SE447134B - Sett att tillverka kapslingsror av en zirkoniumlegering med forbettrad korrosionsbestendighet - Google Patents

Sett att tillverka kapslingsror av en zirkoniumlegering med forbettrad korrosionsbestendighet

Info

Publication number
SE447134B
SE447134B SE8501216A SE8501216A SE447134B SE 447134 B SE447134 B SE 447134B SE 8501216 A SE8501216 A SE 8501216A SE 8501216 A SE8501216 A SE 8501216A SE 447134 B SE447134 B SE 447134B
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
temperature
annealing
range
zirconium
corrosion resistance
Prior art date
Application number
SE8501216A
Other languages
English (en)
Other versions
SE8501216L (sv
SE8501216D0 (sv
Inventor
T Andersson
A Wilson
Original Assignee
Santrade Ltd
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 Santrade Ltd filed Critical Santrade Ltd
Priority to SE8501216A priority Critical patent/SE447134B/sv
Publication of SE8501216D0 publication Critical patent/SE8501216D0/sv
Priority to DE8686850081T priority patent/DE3663372D1/de
Priority to EP86850081A priority patent/EP0196286B1/en
Priority to KR1019860001739A priority patent/KR930009987B1/ko
Priority to JP61051584A priority patent/JP2583488B2/ja
Publication of SE8501216L publication Critical patent/SE8501216L/sv
Publication of SE447134B publication Critical patent/SE447134B/sv
Priority to US07/226,517 priority patent/US4908071A/en

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
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • G21C3/07Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22FCHANGING THE PHYSICAL STRUCTURE OF NON-FERROUS METALS AND NON-FERROUS ALLOYS
    • C22F1/00Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working
    • C22F1/16Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working of other metals or alloys based thereon
    • C22F1/18High-melting or refractory metals or alloys based thereon
    • C22F1/186High-melting or refractory metals or alloys based thereon of zirconium or alloys based thereon
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Powder Metallurgy (AREA)
  • Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
  • Extrusion Of Metal (AREA)

Description

447 134 korrosiva vattnet under en längre tidsperiod än vad som för närvarande är normalt, vilket innebär en ökad risk för korrosionsskador. Bränsleelementkonstruktörerna önskar där- för förbättrade korrosionsegenskaper hos de använda Zircaloylegeringarna med bibehållande av tillräcklig meka- nisk hållfasthet och duktilitet.
Vid utvecklingen av lämpliga kapslíngsmaterial för termiska reaktorer studerades inverkan av olika legeringselement på korrosionsbeständigheten hos zirkonium i vatten och ånga.
Dessa arbeten som genomfördes för flera årtionden sedan, resulterade i 2 st korrosionsbeständiga legeringar nämligen Zircaloy-2 och Zircaloy-4. Dessa legeringar föreskrivs idag i samtliga gällande specifikationer för kapslingsrör. In- legeringen av elementen Fe, Cr och Ni (endast Zircaloy-2) resulterar i utskiljning av intermetalliska faser inne- hållande förutom dessa element även zirconium. Legerings- elementet Sn löser sig i grundmassan av Zr och bidrar till en hällfasthetshöjning genom en s k lösningshärdande effekt.
Vid korrosion av Zircaloy i reaktormiljö kan två huvudtyper av korrosionsmekanismer särskiljas, nämligen allmän korro- sion, som är förhärskande i tryckvattenreaktorer, och s k accelererad nodulär korrosion, som är förhärskande i kokar- vattenreaktorer. Det är sedan länge känt att korrosions- beständigheten hos kapslingsrör av Zircaloy mot s k accele- rerad nodulär korrosion i vatten och ånga av högt tryck och hög temperatur märkbart förbättras genom en ß-fasomvand- ling, s k S-släckning av materialet under ett tidigt skede av tillverkningen. Denna B-släckning utförs enligt gällande specifikationer efter smidning av götet till stänger. Samma gynnsamma effekt fås även vid ß-släckning av rörämnet före den (de) sista kallvalsningen(-arna), se US patent 3,865,635 resp 4,450,0l6 och 4,450,020. ~.|n 447 134 Den exakta orsaken till den förbättrade beständigheten mot accelererad nodulär korrosion i vatten och ånga av högt tryck och hög temperatur har ännu inte helt klarlagts. Det tycks dock som om förbättringen av korrosionsbeständigheten är relaterad till de intermetalliska fasernas storlek och fördelning i materialet. Dessa faser, s k sekundärfaser förekommer i form av partiklar. I konventionellt tillverka- de rör, d v s rör tillverkade med en fi~släckning på stång- stadiet, ligger dessa partiklars storlek i intervallet 0.1-0.6/um och med en medelpartikelstorlek av ca 0.3/um.
I rör tillverkade dessutom med en ß-släckning av rörämnet före den (de) sista kallvalsningen(-arna), á andra sidan, fås en väsentligt minskning av sekundärfaspartikelstor- leken. Den förfinade partikelstorleken bidrar till den önskade förbättringen av beständigheten mot nodulär korro- sion.
Medan sambanden mellan zircaloyrörens struktur och be- ständighet mot nodulär korrosion är relativt väl kända och dokumenterade, är relationerna mellan tillverkningsförfaran- de, struktur och beständighet mot allmän korrosion i tryck- vattenreaktormiljö ej tillnärmelsevis lika väl kända. Det har dock visat sig att den standardmässiga tillverkningen inte resulterar i ett kapslingsrör med optimala korrosions- egenskaper i tryckvattenreaktormiljö, vilket medför en ökad risk för korrosionsskador vid förlängning av bränslets driftstid. Det legeringselement i Zircaloy som främst tycks påverka korrosionshastigheten i PWR vattenmiljö är Fe. Som tidigare påpekats binds Fe till s k sekundärfaspartiklar. ï konventionellt tillverkade rör föreligger emellertid inte allt det tillsatta järnet i dessa partiklar, utan en stor andel finns även löst i zirkoniumgrundmassan. Härvid verkar det som om Fe löst i grundmassan är menligt för korrosions- beständigheter. 447 134 I enlighet med föreliggande uppfinning har det nu befunnits möjligt att nå en väsentlig sänkning av halten löst Fe i zirkoniumgrundmassan och därmed en ökning av korrosionsbe- ständigheten hos kapslingsrör av Zircaloy genom vissa modi- fieringar av etablerat tillverkningsförfarande. Dessa modi- fieringar innebär glödgning efter extrusion och/eller glödg- ning(ar) mellan kallvalsningarna inom ett väl avgränsat hög- temperaturomràde i u-fasomràdet under betydligt längre ti- der än standardmässigt för att nå jämvikt mellan sekundär- faspartiklar och zirkoniumgrundmassa samt en glödgning före den (de) sista valsningen(arna) inom ett väl avgränsat låg- temperaturomràde i a-fasomrádet för att maximera volymsande- len sekundärfas. Därmed uppnås en minimal halt av Fe i fast lösning. Närmare preciserat bidrar modifieringen enligt upp- finningen till en sänkning av halten löst Fe i zirkonium- grundmassan enligt följande: Glödgning efter extrusion och mellan kallvalsningar. Vid konventionell tillverkning sker glödgning av extruderade rör och glödqning mellan kallvalsningar i u-fasomràdet vid 625-790°C i syfte att rekristallisera strukturen för pà- följande kallvalsning. Vid dessa glödgningar sker tillväxt av befintliga sekundärfaspartiklar samt utskiljning av nya partiklar, varvid halten löst Fe i zirkoniumgrundmassan suc- cessivt avtar. Denna utskiljningsprocess sker inom det an- vända glödgningsintervallet relativt långsamt. Den totala glödgningstiden som standardmässigt används är helt otill- räcklig för att processen skall hinna gå till jämvikt och en minimal halt av Fe löst i grundmassan skall hinna upp- näs. Genom att utföra glödgningarna först vid en kombina- tion av hög temperatur, närmare bestämt mellan 650 och 790oC, och lång tid i u-fasomràdet som ger jämvikt mellan grundmassan och sekundärfaspartiklarna och därefter vid en lägre temperatur, närmare bestämt mellan 540 och 650°C i a-fasomràdet som ger ett ytterligare tillskott av utskild sekundärfas, kan andelen sekundärfas maximeras och halten löst Fe i fast lösning i zirkoniumqrundmassan minimeras. 447 134 Kombinationen temperatur/tid vid den första högtemperatur- glödgningen definieras av en glödgningsparameter P, som de- finieras enligt följande: Peve-D-t' där D diffusionskoefficienten för diffusion av Fe i Zr ri' I! glödgningstid i min D är beroende av glödgningstemperaturen enligt D = D - e_Q/RT O där Q = aktiveringsenergin för diffusion av Fe För att uppnå jämvikt måste P överstiga ett kritiskt värde PC. Detta kritiska värde, som anges i -4 ä . i av P = 2.31- 10 - D innebar en c o minsta glödgningstid inom det angivna temperaturomràdet eso-vsaø°c enligt följande tabell.
Glödgningstemp Glödgningstid °c h 790 _ 1.2 775 1.6 750 2.8 730 4.5 725 5.1 700 9.5 675 18.2 530 36.2 k) Lfl 447 134 Tiden vid den senare lågtemperaturglödgningen i d-fasområ- det skall överstiga 2 timmar i det angivna temperaturomrà- det 54o-65o°c.
Av följande exempel framgår att en förbättrad korrosionsbe- ständighet har uppnåtts vid tillverkning enligt uppfinning- en jämfört med konventionell teknik.
Exempel Korrosíonsbeständigheten har kartlagts genom autoklavprov- ning i ånga vid ett tryck av 10.3 MPa och en temperatur av 400°C. Provning har genomförts på prover uttagna dels från konventionellt tillverkade rör dels från rör tillverka- de enligt uppfinningen. Efter en provningstid av 1344 h upp- mättes viktsökningen med följande resultat: Typ av rör Viktsökning mg/dmz Enligt uppfinningen Mindre än 48 Konventionellt tillverkade 52-59 Som synes uppvisar kapslingsrören enligt uppfinningen en lägre Viktsökning än standardrör, vilket betyder att rören enligt uppfinningen kan förväntas vara beständigare mot kor- rosion under reaktormiljö.
Skillnaden i viktsökning kan tyckas liten. Provningstiden är dock endast l344 h, medan normala driftstider i kommer- siella tryckvattenreaktorer är av storleksordningen 4 år eller längre tid. Extrapolation av ovanstående data med kun- skap om oxidtillväxtens kinetik som funktion av tiden anty- der dock att rören enligt uppfinningen får en väsentligt bättre korrosionsbeständiqhet jämfört med konventionellt tillverkade rör.

Claims (2)

10 15 20 30 35 447 134 Patentkrav
1. Sätt att tillverka kapslingsrör av en zirkoniumlegering innehållande 1-5 viktsprocent legeringselement såsom Sn, Fe, Cr och Ni samt resten i huvudsak Zr, i syfte att för- bättra korrosionsbeständigheten mot allmän korrosion i media typiska för vattenkylda termiska kärnreaktorer vid högt tryck och hög temperatur, k ä n n e t e c k n a t där- av, att man först glödgar materialet efter extrusion och/el- ler mellan kallvalsningarna iü -fasomràdet vid en tempera- tur i intervallet 650-790°C, och företrädesvis i interval- let 675-750°C, vid en kombination av temperatur och tid som ger väsentligen fullständig jämvikt mellan zirkonium- grundmassa och de utskilda sekundärfaspartiklarna samt där- efter före den (de) sista kallvalsningen(arna) under minst två timmar vid en temperatur i intervallet 540-650°C för att erhålla maximal andel sekundärfas och därmed minimal halt Fe i fast lösning i zirkoniumgrundmassan varvid kombi- nationen temperatur/tid vid den (de) första glödgningen (arna) definieras av en glödgningsparameter P, som för jäm- vikt skall överstiga ett kritiskt värde Pc där detta vär- de innebär följande minsta glödgningstider inom temperatur- intervallet 650-790oC1 Glödgningstemperatur Glödgningstid °c h 790 1.2 775 1.6 750 2.8 730 4.5 725 5.1 700 9.5 675 18.2 E50 36.2 447 134
2. Förfarande enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a t därav, att zirkoniumlegeringens sammansättning i viktspro~ cent är 1-2 Sn, 0.05-0.25 Fe, 0.03-0.20 Cr, högst 0.1 Ni och resten i huvudsak Zr.
SE8501216A 1985-03-12 1985-03-12 Sett att tillverka kapslingsror av en zirkoniumlegering med forbettrad korrosionsbestendighet SE447134B (sv)

Priority Applications (6)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8501216A SE447134B (sv) 1985-03-12 1985-03-12 Sett att tillverka kapslingsror av en zirkoniumlegering med forbettrad korrosionsbestendighet
DE8686850081T DE3663372D1 (en) 1985-03-12 1986-03-06 Method of manufacturing tubes of zirconium alloys with improved corrosion resistance for thermal nuclear reactors
EP86850081A EP0196286B1 (en) 1985-03-12 1986-03-06 Method of manufacturing tubes of zirconium alloys with improved corrosion resistance for thermal nuclear reactors
KR1019860001739A KR930009987B1 (ko) 1985-03-12 1986-03-11 개선된 내부식성 지르코니움 합금관 소둔방법
JP61051584A JP2583488B2 (ja) 1985-03-12 1986-03-11 耐食性の優れた原子炉用ジルコニウム合金被覆管の製造方法
US07/226,517 US4908071A (en) 1985-03-12 1988-07-29 Method of manufacturing tubes of zirconium alloys with improved corrosion resistance for thermal nuclear reactors

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8501216A SE447134B (sv) 1985-03-12 1985-03-12 Sett att tillverka kapslingsror av en zirkoniumlegering med forbettrad korrosionsbestendighet

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE8501216D0 SE8501216D0 (sv) 1985-03-12
SE8501216L SE8501216L (sv) 1986-09-13
SE447134B true SE447134B (sv) 1986-10-27

Family

ID=20359463

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE8501216A SE447134B (sv) 1985-03-12 1985-03-12 Sett att tillverka kapslingsror av en zirkoniumlegering med forbettrad korrosionsbestendighet

Country Status (1)

Country Link
SE (1) SE447134B (sv)

Also Published As

Publication number Publication date
SE8501216L (sv) 1986-09-13
SE8501216D0 (sv) 1985-03-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4908071A (en) Method of manufacturing tubes of zirconium alloys with improved corrosion resistance for thermal nuclear reactors
CN103898366B (zh) 一种用于核动力反应堆燃料组件的锆基合金
CN103898362B (zh) 一种水冷核反应堆用锆基合金
JPH065311B2 (ja) 原子炉燃料要素用燃料棒
CN104745876B (zh) 一种用于轻水反应堆的锆基合金及其制备方法
CN102433465A (zh) 一种含铋锆合金
JP2001262260A (ja) 原子炉用の改良されたジルコニウム−ニオブ−錫合金
CN103898363A (zh) 一种核动力用锆合金
CN103898368B (zh) 一种核燃料组件用锆基合金
CN103898361B (zh) 一种核动力堆芯用锆合金
CN103898367A (zh) 一种用于核动力反应堆堆芯的锆基合金
CN103898360B (zh) 一种核反应堆芯用锆合金
SE447134B (sv) Sett att tillverka kapslingsror av en zirkoniumlegering med forbettrad korrosionsbestendighet
CN103898369A (zh) 一种核动力反应堆用锆合金
TW201303034A (zh) 因最終之熱處理而具有較佳之抗腐蝕與抗潛變之鋯合金
SE447135B (sv) Sett att tillverka kapslingsror av en zirkoniumlegering med forbettrad bestendighet mot allmen korrosion
CN102660699B (zh) 一种核电站燃料包壳用Zr-Sn-Nb-Fe-Si合金
CN102925750B (zh) 核电站燃料包壳用含锗的锆铌合金
CN102230110B (zh) 核反应堆燃料包壳用锆合金
CN102251149A (zh) 一种核反应堆包壳材料用锆-锡-铌系锆合金
CN103898365A (zh) 一种用于水冷核反应堆的锆基合金
CN103451474B (zh) 核电站燃料包壳用含铋锆合金
CN103938024B (zh) 一种锆合金及其制备方法
JP2001262259A (ja) 高耐食性ジルコニウム合金、原子炉炉心用構造材およびその製造方法
CN103898364A (zh) 一种核反应堆用锆合金

Legal Events

Date Code Title Description
NAL Patent in force

Ref document number: 8501216-9

Format of ref document f/p: F

NUG Patent has lapsed