SE441714B - Brenslestav for kernreaktor - Google Patents

Brenslestav for kernreaktor

Info

Publication number
SE441714B
SE441714B SE8401386A SE8401386A SE441714B SE 441714 B SE441714 B SE 441714B SE 8401386 A SE8401386 A SE 8401386A SE 8401386 A SE8401386 A SE 8401386A SE 441714 B SE441714 B SE 441714B
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
weight
zirconium
fuel rod
alloy
ppm
Prior art date
Application number
SE8401386A
Other languages
English (en)
Other versions
SE8401386L (sv
SE8401386D0 (sv
Inventor
Vannesjo K Lundblad
G Vesterlund
Iii S G Mcdonald
G P Sabol
J P Foster
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 SE8401386A priority Critical patent/SE441714B/sv
Publication of SE8401386D0 publication Critical patent/SE8401386D0/sv
Priority to SE8406646A priority patent/SE444093B/sv
Publication of SE8401386L publication Critical patent/SE8401386L/sv
Publication of SE441714B publication Critical patent/SE441714B/sv

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/16Details of the construction within the casing
    • G21C3/20Details of the construction within the casing with coating on fuel or on inside of casing; with non-active interlayer between casing and active material with multiple casings or multiple active layers
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)

Description

1D 8401386-1? av högst 1000.ppm (parts per million) respektive högst 5000 ppm. Det svenska patentet SOOHQÉÖ-2 beskriver skvddsskikt av zirkonium legerat med 0,1-3 vikt- procent molybden och/eller 0,03-1 viktprocent kol och/eller 0,03-1 viktpro- cent fosfor ochieller 0,03-1 viktprocent_kisel. Zirkoniumet kan därvid dess- utom innehålla andra i kommersiell zirkoniumsvamp av reaktorkvalitet ingående föroreningar. Det är vidare genom den svenska patentansökningen 8300016-6 känt att som invändigt skvddsskikt för ett kapselrör använda àirkonium legerat med 0,02-0,3 viktprocent järn, zirkonium legerat med 0,05~O,3 viktprocent krom, zirkonium legerat med 0,15~O,3 viktprocent järn plus krom och zirkonium legerat med 0,02-0,2 viktprocent koppar. Utöver resistens mot spänningskorrosion uppges skyddsskiktet uppvisa en större korrosionsbestän- 'dighet än olegeratzirkonium, i synnerhet mot oxidation genom inverkan av hett vatten eller vattenånga.
Enligt den föreliggande uppfinningen har det visat sig att vissa kända lege- ringar, nämligen zirkonium legerat med mindre mängder koppar och volfram samt zirkonium legerat med en mindre mängd tantal lämpar sig utmärkt som material i skyddsskikt på insidan av kapselrör av Zircaloy 2 och Zircaloy U.
Materialen ger inte bara en förhöjd resistens mot spänningskorrosion på grund av utmärkt resistens mot försprödning genom inverkan av fissionspro- dukter från bränslet utan uppvisar också en förbättrad resistens mot korro- siv inverkan av vatten och vattenånga av hög temperatur. Detta medför en långsammare bildning av korrosionsväte så att höga halter därav inte kan byggas upp och förorsaka en förstöring av kapselrörets mekaniska egenskaper på grund av lokal hydrering. Att de nämnda ämnena är utmärkta invändiga skyddsskikt i kapselrör av Zircaloy 2 och Zircaloy H är så mycket mer över- raskande som ämnena inte visat sig kunna ersätta Zircaloy 2 och Zircaloy R som material i kapslingsrör på grund av otillräckliga hållfasthetsegenska- per och otillräcklig resistens mot allmänkorrosion. p . _ Närmare bestämt består skyddsskiktet enligt den föreliggande uppfinningen av zirkonium innehållande 0,45-0,55 viktprocent koppar och O,U5-0,55 vikt- procent volfram eller av zirkonium innehållande 0,45-0,55 viktprocent tan- tal. Övriga i zirkoniumet ingående ämnen utgöres av i zirkoniumsvamp av reaktorkvalitet normalt förekommande föroreningar. Normala halter av förore- ningarna i zirkonium av sådan kvalitet är för syre 200-1200 ppm, för alumi- nium 75 ppm eller mindre, för bor 0,U 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 \fl - 84501386-1 100 ppm eller mindre, för väte 25 ppm eller mindre, för järn 1500 ppm eller mindre, för magnesium 20 ppm eller mindre, för mangan 50 ppm eller mindre, för molybden 50 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 Fpm eller mindre. I de fall koppar och volfram utgör legeringstillsatser enligt den föreliggande upp- finningen är deras halter givetvis sådana som specificerats för respektive legering.
Tjockleken hos skyddsskiktet uppgår lämpligen till 0,0H-0,32 mm och före- trädesvis till 0,05-0,1 mm. Skiktets tjocklek utgör lämpligen 5-H0 % och företrädesvis 5-15 % av kapselrörets väggtjocklek.
Materialet i kapselröret har beskrivits inledningsvis. Till detta kan läggas att för Zircaloy 2 är sammansättningen 1,2-1,7 viktprocent tenn, 0,07~0,20 viktprocent järn, 0,05-0,15 viktprocent krom, 0,03-0,08 viktprocent nickel och 0,09-0,16 viktprocent syre och för Zircaloy 4 1,2-1,7 viktprocent tenn, 0,18-0,20 viktprocent Järn, 0,07-0,13 viktprocent krom och 0,09-0,16 vikt- procent syre. Resten av legeringen i kapselröret utgöres av zirkonium och i zirkonium av reaktorkvalitet normalt förekommande föroreningar, vilka redan beskrivits närmare. Kärnbränslet i bränslestaven utgöres företrädesvis av urandioxid.
Uppfinningen skall förklaras närmare genom beskrivning av utföringsexempel under hänvisning till bifogade ritning, som visar ett tvärsnitt av en bränslestav enligt den föreliggande uppfinningen för en lättvattenreaktor.
Ett rör av en legering av zirkonium innehållande 0,5 viktprocent koppar och och 0,5 víktprocent volfram med en väggtjocklek av 1,25 mm och en ytter- diameter av NU mm anordnas i ett rör av Zircaloy 2 med en väggtjocklek av mm och en innerdiameter av H5 mm. De båda rören svetsas ihop vid rörens båda ändytor. Det så erhållna sammansatta röret strängpressas utan att underkastas någon uppvärmning. Den strängpressade produkten kallvalsas där- efter i flera steg med mellanliggande rekristallisationsglödgningar vid om- kring 65O °C och en slutglödgning efter sista valsningen vid omkring 525 °C, varvid 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

Claims (2)

8401386-1 i , l . 10,65 mm och av ett skikt 2 av en legering av zirkonium innehållande 0,5 gviktprooent koppar och 0,5 viktprooentßfølfram med en tjocklek av 0,07 mm. I figuren är även kärnbränslet inritat, vilket består av cirkulärcylind- riska kutsar 3 av urandioxid staplade på varandra i kapselrörets axelrikt- ning. I stället för en legering av zirkonium innehållande 0,5 viktprocent koppar -och 0,5 vikgprocefig volfram kan i det beskrivna exemplet användas en lege- ring innehållande 0,5 viktprocent taflfial- Bränslestaven enligt uppfinningen är i första hand avsedd att användas i en reaktor med vatten som kylmedel. PATENTKRAV
1. Bränslestav för kärnreaktor omfattande ett kapselrör (1) av en zirko- nium-tennflegering innehållande 1,2-1,7 viktprocent tenn, 0,07-0,24 vikt- procent järn, Ö,DS-0,15 viktprocent krom, 0-0,08 viktprocent nickel och 0,09~0,16 viktprocent syre och ett i kapselröret inneslutet kärnbränsle (3), varvid på kapselrörets invändiga yta är anordnat ett skyddsskikt (2), som skyddar kapselröret mot försprödning och som väsentligen består av zir- konium,':k ä n.n e t elc k n a d därav, att skyddsskiktet består av zirko- nium innehållande 0,45-0,55 viktprocent koppar och 0,N5-0,55 viktprocent volfram eller av zirkonium innehållande 0,U5-0,55 viktprocent tantal, var- vid övriga i zirkoniumet ingående i skyddsskiktet ingående ämnen utgöres av i zírkoniumsvamp av reaktorkvalitet normalt förekommande föroreningar,
2. Bränslestav enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a d därav, att det väsentligen av zirkoniumet bestående skiktet har en tjocklek av 0,0U-0,32 mm.
SE8401386A 1984-03-13 1984-03-13 Brenslestav for kernreaktor SE441714B (sv)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8401386A SE441714B (sv) 1984-03-13 1984-03-13 Brenslestav for kernreaktor
SE8406646A SE444093B (sv) 1984-03-13 1984-12-28 Brenslestav for kernreaktor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8401386A SE441714B (sv) 1984-03-13 1984-03-13 Brenslestav for kernreaktor

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE8401386D0 SE8401386D0 (sv) 1984-03-13
SE8401386L SE8401386L (sv) 1985-09-14
SE441714B true SE441714B (sv) 1985-10-28

Family

ID=20355120

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE8401386A SE441714B (sv) 1984-03-13 1984-03-13 Brenslestav for kernreaktor

Country Status (1)

Country Link
SE (1) SE441714B (sv)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8320515B2 (en) 2006-08-24 2012-11-27 Westinghouse Electric Sweden Ab Water reactor fuel cladding tube

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8320515B2 (en) 2006-08-24 2012-11-27 Westinghouse Electric Sweden Ab Water reactor fuel cladding tube

Also Published As

Publication number Publication date
SE8401386L (sv) 1985-09-14
SE8401386D0 (sv) 1984-03-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SE436078B (sv) Brenslestav for kernreaktor brenslestav for kernreaktor
US3620691A (en) Zirconium structure
US4735768A (en) Fuel rod for a nuclear reactor fuel assembly
JP6813579B2 (ja) ろう付けシート及びその製造方法
US5373541A (en) Nuclear fuel rod and method of manufacturing the cladding of such a rod
US4675153A (en) Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation
US4664881A (en) Zirconium base fuel cladding resistant to PCI crack propagation
CA2056031C (en) Corrosion-resistant clad material made of aluminum alloys
US5024809A (en) Corrosion resistant composite claddings for nuclear fuel rods
US6863745B1 (en) Zirconium based alloy and method for making a component for a nuclear fuel assembly with same
SE506174C2 (sv) Metod att framställa kärnbränsleelement
JP2001066390A5 (sv)
US3510294A (en) Corrosion resistant nickel-base alloy
US8320515B2 (en) Water reactor fuel cladding tube
SE441714B (sv) Brenslestav for kernreaktor
EP0195155A1 (en) Water reactor fuel cladding tubes
RU2187155C2 (ru) Сплав и труба для тепловыделяющей сборки ядерного реактора, а также способ изготовления такой трубы
US4933136A (en) Water reactor fuel cladding
CA2247037C (en) Aluminum alloy products with high resistance to pitting corrosion
SE422380B (sv) Brenslestav for kernreaktor
SE444093B (sv) Brenslestav for kernreaktor
SE441791B (sv) Brenslestav for kernreaktor
SE469997B (sv) Bränslestav för kärnreaktor
EP1511874B1 (en) Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear boiling water reactor
US4751045A (en) PCI resistant light water reactor fuel cladding

Legal Events

Date Code Title Description
NAL Patent in force

Ref document number: 8401386-1

Format of ref document f/p: F

NUG Patent has lapsed

Ref document number: 8401386-1

Format of ref document f/p: F