SE444367B - Behallare for kernbrensle for anvendning i kernklyvningsreaktorer och forfarande for framstellning av en dylik behallare - Google Patents
Behallare for kernbrensle for anvendning i kernklyvningsreaktorer och forfarande for framstellning av en dylik behallareInfo
- Publication number
- SE444367B SE444367B SE8005404A SE8005404A SE444367B SE 444367 B SE444367 B SE 444367B SE 8005404 A SE8005404 A SE 8005404A SE 8005404 A SE8005404 A SE 8005404A SE 444367 B SE444367 B SE 444367B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- zirconium
- copper
- metal
- water vapor
- nuclear
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 23
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 13
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title description 5
- 239000010949 copper Substances 0.000 claims description 48
- RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N Copper Chemical compound [Cu] RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 47
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 claims description 47
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 45
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 41
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims description 36
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 30
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 20
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 20
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 14
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 12
- 238000000151 deposition Methods 0.000 claims description 4
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 3
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 claims 3
- 238000000576 coating method Methods 0.000 claims 3
- 230000001590 oxidative effect Effects 0.000 claims 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 24
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 17
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 14
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 14
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 12
- 238000007747 plating Methods 0.000 description 9
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 8
- 239000000463 material Substances 0.000 description 8
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 6
- 238000005538 encapsulation Methods 0.000 description 5
- 238000005984 hydrogenation reaction Methods 0.000 description 5
- MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N Zirconium dioxide Chemical compound O=[Zr]=O MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 4
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 4
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 4
- 230000009931 harmful effect Effects 0.000 description 4
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 4
- 239000000758 substrate Substances 0.000 description 4
- 230000009471 action Effects 0.000 description 3
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 3
- 239000002775 capsule Substances 0.000 description 3
- 239000012611 container material Substances 0.000 description 3
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 3
- 239000000203 mixture Substances 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
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 3
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 3
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 2
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 2
- 230000002950 deficient Effects 0.000 description 2
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 150000004678 hydrides Chemical class 0.000 description 2
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 2
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 1
- ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 7553-56-2 Chemical compound [I] ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000838 Al alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- UGFAIRIUMAVXCW-UHFFFAOYSA-N Carbon monoxide Chemical compound [O+]#[C-] UGFAIRIUMAVXCW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000861 Mg alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 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
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 description 1
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 1
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 description 1
- 229910002091 carbon monoxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 1
- 230000001066 destructive effect Effects 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 description 1
- 239000002828 fuel tank Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 230000036571 hydration Effects 0.000 description 1
- 238000006703 hydration reaction Methods 0.000 description 1
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 1
- 238000010952 in-situ formation Methods 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 229910052740 iodine Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011630 iodine Substances 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 239000010955 niobium Substances 0.000 description 1
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 description 1
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 1
- 230000035515 penetration Effects 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 239000002344 surface layer Substances 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Electroplating Methods And Accessories (AREA)
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
- Details Of Rigid Or Semi-Rigid Containers (AREA)
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.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
Med uttrycket zirkonium avses såväl zirkoniumlegeringar som ren zirkoniummetall.
På ritningsfiguren visas en tvärsektion genom en utförings- form av en behållare för kärnbränsle enligt uppfinningen.
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.
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.
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.
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.
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.
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.
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 à 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.
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.
Claims (11)
1. l. 80Ü5404~2¶ PATENTKRAY 'Behållare för kärnbränsle för användning i kärnklyv- ningsreaktorer innefattande: a) b) C)
2. en kapsling av zirkonium eller zirkoniumlegering, en beklädnad av avsatt koppar anbringad på innerytan av metallkapslingen och 'ett skikt av oxid av zirkonium eller zirkoniumlege- ring på innerytan av metallkapslingen samt mellan dennas inneryta och den avsatta beklädnaden av koppar som är påförd på denna inneryta, k ä n n ev- t e c k n a d därav, att beklädnaden (16) av koppar ._utgöres av vattenånggenomtränglig porös koppar. Behållare för kärnbränsle enligt patentkrav l, k ä n n e t e c k n a d därav, att den porösa beklädnaden av avsatt koppar ovanpå innerytan av metallkapslingen har en tjocklek av upp till ca 5 pm.
3. Behållare enligt patentkrav l eller 2, k ä n n e j t e c k n a d därav, att den porösa beklädnaden av koppar har en tjocklek av ca 0,5-2 pm.
4. Behållare enligt något av patentkraven l~3, k ä n - n e t e c k n a d därav, att skiktet av oxid av zirkonium eller zirkoniumlegering på innerytan av metallkapslingen har en tjocklek av ca 0,5-l pm.
5. Förfarande för framställning av en behållare enligt något av föregående patentkrav för kärnbränsle för användning i kärnklyvningsreaktorer, k ä n n e t e c k n a t därav, att man genomför följande förfaringssteg: a) b) utgår från en kapsling av zirkonium eller zirkonium- legering, V I avsätter en vattenånggenomtränglig porös beklädnad av koppar på innerytan av metallkapslingen och därefter oxiderar innerytan av metallkapslingen så s0os4o4~2 10 att man åstadkommer ett skikt av oxid av zirkonium eller zirkoniumlegering mellan innerytan av metall~ kapslingen och den porösa beklädnaden som är pâförd på innerytan av metallkapslingen. . 7 lv
6. Förfarande enligt patentkrav 5, k ä n n e t ejc k - n a t därav, att innerytan av metallkapslingen oxideras med vattenånga, företrädesvis med avluftad vattenånga..
7. Förfarande enligt patentkrav 5 eller 6, k ä n n e f t e c_k n a t därav, att innerytan av metallkapslingen oxide- ras med vattenånga vid en temperatur av 300-400°C. _ l
8. Förfarande enligt något av patentkraven 5~7,.k ä n ~ n e t e c k n a t därav, att den porösa beklädnaden av koppar avsättes på innerytan av metallkapslingen med en tjocklek av upp till ca 5 pm.
9. Förfarande enligt något av patentkraven_5-8, k ä n - _ E n e t e c k n a t därav, att den porösa beklädnaden av koppar avsättes på innerytan av metallkapslingen med en tjocklek av ca 0,5-2 pm.
10. Förfarande enligt något av patentkraven 5-9, k'ä n - n-e t e c k n a t därav, att vattenångan för oxidering av innerytan av metallkapslingen tillföres genom den vattenång- genomträngliga porösa beklädnaden av avsatt kopparmetall på innerytan av metallkapslingen.-
11. ll. Förfarande enligt något av patentkraven 5-10, k ä n n e t e c k n a t därav, att innerytan av metallkaps- lingen oxideras till bildning av ett oxidskikt med en tjocklek av ca 0,5-l pm.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US9737979A | 1979-11-26 | 1979-11-26 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SE8005404L SE8005404L (sv) | 1981-05-27 |
| SE444367B true SE444367B (sv) | 1986-04-07 |
Family
ID=22263058
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SE8005404A SE444367B (sv) | 1979-11-26 | 1980-07-25 | Behallare for kernbrensle for anvendning i kernklyvningsreaktorer och forfarande for framstellning av en dylik behallare |
Country Status (9)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5676087A (sv) |
| BE (1) | BE884341A (sv) |
| CH (1) | CH648430A5 (sv) |
| DE (1) | DE3028057C2 (sv) |
| ES (1) | ES8200501A1 (sv) |
| FR (1) | FR2470430B1 (sv) |
| GB (1) | GB2064201A (sv) |
| IT (1) | IT1131763B (sv) |
| SE (1) | SE444367B (sv) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6173831A (ja) * | 1984-09-14 | 1986-04-16 | Natl Aerospace Lab | ロケット燃焼室構造材料 |
| US4751041A (en) * | 1986-01-15 | 1988-06-14 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable neutron absorber element |
| TW258815B (en) * | 1994-07-13 | 1995-10-01 | Gen Electric | Nuclear fuel cladding having a gold coating |
| US20020181642A1 (en) | 2001-06-04 | 2002-12-05 | Swaminathan Vaidyanathan | Zirconium-alloy clad fuel rods containing metal oxide for mitigation of secondary hydriding |
| FR2989923B1 (fr) * | 2012-04-26 | 2014-05-16 | Commissariat Energie Atomique | Materiau multicouche resistant a l'oxydation en milieu nucleaire. |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1511076A (fr) * | 1966-12-14 | 1968-01-26 | Commissariat Energie Atomique | élément combustible pour réacteur nucléaire et son procédé de fabrication |
| GB1584496A (en) * | 1977-08-01 | 1981-02-11 | Gen Electric | Nuclear fuel element and container |
| SE422474B (sv) * | 1978-03-15 | 1982-03-08 | Asea Atom Ab | Sett att i ett ror av en zirkoniumbaserad legering med invendigt, elektrolytiskt anbragt skikt av koppar astadkomma en barrier mot indiffusion av koppar i den zirkoniumbaserade legeringen |
-
1980
- 1980-07-09 ES ES493246A patent/ES8200501A1/es not_active Expired
- 1980-07-16 BE BE0/201428A patent/BE884341A/fr not_active IP Right Cessation
- 1980-07-23 CH CH5625/80A patent/CH648430A5/de not_active IP Right Cessation
- 1980-07-23 FR FR8016199A patent/FR2470430B1/fr not_active Expired
- 1980-07-24 DE DE3028057A patent/DE3028057C2/de not_active Expired
- 1980-07-25 SE SE8005404A patent/SE444367B/sv not_active IP Right Cessation
- 1980-07-25 IT IT23707/80A patent/IT1131763B/it active
- 1980-07-25 JP JP10139080A patent/JPS5676087A/ja active Pending
- 1980-10-31 GB GB8035163A patent/GB2064201A/en not_active Withdrawn
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE3028057C2 (de) | 1982-11-25 |
| FR2470430A1 (fr) | 1981-05-29 |
| SE8005404L (sv) | 1981-05-27 |
| IT8023707A0 (it) | 1980-07-25 |
| JPS5676087A (en) | 1981-06-23 |
| FR2470430B1 (fr) | 1987-01-30 |
| IT1131763B (it) | 1986-06-25 |
| BE884341A (fr) | 1980-11-17 |
| GB2064201A (en) | 1981-06-10 |
| ES493246A0 (es) | 1981-11-01 |
| DE3028057A1 (de) | 1981-05-27 |
| CH648430A5 (de) | 1985-03-15 |
| ES8200501A1 (es) | 1981-11-01 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4029545A (en) | Nuclear fuel elements having a composite cladding | |
| US4022662A (en) | Nuclear fuel element having a metal liner and a diffusion barrier | |
| US3925151A (en) | Nuclear fuel element | |
| JP3894952B2 (ja) | 高温水中の金属部品の応力腐食割れ低減用の金属合金被膜 | |
| Van Nieuwenhove et al. | In-Pile testing of CrN, TiAlN, and AlCrN coatings on zircaloy cladding in the Halden reactor | |
| US4445942A (en) | Method for forming nuclear fuel containers of a composite construction and the product thereof | |
| Nagase et al. | Performance degradation of candidate accident-tolerant cladding under corrosive environment | |
| US4659540A (en) | Composite construction for nuclear fuel containers | |
| Ciszak et al. | On the origins and the evolution of the fuel-cladding bonding phenomenon in PWR fuel rods | |
| CA2145895A1 (en) | Insulated protective coating for mitigation of stress corrosion cracking of metal components in high-temperature water | |
| CA1209726A (en) | Zirconium alloy barrier having improved corrosion resistance | |
| Rods | Internal hydriding in irradiated defected Zircaloy fuel rods | |
| SE444367B (sv) | Behallare for kernbrensle for anvendning i kernklyvningsreaktorer och forfarande for framstellning av en dylik behallare | |
| Kumar et al. | Corrosion and fretting-corrosion behavior of Zr-Nb alloy under aqueous LiOH solution | |
| US3993453A (en) | Getter for nuclear fuel elements | |
| JP2008070138A (ja) | 核燃料集合体、それに用いる部品およびその製造方法 | |
| Manolescu et al. | Effect of Lithium Hydroxide on Corrosion Rate of Zirconium—2.5 Wt% Niobium in 340 C Water | |
| Sartipi et al. | Experimental study of stainless steel 304L interaction with zircaloy at high temperatures | |
| JPS6026992B2 (ja) | 核燃料要素 | |
| JP5243680B2 (ja) | ジルコニウム合金を含む構成部材、該構成部材の製造方法、および該構成部材を含む核プラント | |
| Jagadeeswara Rao et al. | Molten salt corrosion and its mitigation for pyrochemical reprocessing applications | |
| Cheng et al. | Hydrogen resistant nuclear fuel container | |
| Gnesin et al. | On the Possibilities of Increasing the Diffusion Resistance of Protective Silicide Coatings on the Surface of E110 Alloy | |
| Carter | Recent Developments in the Technology of Sodium-Graphite Reactor Materials | |
| SE524428C2 (sv) | Kärnbränslestav samt förfarande för tillverkning av en kärnbränslestav |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 8005404-2 Effective date: 19880620 Format of ref document f/p: F |