SE451415B - Kernbrensleelement och forfarande for dess framstellning - Google Patents

Kernbrensleelement och forfarande for dess framstellning

Info

Publication number
SE451415B
SE451415B SE8204812A SE8204812A SE451415B SE 451415 B SE451415 B SE 451415B SE 8204812 A SE8204812 A SE 8204812A SE 8204812 A SE8204812 A SE 8204812A SE 451415 B SE451415 B SE 451415B
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
fuel
zirconium
container
nuclear fuel
barrier
Prior art date
Application number
SE8204812A
Other languages
English (en)
Other versions
SE8204812D0 (sv
SE8204812L (sv
Inventor
J S Armijo
Jr E L Esch
Original Assignee
Gen Electric
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 Gen Electric filed Critical Gen Electric
Publication of SE8204812D0 publication Critical patent/SE8204812D0/sv
Publication of SE8204812L publication Critical patent/SE8204812L/sv
Publication of SE451415B publication Critical patent/SE451415B/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)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Laminated Bodies (AREA)
  • Glass Compositions (AREA)
  • Catalysts (AREA)

Description

"““"'~\ a... .. 451 415 2 samtidigt som fysiska krafter utövas på denna genom värme- expansionen hos bränslekroppen. Förstöring av kärnbränsle- element av sådana skäl beskrives utförligt i de amerikanska patentskrifterna 4 057 466 och 4 045 288 liksom på andra ställen i publikationer tillhörande teknikens ståndpunkt.
Spänningskorrosionssprickning och andra destruktiva fenomen på zirkoniumlegeringsbränslebehållare, exempelvis sådana framställda av de välkända, kommersiellt tillgängliga Zircaloy-kompositionerna (se den amerikanska patentskriften 2 772 964) har visat sig kunna kontrolleras effektivt eller - övervinnas genom anbringande av en barriär av zirkoniummetall med åtminstone måttlig renhetsgrad över innerytan av behål- laren. Denna användning av zirkoniummetallbarriärer för _ bränslebehållare anges i den ovan nämnda patentskriften 4 200 492.
Typiska kärnbränsleelement för användning i energigenererande kärnreaktorer har klyvbart bränslematerial i endast en del av behållaren eller kapslingshöljet, varigenom det återstår ett _ tomt utrymme som är fritt från bränsle. Det på detta sätt utformade tomma området utgör ett plenumrum eller tomt rum i bränslebehållaren för ansamling och kvarhållande av gasfor- miga klyvningsprodukter, vattenånga och andra flyktiga ämnen.
I denna allmänna typ av kärnbränsleelement anordnas en pelare av klyvbart bränslematerial, exempelvis staplade pelletar eller bränslekutsar i behållaren, så att den sträcker sig uppåt från dess bas eller nedre ände. Mängden bränsle i pelaren är avpassad så att den sträcker sig därifrån till en förutbestämd höjd eller punkt i behållaren och den översta eller återstående delen av bränslebehållaren, som sträcker sig över bränslebeskickningen, är fri från bränsle såsom visas i de amerikanska patentskrifterna 3 898 125 och 3 969 186. Bränsleelementet och dess behållare är sålunda uppdelade i ett bränsleområde och ett plenumområde vid gräns- ytområdet mellan dessa. 451 415 3 Detta plenumområde i bränslebehållaren i omrâdet utanför bränslechargen i denna är försett med ett kraftutövande organ, exempelvis en skruvfjäder såsom visas i de förutnämnda patentskrifterna, för att hålla bränslebeskickningen i läge, exempelvis i ett fixerat läge anliggande en ände av behål- laren.
Typiskt är bränslebehâllarens plenumomrâde fyllt med helium eller en liknande inert gas såsom icke-reaktivt effektivt värmeöverföringsmedium.
Bränslebehållaren är inom området för plenumområdet utanför bränslebeskickningen väsentligen isotermisk och förblir vid en temperatur, som är i huvudsak likformig med dess omgivning innefattande kylmedlet på grund av den effektiva värmeöver- föringskapaciteten och rörligheten hos gasmediet i behållaren.
Bränslebehållaren hålles i den del som innehåller det klyv- bara bränslematerialet vid en temperaturgradient under effekt- generering i förhållande till omgivningen innehållande kyl- medlet. sig från bränslebeskickningen över pelarens inre utåt med Detta är speciellt en temperaturgradient som sträcker markant fallande temperaturer genom bränslebehållarens vägg till det omgivande kylmedlet.
Vid drift av ett vattenkylt och/eller -modererat kärnreaktor- system är frigöring av väte från sönderdelning av vatten i kylmedlet ett inneboende fenomen. Frigöringen av väte beror primärt på bestrålningsbetingelserna och den höga temperaturen i systemet och den starka affiniteten mellan syre och zirko- niumlegeringar som allmänt användes för tillverkning av bränslebehållare eller kapslingar.
Det har visats att i en reaktormiljö, eller vid en kombina- tion av sådana betingelser som nämnts ovan, varierar det fria vätets uppträdandeformer och dess inverkan på zirkoniumlege- ringsbränslebehållarna med olika temperaturbetingelser. Det förefaller sålunda som om väte söker lägre temperaturnivåer efter att ha genomträngt zirkoniumlegeringar, varför olika 451 415 4 temperaturgradienter eller nivåer hos bränslebehållaren or- sakar att väte vandrar i olika mönster i denna.
Efter inträngning i zirkoniumlegeringen i bränslebehållaren i den del som innehåller det klyvbara bränslematerialet och i vilken därför en uttalad temperaturgradient finnes, har väte visat sig koncentreras och kvarstanna vid eller nära den f: kallare yttre delen av kapslingsväggen och fördelas inåt från denna i avtagande mängder. Å andra sidan har väte efter att ha kommit i kontakt med och inträngt genom zirkoniumlegeringen i bränslebehållaren i den del av denna, som bildar plenumområdet och som är väsentligen isotermisk, visat sig uppvisa en benägenhet att vandra och fördelas likformigt genom zirkoniumkapslingsväggen hos bränslebehâllaren. Om emellertid en bränslebehållare av zirkoniumlegering är förbättrad med en barriär av zirkonium- metall bunden över kapslingens inneryta, såsom beskrives i de i det föregående nämnda patentskrifterna och amerikanska patentansökan, har det inåtvandrande vätet visat sig koncent- reras i den inre zirkoniummetallbarriären, som är anordnad för att skydda behållaren mot de invändigt bildade klyvnings- produkterna och bränslets expansion.
I sådana barriärförsedda bränslebehållare förefaller sålunda det väte, som vandrar in i och genom zirkoniumlegeringsbehål- larväggen, att i väsentlig grad ackumuleras och koncentreras inom området för behållarväggen intill dess gränsyta med zirkoniummetallbarriären på denna.
En sådan koncentration av väteatomer, som är ackumulerade i en begränsad del av kapslingsväggen, i synnerhet invid gräns- ytan av bindningen av barriärskiktet till behâllarens inner- yta, är en oönskad effekt för kompositbränslebehållarstruk- turen, och under krävande användningsbetingelser kan bränslets användningsegenskaper försämras. % Uppfinningen innefattar ett medel för att förbättra komposit- å; 451 415 konstruerade kärnbränslebehållare, som innefattar en barriär av zirkoniummetall belägen på innerytan av en zirkoniumlege- ringsbehållare, såsom beskrives i den amerikanska patent- skriften 4 200 492, och gör bränsleelement innefattande upp- finningens särdrag mer beständiga mot väteackumulering under drift. Uppfinningen innefattar sålunda att man avlägsnar väsentligen hela mängden zirkoniummetall hos barriärskiktet från ungefär den del av vätskebehållaren som innefattar eller definierar plenumområdet i denna. Den skyddande barriären av zirkoniummetall bibehålles sålunda täckande enbart inner- ytdelen av zirkoniumlegeringsbränslebehållaren i det område, som huvudsakligen är beläget intill eller omedelbart omfattar i det klyvbara bränslematerialet som förefinnes i behållaren.
Det är ett primärt ändamål med uppfinningen att åstadkomma ett förbättrat kärnbränsleelement innefattande en komposit- bränslebehållare med ett kapslingshölje av zirkoniumlegering och en skyddsbarriär för denna av zirkoniummetall.
Det är ett ytterligare ändamål med uppfinningen att åstad- komma ett kärnbränsleelement med ett kompositkapslingshölje av zirkoniumlegering och zirkoniummetallbarriär, som motstår de skadliga effekterna av fritt väte, och att härigenom för- länga användningslivslängden hos bränsleelementet.
Det är även ett ändamål med uppfinningen att åstadkomma ett kärnbränsleelement innefattande en kompositbehållare av zir- koniumlegering med en zirkoniummetallbarriär däri, som ökar den i tillverkningstillståndet föreliggande gasplenumvolymen och motstår efterföljande plenumvolymminskningar som beror på inverkan av väte som bildar zirkoniumhydridföreningar i denna.
Det är ytterligare ett annat ändamål med uppfinningen att åstadkomma ett förfarande för att förbättra kärnbränsleele- ment innefattande en kompositbehållare av zirkoniumlegering med en zirkoniummetallbarriär i denna.
Det är ett ytterligare ändamål med uppfinningen att åstad- 4510415 6 komma ett förfarande för att göra kärnbränsleelement innefat- tande en komponentbehållare av zirkoniumlegering med en skyd- dande barriär av zirkoniummetall i denna mer beständigt mot fritt väte och de försvagande effekterna därav på sådana bränslebehâllare och dessas användningslivslängd.
På ritningsfiguren visas delvis i sektion en vy av ett kärn- bränsleelement innehållande klyvbart bränslematerial, som är konstruerat enligt uppfinningen.
Uppfinningen avser i synnerhet kärnbränsleelement för kärn- kraftgenererande reaktorer med kompositbränslebehållare inne- fattande ett kapslingshölje av en legering av zirkonium, exempelvis Zircaloy, med en skyddande täckande barriär av väsentligen ren zirkoniummetall, som är metallurgiskt bunden över dess inneryta. Kärnbränsleelement med denna konstruktion och sammansättning anges i den amerikanska patentskriften 4 200 492, såsom angivits i det föregående.
I synnerhet avser uppfinningen kompositbränslebehållare konst- ruerade med ett kapslingshölje av zirkoniumlegering med minst ca 5000 milliondelar räknat på vikten av beståndsdelar av annat slag än zirkonium samt ett skyddande barriärorgan för detta av en zirkoniummetall med mindre än ca 5000 viktmillion- delar av föroreningar i metallen. Företrädesvis innehåller zirkoniummetallen i barriärkomponenten mindre än ca 4200 vikt- milliondelar av föroreningar. Legeringar av zirkonium för bränslekapslingshöljen innefattar vanligen de kommersiellt tillgängliga legeringarna Zircaloy 2 eller 4, som är välkända inom kärnbränsleindustrin.
Uppfinningen avser allmänt förhindrande av förstörande eller försämrande effekter av fritt väte på kompositkärnbränsle- behållare av i det föregående angiven konstruktion. Av väte orsakade försämringar eller förstöringar förhindras genom av- lägsnande av zirkoniummetallbarriärmaterialet från zirkonium- legeringskapslingshöljet i den del som sträcker sig bortom 4s1d41s 7 bränslebeskickningen, varigenom denna del är fri från klyvbart bränslematerial och innefattar plenumområdet.
Den resulterande unika bränslebehållaren för det nya kärn- bränsleelementet enligt uppfinningen motstår hydrering i och runt plenumområdet, som är fritt från bränslematerial. Så- lunda undvikes märkbar minskning av den tomma volymen i plenumomrâdet i behållaren, som är utformad för uppsamling av gas, beroende på inverkan av väte som reagerar med zirkonium- metall till bildning av zirkoniumhydrider i plenumområdet.
Avlägsnandet av zirkoniummetallen i barriären, som är bunden till innerytan av zirkoniumlegeringskapslingen i det angivna området av plenumdelen, kan åstadkommas med någon av ett fler- tal metoder eller åtgärder eller kombinationer av sådana.
Såsom exempel kan zirkoniummetallen avlägsnas med mekaniska medel, exempelvis slipning, brotschning eller hening. Meka- niskt avlägsnande kan åstadkommas effektivt med ett verktyg med lämpliga dimensioner för avlägsnande av zirkoniummetallen från ytan av legeringen inom ett område, som i huvudsak har samma utsträckning som den del av bränslebehållaren, vilken' har avpassats såsom plenumområde i enheten. Lämpliga kemiska medel kan även användas för avlägsnande av zirkoniummetallen 'genom att bringa den del därav, inom vilken man avser att avlägsna zirkoniummetallen, med ett upplösande reagens, exem- pelvis en syra som reagerar med metallen.
På ritningsfiguren är det förbättrade kärnbränsleelementet 10 enligt uppfinningen konstruerat på följande sätt. Bränsle- elementet-10 innefattar en tillsluten, lângsträckt komposit- behållare l2 innefattande ett kapslingshölje 14 tillverkat av en legering av zirkonium för inneslutning av klyvbart bränsle- material 16 och fysisk isolering därav från kylmedlet (icke visat), som omger elementet l0 vid drift. I allmänhet har bränsleelementet 10 rörform, såsom visas. Behållaren 12 inne- fattar tillslutande ändpluggar, som är fästade 1 ändarna av det rörformiga kapslingshöljet 14 för förslutning av behål- laren. 451 415 8 Klyvbart bränslematerial 16, exempelvis en oxid eller annan förening av uran, plutonium eller torium, användes vanligen i form av ett flertal små kroppar, exempelvis cylindriskt formade pellets eller kutsar, såsom visas. Bränslematerialet 16, eller enheter därav, har vanligen samma eller likartad tvärsektionsform som bränslebehållaren eller höljet, typiskt cylindrisk form. Vidare har bränslematerialbeskicknings- å kroppen något mindre tvärsektionsarea eller dimension än den fria inre arean hos kompositbränslebehållaren 12 för att ge ett fritt utrymme 18 mellan bränslet och behållaren för att möjliggöra en förutbestämd obegränsad lateral termisk expan- sion hos bränslematerialet 16. I ett typiskt rörformigt bränsleelement är sålunda den cylindriska bränslechargen i elementet utformad med tillräckligt mycket mindre diameter i förhållande till behållarens inre för att kvarlämna ett ring- formigt utrymme mellan dessa.
Bränslematerialet 16, som visas i form av kutsar, staplas i en pelare, som sträcker sig upp från bottnen eller den nedre änden av kompositbehållaren 12 till en utsträckning, som ger en förutbestämd mängd klyvbart material för bränslechargen, vilken endast delvis uppfyller det inre utrymmet i behållaren 12. Typiskt upptager i'en vattenkyld eller -modererad effekt- genererande reaktor bränslechargen huvuddelen av volymen i behållaren eller längdutsträckningen i ett rörformigt element.
Den återstående delen eller längden av bränslebehållaren 12, som sträcker sig bortom bränslechargen som förefinnes i be- hållaren, bibehålles tom från fast bränslematerial för att härigenom erbjuda ett plenumområde för ansamling och kvar- hållande av gasformiga klyvningsprodukter, vattenånga och liknande fria flyktiga ämnen. I praktiken är plenumområdet i allmänhet fyllt med ett inert gasformigt medium med goda värmeöverföringsegenskaper, exempelvis helium, för att upp- fylla området och förbättra värmeöverföringseffektivitet utan att bidraga till den kemiska aktiviteten. Denna mindre del av bränsleelementet som innefattar plenumet utgör endast en mindre del av detta. Såsom exempel är längden ca 20-30 cm, 1, 9 företrädesvis 25 cm, i ett bränsleelement med längden 400 cm (375 cm bränsle) för en kokvattenreaktor och ca l0-20 cm, företrädesvis 15 cm, i ett bränsleelement för en tryckvatten- reaktor.
Belaren av bränslebeskickningen i behållaren 12 är typiskt fasthâllen i läge med en fjäder 20, som är anordnad i plenum- området, såsom visas på figuren.
Bränslebehållaren 12 är sålunda uppdelad av dess innehåll och/eller funktion i två olika segment eller delar, en bräns- lematerialhaltig del_22 och plenumområdet 24.
Enligt uppfinningen är det förbättrade kärnbränsleelementet försett med en skyddsbarriär 26 av väsentligen ren åirko- niummetall, som är anbringad sammanhängande på och metallur- giskt bunden till innerytan av behållarkapslingshöljet 14 över hela den bränsleinnehållande delen 22. Zirkoniummetall- barriären 26 utgör sålunda en beklädnad på innerytan av be- hållaren l2 inom alla delar av denna belägna approximativt invid eller omfattande kroppen av bränslematerial 16, som kvarhâlles i denna. ' Enligt en föredragen utföringsform av uppfinningen är det för- nbättrade kärnbränsleelementet 10 tillverkat av en komposit- bränslebehållare, som från början har en metallurgiskt bunden barriär av zirkoniummetall som sträcker sig i huvudsak över hela innerytan av behållaren. Det nya bränsleelementet till- verkas därav genom att man väsentligen fullständigt avlägsnar zirkoniummetallen i barriärorganet 26 från den del, som bildar plenumområdet och sträcker sig bortom den del som är belägen intill bränslebeskickningen. Heningsverktyg av lämpliga dimensioner och lämplig längd för bortskaffande av zirkonium- metallskiktet ned till innerdiametern av den underliggande legeringen och utefter en sträcka fram till den förutbestämda delen,som är avsedd att innehålla bränslechargen, föredrages för denna operation. Det kan sålunda åstadkommas med hjälp av en enkel maskinbearbetningsoperation. 451 415 Zirkoniummetallen i barriärdelen 26 skall avlägsnas endast inom den del av bränslebehållaren, som är avsedd att bilda plenumomrâdet 24, och icke bortom den approximativa gränsen mellan plenumområdet och bränsledelen av behållaren, som huvudsakligen är belägen intill bränslebeskickningen, såsom visas på ritníngsfiguren.
Gränsen mellan plenumomrâdet och bränsledelen i behållaren anges lämpligen såsom det approximativa läget av bränsle- -plenum-gränsytan, när pelaren av bränslematerial befinner sig i sitt fullt utsträckta tillstånd i behållaren till följd av den värmeutvidgning, som uppträder under reaktorns arbets- betingelser. Precisionen för lokaliserande av gränsytan mellan bränsle och plenumdel, och såsom följd härav elimine- rande av zirkoniummetallbarriären, är emellertid icke av särskilt kritisk betydelse, i synnerhet icke i kokvatten- reaktorer.
Detta beror delvis på den minskade klyvningsaktivitet och härav utvecklade värme, som förekommer i den övre delen av bränslepelaren och bränsleelementet. Den lägre klyvnings- aktiviteten uppträder i detta övre område på grund av att den bildade vattenångan undantränger det vatten, som verkar\ såsom neutronmoderator. Den termiska gradienten är därför icke lika hög i det övre området av bränsledelen av elementet som i det nedre området av detta. 4:

Claims (9)

g U g ä 451m 415 PATENTKRAV
1. l. Kärnbränsleelement innefattande en sluten, lång- sträckt behållare innefattande ett kapslingshölje tillverkat av en legering av zirkonium, en pelare av kärnbränslematerial med en tvärsektionsdimension, som är mindre än innerdimensio- nen av behållaren, anordnad i och delvis utfyllande behålla- ren, så att ett mellanrum kvarlämnas däromkring mellan bränslepelaren och det inre av behållaren samt så att ett plenumområde erhålles i behållaren, som sträcker sig förbi bränslepelaren i denna, och att kapslingshöljet är försett med en till detta metallurgiskt bunden skyddande barriär av zirko- niummetall, k ä n n e t e c k n a t därav, att barriären (26) bekläder endast den del av kapslingshöljets (14) inneryta som approximativt är belägen intill bränslepelaren däri.
2. Kärnbränsleelement enligt patentkrav l, k ä n n e - t e c k n a t därav, att skyddsbarriären (26) av zirkonium- metallbeklädnad täcker enbart den del av dess inneryta som är belägen i bränslesektionen (22) samt att innerytan av den del av kapslingshöljet som sträcker sig utanför bränslepelaren och bildar plenumområdet (24) är väsentligen fri från zirkonium- metall som bildar skyddsbarriären.
3. Kärnbränsleelement enligt patentkrav l eller 2, k ä n n e t e c k n a t därav, att skyddsbarriären utgöres av väsentligen ren zirkoniummetall vald från gruppen zirkonium- svamp och kristallint stångzirkonium.
4. Kärnbränsleelement enligt något av föregående patentkrav, k ä n n e t e c k n a t därav, att bränslemate- rialet är valt från gruppen bestående av föreningar av uran, plutonium och torium samt blandningar av sådana.
5. Kärnbränsleelement enligt något av föregående patentkrav, k ä n n e t e c k n a t därav, att kärnbränsle- materialet föreligger i form av cylindriska bränslekutsar. 451 415 l2
6. Förfarande för framställning av ett kärnbränsleele- ment enligt något av föregående patentkrav, k ä n n e - t e c k n a t därav, att man metallurgiskt binder en skydds- barriär av zirkoniummetall till innerytan av ett kapslings- hölje av zirkoniumlegering och avlägsnar zirkoniummetallen i skyddsbarriären från innerytan av kapslingshöljet inom den del därav, som bildar ett plenumområde och sträcker sig upp förbi 3 den översta utsträckningen av kärnbränslematerialet som använ- des däri vid användning i en reaktor.
7. Förfarande enligt patentkrav 6, k ä n n e t e c k - n a t därav, att zirkoniummetallen i spärrskiktet avlägsnas med mekaniska medel.
8. Förfarande enligt patentkrav 6, k ä n n e t e c k - n a t därav, att zirkoniummetallen avlägsnas genom hening.
9. Förfarande enligt patentkrav 6, k ä n n e t e c k - n a t därav, att man efter steget med avlägsnande av en del av spärrskiktet inför kärnbränsle i ett segment av kapslings- höljet av zirkoniumlegering som är försett med skyddsbarriären av zirkoniummetall. är
SE8204812A 1981-08-24 1982-08-23 Kernbrensleelement och forfarande for dess framstellning SE451415B (sv)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US29575781A 1981-08-24 1981-08-24

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE8204812D0 SE8204812D0 (sv) 1982-08-23
SE8204812L SE8204812L (sv) 1983-02-25
SE451415B true SE451415B (sv) 1987-10-05

Family

ID=23139120

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE8204812A SE451415B (sv) 1981-08-24 1982-08-23 Kernbrensleelement och forfarande for dess framstellning

Country Status (9)

Country Link
JP (1) JPS5866093A (sv)
BE (1) BE894171A (sv)
CA (1) CA1205927A (sv)
DE (1) DE3226403A1 (sv)
ES (1) ES279692Y (sv)
FR (1) FR2511803B1 (sv)
GB (1) GB2104711B (sv)
IT (1) IT8222715A0 (sv)
SE (1) SE451415B (sv)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1997031377A1 (en) * 1996-02-23 1997-08-28 Abb Atom Ab A component designed for use in a light water reactor, and a method for the manufacture of such a component
US6512806B2 (en) 1996-02-23 2003-01-28 Westinghouse Atom Ab Component designed for use in a light water reactor, and a method for the manufacture of such a component

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4775508A (en) * 1985-03-08 1988-10-04 Westinghouse Electric Corp. Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation
US4933136A (en) * 1985-03-08 1990-06-12 Westinghouse Electric Corp. Water reactor fuel cladding
US20140169516A1 (en) * 2012-12-14 2014-06-19 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Fuel rods with varying axial characteristics and nuclear fuel assemblies including the same

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA805850A (en) * 1969-02-04 Sawatzky Anton Protection of zirconium alloy components against hydriding
US2772964A (en) * 1954-03-15 1956-12-04 Westinghouse Electric Corp Zirconium alloys
US3085059A (en) * 1958-10-02 1963-04-09 Gen Motors Corp Fuel element for nuclear reactors
NL6703265A (sv) * 1966-03-09 1967-09-11
BE792371A (fr) * 1971-12-08 1973-03-30 Gen Electric Cartouche de combustible nucleaire
US3969186A (en) * 1974-02-11 1976-07-13 General Electric Company Nuclear fuel element
IL46627A (en) * 1974-04-12 1977-04-29 Gen Electric Conditioning of nuclear reactor fuel
GB1507487A (en) * 1974-06-24 1978-04-12 Gen Electric Nuclear fuel element
GB1525717A (en) * 1974-11-11 1978-09-20 Gen Electric Nuclear fuel elements
US4045288A (en) * 1974-11-11 1977-08-30 General Electric Company Nuclear fuel element
US4200492A (en) * 1976-09-27 1980-04-29 General Electric Company Nuclear fuel element
JPS5445494A (en) * 1977-09-16 1979-04-10 Toshiba Corp Fuel element
CA1139023A (en) * 1979-06-04 1983-01-04 John H. Davies Thermal-mechanical treatment of composite nuclear fuel element cladding

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1997031377A1 (en) * 1996-02-23 1997-08-28 Abb Atom Ab A component designed for use in a light water reactor, and a method for the manufacture of such a component
US6512806B2 (en) 1996-02-23 2003-01-28 Westinghouse Atom Ab Component designed for use in a light water reactor, and a method for the manufacture of such a component

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0136915B2 (sv) 1989-08-03
GB2104711B (en) 1985-05-09
GB2104711A (en) 1983-03-09
CA1205927A (en) 1986-06-10
ES279692Y (es) 1985-06-01
DE3226403A1 (de) 1983-03-10
SE8204812D0 (sv) 1982-08-23
JPS5866093A (ja) 1983-04-20
IT8222715A0 (it) 1982-08-03
ES279692U (es) 1984-11-16
FR2511803A1 (fr) 1983-02-25
SE8204812L (sv) 1983-02-25
DE3226403C2 (sv) 1987-07-16
BE894171A (fr) 1983-02-23
FR2511803B1 (fr) 1986-01-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4029545A (en) Nuclear fuel elements having a composite cladding
KR20200106551A (ko) 원자로 시스템용 복합 감속재
JPS6048713B2 (ja) 核燃料要素
SE450741B (sv) Reglerstav for en kernreaktor
US4783311A (en) Pellet-clad interaction resistant nuclear fuel element
KR101754754B1 (ko) 사용후 핵연료 건식 저장 용기
SE505312C2 (sv) Kärnbränsleelement
KR20210137088A (ko) 자가 치유 액체 펠릿-클래딩 간극 열 전달 필러
JPH1062575A (ja) 耐食性および耐水素化物性を有する燃料棒
JPS6290596A (ja) 燃料集合体の異種中性子吸収材制御棒
SE451415B (sv) Kernbrensleelement och forfarande for dess framstellning
JPH0658414B2 (ja) 燃料要素およびそれの製造方法
US3244599A (en) Fuel element for nuclear reactor
KR910003286B1 (ko) 원자로용 복합 크래딩 콘테이너
JP6579842B2 (ja) 高速炉用燃料要素及び燃料集合体並びにそれを装荷される炉心
US3354043A (en) Fuel element for nuclear reactors
EP0338772B1 (en) Nuclear reactor control rod with encapsulated neutron absorbent
SE467462B (sv) Kompositkapslingsbehaallare foer kaernbraensleelement
SE462308B (sv) Kärnbränsleelement med kompositkapslingsbehallare samt kompositkapslingsbehallare med beklädnad av zirkonium och zirkoniumlegering
Armijo et al. Nuclear fuel element, and method of producing same
EP0621605B1 (en) Nuclear fuel rod with failure alleviating means
JP2001511896A (ja) 水冷式原子炉における制御棒
JPS61162790A (ja) 高速増殖炉
JP6382685B2 (ja) 高速炉用燃料要素、高速炉用燃料集合体および高速炉炉心
JP2016525696A (ja) 使用済み核燃料の長期貯蔵方法

Legal Events

Date Code Title Description
NAL Patent in force

Ref document number: 8204812-5

Format of ref document f/p: F

NUG Patent has lapsed

Ref document number: 8204812-5

Format of ref document f/p: F