SE444367B

SE444367B - NUCLEAR FUEL CONTAINER FOR USE IN NUCLEAR RIFTING REACTORS AND PROCEDURES FOR MANUFACTURING A LARGE CONTAINER

Info

Publication number: SE444367B
Application number: SE8005404A
Authority: SE
Inventors: B-C Cheng; R B Adamson
Original assignee: Gen Electric
Priority date: 1979-11-26
Filing date: 1980-07-25
Publication date: 1986-04-07
Also published as: DE3028057C2; FR2470430A1; FR2470430B1; CH648430A5; SE8005404L; IT1131763B; IT8023707A0; BE884341A; GB2064201A; ES8200501A1; JPS5676087A; DE3028057A1; ES493246A0

Description

8005404-2 2 formiga, frisläppes från bränslet till kylmedlet eller till _ moderatorn eller till båda dessa, om både kylmedel och mode- rator närvarar. Vanliga behållarmaterial är rostfritt stål, aluminium och aluminiumlegeringar, zirkonium och zirkonium- legeringar, niob, vissa magnesiumlegeringar och andra mate- rial. Vid förstöring av behållaren, dvs. en förlust av läck- täthet, kan kontaminering av kylmedlet eller moderatorn och därmed förenade system med radioaktiva långlivade produkter uppkomma i sådan grad att anläggningens drift störes. 8005404-2 2, is released from the fuel to the coolant or to the moderator or to both of these, if both coolant and moderator are present. Common container materials are stainless steel, aluminum and aluminum alloys, zirconium and zirconium alloys, niobium, certain magnesium alloys and other materials. In case of destruction of the container, ie. a loss of leakage tightness, contamination of the refrigerant or moderator and associated systems with radioactive long-lived products may occur to such an extent that the operation of the plant is disturbed.

Problem har uppkommit vid tillverkning och drift av kärn- bränsleelement, som utnyttjar vissa'metaller och legeringar såsom behållarmaterial på grund av mekaniska eller kemiska reaktioner hos dessa behållarmaterial under vissa betingelser.Problems have arisen in the manufacture and operation of nuclear fuel elements which utilize certain metals and alloys as container materials due to mechanical or chemical reactions of these container materials under certain conditions.

Zirkonium och zirkoniumlegeringar år under normala betingel- ser mycket goda kärnbränslebehållarmaterial, eftersom de har' låg neutronabsorptionstvärsektion och vid temperaturer under_ ca 398°C är starka, duktila, ytterst stabila och icke-reak- k tiva i närvaro av demineraliserat vatten eller vattenånga, som vanligen användes såsom kylmedel och moderatormaterial' för reaktorer.Zirconium and zirconium alloys are under normal conditions very good nuclear fuel tank materials because they have a low neutron absorption cross section and at temperatures below about 398 ° C are strong, ductile, extremely stable and non-reactive in the presence of demineralized water or water vapor, which commonly used as coolants and moderator materials for reactors.

Användning av bränsleelement har emellertid visat att problem föreligger med sprödsprickning (brittle splitting) av behål- laren på grund av kombinerade inbördes inverkningar mellan kärnbränslet, behållaren och klyvningsprodukter som bildas under kärnklyvningsreaktioner. Det har visat sig att dessa icke önskade effekter gynnas av lokaliserade mekaniska spän- ningar på grund av olika värmeutvidgning hos bränsle och behållare (spänningar i behållaren lokaliseras till sprickor vi kärnbränslet). Korrosiva klyvningsprodukter frigöres från kärnbränslet och närvarar på det ställe där bränslesprickorna skär behållarytan. Klyvningsprodukter bildas i kärnbränslet under klyvningskärnreaktionen under drift av kärnreaktorn.However, the use of fuel elements has shown that there are problems with brittle splitting of the tank due to combined interactions between the nuclear fuel, the tank and fission products formed during nuclear fission reactions. It has been shown that these undesirable effects benefit from localized mechanical stresses due to different thermal expansion of fuel and tanks (stresses in the tank are localized to cracks in the nuclear fuel). Corrosive fission products are released from the nuclear fuel and are present at the point where the fuel cracks intersect the container surface. Fission products are formed in the nuclear fuel during the fission nuclear reaction during operation of the nuclear reactor.

De lokaliserade spänningarna förstärkas av hög friktion mellan bränslet och behållaren. 9 I det slutna utrymmet i ett slutet bränsleelement kan vätgas 8005404-2 3. genereras genom långsam reaktion mellan behållaren och kvar- varande vatten inuti behållaren kan ansamlas till en halt som under vissa betingelser kan medföra lokaliserad hydrering av behållaren med därav_följande lokal försämring av de meka- niska egenskaperna hos behållaren. Behållaren påverkas även ofördelaktigt av sådana gaser som syre, kväve, kolmonoxid och koldiokid inom ett vidsträckt temperaturområde.The localized stresses are amplified by high friction between the fuel and the container. In the closed space of a closed fuel element, hydrogen gas 8005404-2 3. generated by slow reaction between the tank and the remaining water inside the tank can accumulate to a content which under certain conditions can cause localized hydrogenation of the tank with consequent local deterioration of the the mechanical properties of the container. The container is also adversely affected by such gases as oxygen, nitrogen, carbon monoxide and carbon dioxide within a wide temperature range.

Zirkoniumbehållaren hos kärnbränsleelement utsättas för en eller fler av de gaser som anges i det föregående och klyv- ningsprodukter under bestrålning i en kärnreaktor och detta äger rum trots att dessa gaser och klyvningsproduktelement eventuellt icke närvarar i reaktorns kylmedel eller moderator- material och vidare kan ha nteslutits så långt är möjligt I från den omgivande atmosfären under tillverkningen av behål- laren och bränsleelementet. Sintrade eldfasta och keramiska kompositioner, såsom urandioxid och andra kompositioner som användes såsom kärnbränsle, avger mätbara mängder av de i det föregående angivna gaserna och klyvningsprodukterna vid upphettning, exempelvis under bränsleelementtillverkning och avger vidare klyvningsprodukter under bestrålning. Partikel- formiga eldfasta och keramiska kompositioner, exempelvis urandioxidpulver och andra pulver som användes såsom kärn- bränsle, har visat sig frige ännu större mängder av de i det föregående angivna gaserna under bestrålning.å Dessa fri- givna gaser kan reagera med zirkoniumbehållaren innehållande kärnbränslet.The zirconium tank of nuclear fuel elements is exposed to one or more of the gases mentioned above and fission products during irradiation in a nuclear reactor and this takes place even though these gases and fission product elements may not be present in the reactor coolant or moderator material and may have been as far as possible I from the surrounding atmosphere during the manufacture of the tank and the fuel element. Sintered refractory and ceramic compositions, such as uranium dioxide and other compositions used as nuclear fuel, emit measurable amounts of the aforementioned gases and fission products upon heating, for example during fuel element manufacturing, and further emit fission products during irradiation. Particulate refractory and ceramic compositions, such as uranium dioxide powders and other powders used as nuclear fuel, have been found to release even greater amounts of the aforementioned gases under irradiation. These released gases can react with the zirconium container containing the nuclear fuel.

Med hänsyn till det föregående har det visat sig önskvärt att minimera angreppet på behållaren av vatten, vattenånga och andra gaser, i synnerhet väte, som är reaktiva med behållaren. från bränsleelementets insida under hela bränsleelementets livslängd vid användning vid drift av kärnkraftsanläggningar.In view of the foregoing, it has been found desirable to minimize the attack on the container of water, water vapor and other gases, in particular hydrogen, which are reactive with the container. from the inside of the fuel element during the entire life of the fuel element during use in the operation of nuclear power plants.

Ett sätt att lösa detta har varit att finna material som reagerar kemiskt hastigt med vatten, vattenånga och andra gaser för eliminering av dessa från det inre av behållaren och sådana material benämnes även "gettermaterial“. 8005404-2 4 Ett flertal andra sätt att lösa detta problem har även an- givits förhållandevis utförligt i de amerikanska patent- skrifterna 4.022.662, 4.029.549 och 4.045.288. Det som anges i dessa patentskrifter är avsett att utgöra en del av före- liggande beskrivning.One way to solve this has been to find materials that react chemically rapidly with water, water vapor and other gases to eliminate them from the interior of the container and such materials are also called "getter materials". 8005404-2 4 Several other ways to solve this problems have also been reported in some detail in U.S. Pat. Nos. 4,022,662, 4,029,549 and 4,045,288, which are set forth in the present specification.

Emellertid har ett senare förslag att lösa problemet med förstöring av bränslebehållare eller element beroende på iskadlig inverkan mellan behållarkapslar bestående av zírko- nium eller zirkoniumlegeringar och kärnbränsle och/eller klyvningsprodukter av dessa varit att anordna en kopparmetall- plätering eller ett spärrskikt på iñnerytan av bränsleele- ¶mentkapslingen., Ett skikt av kopparplätering eller koppar- mantling antas i allmänhet primärt verka såsom ett kemiskt spärrskikt som motverkar skadliga klyvningsprodukter, exem- pelvis kadmium, cesium, jod och liknande, kommer i kontakt med och angriper zirkoniumet eller zirkoniumlegeringen i bränsleelementkapslingen eller -behållaren. Även om en kopparplätering eller kopparmantling på innerytan av zirkonium eller zirkoniumlegering i en bränslekapsling eller behållare har visat lovande resultat i många avseenden beträffande de i det föregående nämnda destruktiva effekter- na, förefaller det som om denna konstruktion är otillräcklig eller icke tillräckligt effektiv vad beträffar beständighet mot väte och hydreringsbetingelser som kan förväntas upp- komma vid förekomst av fel hos bränslebehållaren eller bränsleelementet. Sålunda kommer vattenånga som intränger i en defekt eller skadad bränslebehållare eller bränsleelement att reagera med urandioxidbränslet och ge en fuktig vätgas- atmosfär i kapslingen av zirkonium eller zirkoniumlegering.However, a later proposal to solve the problem of destroying fuel containers or elements due to the harmful effect between container capsules consisting of zirconium or zirconium alloys and nuclear fuel and / or fission products thereof has been to provide a copper metal cladding or barrier surface layer on the fuel surface. A layer of copper plating or copper cladding is generally assumed to act primarily as a chemical barrier layer which counteracts harmful fission products, for example cadmium, cesium, iodine and the like, comes into contact with and attacks the zirconium or zirconium alloy in the fuel alloy. the container. Although a copper plating or copper cladding on the inner surface of zirconium or zirconium alloy in a fuel enclosure or container has shown promising results in many respects with respect to the aforementioned destructive effects, it appears that this construction is insufficient or insufficient in terms of durability. against hydrogen and hydrogenation conditions that can be expected to occur in the event of a fault in the fuel tank or fuel element. Thus, water vapor entering a defective or damaged fuel container or fuel element will react with the uranium dioxide fuel and provide a humidified hydrogen atmosphere in the zirconium or zirconium alloy housing.

Undersökningar har visat att zirkonium eller zirkoniumlege- ringar lätt bildar hydrid och sålunda försprödes i sådan vätehaltig miljö, när tillförselhastigheten av vattenånga V eller syre sjunker under det värde som erfordras för att ge och upprätthålla en skyddande oxidfilm på den exponerade ytan av zirkonium eller zirkoniumlegering. Detta värde har bestämts till så lågt som ca 0,1 mm Hg partialtryck vatten- 8005404-2 ånga. Kopparplätering eller kopparmantling av ytan av zirko- nium eller zirkoniumlegering hos kapslingen eller behållaren synes begränsa eller motverka tillförseln av vattenånga eller syre till underliggande zirkonium eller zirkoniumlegering, varigenom zirkoniumet eller zirkoniumlegeringen blir i hög grad sårbart för hydrering och därav följande försprödning, eftersom väte med företräde kan diffundera genom eller tvärs över en metallplätering eller metallmantling av sådant slag som koppar. Sålunda visar diffusionâkoefficienterna fïä Cu - vs DO - 2,95xlO väte och syre i koppar (Dâu= l,5xlO_ cmz/s vid 400°C) att upptrådandet av en väsåntligt påskyndad hydreringshastighet hos koppartäckt zirkonium eller zirko- iniumlegering'vad beträffar oxidationshastigheten är mycket sannolikt.Studies have shown that zirconium or zirconium alloys easily form hydride and thus emerge in such an hydrogen-containing environment when the rate of supply of water vapor V or oxygen falls below the value required to provide and maintain a protective oxide film on the exposed surface of zirconium or zirconium alloy. This value has been determined to be as low as about 0.1 mm Hg partial pressure water vapor. Copper plating or copper cladding of the surface of zirconium or zirconium alloy of the enclosure or container appears to limit or counteract the supply of water vapor or oxygen to the underlying zirconium or zirconium alloy, thereby making the zirconium or zirconium alloy highly vulnerable to subsequent hydration and predation. can diffuse through or across a metal plating or metal sheath of the type such as copper. Thus, the diffusion coefficients of Cu - vs DO - 2.95x10 5 hydrogen and oxygen in copper (Dâu = 1.5x10 2 cm 2 / s at 400 ° C) indicate that the occurrence of a substantially accelerated hydrogenation rate of copper-coated zirconium or the zirconium alloy oxidation rate very probable.

Försprödning av bränslekapslingar beroende på hydrering avlllá zirkonium eller zirkoniumlegering påskyndar i hög grad för-g sämringen och en slutlig total förstöring av defekta eller skadade bränsleelement. V Föreliggande uppfinning avser en kompositkärnbränslebehäl- lare för användning i kärnklyvningsreaktorer samt ett för- farande för framställning av denna, innefattande en kapsling eller bränslehölje av zirkonium eller zirkoniumlegering med en plätering av avsatt eller utfälld koppar pålagd på inner- ytan av zirkonium eller zirkoniumlegering hos kapslingen eller höljet, samt ett skikt av oxid av zirkonium eller zirkonium- legering påfört på innerytan av kapslingen eller höljet mel- lan detta och den påförda kopparpläteringen. Enligt uppfin- ningen är kopparpläteringen vattenånggenomtränglig porös koppar.Pre-embrittlement of fuel capsules due to hydrogenation of zirconium or zirconium alloy greatly accelerates the deterioration and a final total destruction of defective or damaged fuel elements. The present invention relates to a composite nuclear fuel tank for use in nuclear fission reactors and to a process for the manufacture thereof, comprising a zirconium or zirconium alloy casing or fuel casing having a plated or deposited copper plating applied to the inner surface of the zirconium alloy of zirconium alloy. or casing, and a layer of oxide of zirconium or zirconium alloy applied to the inner surface of the enclosure or casing therebetween and the applied copper plating. According to the invention, the copper plating is water vapor permeable to porous copper.

Med uttrycket zirkonium avses såväl zirkoniumlegeringar som ren zirkoniummetall.The term zirconium refers to both zirconium alloys and pure zirconium metal.

På ritningsfiguren visas en tvärsektion genom en utförings- form av en behållare för kärnbränsle enligt uppfinningen.The drawing figure shows a cross section through an embodiment of a container for nuclear fuel according to the invention.

Uppfinningen är primärt baserad på och innefattar en kompo- soos4o4-2 Ä 6 sitkonstruktion eller kombination av materialkomponenter innefattande ett poröst kopparskikt eller plätering, som är permeabel för vattenånga liksom för väte och är anbringad på ytan av zirkonium eller zirkoniumlegering som bildar ett Asubstrat och primärstrukturdelen för en kärnbränslekapsling eller -behållare. Genom att vattenånga har förmåga att lätt genomtränga och passera genom den porösa kopparkapslingen eller kopparskiktet finnes möjlighet för bildning in situ av en oxid av zirkonium på den underliggande ytan av zirkonium- konstruktionen efter påföringen av det överliggande porösa kopparkapslingsskiktet. Denna sekvens att först påföra koppar på ytan av substratet av metalliskt zirkonium ger större anpassbarhet och effektivitet vid genomförande av detta steg och möjliggör användning av de lämpligaste på-_ föringsmedlen för detta, exempelvis elektrolytisk avsättning av koppar på zirkonium eller zirkoniumlegering.The invention is primarily based on and comprises a composite structure or combination of material components comprising a porous copper layer or plating, which is permeable to water vapor as well as to hydrogen and is applied to the surface of zirconium or zirconium alloy forming an Asubstrate and primary structure part for a nuclear fuel enclosure or container. Because water vapor is able to easily penetrate and pass through the porous copper enclosure or copper layer, there is a possibility of in situ formation of an oxide of zirconium on the underlying surface of the zirconium structure after the application of the overlying porous copper encapsulation layer. This sequence of first applying copper to the surface of the metallic zirconium substrate provides greater adaptability and efficiency in carrying out this step and enables the use of the most suitable applicators for this, for example electrolytic deposition of copper on zirconium or zirconium alloy.

Förutom att uppfinningen möjliggör bildning av en oxidfas av zirkonium på ytan under den i förväg påförda kopparkapslingen för en första bildning av ett skyddande oxidspärrskikt mellan kopparen och zirkoniumet för att förhindra interdiffusion av zirkonium och koppar samt de skadliga effekterna av detta, möjliggör uppfinningen vidare därefter kontinuerligt till- träde av ånga som passerar genom det överliggande porösa kopparkapslingsskiktet till den underliggande ytan av zirko- nium eller zirkoniumoxid.In addition to enabling the formation of an oxide phase of zirconium on the surface below the pre-applied copper enclosure for a first formation of a protective oxide barrier layer between the copper and the zirconium to prevent interdiffusion of zirconium and copper and the harmful effects thereof, the invention further enables continuous access of steam passing through the overlying porous copper encapsulation layer to the underlying surface of zirconia or zirconia.

Vid uppträdande av en defekt eller skada i ett kärnbränsle- element enligt uppfinningen, varigenom bränslebehållaren i ett kopparkapslat zirkoniumhölje oavsiktligt utsättes för vatten- eller ångformigt kylmedel och därav orsakad miljö innehållande fuktig vätgas, kan även vattenånga penetrera kopparkapslingen till den underliggande ytan och den inträn- gande vattenångan kommer därefter kontinuerligt att ersätta I och upprätthålla den mellanliggande oxidfasen på zirkoniumet och ge ett skyddande oxidspärrskikt samt härigenom förhindra tillträde av väte till zirkoniumet och förhindra skadlig försprödning av zirkoniumet genom hydridbildning. ~--,- ~..-.__..._ 8005404-2 7, I _ Pâ ritningsfiguren visas ett kärnbränsleelement i tvärsektion innefattande en behållare som är konstruerad i enlighet med* uppfinningen. Behållaren 10 innefattar-en mantel eller hölje_ l2 av zirkonium eller zirkoniumlegering med ett skikt av oxid av zirkonium eller zirkoniumlegering 14 på innerytan samt en porös kapsling l6 av koppar som är genomtränglig för vatten- ånga.In the event of a defect or damage to a nuclear fuel element according to the invention, whereby the fuel container in a copper-encapsulated zirconium casing is inadvertently exposed to aqueous or vaporous coolant and the resulting environment containing moist hydrogen gas, water vapor can also penetrate the copper enclosure and the underlying The water vapor will then continuously replace and maintain the intermediate oxide phase on the zirconium and provide a protective oxide barrier layer, thereby preventing the entry of hydrogen into the zirconium and preventing harmful embrittlement of the zirconium by hydride formation. In the drawing figure, a nuclear fuel element is shown in cross section comprising a container which is constructed in accordance with the invention. The container 10 comprises a jacket or casing 12 of zirconium or zirconium alloy with a layer of oxide of zirconium or zirconium alloy 14 on the inner surface and a porous capsule 16 of copper which is permeable to water vapor.

En kropp av kärnbränsle 18, exempelvis pellets, av oxid av uran, plutonium och/eller torium är innesluten i behållaren , som isolerar bränslet från kärnreaktorns kylmedium.A body of nuclear fuel 18, for example pellets, of oxide of uranium, plutonium and / or thorium is enclosed in the container, which insulates the fuel from the cooling medium of the nuclear reactor.

Kärnbränslebehållare lO enligt en föredragen utföringsform av uppfinningen kan framställas genom avsättning av kopparkaps- lingen 16 med en tjocklek understigande lO,um och företrädes- vis med en tjocklek av ca 0,5 till ca Sdym, som gör att denna är i hög grad genomtränglig för vattenånga, direkt pâ inner- ytan av en kärnbränslekapsling eller hölje av zirkonium eller zirkoniumlegering. Den porösa kopparkapslingen 16 kan på- föras på zirkoniumsubstratet med godtycklig lämplig metod 'eller process, innefattande elektrolytiska eller elektrolösa avsättningsmetoder såsom beskrives i de amerikanska patent- skrifterna 4.017.368, 4.137.131 och 4.093.756.Nuclear fuel containers 10 according to a preferred embodiment of the invention can be produced by depositing the copper enclosure 16 with a thickness of less than 10 μm and preferably with a thickness of about 0.5 to about Sdym, which makes it highly permeable to water vapor, directly on the inner surface of a nuclear fuel enclosure or zirconium or zirconium alloy housing. The porous copper enclosure 16 can be applied to the zirconium substrate by any suitable method or process, including electrolytic or electroless deposition methods as described in U.S. Patent Nos. 4,017,368, 4,137,131 and 4,093,756.

Efter påföringen av den porösa kopparkapslingen 16 på ytan av zirkoniumhöljet 12 underkastas därefter den kopparkapslade zirkoniumenheten inverkan av luftfri vattenånga vid tempe-, raturer av ca 300 till ca 400°C, exempelvis autoklavbehand- ling i vattenånga vid 400°C och trycket 0,7 atö under 24 timmars tid. Den torra vattenångan intränger genom det över- liggande porösa kopparskiktet och reagerar med den underlig- gande ytan av zirkonium eller zirkoniumlegering och oxiderar denna och bildar härigenom en kropp eller ett skikt av en oxid av zirkonium mellan zirkoniumkapslingssubstratet och den överliggande kapslingen av koppar.After applying the porous copper enclosure 16 to the surface of the zirconium casing 12, the copper-encapsulated zirconium unit is then subjected to the action of anhydrous water vapor at temperatures of about 300 to about 400 ° C, for example autoclaving in water vapor at 400 ° C atö for 24 hours. The dry water vapor penetrates through the overlying porous copper layer and reacts with the underlying surface of zirconium or zirconium alloy and oxidizes it, thereby forming a body or layer of an oxide of zirconium between the zirconium encapsulation substrate and the overlying enclosure of copper.

Provstycken av bränslekapslingar framställda av zirkonium- legeringsrör (Zircaloy-2-legering, se den amerikanska patent- 80005404-2 8 skriften 4fl64.420) försågs med kopparkapslingar pläterade på innerytan med ett flertal olika tjockleksvärden, nämligen ca 0,5-lgpm, ca l-Zlﬂm och ca l0,um. De på detta sätt kaps- lade föremålen autoklavbehandlades med luftfri vattenånga vid 40000 under 24 timmars tid. Likadana provstycken av zirkoniumlegeringskapslingar med kopparkapsling med var och en av de angivna tjockleksvärdena underkastades väteupptag-; ningsprovning bestående av att man utsatte provstyckena för Ã potentiella hydreringsbetingelser genom inverkan av en atmos- I fär av fuktig vätgas under en tidrymd av 72 timmar eller 300 timmar; 0 , Provstycket med l-2,um kopparkapsling visade efter 72 timmars inverkan av fuktig vätgas en vätgasupptagning i zirkonium- legeringen av ca 150 ppm, under det att provstycket med ca l0,um kapsling av koppar visade en väteupptagning av ca 1000 ppm med samma exponeringstid. A Provstyckena med 300 timmars exponering för en atmosfär av väte underkastades neutrografisk värdering och provstyckena med antingen 0,5-lgum eller l-2 pnntjock kopparkapsling upp- visade samtliga vätehalter inom zirkoniumlegeringen, som var lägre än den mängd som kunde detekteras med neutrografiska metoden, nämligen ca 500-800 ppm. Referensprovstyckena med en kopparplätering med tjockleken 10 Hnnpå zirkoniumlege- ringen uppvisade vätehalter i legeringen av flera tusen ppm eller mer.Samples of fuel enclosures made of zirconium alloy tubes (Zircaloy-2 alloy, see U.S. Pat. No. 4fl64,420) were provided with copper enclosures plated on the inner surface with a variety of thickness values, namely about 0.5-lgpm, about l-Zl ﬂ m and approx. l0, um. The objects encapsulated in this way were autoclaved with anaerobic water vapor at 40,000 for 24 hours. Similar specimens of copper-capped zirconium alloy enclosures of each of the specified thickness values were subjected to hydrogen uptake; testing consisting of exposing the test pieces to potential hydrogenation conditions by the action of an atmosphere of moist hydrogen gas over a period of 72 hours or 300 hours; The sample with 1-2 μm copper enclosure showed after 72 hours of action of moist hydrogen gas a hydrogen uptake in the zirconium alloy of about 150 ppm, while the test piece with about 10 μm copper enclosure showed a hydrogen uptake of about 1000 ppm with the same exposure time. The specimens with 300 hours exposure to an atmosphere of hydrogen were subjected to neutrographic evaluation and the specimens with either 0.5-lgum or 1-2 pn thick copper encapsulation showed all hydrogen contents within the zirconium alloy which were lower than the amount detectable by the neutrographic method. namely about 500-800 ppm. The reference specimens with a copper plating with a thickness of 10 Hn on the zirconium alloy showed hydrogen contents in the alloy of several thousand ppm or more.

Dessa resultat visar den uttalade effekten och betydelsen av porositeten hos kopparkapslingen och penetreringen av vatten- ånga genom denna vid vätegenomträngning av zirkoniumlege- ringssubstratet enligt uppfinningen.These results show the pronounced effect and significance of the porosity of the copper encapsulation and the penetration of water vapor through it upon hydrogen permeation of the zirconium alloy substrate according to the invention.

Claims

1. 80Ü5404 ~ 2¶ PATENTKRAY 'Nuclear fuel tanks for use in nuclear fission reactors comprising: a) b) C)

2. a zirconium or zirconium alloy casing, a coated copper cladding applied to the inner surface of the metal casing and a layer of zirconium or zirconium alloy oxide on the inner surface of the metal cladding and between its inner surface and the deposited copper cladding thereon; inner surface, possibly characterized by the fact that the cladding (16) of copper consists of water vapor-permeable porous copper. Nuclear fuel containers according to claim 1, characterized in that the porous coating of deposited copper on top of the inner surface of the metal enclosure has a thickness of up to about 5 μm.

Container according to claim 1 or 2, characterized in that the porous coating of copper has a thickness of about 0.5-2 μm.

Container according to one of Claims 1 to 3, characterized in that the layer of oxide of zirconium or zirconium alloy on the inner surface of the metal housing has a thickness of about 0.5 to 1 .mu.m.

Process for producing a container according to any one of the preceding claims for nuclear fuel for use in nuclear fission reactors, characterized in that the following process steps are carried out: a) b) starting from a zirconium or zirconium alloy enclosure, VI depositing a water vapor permeable porous cladding of copper on the inner surface of the metal enclosure and then oxidizing the inner surface of the metal enclosure so as to provide a layer of oxide of zirconium or zirconium alloy between the inner surface of the metal enclosure and the porous cladding applied to the inner surface of the metal enclosure. . 7 lv

6. A method according to claim 5, characterized in that the inner surface of the metal housing is oxidized with water vapor, preferably with deaerated water vapor.

7. A method according to claim 5 or 6, characterized in that the inner surface of the metal housing is oxidized with water vapor at a temperature of 300-400 ° C. _ l

8. A method according to any one of claims 5 to 7, characterized in that the porous cladding of copper is deposited on the inner surface of the metal housing with a thickness of up to about 5 microns.

9. A method according to any one of claims 5-8, characterized in that the porous cladding of copper is deposited on the inner surface of the metal housing with a thickness of about 0.5-2 μm.

10. A method according to any one of claims 5-9, characterized in that the water vapor for oxidizing the inner surface of the metal casing is supplied through the water vapor-permeable porous coating of deposited copper metal on the inner surface of the metal casing.

11. ll. A method according to any one of claims 5-10, characterized in that the inner surface of the metal enclosure is oxidized to form an oxide layer with a thickness of about 0.5-1 microns.