffusionsspärrskikt tillsammans med en Al-Si-beläggning såsom det mest lovande spärrskiktet mot vätediffusion. Meto- der för elektroplätering av nickel på zirkonium och zirkonium- '7aos2s1-s -Lennlegeringar samt värmebehandling av dessa legeringar för åstadkommande av legeringsdiffusionsbindning beskrives i "Electroplating on Zirconium and Zirconium-Tin" av W.C. Schickner et al (BMI-757, Technical Information Service, 1952). I den amerikanska patentskriften 3.625.821 anges ett bränsleelement för kärnreaktorer med ett bränslekapslingsrör med en inneryta hos röret som är belagd med en kvarhållande metall med låg neutroninfångningstvärsektion såsom nickel och med finfördelade partiklar av ett brännbart gift fördelade i skiktet. I "Reactor Development Program Progress Report", augusti 1973 (ANL-RDP~l9) beskrives ett kemiskt getter-arrange- mang med ett offerskikt av krom på innerytan av en kapsling av rostfritt stål.The publication GEAP-4555, dated February 1964, discloses a composite housing of a zirconium alloy having a stainless steel inner liner which is metallurgically bonded to the zirconium alloy, and the composite housing is made by extruding a hollow blank of the zirconium alloy with an inner stainless steel alloy. steel. This enclosure has the disadvantage that the stainless steel layer causes a neutron absorption loss of about ten to fifteen times the absorption (penalty) obtained for a zirconium alloy layer of the same thickness. U.S. Pat. No. 3,502,549 discloses a process for protecting zirconium and its alloys by electrolytically applying chromium to provide a composite material suitable for nuclear reactors. A process for the electrolytic application of copper to surfaces of Zircaloy-2 and subsequent heat treatment to obtain surface diffusion of electrolytically applied metal is set forth in the publication Energia Nucleare, Volume II, No. 9 (September 1964) on pages 505-508. The publication Stability and Compatibility of Hydrogen Barriers Applied to Zirconium Alloys by F. Brossa et al (European Atomic Energy Community, Joint Nuclear Research Center, EUR 4098e 1969) describes methods for applying different types of coatings and their activities such as hydrogen diffusion barrier layers together with an Al-Si coating as the most promising barrier layer against hydrogen diffusion. Methods for electroplating nickel on zirconium and zirconium-'7aos2s1-s -Lenn alloys and heat treatment of these alloys to achieve alloy diffusion bonding are described in "Electroplating on Zirconium and Zirconium-Tin" by W.C. Schickner et al (BMI-757, Technical Information Service, 1952). U.S. Pat. No. 3,625,821 discloses a fuel element for nuclear reactors having a fuel encapsulation tube having an inner surface of the tube coated with a low neutron capture cross-section retaining metal such as nickel and with finely divided particles of a combustible poison distributed in the layer. The Reactor Development Program Progress Report, August 1973 (ANL-RDP ~ l9) describes a chemical getter arrangement with a sacrificial layer of chromium on the inner surface of a stainless steel housing.
Ett annat tillvägagångssätt har varit att införa ett spärr- skikt mellan kärnbränslematerialet och kapslingen, såsom anges i den amerikanska patentskriften 3.230.150 (kopparfolie), den tyska utläggningsskriften 1.238.115 (titanskikt), den ameri- kanska patentskriften 3.212.988 (mantel av zirkonium, alumi- nium eller beryllium), den amerikanska patentskriften 3.018.238 (spärrskikt av kristallint kol mellan UO2 och zirko- niumkapsling) och den amerikanska patentskriften 3.088.893 (folie av rostfritt stål). Användning av spärrskikt har visat sig lovande, men vissa av de i det föregående publika- tionerna innefattar användning av material som icke är kombi- nerbara antingen med kärnbränslet (exempelvis kol som kan förenas med syre från kärnbränslet) eller med kapslingen (t.ex. koppar och andra metaller som kan reagera med kaps- lingen och förändra kapslingens egenskaper) eller kärnklyv- ningsreaktionen (exempelvis genom att verka såsom neutron- absorbator). Ingen av de i det föregående angivna publika- tionerna anger någon lösning på problemet med lokaliserad kemisk-mekanisk inverkan mellan kärnbränslet och kapslingen.Another approach has been to introduce a barrier layer between the nuclear fuel material and the enclosure, as disclosed in U.S. Pat. No. 3,230,150 (copper foil), German Offenlegungsschrift No. 1,238,115 (titanium layer), U.S. Pat. No. 3,212,988 (jacket of zirconium, aluminum or beryllium), U.S. Pat. No. 3,018,238 (crystalline carbon barrier layer between UO2 and zirconium enclosure) and U.S. Pat. No. 3,088,893 (stainless steel foil). The use of barrier layers has proved promising, but some of the previous publications include the use of materials which are not combinable either with the nuclear fuel (for example carbon which can be combined with oxygen from the nuclear fuel) or with the enclosure (e.g. copper and other metals that can react with the enclosure and change the properties of the enclosure) or the nuclear fission reaction (for example by acting as a neutron absorber). None of the publications cited above indicate any solution to the problem of localized chemical-mechanical impact between the nuclear fuel and the enclosure.
Användning av spärrskikt anges vidare i den amerikanska pa- tentskriften 3.969.186 (eldfast metall såsom molybden, volfram, rhenium, niob och legeringar av dessa i form av ett rör eller en folie av ett eller fler skikt eller en belägg- 7808281-5 6 ning på innerytan av kapslingen) samt den amerikanska patent- skriften 3.925.151 (beklädnad av zirkonium, niob eller lege- ringar av dessa metaller mellan kärnbränslet och kapslingen med beläggning av ett material med god smörjmedelsverkan mellan beklädnaden och kapslingen).The use of barrier layers is further disclosed in U.S. Pat. No. 3,969,186 (refractory metals such as molybdenum, tungsten, rhenium, niobium and their alloys in the form of a tube or foil of one or more layers or a coating). the inner surface of the enclosure) and U.S. Pat. No. 3,925,151 (cladding of zirconium, niobium or alloys of these metals between the nuclear fuel and the enclosure by coating a material with a good lubricant action between the cladding and the enclosure).
Ett ytterligare försök att åstadkomma skydd av kapslingsbehål- lare av zirkonium eller zirkoniumlegering anges i den ameri- kanska patentskriften 4.029.545. Enligt föreliggande uppfin- ning elektropläteras ett skikt av exempelvis krom på ett underlag av zirkonium eller zirkoniumlegering, varefter man elektropläterar koppar på kromskiktet. Det har emellertid visat sig vara ekonomiskt ofördelaktigt att elektroplätera kapslingen av zirkonium eller zirkoniumlegering (i det föl- jande benämnd “zirkoniumkapsling") med krom, vilket gjort metoden mindre lovande än som ursprungligen förväntas. En alternativ metod anges i den amerikanska patentskriften 4.022.662, som beskriver ett kärnbränsleelement med en metall- beklädnad, exempelvis kopparbeklädnad, mellan kapslingen och kärnbränslet och ett diffusionsspärrskikt, exempelvis en krombelâggning, mellan beklädnaden och kapslingen. Även kärn- bränsleelementet enligt denna patentskrift är ekonomiskt oför- delaktigt på grund av att elektroplätering erfordras och eftersom en kopparbeklädnad måste tillverkas. Man har därför kontinuerligt genomfört försök för att finna en ekonomisk lösning på problemet att förhindra perforeringar eller för- störingar i kapslingssubstratet beroende på försprödning av metallen eller spänningskorrosionssprickning innefattande in- verkan mellan bränslekutsar och kapsling.A further attempt to provide protection for zirconium or zirconium alloy enclosure containers is disclosed in U.S. Pat. No. 4,029,545. According to the present invention, a layer of, for example, chromium is electroplated on a substrate of zirconium or zirconium alloy, after which copper is electroplated on the chromium layer. However, it has proved economically disadvantageous to electroplate the zirconium or zirconium alloy enclosure (hereinafter referred to as "zirconium enclosure") with chromium, which has made the method less promising than originally expected.An alternative method is disclosed in U.S. Patent 4,022,662 , which describes a nuclear fuel element with a metal cladding, for example copper cladding, between the enclosure and the nuclear fuel and a diffusion barrier layer, for example a chromium coating, between the cladding and the enclosure.The nuclear fuel element according to this patent is also economically disadvantageous due to electroplating. because a copper cladding must be made, therefore, continuous attempts have been made to find an economical solution to the problem of preventing perforations or disturbances in the encapsulation substrate due to embrittlement of the metal or stress corrosion cracking involving the action of fuel pellets. r and enclosure.
Föreliggande uppfinning är baserad på iakttagelsen att en väsentlig minskning av metallförsprödning eller spännings- knrrosionssprickbildning genom inbördes inverkan av bränsle- stycken och kapsling kan åstadkommas med ett metallskikt av koppar, nickel, järn eller legeringar av dessa metaller invid kärnbränslet och ett mellanliggande zirkoniumdioxidskikt mellan kopparskiktet och zirkoniumkapslingen såsom substrat.The present invention is based on the observation that a substantial reduction in metal embrittlement or stress corrosion cracking by mutual interaction of fuel pieces and enclosure can be achieved with a metal layer of copper, nickel, iron or alloys of these metals adjacent to the core fuel and an intermediate layer of zirconia the zirconium enclosure as a substrate.
Zirkoníumdioxidspärrskiktet utgör ett mycket gott diffu- 7808281-5 7 síonsspärrskikt för dessa metaller. Även om metallerna icke kan elektropläteras direkt på icke-ledande zirkonium- oxid, möjliggör modifiering av zirkoniumkapslingens yta före oxidationen utfällning av koppar genom elektrolös plätering.The zirconia barrier layer is a very good diffusion barrier layer for these metals. Although the metals cannot be electroplated directly on non-conductive zirconia, modification of the surface of the zirconium enclosure prior to oxidation allows precipitation of copper by electroless plating.
En aspekt av uppfinningen avser sålunda ett kärnbränsleelement innefattande (A) en central kärna av kärnbränslematerial, (B) en långsträckt kompositkapsling innehållande kärn- bränslematerialet och utförd av ett zirkonium- eller zirkoníumlegeringssubstrat, som på innerytan och invid kärnbränslematerialet är försedd med ett skikt av me- tall som är valt från gruppen koppar, nickel, järn och legeringar av dessa ämnen samt ett mellanliggande zirkoniumdioxidspärrskikt mellan substratet av zirkonium eller zirkoniumlegering och metallskiktet.Thus, one aspect of the invention relates to a nuclear fuel element comprising (A) a central core of nuclear fuel material, (B) an elongate composite housing containing the nuclear fuel material and made of a zirconium or zirconium alloy substrate, which on the inner surface and adjacent the core fuel material is pine selected from the group of copper, nickel, iron and alloys of these substances and an intermediate zirconia barrier layer between the zirconium or zirconium alloy substrate and the metal layer.
En ytterligare aspekt av uppfinningen hänför sig till ett för- farande för framställning av en kompositkapsling av zirkonium eller zirkoniumlegering för kärnbränslematerial för tillverk- ning av ett kärnbränsleelement, som innefattar (l) etsning och uppruggning av ytan av behållaren av zirko- nium eller zirkoniumlegering, (2) oxidering av ytan av den på detta sätt behandlade kärn- bränslebehåliaren för framställning av en zirkonium- eller zirkoniumlegeringsbehållare med en zirkoniumoxidbeläggning, (3) aktivering av den med zirkoniumoxid belagda ytan av kärnbränslebehållaren enligt (2) för att möjliggöra belägg- ning av ytan med metall genom elektrolös utfällning och (4) ytterligare beläggning av zirkoniumoxidskiktet på innerytan av kärnbränslebehållaren med en metall.A further aspect of the invention relates to a process for producing a composite housing of zirconium or zirconium alloy for nuclear fuel material for the manufacture of a nuclear fuel element, which comprises (1) etching and roughening the surface of the container of zirconium or zirconium alloy, (2) oxidizing the surface of the nuclear fuel container thus treated to produce a zirconia or zirconium alloy container with a zirconia coating, (3) activating the zirconia coated surface of the nuclear fuel container according to (2) to enable coating the metal surface by electroless precipitation and (4) further coating the zirconia layer on the inner surface of the nuclear fuel tank with a metal.
På figur l visas en vy, delvis i sektion, av en kärnbränsle- patron innefattande kärnbränslematerial utförda enligt upp- finningen.Figure 1 shows a view, partly in section, of a nuclear fuel assembly comprising nuclear fuel materials made according to the invention.
Figur 2 är en tvärsektion i större skala av kärnbränsleelement 7808281-5 enligt uppfinningen.Figure 2 is a cross-section on a larger scale of nuclear fuel elements 7808281-5 according to the invention.
På figur 1 visas, delvis i sektion, en kärnbränslepatron 10.Figure 1 shows, partly in section, a nuclear fuel assembly 10.
Denna kärnbränslepatron 10 utgöres av en rörformig strömnings- kanal ll med i huvudsak kvadratisk tvärsektion, som vid den övre änden är försedd med en lyftögla 12 och vid den nedre änden med en nosdel (icke visad på grund av att den nedre delen av patronen 10 är utelämnad). Den övre änden av kanalen ll är öppen vid 13 och den nedre änden av nosdelen är försedd med kylmedelsströmningsöppningar. En rad av bränsleelement eller stänger 14 är inneslutna i kanalen ll och uppbäres i denna med hjälp av en övre ändplåt 15 och en nedre ändplât (icke visad på grund av att den nedre delen är utelämnad).This nuclear fuel assembly 10 consists of a tubular flow channel 11 having a substantially square cross-section, which at the upper end is provided with a lifting loop 12 and at the lower end with a nose part (not shown because the lower part of the assembly 10 is omitted). The upper end of the channel 11 is open at 13 and the lower end of the nose part is provided with coolant flow openings. A row of fuel elements or rods 14 are enclosed in the channel 11 and are supported therein by means of an upper end plate 15 and a lower end plate (not shown due to the lower part being omitted).
Det flytande kylmedlet inströmmar normalt genom öppningarna i den nedre änden av nosdelen, passerar uppåt runt bränsleele- menten 14 och bortgår vid det övre utloppet 13 i ett delvis förångat tillstànd för kokarreaktorer eller i icke föràngat tillstånd för tryckreaktorer vid hög temperatur.The liquid coolant normally flows in through the openings in the lower end of the nose part, passes upwards around the fuel elements 14 and disappears at the upper outlet 13 in a partially evaporated state for boiler reactors or in the non-evaporated state for high temperature pressure reactors.
Kärnbränsleelementen eller stängerna 14 är tillslutna vid ändarna med hjälp av ändpluggar 18, som är svetsade till kapslingen 17 och kan innefattar bultar 19 för att underlätta monteringen av bränslestången i patronen. Ett tomrum eller plenum 20 är utformat vid en ände av elementet för att till- låta expansion i längdriktningen av bränslematerialet och ansamling av gaser som frigöres från bränslematerialet. Ett kvarhållningsorgan 24 för kärnbränslematerialet i form av ett skruvlinjeformat organ är anordnat i rummet 20 och är avsett att motverka axiell rörelse av bränslekutspelaren (pelletpelaren), i synnerhet under hantering och transport av bränsleelementet.The nuclear fuel elements or rods 14 are closed at the ends by means of end plugs 18, which are welded to the housing 17 and may comprise bolts 19 to facilitate the mounting of the fuel rod in the cartridge. A void or plenum 20 is formed at one end of the element to allow longitudinal expansion of the fuel material and accumulation of gases released from the fuel material. A retaining means 24 for the nuclear fuel material in the form of a helical means is arranged in the space 20 and is intended to counteract axial movement of the fuel pellet (pellet pillar), in particular during handling and transport of the fuel element.
Bränsleelementet är konstruerat för att ge mycket god värme- ledningsförmåga mellan bränslet och kapslingsmaterialet och för att undvika böjningar och vibrationer som i vissa fall orsakas av strömningen av kylmedlet med mycket hög hastighet.The fuel element is designed to provide very good thermal conductivity between the fuel and the enclosure material and to avoid bends and vibrations which in some cases are caused by the flow of the coolant at a very high speed.
Ett kärnbränsleelement eller en stång 14 visas delvis i sek- 7808281-5 9 tion på figur l utformat enligt uppfinningen. Bränsleelementet 14 innefattar en kärna eller central cylindrisk del av kärn- bränslomaterial 16, på figuren visat såsom ett flertal bräns- lekutsar av klyvbart och/eller fertilt material anordnade i en sammanhàllande kapsling eller behållare 17. I vissa fall kan bränslekutsarna ha olika form, såsom cylindriska kutsar eller sfärcr, och i andra fall kan olika bränsleformor, såsom partikelformigt bränsle, användas. Den fysikaliska formen av bränslet är betydelselös enligt uppfinningen. Olika kärn- bränslematerial kan användas, däribland uranföreningar, pluto- niumföreningar, toriumföreningar och blandningar av sådana.A nuclear fuel element or a rod 14 is shown partly in section in Figure 1 designed according to the invention. The fuel element 14 comprises a core or central cylindrical part of nuclear fuel material 16, shown in the figure as a plurality of fuel pellets of fissile and / or fertile material arranged in a cohesive enclosure or container 17. In some cases the fuel pellets may have different shapes, such as cylindrical pellets or spheres, and in other cases various forms of fuel, such as particulate fuel, may be used. The physical form of the fuel is insignificant according to the invention. Various nuclear fuel materials can be used, including uranium compounds, plutonium compounds, thorium compounds and mixtures thereof.
Ett föredraget bränsle är urandioxid eller en blandning inne- hållande urandioxid och plutoniumdioxid.A preferred fuel is uranium dioxide or a mixture containing uranium dioxide and plutonium dioxide.
Pâ figur 2 visas ett kärnbränslematerial 16, som bildar den centrala kärnan av bränsleelementet 14 omgivet av en kapsling 17, vilken i föreliggande sammanhang även betecknas komposit- kapsling och kompositmaterial. Kompositkapslingen 17 har ett substrat Zl av zirkonium eller zirkoniumlegering, t.ex.Figure 2 shows a nuclear fuel material 16, which forms the central core of the fuel element 14 surrounded by a housing 17, which in the present context is also referred to as composite housing and composite material. The composite housing 17 has a substrate Z1 of zirconium or zirconium alloy, e.g.
Zircaloy-2. Till innerytan av substratet är förenat ett diffusionsspärrskikt 22, så att diffusionsspärrskiktet 22 bildar en skärm som förhindrar diffusion av andra ämnen genom diffusionsskiktet 22 till substratet 21. Diffusionsspärr- skiktet 22 har företrädesvis en tjocklek av ca 2,5 till l2,7,pm och utgöres av zirkoniumdioxid. Diffusionsspärrskik- tet skyddar substratet 21 mot kontakt och reaktion med metall- skiktet 23.Zircaloy-2. Connected to the inner surface of the substrate is a diffusion barrier layer 22, so that the diffusion barrier layer 22 forms a screen which prevents diffusion of other substances through the diffusion layer 22 to the substrate 21. The diffusion barrier layer 22 preferably has a thickness of about 2.5 to 12.7, μm and consists of zirconia. The diffusion barrier layer protects the substrate 21 from contact and reaction with the metal layer 23.
Diffusionsspärrskiktet 22 är försett med ett vidhäftande me- tallskikt 23, så att metallskiktet 23 täcker diffusionsspärr- skiktct 22 och även bildar en skärm för substratet mot klyv- ningsprodukter och gasformiga föroreningar härrörande från kärnbränslematerialet, som hâlles i behållaren. Metallskik- tet har en tjocklek av ca 5 - l04am och utgöres av en metall med låg neutronförlust (neutron penalty), som företrädesvis utgöres av koppar, men kan innefatta någon av metallerna koppar, nickel, järn och legeringar av dessa metaller. Kop- parskiktet verkar såsom ett primärt eller föredraget reak- 7808281-5 tionsställe för klyvningsprodukter och verkar även såsom spärrskikt för att skydda substratet mot kontakt och reaktion med skadliga klyvningsprodukter.The diffusion barrier layer 22 is provided with an adhesive metal layer 23, so that the metal layer 23 covers the diffusion barrier layer 22 and also forms a screen for the substrate against fission products and gaseous contaminants originating from the nuclear fuel material held in the container. The metal layer has a thickness of about 5 - 104am and consists of a metal with low neutron loss (neutron penalty), which preferably consists of copper, but may comprise any of the metals copper, nickel, iron and alloys of these metals. The copper layer acts as a primary or preferred reaction site for fission products and also acts as a barrier layer to protect the substrate from contact and reaction with harmful fission products.
Renhetsgraden hos metallskiktet är betydelsefull med hänsyn till neutronförlustaspekten. Den totala föroreningsmängden i de båda skikten är begränsad till en borekvivalent av 40 miljondelar eller mindre. Dessutom bör föroreningshalten hållas under l viktprocent och företrädesvis under 1000 miljon- delar för bibehållande av hög duktilitet och god värmeled- ningsförmága.The degree of purity of the metal layer is significant with respect to the neutron loss aspect. The total amount of contaminant in the two layers is limited to a drilling equivalent of 40 parts per million or less. In addition, the contaminant content should be kept below 1% by weight and preferably below 1000 million parts in order to maintain high ductility and good thermal conductivity.
Kompositkapslingen hos kärnbränsleelement enligt uppfinningen är försedd med diffusionsspärrskiktet bundet till substratet med en stark bindning och metallskiktet bundet till diffu- sionsspärrskiktet med en stark bindning. Försök för att visa bindningsstyrkan mellan diffusionsspärrskiktet och substratet visar att diffusionsspärrskiktet förblir kraftigt bundet vid böjning i det elastiska omrâdet eller vid permanent töjning till ca 2 %.The composite housing of nuclear fuel elements according to the invention is provided with the diffusion barrier layer bonded to the substrate with a strong bond and the metal layer bonded to the diffusion barrier layer with a strong bond. Attempts to show the bonding strength between the diffusion barrier layer and the substrate show that the diffusion barrier layer remains strongly bonded when bending in the elastic range or at permanent elongation to about 2%.
Kopparskiktet är mer beständigt mot de skadliga effekterna av bestrålningshärdning och bestrålningsskada än zirkonium och zirkoniumlegeringar under de betingelser som förefinnes-i en kommersiell kärnklyvningsreaktor, exempelvis en temperatur- av 260 - 400°C. Sålunda har koppar större förmåga att motstå plastisk deformation utan mekanisk förstöring än zirkonium och zirkoniumlegeringar under de vid drift av kärnreaktorer rådande betingelserna. Dessutom kan koppar deformeras plas~ tiskt av spänningar orsakade av bränslekutsarna under effekt- toppar, så att av bränslekutsarna orsakade spänningar utlöses.The copper layer is more resistant to the harmful effects of radiation hardening and radiation damage than zirconium and zirconium alloys under the conditions present in a commercial nuclear fission reactor, for example a temperature of 260-400 ° C. Thus, copper has a greater ability to withstand plastic deformation without mechanical destruction than zirconium and zirconium alloys under the conditions prevailing in the operation of nuclear reactors. In addition, copper can be plastically deformed by stresses caused by the fuel pellets below power peaks, so that stresses caused by the fuel pellets are triggered.
Dessa metaller undergâr dessutom icke mekaniskt brott och kommer sålunda även att avskärmas i zirkoniumlegeringssubstra- tet mot den skadliga inverkan av klyvningsprodukter.In addition, these metals do not undergo mechanical breakage and will thus also be shielded in the zirconium alloy substrate against the harmful effect of fission products.
Det har visat sig att ett metallskikt med en tjocklek av stor- leksordningen ca 2,5 - 25 ßm bundet till diffusionsspärr- skiktet, som i sin tur är bundet till substratet av zirkonium ' 7soa2s1-5 ll eller zirkoniumlegering, ger en spänningsminskning och kemisk beständighet som är tillräcklig för att förhindra uppkomst eller kärnbildning av fel i kapslingssubstratet. Metallskik- tet ger väsentlig kemisk beständighet mot klyvningsprodukter och gaser, som kan förefinnas i kärnbränsleelementet, och för- hindrar att dessa klyvningsprodukter och gaser kommer i kon- takt med substratet hos kompositkapslingen som skyddas av metallspärrskiktet.It has been found that a metal layer having a thickness of the order of about 2.5 - 25 μm bonded to the diffusion barrier layer, which in turn is bonded to the substrate of zirconium '7soa2s1-5 ll or zirconium alloy, provides a stress reduction and chemical durability sufficient to prevent the occurrence or nucleation of defects in the enclosure substrate. The metal layer provides significant chemical resistance to fission products and gases that may be present in the nuclear fuel element, and prevents these fission products and gases from coming into contact with the substrate of the composite housing protected by the metal barrier layer.
Det har exempelvis visat sig att kopparskiktet icke oxideras i avsevärd grad och den stökiometriska sammansättningen hos UO2- -bränslet kan stabiliseras. Utan kopparskiktet skulle zirko- nium eller zirkoniumlegering reagera med det oxidiska kärn- bränslet och bilda ZrO2 och sålunda förändra den stökiometris- ka sammansättningen hos oxidkärnbränslet. Det kemiska till- ståndet hos olika klyvningsprodukter är en mycket stark funk- tion av det oxidiska kärnbränslets stökiometriska sammansätt- ning. Sålunda bildar cesium vid ett högre förhållande syre:nran en förening med UO2-bränslet. Vid lägre förhål- landen är denna förening icke stabil och cesium kan vandra till områden med lägre temperatur i bränslestângen (exempelvis kapslingens inneryta). Cesium kan, antingen enbart eller i kombination med andra klyvningsprodukter, gynna spännings- korrosion av kapslingen. I en bränslestång med en icke belagd kapsling kommer det syre, som förbrukas genom oxidation av zirkoniumlegeringen, att sänka förhållandet syrezuran även om detta förhållande i det oxidiska kärnbränslet ursprungligen är högt och cesium kan därefter frigöras och vandra till kaps- lingens yta. Enligt föreliggande uppfinning, med användning av ett diffusionsspärrskikt och ett metallskikt, förblir för- hâllandet i det närmaste konstant eller ändras med minskad hastighet. Sålunda kan ett oxidiskt kärnbränsle med godtyck- lig önskad stükiometri användas i kompositkapslingen, varvid man kan förvänta att denna stökiometri förblir konstant eller förändras mycket långsammare med tiden. vid genomförande av uppfinningen kan behållaren av zirkonium eller zirkoniumlegering, vilken i det följande benämnas zirko- 7808281-5 12 niumsubstrat, zirkoniumbehâllare eller zirkoniumrör, omvandlas till kompositkapslingen bestående av zirkoniumbehâllaren med en kopparbeläggning pâ innerytan i kontakt med ett mellanlig- gande zirkoniumoxidskikt genom att man först modifierar inner- ytan av zirkoniumbehâllaren. Modifikationen av innerytan av zirkoniumbehällaren kan åstadkommas genom att man antingen sandblästrar eller genom valsningsbehandling eller fräsning (roller milling) eller med användning av ett speciellt ets- medel. Sedan zirkoniumytan modifierats oxideras den. Den oxiderade ytan av zirkoniumsubstratet aktiveras därefter för att tillåta elektrolös plätering av en sådan metall som koppar på zirkoniumoxiden.For example, it has been found that the copper layer is not oxidized to a significant degree and the stoichiometric composition of the UO2 fuel can be stabilized. Without the copper layer, zirconium or zirconium alloy would react with the oxidic nuclear fuel to form ZrO2, thus changing the stoichiometric composition of the oxide nuclear fuel. The chemical condition of various fission products is a very strong function of the stoichiometric composition of the oxidic nuclear fuel. Thus, at a higher ratio of oxygen, the cesium forms a compound with the UO2 fuel. Under lower conditions, this compound is unstable and cesium can migrate to areas with lower temperatures in the fuel rod (eg the inner surface of the housing). Cesium can, either alone or in combination with other fission products, promote stress corrosion of the enclosure. In a fuel rod with an uncoated enclosure, the oxygen consumed by oxidation of the zirconium alloy will lower the ratio of oxygen zuran even if this ratio in the oxidic nuclear fuel is initially high and cesium can then be released and migrate to the surface of the enclosure. According to the present invention, using a diffusion barrier layer and a metal layer, the ratio remains almost constant or changes at a reduced rate. Thus, an oxidic nuclear fuel with any desired stoichiometry can be used in the composite housing, whereby one can expect this stoichiometry to remain constant or change much more slowly over time. In carrying out the invention, the container of zirconium or zirconium alloy, hereinafter referred to as zirconium substrate, zirconium container or zirconium tube, can be converted into the composite housing consisting of the zirconium container with a copper coating on the inner surface of the inner surface. first modifies the inner surface of the zirconium container. The modification of the inner surface of the zirconium container can be achieved by either sandblasting or by rolling or milling or by using a special etchant. After the zirconium surface is modified, it is oxidized. The oxidized surface of the zirconia substrate is then activated to allow electroless plating of such a metal as copper on the zirconia.
Om innerytan av zirkoniumröret modifieras genom,en ytupprugg- ningsmetod, kan zirkoniumytan ruggas genom sandblästring med aluminiumoxidkorn eller genom en invändig rullkvarns- behandling med användning av vägda aluminiumoxidrör med en ytterdiameter av från ca 8 till 10 mm och en innerdiameter av från ca 5 till 7 mm. Rulkvarnsbe- handlingen eller tumlingen av zirkoniumröret kan åstadkommas med fuktig pulverformig aluminiumoxid genom att man pluggar ändarna av röret och rullar röret under 24 - 72 timmars tid med 12 - 20 varv per minut.If the inner surface of the zirconia tube is modified by a surface roughening method, the zirconia surface can be roughened by sandblasting with alumina grains or by an internal roller mill treatment using weighted alumina tubes having an outer diameter of from about 8 to 10 mm and an inner diameter of from about 5 to 7 mm. mm. The roller mill treatment or tumbling of the zirconium tube can be accomplished with moist powdered alumina by plugging the ends of the tube and rolling the tube for 24 - 72 hours at 12 - 20 revolutions per minute.
Vid användning av etsningsmetoden för modifiering av inner- ytan av zirkoniumröret är det lämpligt att insidan av röret först rengöres med en detergent, utsättes för inverkan av en blankdopplösning och därefter tvättas. I Ett föredraget etsmedel beskrives i den amerikanska patent- skriften 4.017.368. En typisk etsningsprocess innefattar att man bringar zirkoniumlegeringen i kontakt med en åldrad vat- tenhaltig aktiveringslösning innefattande från ca 10 till 20 g per liter ammoniumvätefluorid och från ca 0,75 till ca 2,0 g per liter svavelsyra. Lösningen kan åldras genom nedsänkning av ett stycke av zirkonium med en yta av 100 cmz per liter lösning under 10 minuters tid. Den etsade ytan av zirkonium- röret kan därefter om så önskas underkastas en behandling för avlägsnande av oxidskikt (scaled) för avlägsnande av löst vid- '7808281-5 13 häftande film.When using the etching method for modifying the inner surface of the zirconium tube, it is convenient that the inside of the tube is first cleaned with a detergent, subjected to the action of a blank dip solution and then washed. A preferred etchant is described in U.S. Pat. No. 4,017,368. A typical etching process involves contacting the zirconium alloy with an aged aqueous activation solution comprising from about 10 to 20 g per liter of ammonium hydrogen fluoride and from about 0.75 to about 2.0 g per liter of sulfuric acid. The solution can be aged by immersing a piece of zirconium with an area of 100 cm 2 per liter of solution for 10 minutes. The etched surface of the zirconium tube can then, if desired, be subjected to a scaled removal treatment to remove loose adhesive film.
Oxideríng av det ovan beskrivna ytuppruggade zirkoniumröret eller etsade och avskalningsbehandlade zirkoniumröret kan åstadkommas genom exponering för en syreatmosfär vid 300 - SOOOC under en tidrymd av l - 100 timmar. Alternativt kan ytoxidationen åstadkommas genom behandling av innerytan av zirkoniumröret efter modifikation med vattenånga vid en temperatur av från 350 till 450°C under en tidrymd av från 5 till 50 timmar.Oxidation of the above-described surface-roughened zirconium tube or etched and peeling-treated zirconium tube can be accomplished by exposure to an oxygen atmosphere at 300-50 ° C for a period of 1 to 100 hours. Alternatively, the surface oxidation can be accomplished by treating the inner surface of the zirconium tube after modification with water vapor at a temperature of from 350 to 450 ° C for a period of from 5 to 50 hours.
Erfarenheten har visat att aktivering av den oxiderade ytan av zirkoniumröret kan åstadkommas med användning av salter av tenn och salter av olika ädelmetaller. En föredragen kombi- nation är en alkalisk lösning av tenn i stannotillstândet, exempelvis natriumstannit och palladiumklorid. Emellertid kan även andra ädelmetallsalter användas, exempelvis silvernitrat, platinaklorid, guldklorid, alkaliska lösningar av ädelmetaller, exempelvis natriumaurat, natriumpalladat, natriumplatinat.Experience has shown that activation of the oxidized surface of the zirconium tube can be accomplished using salts of tin and salts of various noble metals. A preferred combination is an alkaline solution of tin in the stannous state, for example sodium stannite and palladium chloride. However, other noble metal salts can also be used, for example silver nitrate, platinum chloride, gold chloride, alkaline solutions of noble metals, for example sodium aurate, sodium palladate, sodium platinum.
En typisk aktiveringsblandning anges av C.R. Shipley i den amerikanska patentskriften 3.011.920 eller av E. Saubestre, Technical Proceedings, American Electroplating Society 1959.A typical activation mixture is indicated by C.R. Shipley in U.S. Patent 3,011,920 or by E. Saubestre, Technical Proceedings, American Electroplating Society 1959.
Den oxiderade zirkoniumytan behandlas med "Cuposit Catalyst 9F", vilken är en produkt från Shipley Company of Newton, Mass., A.f.s. Den behandlade zirkoniumoxiden kan därefter sköljas ytterligare med vatten och behandlas med "Cuposit Accelerator 19", som även är en produkt från Shipley Company.The oxidized zirconium surface is treated with "Cuposit Catalyst 9F", which is a product of the Shipley Company of Newton, Mass., A.f.s. The treated zirconia can then be further rinsed with water and treated with "Cuposit Accelerator 19", which is also a product of Shipley Company.
Den elektrolösa pläteringen av det aktiverade zirkoniumoxid- belagda zirkoniumsubstratet kan åstadkommas med standard- metoder, exempelvis genom att man låter pläteringslösningen strömma likformigt genom eller över zirkoniumsubstratet för åstadkommande av en likformig uppbyggnad av metall på före- målet. Även om koppar är den föredragna metallen kan andra metaller, exempelvis nickel eller järn, även pläteras på ytan av zirkoniumoxiden för åstadkommande av effektiva resultat.The electroless plating of the activated zirconia-coated zirconium substrate can be accomplished by standard methods, for example, by allowing the plating solution to flow uniformly through or over the zirconium substrate to provide a uniform metal structure on the article. Although copper is the preferred metal, other metals, such as nickel or iron, can also be plated on the surface of the zirconia to provide effective results.
För elektrolös plätering kan ett vattenbad av följande sam- 7808281 -5 14 mansättning användas: 600 ml H20, 141,5 g natriumkaliumtart- rat (KNaC4H406-4H2O), 41,5 g natriumhydroxid (NaOH), 29 g kopparsulfat (CuS04-5H2O) plus H20 till l liter. Omedelbart före användning kan 16,7 ml av en 73%-ig formaldehydlösning (HZCO) tillsättas till badet. Detta är en utföringsform av det välkända Fehlings kopparplätcringsbad. Andra elektrolösa kopparpläteringskompositioner kan användas, exempelvis de som betecknas "MacDermid 9038", "Shipley CP74" och "Sel-Rex CU5l0".For electroless plating, a water bath of the following composition can be used: 600 ml H 2 O, 141.5 g sodium potassium tartrate (KNaC 4 H 4 O 6 -4H 2 O), 41.5 g sodium hydroxide (NaOH), 29 g copper sulphate (CuSO 4 -5H 2 O ) plus H20 to 1 liter. Immediately before use, 16.7 ml of a 73% formaldehyde solution (HZCO) can be added to the bath. This is an embodiment of the well-known Fehling's copper plating bath. Other electroless copper plating compositions may be used, such as those designated "MacDermid 9038", "Shipley CP74" and "Sel-Rex CU510".
Pläteringsbadet omröres och föres likformigt över föremålet som skall pläteras, under det att det hålles vid en temperatur av ca 25 - 7500. Denna metod ger en mycket god vidhäftning i pläterat tillstånd och i huvudsak utan porositet. För attt säkerställa att det pläterade föremålet kan användas vid hög temperatur utan någon väsentlig förlust av vidhäftningen av- gasas det pläterade föremålet i antingen argon eller vakuum vid en temperatur av ca l49 - 20400. Vid denna avgasning höjes temperaturen från rumstemperatur till sluttemperaturen med en hastighet av ca 27 - 70°C per timme. A Under den elektrolösa pläteringen av koppar på föremålet kan en avsevärd mängd vätgas utvecklas. Eftersom vätgas kan störa den elektrolösa pläteringsprocessen på grund av att vätgasen har en benägenhet att vidhäfta till rörets vägg, kan avlägs- nandet av väte underlättas genom pumpning av pläteringslös- ningen genom röret. Dessutom kan röret underkastas elektro- lös plätering i vertikalt läge.The plating bath is stirred and passed uniformly over the object to be plated, while maintaining it at a temperature of about 25-7500. This method gives a very good adhesion in the plated state and substantially without porosity. To ensure that the plated article can be used at high temperature without any significant loss of adhesion, the plated article is degassed in either argon or vacuum at a temperature of about 149 - 20400. At this degassing, the temperature is raised from room temperature to the final temperature at a rate of about 27 - 70 ° C per hour. A During the electroless plating of copper on the object, a considerable amount of hydrogen can be evolved. Since hydrogen gas can interfere with the electroless plating process because the hydrogen gas tends to adhere to the wall of the pipe, the removal of hydrogen can be facilitated by pumping the plating solution through the pipe. In addition, the pipe can be subjected to electroplating in a vertical position.
För plätering av nickel på zirkonium kan en vattenlösning av följande sammansättning användas: 30 g/liter nickelklorid (NiC12-6H2O), 10 g/liter natriumhypofosfit (NaH2P02-H20), 12,6 g/liter natriumcitrat (Na3C6H507-2H20), 5 g/liter nat- riumacetat (NaC2H30) och tillräcklig mängd natriumhydroxid (NaOH) för att ge ett pH~värde inom omrâdet 4 - 6. Andra elektrolösa nickelpläteringskompositioner kan användas, exem- pelvis de som betecknas "Enplate 410" och "Enplate 416".For plating nickel on zirconium, an aqueous solution of the following composition can be used: 30 g / liter of nickel chloride (NiCl2-6H2O), 10 g / liter of sodium hypophosphite (NaH2PO2-H2O), 12.6 g / liter of sodium citrate (Na3C6H507-2H2O), g / liter of sodium acetate (NaC2H30) and sufficient sodium hydroxide (NaOH) to give a pH value in the range 4 - 6. Other electroless nickel plating compositions may be used, such as those designated "Enplate 410" and "Enplate 416" .
Pläteringsbadet omröres och föres likformigt över föremålet som skall pläteras, under det att detta hålles vid en tempe- ratur av ca 90 - lOO°C och med en föredragen temperatur av 7808281 '-5 95 1 200. Denna metod ger mycket god vidhäftning i pläterat tillstånd utan porositet. För att säkerställa att det pläte- rade föremålet kan användas vid hög temperatur utan någon väsentlig förlust av vidhäftningen användes samma avgasnings- metod som angivits för koppar.The plating bath is stirred and passed uniformly over the object to be plated, while maintaining it at a temperature of about 90-100 ° C and with a preferred temperature of 7808281 '-5 95 1 200. This method gives very good adhesion in the plated condition without porosity. To ensure that the plated article can be used at high temperature without any significant loss of adhesion, the same degassing method as used for copper was used.
De föremål som behandlats med förfarandet enligt uppfinningen kan utgöras av zirkoniummaterial som erhållits direkt från tillverkningsoperationen (milling operations) eller kan ut- göras av föremål som underkastats förberedande mekanisk ren- göring (exempelvis sandblästring) eller rengjorts på kemisk väg (exempelvis rengjorts med syra och/eller alkalisk etsning).The objects treated with the method according to the invention may consist of zirconium materials obtained directly from the manufacturing operation (milling operations) or may consist of objects which have been subjected to preparatory mechanical cleaning (for example sandblasting) or chemically cleaned (e.g. cleaned with acid and / or alkaline etching).
För att beskriva uppfinningen närmare anges följande utförings- exempel, som icke är avsedda att begränsa uppfinningens omfång.To describe the invention in more detail, the following exemplary embodiments are stated, which are not intended to limit the scope of the invention.
Exempel l.Example 1
Ett rör av Zircaloy-2 med längden 127 mm och ytterdiametern 12,44 mm samt innerdiametern 10,80 mm rengöres i en detergent- lösning under 10 minuters tid i en 50 watt ultraljudrengörare.A Zircaloy-2 tube with a length of 127 mm and an outer diameter of 12.44 mm and an inner diameter of 10.80 mm is cleaned in a detergent solution for 10 minutes in a 50 watt ultrasonic cleaner.
Röret sköljes därefter 10 minuter i destillerat vatten. Där- efter pumpar man genom röret i en mängd av ca 1000 ml/minut under 2 minuters tid en blankpoleringslösning bestående av 500 ml H20, 500 ml koncentrerad salpetersyra och 10 g ammo- niumvätefluorid. Röret sköljes därefter med vatten och neut- raliseras i en vattenlösning av natriumhydroxid. Efter sköljning under 5 minuters tid i destillerat vatten etsas röret under l minuts tid i ultraljudrengöraren med användning av en lösning av 1000 ml vatten, 15 g ammoniumvätefluorid och 0,5 ml svavelsyra. Etsningslösningen har i förväg blandats och âldrats under 10 minuters tid genom att bringas i kontakt med ett stycke av ett rör av Zircaloy-2 med en yta av ca 100 cmz. Ultraljudrengöraren åstadkommer avlägsnande av eventuellt löst vidhäftande oxidskiktsmaterial som bildats under etsningen. Efter etsningen sköljes provet under ca l minuts tid i destillerat vatten och torkas därefter med användning av torrt kväve. Röret införes därefter i en ugn 78Û8281'5 16 för oxidering. Röret oxideras 24 timmar vid 400°C med en syre- ström av ca 5,6 liter per timme. När röret svalnat avlägsnas det från ugnen och rengöres igen i en vattenlösning av nat- riumhydroxid under 5 minuter i ultraljudrengöraren följt av minuters sköljning i destillerat vatten.The tube is then rinsed for 10 minutes in distilled water. Then a blank polishing solution consisting of 500 ml of H 2 O, 500 ml of concentrated nitric acid and 10 g of ammonium hydrogen fluoride is pumped through the tube in an amount of about 1000 ml / minute for 2 minutes. The tube is then rinsed with water and neutralized in an aqueous solution of sodium hydroxide. After rinsing for 5 minutes in distilled water, the tube is etched for 1 minute in the ultrasonic cleaner using a solution of 1000 ml of water, 15 g of ammonium hydrogen fluoride and 0.5 ml of sulfuric acid. The etching solution has been premixed and aged for 10 minutes by contacting a piece of Zircaloy-2 tube with a surface area of about 100 cm 2. The ultrasonic cleaner provides removal of any loose adhesive oxide layer material formed during etching. After etching, the sample is rinsed for about 1 minute in distilled water and then dried using dry nitrogen. The tube is then placed in an oven for oxidation. The tube is oxidized for 24 hours at 400 ° C with an oxygen flow of about 5.6 liters per hour. When the tube has cooled, it is removed from the oven and cleaned again in an aqueous solution of sodium hydroxide for 5 minutes in the ultrasonic cleaner, followed by a minute of rinsing in distilled water.
Röret aktiveras därefter genom att man först pumpar genom röret en lösning av "Cuposit Catalyst 9F", som tillverkas av Shipley Company of Newton, Mass., A.f.s., i en mängd av l000 ml/minut under en tidrymd av 3 minuter och därefter sköljer under 3 minuters tid. Man pumpar därefter genom röret av Zircaloy-2 en lösning av "Cuposit Accelerator 19" under 6 minuters tid i en mängd av ca 1000 ml/minut följt av sköljning under lO minuter i destillerat vatten. Röret plä- teras därefter under 2 timmars tid vid 60°C i "Metex nr 9038"- -pläteringsbad, vilket är en i handeln tillgänglig produkt som tillverkas av MacDermid Inc., Waterford, Conn., A.f.s.The tube is then activated by first pumping through the tube a solution of "Cuposit Catalyst 9F", manufactured by Shipley Company of Newton, Mass., Afs, in an amount of 1000 ml / minute for a period of 3 minutes and then rinsing under 3 minutes time. A solution of "Cuposit Accelerator 19" is then pumped through the tube of Zircaloy-2 for 6 minutes at a rate of about 1000 ml / minute followed by rinsing for 10 minutes in distilled water. The tube is then plated for 2 hours at 60 ° C in a "Metex No. 9038" plating bath, which is a commercially available product manufactured by MacDermid Inc., Waterford, Conn., A.f.s.
Pläteringsbadet pumpas genom provröret i en mängd av 1000 ml/minut från ett kärl med termostatreglering. Man erhåller ett kompositkapslingsrör av Zircaloy-2 belagt på innerytan med ca 9,65 ßnnkoppar och ett mellanliggande bindemedelsskikt med en tjocklek av ca l,um av zirkoniumoxid. Det förutnämnda kompositröret av Zircaloy-2 laddas därefter med standard- metoder med användning av uranoxidkutsar med måtten 10 x 19 mm så att man erhåller ett kärnbränsleelement, vilket är använd- bart i härden i en kärnreaktor.The plating bath is pumped through the test tube at a rate of 1000 ml / minute from a vessel with thermostat control. A composite encapsulation tube of Zircaloy-2 is obtained coated on the inner surface with about 9.65 microns and an intermediate binder layer with a thickness of about 1 .mu.m of zirconia. The aforementioned Zircaloy-2 composite pipe is then charged by standard methods using uranium oxide pellets measuring 10 x 19 mm to obtain a nuclear fuel element, which is useful in the core of a nuclear reactor.
För att visa den mycket goda förmågan hos zirkoniumoxiden att verka såsom spärrskikt mellan kopparbeläggningen och ett zirkoniumsubstrat såsom ett medel för att minska metallför- sprödningen eller förstöringen under reaktorbetingelserna, dvs. temperaturer exempelvis överstigande 290°C i kontakt med kadmium upplöst i cesium, etc., bereddes en serie dragprover av Zircaloy-2 med längden 12,7 mm, vilka hade en mätsektion med dimensionen 3,2 mm. Dragprovstyckena undersöktes med en dragprovningsanordning av typen "Instron tensile tester" vid 300°C i ett bad av flytande cesium mättat med kadmium. Vissa av dragprovstyckena upphettades till ca 580°C under 2 l/4 , _____..__......._..:_..-_------~-- ~-- 7aoa2s1-s 17 timmars tid i argon eller i vakuum före den ovan angivna drag~ provningen i flytande cesium.To show the very good ability of the zirconia to act as a barrier layer between the copper coating and a zirconium substrate as a means of reducing the metal embrittlement or destruction under the reactor conditions, i.e. temperatures, for example in excess of 290 ° C in contact with cadmium dissolved in cesium, etc., a series of tensile samples of Zircaloy-2 with a length of 12.7 mm were prepared, which had a measuring section with the dimension 3.2 mm. The tensile test pieces were examined with a tensile tester of the "Instron tensile tester" type at 300 ° C in a bath of liquid cesium saturated with cadmium. Some of the tensile specimens were heated to about 580 ° C for 2 l / 4, _____..__......._ ..: _..-_------ ~ - ~ - 7aoa2s1-s 17 hours in argon or in vacuo before the above tensile test in liquid cesium.
De undersökta dragprovstyckena var (A) obelagd Zircaloy-2, (B) kopparbelagd Zircaloy~2 och (C) Zircaloy-2 belagd med koppar och med ett mellanliggande gränsskikt av zirkoniumoxid mellan koppar och substrat av Zircaloy-2. Följande tabell visar de resultat som erhållits, varvid "ja" under "värme- behandling" anger att dragprovstycket exponerats 2 1/4 timmars tid för en temperatur av 580oC i argon eller i vakuum före provningen i Instron-dragprovningsanordningen.The tensile specimens examined were (A) uncoated Zircaloy-2, (B) copper-plated Zircaloy-2 and (C) Zircaloy-2 coated with copper and with an intermediate zirconia intermediate layer between copper and Zircaloy-2 substrate. The following table shows the results obtained, whereby "yes" during "heat treatment" indicates that the tensile test piece was exposed for 2 1/4 hours for a temperature of 580 ° C in argon or in vacuum before the test in the Instron tensile tester.
Värmebehandling Plastisk töjning vid brott A Nej o f: Ja _ O % B Nej 1,5 % Ja O % C Nej 1,5 % Ja 3,8 % De ovan angivna resultaten visar att dragprovstycket (C) av Zircaloy-2 belagt med koppar och med ett mellanliggande gräns- skikt av zirkoniumoxid uppvisade den största plastiska töj- ningen vid brott. Helt överraskande var den plastiska töj- ningen 3,8 % vid brott till och med större under den ogynn- samma miljöinverkan av flytande cesium mättad med kadmium efter värmebehandling jämfört med den plastiska töjningen vid brott av dragprovstycket som icke värmebehandlats. Dessa tekniska fakta visar att ett kärnbränsleelement framställt enligt uppfinningen under verkliga användningsbetingelser under lång tidrymd kommer att uppvisa överlägsen beständighet mot förstöring. Zirkoniumkapslingen kommer att motstå för- sprödning i högre grad, eftersom den skyddas av kopparspärr- skiktet som i sin tur förhindras av zirkoniumoxidspärrskiktet att diffundera in i zirkoniumsubstratet. Såsom är uppenbart för fackmannen anger även en plastisk töjning av l % vid brott att en avsevärd grad av beständighet mot sprickbildning föreligger. signifikant är även förstöringen av dragprov- stycket (B) som skyddades enbart av ett kopparspärrskikt 7808281-5 18 efter värmebehandling. Diffusionen av koppar in i zirkonium- substratet vid upphettning till 580°C medförde försprödning och förstöring såsom framgår av den plastiska töjningen 0 % vid brott, eftersom något zirkoniumoxidspärrskikt icke före- fanns.Heat treatment Plastic elongation at break A No of: Yes _ O% B No 1.5% Yes O% C No 1.5% Yes 3.8% The above results show that the tensile test piece (C) of Zircaloy-2 coated with copper and with an intermediate boundary layer of zirconia showed the greatest plastic elongation at break. Quite surprisingly, the plastic elongation at break was even greater during the unfavorable environmental impact of liquid cesium saturated with cadmium after heat treatment compared to the plastic stretch at break of the tensile test piece which was not heat treated. These technical facts show that a nuclear fuel element manufactured according to the invention under real conditions of use for a long period of time will exhibit superior resistance to destruction. The zirconium enclosure will resist embrittlement to a greater extent, as it is protected by the copper barrier layer which in turn is prevented by the zirconia barrier layer from diffusing into the zirconium substrate. As will be apparent to those skilled in the art, even a plastic elongation of 1% in fracture indicates that there is a considerable degree of resistance to cracking. significant is also the destruction of the tensile test piece (B) which was protected only by a copper barrier layer 7808281-5 18 after heat treatment. The diffusion of copper into the zirconia substrate upon heating to 580 ° C resulted in embrittlement and destruction as evidenced by the plastic elongation at 0% at break, as no zirconia barrier layer was present.
Exempel 2.Example 2.
Tillvägagångssättet enligt exempel l upprepades med undantag av att man i stället för att etsa zirkoniumröret före oxide- ringen sandblästrade ett plant provstycke med måtten 1 x 1,5 cm genom mekanisk blästring med aluminiumoxidkorn med stor- leken 90 mesh under lO sekunders tid. Det blästrade prov- stycket oxiderades därefter vid 400°C under 24 timmar enligt metoden enligt exempel l.The procedure of Example 1 was repeated except that instead of etching the zirconium tube before the oxidation, a flat test piece measuring 1 x 1.5 cm was sandblasted by mechanical blasting with alumina grains measuring 90 mesh for 10 seconds. The blasted specimen was then oxidized at 400 ° C for 24 hours according to the method of Example 1.
Exempel 3.Example 3.
Tillvägagângssättet enligt exempel 2 upprepades med undantag av att ett rör av Zircaloy-2 användes i stället för ett plant provstycke. Ytuppruggning åstadkoms genom rullmalning med användning såsom rulle av ett aluminiumoxidrör med ytter- diametern 7,87 mm och innerdiametern 7,11 mm. Aluminiumoxid- röret fylldes med kvicksilver för att erhålla ökad vikt och anbringades inuti röret av Zircaloy-2 tillsammans med fuktiga aluminiumoxidkorn med storleken 90 mesh som beskrivits i det föregående. Röret rullades därefter med ändarna tillslutna för att förhindra förlust av slipkornen och vatten under 64 timmars tid vid 128 varv per minut. Röret tvättades där- efter med destillerat vatten och ytoxiderades vid 400°C under 24 timmars tid såsom beskrivits i det föregående.The procedure of Example 2 was repeated except that a tube of Zircaloy-2 was used instead of a flat specimen. Surface roughening is accomplished by roll milling using as a roll of an alumina tube having an outer diameter of 7.87 mm and an inner diameter of 7.11 mm. The alumina tube was filled with mercury to gain weight and placed inside the Zircaloy-2 tube along with moist 90 mesh alumina grains as described above. The tube was then rolled with the ends closed to prevent loss of the abrasive grains and water for 64 hours at 128 rpm. The tube was then washed with distilled water and surface oxidized at 400 ° C for 24 hours as described above.
Den enligt ovan oxiderade provstyckena underkastades därefter aktivering med metoden enligt exempel l följt av elektrolös plätering med koppar. De erhållna provstyckena av Zircaloy-2 liknade varandra ifråga om utseende liksom de liknade det med koppar och zirkoniumoxid enligt exempel l belagda Zircaloy-2- -röret. Även om de i det föregående angivna exemplen endast hänför sig 'vaoa2a1-s 19 till ett fåtal av många variabler som kan användas vid för- farandet enligt uppfinningen för att åstadkomma en mångfald användbara kärnbränsleelement och kapslingar för inneslutning av kärnbränsle, är det uppenbart att material och metoder kan varieras inom vida gränser, såsom även framgår av den allmänna beskrivningen.The test pieces oxidized according to the above were then subjected to activation by the method of Example 1 followed by electroless plating with copper. The resulting Zircaloy-2 specimens were similar in appearance to those of the copper and zirconia of Example 1 coated Zircaloy-2 tube. Although the above examples relate only to a few of many variables that can be used in the process of the invention to provide a variety of useful nuclear fuel elements and enclosures for nuclear fuel containment, it is apparent that materials and methods can be varied within wide limits, as will also be apparent from the general description.
Claims (8)
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US82079777A | 1977-08-01 | 1977-08-01 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SE7808281L SE7808281L (en) | 1979-02-02 |
| SE433408B true SE433408B (en) | 1984-05-21 |
Family
ID=25231751
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SE7808281A SE433408B (en) | 1977-08-01 | 1978-07-31 | NUCLEAR FUEL ELEMENT AND PROCEDURE FOR ITS MANUFACTURING |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6029915B2 (en) |
| BE (1) | BE869405A (en) |
| DE (1) | DE2833396C2 (en) |
| ES (2) | ES472008A1 (en) |
| FR (1) | FR2399713B1 (en) |
| GB (1) | GB1584496A (en) |
| IT (1) | IT1097799B (en) |
| SE (1) | SE433408B (en) |
Families Citing this family (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4284660A (en) * | 1978-05-11 | 1981-08-18 | General Electric Company | Electroless deposition process for zirconium and zirconium alloys |
| US4659540A (en) * | 1979-11-26 | 1987-04-21 | General Electric Company | Composite construction for nuclear fuel containers |
| US4445942A (en) * | 1979-11-26 | 1984-05-01 | General Electric Company | Method for forming nuclear fuel containers of a composite construction and the product thereof |
| ES493246A0 (en) * | 1979-11-26 | 1981-11-01 | Gen Electric | METHOD TO PRODUCE A CONTAINER DESTINED FOR NUCLEAR FISSION REACTORS. |
| JPS56112454A (en) * | 1980-02-07 | 1981-09-04 | Hitachi Cable Ltd | Electroless plating method for inner surface of pipe |
| DE3305730A1 (en) * | 1983-02-18 | 1984-08-23 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | METHOD FOR SURFACE TREATING FINISHED PARTS, ESPECIALLY TUBES AND SPACERS, FROM ZIRCONIUM ALLOYS FOR NUCLEAR REACTOR FUEL ELEMENTS |
| SE436078B (en) * | 1983-03-30 | 1984-11-05 | Asea Atom Ab | NUCLEAR REFUEL FUEL NUCLEAR REFUEL |
| FR2551905B1 (en) * | 1983-09-08 | 1989-05-05 | Fragema Framatome & Cogema | NUCLEAR FUEL ELEMENTS |
| US4659545A (en) * | 1984-05-07 | 1987-04-21 | Westinghouse Electric Corp. | Hydride blister-resistant zirconium-based nuclear fuel rod cladding |
| JPH09144735A (en) * | 1995-11-17 | 1997-06-03 | Nitto Seiko Co Ltd | Fall preventive screw dispensing with female screw |
| CA3070433A1 (en) * | 2017-07-19 | 2019-01-24 | Terrapower, Llc | Fuel-cladding chemical interaction resistant nuclear fuel elements and methods for manufacturing the same |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1448044A (en) * | 1965-04-09 | 1966-08-05 | Siemens Ag | Zirconium semi-products |
| GB1126396A (en) * | 1966-07-18 | 1968-09-05 | Ca Atomic Energy Ltd | Nuclear reactor fuel element and method of manufacturing same |
| FR1511076A (en) * | 1966-12-14 | 1968-01-26 | Commissariat Energie Atomique | nuclear reactor fuel element and its manufacturing process |
| US3909370A (en) * | 1970-07-06 | 1975-09-30 | Atomenergi Inst For | Process for surface treatment of zirconium-containing cladding materials for fuel elements or other components for nuclear reactors |
| DE2429447A1 (en) * | 1974-06-19 | 1976-01-08 | Kraftwerk Union Ag | Water cooled reactor fuel can with internal oxide coating - preventing metal water reaction if can bursts |
| US4029545A (en) * | 1974-11-11 | 1977-06-14 | General Electric Company | Nuclear fuel elements having a composite cladding |
| US3964864A (en) * | 1974-11-18 | 1976-06-22 | Harald Dahms | Method and apparatus for measuring CO2, O2, and Cl in body fluids |
-
1978
- 1978-05-26 GB GB23104/78A patent/GB1584496A/en not_active Expired
- 1978-07-24 ES ES472008A patent/ES472008A1/en not_active Expired
- 1978-07-26 FR FR7822092A patent/FR2399713B1/en not_active Expired
- 1978-07-28 IT IT26247/78A patent/IT1097799B/en active
- 1978-07-29 DE DE2833396A patent/DE2833396C2/en not_active Expired
- 1978-07-31 BE BE189614A patent/BE869405A/en not_active IP Right Cessation
- 1978-07-31 SE SE7808281A patent/SE433408B/en not_active IP Right Cessation
- 1978-08-01 JP JP53093210A patent/JPS6029915B2/en not_active Expired
-
1979
- 1979-04-02 ES ES479208A patent/ES479208A1/en not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| IT7826247A0 (en) | 1978-07-28 |
| ES472008A1 (en) | 1980-01-01 |
| SE7808281L (en) | 1979-02-02 |
| ES479208A1 (en) | 1980-04-01 |
| FR2399713B1 (en) | 1985-11-22 |
| DE2833396A1 (en) | 1979-02-15 |
| IT1097799B (en) | 1985-08-31 |
| JPS5445495A (en) | 1979-04-10 |
| FR2399713A1 (en) | 1979-03-02 |
| BE869405A (en) | 1978-11-16 |
| GB1584496A (en) | 1981-02-11 |
| DE2833396C2 (en) | 1984-03-08 |
| JPS6029915B2 (en) | 1985-07-13 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4473410A (en) | Nuclear fuel element having a composite coating | |
| US4029545A (en) | Nuclear fuel elements having a composite cladding | |
| Hollenberg et al. | Tritium/hydrogen barrier development | |
| US4284660A (en) | Electroless deposition process for zirconium and zirconium alloys | |
| EP0514089B1 (en) | Method for reducing corrosion of components exposed to high-temperature water | |
| JP3894952B2 (en) | Metal alloy coating for reducing stress corrosion cracking of metal parts in high temperature water | |
| JP3002129B2 (en) | Radiation-induced palladium doping of metals to prevent stress corrosion cracking | |
| JPH01267493A (en) | Fuel element having acid resisting cover | |
| US4406012A (en) | Nuclear fuel elements having a composite cladding | |
| JPH10197684A (en) | Method for adjusting oxide film conductivity for holding low corrosion potential in high temperature water | |
| SE433408B (en) | NUCLEAR FUEL ELEMENT AND PROCEDURE FOR ITS MANUFACTURING | |
| JPH0213280B2 (en) | ||
| JPS6239787A (en) | Composite nuclear fuel coated tube | |
| US4093756A (en) | Process for electroless deposition of metals on zirconium materials | |
| US4445942A (en) | Method for forming nuclear fuel containers of a composite construction and the product thereof | |
| JPH08327786A (en) | Method for reduction of crack growth speed of underwater metal component | |
| US5171520A (en) | Wear resistant coating for fuel cladding | |
| US4137131A (en) | Process for electrolytic deposition of metals on zirconium materials | |
| SE462307B (en) | Nuclear fuel elements with composite casing containers and composite casing containers with zirconium alloy cladding | |
| JP2008070138A (en) | Nuclear fuel assembly, part for use in the assembly, and method of producing the part | |
| SE459101B (en) | COMPOSITION COVER HOUSING FOR NUCLEAR REACTORS WITH INSIDE COATED ZONCONIUM ALLOY | |
| CA1114077A (en) | Nuclear fuel element having a composite coating | |
| Grubb et al. | Nuclear fuel element and container | |
| CA1128376A (en) | Electroless deposition process for zirconium and zirconium alloys | |
| Walters et al. | Effects of Cold Spray Chromium Coatings on the Properties of Zirconium Alloys |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 7808281-5 Effective date: 19880621 Format of ref document f/p: F |