SE434316B - Fuel rod for nuclear reactor - Google Patents

Fuel rod for nuclear reactor

Info

Publication number
SE434316B
SE434316B SE8301772A SE8301772A SE434316B SE 434316 B SE434316 B SE 434316B SE 8301772 A SE8301772 A SE 8301772A SE 8301772 A SE8301772 A SE 8301772A SE 434316 B SE434316 B SE 434316B
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
zirconium
weight
layer
tin
fuel rod
Prior art date
Application number
SE8301772A
Other languages
Swedish (sv)
Other versions
SE8301772D0 (en
Inventor
S Junkrans
Original Assignee
Asea Atom Ab
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Asea Atom Ab filed Critical Asea Atom Ab
Priority to SE8301772A priority Critical patent/SE434316B/en
Publication of SE8301772D0 publication Critical patent/SE8301772D0/en
Publication of SE434316B publication Critical patent/SE434316B/en

Links

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)
  • Nonmetallic Welding Materials (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

A fuel rod for a nuclear reactor comprises a cladding 1 of zirconium-based alloy, on the internal surface of which is arranged a layer 2 of zirconium or other material with greater resistance to stress corrosion than the zirconium-based alloy in the cladding and consisting of zirconium containing at most 3 percent by weight of other substances. On the surface of this layer facing towards the centre of the cladding there is a protective layer 3 of a zirconium-based alloy containing 1.2-1.7 percent by weight of tin, 0.07-0.24 percent by weight of iron, 0.05-0.15 percent by weight of chromium, 0-0.08 percent by weight of nickel, and 0.09-0.16 percent by weight of oxygen, the remainder being zirconium and normally occurring impurities found in zirconium of reactor quality. <IMAGE>

Description

81301772-3 I Det är känt att i det invändiga skíktet använda zirkonium med en föroren- ingsnalt av minst 1 000 ppm (parts per million) och högst 5 000 ppm. Av föroreningarna utgöres därvid 200-1 200 ppm av syre. Halter av andra för- oreningar ligger inom de normala gränserna för resp ämnen i kommersiell zirkoniumsvamp av reaktorkvalitet, vilket innebär för aluminium 75 ppm eller mindre, för bor 0,H ppm eller mindre, för kadmium 0,U ppm eller mindre, för kol 270 ppm eller mindre, för krom 200 ppm eller mindre, för kobolt 20 ppm eller mindre, för koppar 50 ppm eller mindre, för hafnium l00 ppm eller mindre, för väte 20 ppm eller mindre, för järn I 500 ppm eller mindre, för molybden SO ppm eller mindre, för nickel 70 ppm eller mindre, för niob 100 ppm eller mindre, för kväve 80 ppm eller mindre, för kisel 120 ppm eller mindre, för tenn 50 ppm eller mindre, för volfram 100 ppm eller mindre, för titan 50 ppm eller mindre samt för uran 3,5 ppm eller mindre. Det är också känt att i det invändiga skiktet använda zirkonium med en föroreningshalt av mindre än 1 000 ppm. 81301772-3 I It is known to use zirconium in the inner layer with a pollution level of at least 1,000 ppm (parts per million) and at most 5,000 ppm. Of the impurities, 200-1,200 ppm are oxygen. Concentrations of other impurities are within the normal limits for the respective substances in commercial grade zirconium fungi, which means for aluminum 75 ppm or less, for boron 0, H ppm or less, for cadmium 0, U ppm or less, for carbon 270 ppm or less, for chromium 200 ppm or less, for cobalt 20 ppm or less, for copper 50 ppm or less, for hafnium 100 ppm or less, for hydrogen 20 ppm or less, for iron I 500 ppm or less, for molybdenum SO ppm or less, for nickel 70 ppm or less, for niobium 100 ppm or less, for nitrogen 80 ppm or less, for silicon 120 ppm or less, for tin 50 ppm or less, for tungsten 100 ppm or less, for titanium 50 ppm or less and for uranium 3.5 ppm or less. It is also known to use zirconium with an impurity content of less than 1,000 ppm in the inner layer.

Det är vidare känt att i det invändiga skyddsskiktet använda zirkonium inne- hållande molybden i en halt av högst 3 viktprocent eller kol, fosfor eller kisel i en halt av högst 1 viktprocent. Sådan zirkonium liksom zirkonium innehållande högst 3 viktprocent titan eller högst 1 viktprocent tenn är ett förhållandevis mjukt material med god resistens mot förhårdnande vid neutron- bestrålníng. Det har en avsevärt bättre resistens mot spånningskorrosion än materialet i kapselröret. Tjockleken hos det mot spänningskorrosion resistenta skiktet är lämpligen 0,005~O,8 mm och företrädesvis 0,05-0,1 mm.It is further known to use zirconium containing molybdenum in a content of not more than 3% by weight or carbon, phosphorus or silicon in a content of not more than 1% by weight in the inner protective layer. Such zirconium as zirconium containing not more than 3% by weight of titanium or not more than 1% by weight of tin is a relatively soft material with good resistance to hardening by neutron irradiation. It has a significantly better resistance to stress corrosion than the material in the canister tube. The thickness of the stress corrosion resistant layer is suitably 0.005 ~ 0.8 mm and preferably 0.05-0.1 mm.

Enligt den föreliggande uppfinningen användes ett mot spänningskorrosion resistent skikt av annat material än zirkonium innehållande högst 5000 ppm av i kommersiell zirkoniumsvamp av reaktorkvalitet ingående föroreningar, vilket material har större resistens mot spänningskorrosion än den zirko- niumbaserade legeringen i kapselröret och består av zirkonium innehållande andra ämnen än zirkonium i en halt av högst 3 viktprocent. På den mot kapselrörets centrum vända ytan av det resistenta skiktet är anbringat ett skyddsskikt av en zirkoniumbaserad legering innehållande 1,2-1,7 viktpro- cent tenn, 0,07-0,2H viktprocent järn, 0,05-0,15 viktprocent krom, 0-0,08 viktprocent nickel ooh 0,09-0,16 viktprocent syre, rest zirkonium och i zirkonium av reaktorkvalitet normalt förekommande föroreningar.According to the present invention, a stress corrosion resistant layer of material other than zirconium containing up to 5000 ppm of contaminants contained in reactor grade commercial zirconium sponge is used, which material has greater resistance to stress corrosion than the zirconium based alloy in the canister tube and consists of zirconium containing other substances. than zirconium in a content not exceeding 3% by weight. On the surface of the resistant layer facing the center of the capsule tube, a protective layer of a zirconium-based alloy containing 1.2-1.7% by weight of tin, 0.07-0.2H% by weight of iron, 0.05-0.15% by weight is applied. chromium, 0-0.08% by weight of nickel and 0.09-0.16% by weight of oxygen, residual zirconium and impurities normally present in reactor grade zirconium.

Den zirkoniumbaserade legeringen i skyddsskíktet består företrädesvis av en av de under handelsnamnen Zircaloy 2 eller Zircaloy H kända legeringarna, vilkas innehåll av tenn, järn, krom, nickel och syre ligger inom de i före- gående stycke angivna gränserna. Zircaloy 2 innehåller 1r,2-1,7 viktprocent '\f1 3 azo1v72-3 tenn, 0,07-0,20 viktprocent järn, 0,05-0,15 viktprouent krom, 0,03-0,08 vlktprocent nickel och 0,09-0,16 viktprocent syre Zircaloy H innehåller 1,2-1,7 víktprocent tenn, 0,18-0,2H viktprocent järn, 0,57-0,13 viktprocent krom och 0,09-0,16 viktprocent syre. Tjockleken nos skyddsskiktet uppgår lämpligen till 0,005-0,8 mm och företrädesvis till 0,01-0,3 mm.The zirconium-based alloy in the protective layer preferably consists of one of the alloys known under the trade names Zircaloy 2 or Zircaloy H, the content of which of tin, iron, chromium, nickel and oxygen is within the limits specified in the preceding paragraph. Zircaloy 2 contains 1r, 2-1.7% by weight of azo1v72-3 tin, 0.07-0.20% by weight of iron, 0.05-0.15% by weight of chromium, 0.03-0.08% by weight of nickel and 0.09-0.16% by weight oxygen Zircaloy H contains 1.2-1.7% by weight of tin, 0.18-0.2H% by weight of iron, 0.57-0.13% by weight of chromium and 0.09-0.16% by weight oxygen. The thickness of the nose protective layer suitably amounts to 0.005-0.8 mm and preferably to 0.01-0.3 mm.

Materialet i kapselröret utgöres lämpligen av en zirkoniumbaserad legering med en sammansättning som faller under den för :k~ddsskiktet i näst före- gående stycke definierade sammansättningen. Särskilt föredrages ett kapsel- rör av Zircaloy 2 eller Zircaloy U.The material of the canister tube is suitably a zirconium-based alloy having a composition which falls below the composition defined for the cladding layer in the next preceding paragraph. Particularly preferred is a capsule tube of Zircaloy 2 or Zircaloy U.

Det mot spänningskorrosion resistenta skiktet kan bestå av zirkonium inne- hållande 0,1-3 viktprocent molybden och/eller 0,03-1 viktprocent kol och/ eller 0,03-1 viktprocent fosfor och/eller 0,03-1 viktprocent kisel eller 0,1-1 viktprocent tenn eller 0,1-3 viktprocent titan samt sådana föroren- ingar, som normalt ingår i kommersiell zirkoniumsvamp av reaktorkvalítet.The stress corrosion resistant layer may consist of zirconium containing 0.1-3% by weight of molybdenum and / or 0.03-1% by weight of carbon and / or 0.03-1% by weight of phosphorus and / or 0.03-1% by weight of silicon or 0.1-1% by weight of tin or 0.1-3% by weight of titanium and such impurities, which are normally included in commercial reactor-grade zirconium sponge.

Funktionen hos skyddsskiktet, som således är beläget innerst i röret, är att skydda det mot spänningskorrosion resistenta skíktet mot eventuell kontakt med vatten i den händelse en läcka skulle uppstå i ett kapselrör i en reak- tor med vatten som kylmedel. Läckan kan t ex utgöras av ett hål i en svets- fog. Vid kontakt mellan i kapselröret inträngt vatten och det resistenta skiktet reagerar vattnet och zirkoniumet i nämnda skikt häftigt under vätgas- bildning, med följd att skador uppstår i bränslestaven. Sprickor som kan upp- stå i skyddsskiktet på grund av spänningskorrosion medför att endast små ytor av det resistenta skiktet exponeras, vilket innebär att skyddsskiktets effek- tivitet i allt väsentligt bibehålles även om sprickor uppträder i det. Det -resistenta skiktet förhindrar att förekommande sprickor i skyddsskiktet fort- plantar sig genom hela kapselröret.The function of the protective layer, which is thus located in the innermost part of the pipe, is to protect the stress-corrosion-resistant layer against possible contact with water in the event that a leak should occur in a canister pipe in a reactor with water as coolant. The leak can, for example, consist of a hole in a weld joint. Upon contact between water penetrated into the canister tube and the resistant layer, the water and zirconium in said layer react violently during hydrogen formation, with the result that damage occurs in the fuel rod. Cracks that can occur in the protective layer due to stress corrosion mean that only small surfaces of the resistant layer are exposed, which means that the effectiveness of the protective layer is essentially maintained even if cracks appear in it. The resistant layer prevents cracks in the protective layer from propagating through the entire canister tube.

Uppfinningen skall förklaras närmare genom beskrivning av utföringsexempel under hänvisning till bifogade ritning, som visar ett tvärsnitt av en bränsle- stav enligt den föreliggande uppfinningen. 0,5 viktdelar tenn blandas med 99,5 viktdelar kommersiell zirkoniumsvamp av reaktorkvalitet med i beskrivningen tidigare angiven sammansättning. Ett rör med en väggtjocklek av 1,25 mm och en ytterdiameter av UM mm tillverkas av blandningen under det att den smältes. Röret anordnas i ett rör av Zircaloy 2The invention will be explained in more detail by describing exemplary embodiments with reference to the accompanying drawing, which shows a cross section of a fuel rod according to the present invention. 0.5 parts by weight of tin are mixed with 99.5 parts by weight of commercial grade zirconium sponge with a composition previously stated in the description. A tube with a wall thickness of 1.25 mm and an outer diameter of UM mm is made of the mixture while it is melting. The tube is arranged in a tube of Zircaloy 2

Claims (3)

10 15 8301772-3 med en väggtjooklek av 10 mm och en innerdiameter av H5 mm. Inuti det Fürst- nämnda röret anordnas ett rör av Ziroaloy 2 med en väggtjocklek av 1,25 mm ; och en ytterdiameter av ü2mm. De tre rören svetsas ihop vid rörens båda 2 ändytor. Det så erhållna sammansatta röret strängpressas utan att under- kastas någon uppvärmning. Den strängpressade produkten kallvalsas därefter i flera steg med mellanliggande rekristallisationsglödgningar vid omkring 650 G och en slutglödgning efter sista valsningen vid omkring 525 °C. var- vid en i figuren visad rörformad slutprodukt erhålles, bestående av ett skikt 1 av Zircaloy 2 med en tjocklek av 0,73 mm och en innerdiameter av 10,75 mm, ett skikt 2 av zirkonium med inlegerad tenn med en tjocklek av 0,07 mm och ett skikt 3 av Zircaloy 2 med en tjocklek av 0,07 mm. I figuren är även kärnbränslet inritat, vilket består av cirkulärcylindriska kutsar H av urandioxid staplade på varandra i kapselrörets axelriktning. Tennet kan i det beskrivna exemplet ersättas med en lika stor mängd titan, molybden, kol, fosfor eller kisel. Bränslestaven enligt uppfinningen är i första hand avsedd att användas i en reaktor med vatten som kylmedel. PATENTKRAV8301772-3 with a wall thickness of 10 mm and an inner diameter of H5 mm. Inside the Fürst-mentioned tube is arranged a tube of Ziroaloy 2 with a wall thickness of 1.25 mm; and an outer diameter of ü2mm. The three pipes are welded together at both 2 end surfaces of the pipes. The composite pipe thus obtained is extruded without being subjected to any heating. The extruded product is then cold rolled in several steps with intermediate recrystallization annealing at about 650 G and a final annealing after the last rolling at about 525 ° C. whereby a tubular end product shown in the figure is obtained, consisting of a layer 1 of Zircaloy 2 with a thickness of 0.73 mm and an inner diameter of 10.75 mm, a layer 2 of zirconium with alloy tin with a thickness of 0, 07 mm and a layer 3 of Zircaloy 2 with a thickness of 0.07 mm. The figure also shows the nuclear fuel, which consists of circular-cylindrical pellets H of uranium dioxide stacked on top of each other in the axial direction of the canister tube. In the example described, the tin can be replaced with an equal amount of titanium, molybdenum, carbon, phosphorus or silicon. The fuel rod according to the invention is primarily intended for use in a reactor with water as coolant. PATENT REQUIREMENTS 1. Bränslestav för kärnreaktor omfattande ett kapselrör (1) av zirkonium- baserad legering, på vars invändiga yta är anordnat ett mot spänningskorro- sion resistent skikt (2), k ä n n e t een k n a d därav, att det resistenta skiktet består av annat material än zirkonium innehållande högst 5000 ppm av i kommersiell zirkoniumsvamp av reaktorkvalitet ingående föroreningar, vilket ' material har större resistens mot spänningskorrosion än den zirkoniumbaserade ' legeringen i kapselröret och består av zirkonium innehållande flndfê ämnen än zirkonium i en halt av högst 3 viktprocent, och därav, att på den mot kapsel- rörets centrum vända ytan av det resistenta skiktet är anordnat ett skydds- skikt (3) av en zirkoniumbaserad legering innehållande 1,2-1,7 viktprocent tenn, 0,07-O,2U viktprocent järn, 0,05-0,15 viktprocent krom, O-0,8 viktpro- cent nickel och 0,09-0,16 viktprocent syre, rest zirkonium och i zirkonium av reaktorkvalífiet normalt förekommande föroreningar.A nuclear reactor fuel rod comprising a canister tube (1) of zirconium-based alloy, on the inner surface of which a stress-corrosion layer (2) is arranged, characterized in that the resistant layer consists of a material other than zirconium containing not more than 5000 ppm of pollutants contained in commercial grade zirconium sponges, which 'material has greater resistance to stress corrosion than the zirconium-based' alloy in the canister and consists of zirconium containing fl ndfê substances than zirconium in a content of not more than 3% by weight, on the surface of the resistant layer facing the center of the capsule tube, a protective layer (3) of a zirconium-based alloy containing 1.2-1.7% by weight of tin, 0.07-0.2% by weight of iron, 0.05 is provided. -0.15% by weight of chromium, O-0.8% by weight of nickel and 0.09-0.16% by weight of oxygen, residual zirconium and in reactor zirconium of reactor grade normally occurring impurities. 2. Bränslestav enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a d därav, att skyddsskiktet (3) av zirkoniumbaserad legering har en tjocklek av 0,005-0,8 mm. also - Hší 1772 zFuel rod according to claim 1, characterized in that the protective layer (3) of zirconium-based alloy has a thickness of 0.005-0.8 mm. also - Hší 1772 z 3. Bränslestav enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a d därav, att det mot spänningskorrosion resistenta sklktet består av zirkonium innehåll- ande 0,1-3 viktprocent molybden ochieller 0,03-1 víktprocent kol och/eller 0,03-1 viktprocent fosfor och/eller 0,03-1 vikhprocent kisel eller 0,1-1 viktprocent tenn eller 0,1-3 viktprocent titan samt sådana föroreningar, som normalt ingår i kommersiell zirkoniumsvamp av reaktorkvalitet.Fuel rod according to claim 1, characterized in that the stress corrosion resistant layer consists of zirconium containing 0.1-3% by weight of molybdenum and 0.03-1% by weight of carbon and / or 0.03-1% by weight of phosphorus and / or 0.03-1% by weight of silicon or 0.1-1% by weight of tin or 0.1-3% by weight of titanium and such impurities, which are normally included in commercial reactor grade zirconium sponges.
SE8301772A 1983-03-30 1983-03-30 Fuel rod for nuclear reactor SE434316B (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8301772A SE434316B (en) 1983-03-30 1983-03-30 Fuel rod for nuclear reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8301772A SE434316B (en) 1983-03-30 1983-03-30 Fuel rod for nuclear reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
SE8301772D0 SE8301772D0 (en) 1983-03-30
SE434316B true SE434316B (en) 1984-07-16

Family

ID=20350610

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE8301772A SE434316B (en) 1983-03-30 1983-03-30 Fuel rod for nuclear reactor

Country Status (1)

Country Link
SE (1) SE434316B (en)

Also Published As

Publication number Publication date
SE8301772D0 (en) 1983-03-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
FI80806C (en) Nuclear reactor fuel rod
JP3215112B2 (en) Reactor fuel rod with two-layer cladding
US5026516A (en) Corrosion resistant cladding for nuclear fuel rods
US4775508A (en) Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation
US4664881A (en) Zirconium base fuel cladding resistant to PCI crack propagation
EP1052650B1 (en) Cladding for use in nuclear reactors having improved resistance to cracking and corrosion
US5024809A (en) Corrosion resistant composite claddings for nuclear fuel rods
JP2957280B2 (en) Fuel rod cladding for boiling water reactors
EP0399222B1 (en) Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron
US5073336A (en) Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron
EP0195155B1 (en) Water reactor fuel cladding tubes
JPH033917B2 (en)
US4933136A (en) Water reactor fuel cladding
SE434316B (en) Fuel rod for nuclear reactor
KR940003704B1 (en) Water cooling type reactor fuel coated material
US7715518B2 (en) Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear boiling water reactor
SE441791B (en) Nuclear reactor fuel rod
SE469997B (en) Fuel rod for nuclear reactor
KR940002699B1 (en) Water reactor fuel cladding tubes
SE422380B (en) Nuclear reactor fuel rod
SE436079B (en) Fuel rod for nuclear reactor
CA1168769A (en) Fuel rod for a nuclear reactor
SE441714B (en) Fuel rod for nuclear reactor
KR100272296B1 (en) Nuclear reactor fuel rod with double layer cladding tube
SE444093B (en) A fuel rod for a nuclear reactor

Legal Events

Date Code Title Description
NAL Patent in force

Ref document number: 8301772-3

Format of ref document f/p: F

NUG Patent has lapsed

Ref document number: 8301772-3

Format of ref document f/p: F