SE459101B - COMPOSITION COVER HOUSING FOR NUCLEAR REACTORS WITH INSIDE COATED ZONCONIUM ALLOY - Google Patents
COMPOSITION COVER HOUSING FOR NUCLEAR REACTORS WITH INSIDE COATED ZONCONIUM ALLOYInfo
- Publication number
- SE459101B SE459101B SE8300016A SE8300016A SE459101B SE 459101 B SE459101 B SE 459101B SE 8300016 A SE8300016 A SE 8300016A SE 8300016 A SE8300016 A SE 8300016A SE 459101 B SE459101 B SE 459101B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- zirconium
- enclosure
- zirconium alloy
- chromium
- alloy
- Prior art date
Links
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 title description 15
- 239000000956 alloy Substances 0.000 title description 15
- 239000000203 mixture Substances 0.000 title description 6
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims description 62
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 48
- 239000000758 substrate Substances 0.000 claims description 35
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 34
- 239000002131 composite material Substances 0.000 claims description 33
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 31
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 27
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 claims description 27
- 239000011651 chromium Substances 0.000 claims description 27
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 26
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims description 24
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 24
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 24
- 238000000576 coating method Methods 0.000 claims description 21
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 claims description 19
- RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N Copper Chemical compound [Cu] RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 13
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 claims description 12
- 239000010949 copper Substances 0.000 claims description 12
- 238000005538 encapsulation Methods 0.000 claims description 6
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 claims description 5
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 42
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 37
- 239000000463 material Substances 0.000 description 37
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 17
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 16
- 238000000034 method Methods 0.000 description 15
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 13
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 13
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 13
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 11
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 9
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 8
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 8
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 7
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 7
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 7
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 7
- 230000008569 process Effects 0.000 description 7
- 230000009471 action Effects 0.000 description 6
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 5
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 5
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 5
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 5
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 5
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 5
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 5
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 238000007792 addition Methods 0.000 description 4
- 239000000356 contaminant Substances 0.000 description 4
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 4
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 4
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 4
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 4
- 239000010955 niobium Substances 0.000 description 4
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 description 4
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 3
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000009713 electroplating Methods 0.000 description 3
- 238000001125 extrusion Methods 0.000 description 3
- 239000011888 foil Substances 0.000 description 3
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 3
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 3
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 3
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- XNFDWBSCUUZWCI-UHFFFAOYSA-N [Zr].[Sn] Chemical compound [Zr].[Sn] XNFDWBSCUUZWCI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 2
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 2
- 238000000151 deposition Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 2
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 2
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 2
- 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
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001128 Sn alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N Titanium Chemical compound [Ti] RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 1
- 230000000996 additive effect Effects 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- 238000005275 alloying Methods 0.000 description 1
- 238000005452 bending Methods 0.000 description 1
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 description 1
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 210000000988 bone and bone Anatomy 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
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 230000002301 combined effect Effects 0.000 description 1
- 238000010961 commercial manufacture process Methods 0.000 description 1
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 239000011889 copper foil Substances 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 230000001066 destructive effect Effects 0.000 description 1
- 230000001627 detrimental effect Effects 0.000 description 1
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 230000005496 eutectics Effects 0.000 description 1
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 1
- 238000013467 fragmentation Methods 0.000 description 1
- 238000006062 fragmentation reaction Methods 0.000 description 1
- 150000004678 hydrides Chemical class 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003071 parasitic effect Effects 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- 150000003061 plutonium compounds Chemical class 0.000 description 1
- UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N plutonium dihydrate Chemical compound O.O.[Pu] UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N plutonium(IV) oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002574 poison Substances 0.000 description 1
- 231100000614 poison Toxicity 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 238000010926 purge Methods 0.000 description 1
- 238000005510 radiation hardening Methods 0.000 description 1
- 239000003870 refractory metal Substances 0.000 description 1
- 229910052702 rhenium Inorganic materials 0.000 description 1
- WUAPFZMCVAUBPE-UHFFFAOYSA-N rhenium atom Chemical compound [Re] WUAPFZMCVAUBPE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002356 single layer Substances 0.000 description 1
- 229910001256 stainless steel alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 238000010998 test method Methods 0.000 description 1
- 150000003586 thorium compounds Chemical class 0.000 description 1
- 239000010936 titanium Substances 0.000 description 1
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 description 1
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 description 1
- 150000003671 uranium compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000007740 vapor deposition Methods 0.000 description 1
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 1
- 230000003313 weakening effect Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B32—LAYERED PRODUCTS
- B32B—LAYERED PRODUCTS, i.e. PRODUCTS BUILT-UP OF STRATA OF FLAT OR NON-FLAT, e.g. CELLULAR OR HONEYCOMB, FORM
- B32B15/00—Layered products comprising a layer of metal
- B32B15/01—Layered products comprising a layer of metal all layers being exclusively metallic
-
- 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
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B32—LAYERED PRODUCTS
- B32B—LAYERED PRODUCTS, i.e. PRODUCTS BUILT-UP OF STRATA OF FLAT OR NON-FLAT, e.g. CELLULAR OR HONEYCOMB, FORM
- B32B15/00—Layered products comprising a layer of metal
- B32B15/01—Layered products comprising a layer of metal all layers being exclusively metallic
- B32B15/013—Layered products comprising a layer of metal all layers being exclusively metallic one layer being formed of an iron alloy or steel, another layer being formed of a metal other than iron or aluminium
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Laminated Bodies (AREA)
- Physical Vapour Deposition (AREA)
- Powder Metallurgy (AREA)
- Details Of Rigid Or Semi-Rigid Containers (AREA)
Description
459 101 2 närvarar, eller båda dessa, närvarar; om både kylmedel och moderator och för det andra att förhindra att de radioaktiva klyvningsprodukterna, av vilka vissa är gaser, bortgår från bränslet till kylmedlet eller moderatorn eller till båda dessa, om både kylmedel och moderator närvarar. 459 101 2 attend, or both of these, attend; both refrigerant and moderator and, secondly, to prevent the radioactive fission products, some of which are gases, from escaping from the fuel to the refrigerant or moderator or to both, if both refrigerant and moderator are present.
Vanliga kapslingsmaterial är rostfritt stål, aluminium och legeringar därav, zirkonium och legeringar därav, niob, vissa magnesium- legeringar och andra.Common encapsulation materials are stainless steel, aluminum and alloys thereof, zirconium and alloys thereof, niobium, certain magnesium alloys and others.
Förstöring av kapslingen, dvs. en förlust av läcktäthet, kan medföra förorening av kylmedlet eller moderatorn och de därmed förenade systemen med lång- livade radioaktiva produkter i en grad som stör anläggningens - drift.Destruction of the enclosure, ie. a loss of leakage tightness, can lead to contamination of the refrigerant or moderator and the associated systems with long-lived radioactive products to a degree that interferes with the plant's operation.
Problem har uppkommit vid tillverkning och vid drift av kärn- bränsleelement, som utnyttjar vissa metaller och legeringar såsom kapslingsmaterial pâ grund av mekaniska eller kemiska reaktioner av dessa kapslingsmaterial under vissa betingelser.Problems have arisen in the manufacture and operation of nuclear fuel elements which utilize certain metals and alloys as encapsulating materials due to mechanical or chemical reactions of these encapsulating materials under certain conditions.
Zirkonium och legeringar därav ger under normala betingelser mycket goda kärnbrânslekapslingar, eftersom de har låga neutronabsorptionstvärsektioner och vid temperaturer under ca 39800 är starka, duktila, extremt stabila och förhållande- vis icke-reaktiva i närvaro av demineraliserat vatten eller vattenånga, som allmänt användes såsom reaktorkylmedel och moderatorer.Zirconium and its alloys give very good nuclear fuel encapsulations under normal conditions, as they have low neutron absorption cross-sections and at temperatures below about 39800 are strong, ductile, extremely stable and relatively non-reactive in the presence of demineralized water or water vapor, commonly used as reactor coolant. and moderators.
Bränsleelementens användningsegenskaper har emellertid visat ett problem med sprödbrott eller sprödsplittring av kaps- lingen på grund av kombinerad inverkan mellan kärnbränslet, kapslingen och klyvningsprodukter som bildas under kärnklyv- ningsreaktionerna. Det har visat sig att detta icke önskade förlopp gynnas av lokaliserade mekaniska spänningar på grund av skillnader ifråga om utvidgning hos bränsle och kapsling (spänningar i kapslingen är koncentrerade till sprickor i kärnbränslet). Korrosiva klyvningsprodukter friges från kärnbränslet och närvarar vid bränslesprickornas inverknings- ställe på kapslingsytan. Sådana klyvningsprodukter bildas 1 kärnbränslet under klyvningskedjereaktionen under drift av kärnreaktorn. De lokaliserade spänningarna förstoras genom 459 101 3 hög friktion mellan bränslet och kapslingen.However, the use properties of the fuel elements have shown a problem with brittle fracture or brittle fragmentation of the enclosure due to the combined effect between the nuclear fuel, the enclosure and fission products formed during the fission reactions. It has been found that this undesired process benefits from localized mechanical stresses due to differences in fuel expansion and enclosure (stresses in the enclosure are concentrated to cracks in the nuclear fuel). Corrosive fission products are released from the nuclear fuel and are present at the point of action of the fuel cracks on the enclosure surface. Such fission products are formed in the nuclear fuel during the fission chain reaction during operation of the nuclear reactor. The localized stresses are amplified by high friction between the fuel and the housing.
I det slutna rummet i ett slutet bränsleelement kan vätgas bildas genom långsam reaktion mellan kapslingen och kvar- varande vatten inuti kapslingen. Denna vätgas kan ansamlas till nivåer, som, under vissa betingelser, kan medföra loka- liserad hydridbildning i kapslingen med åtföljande lokal förstöring av de mekaniska egenskaperna hos kapslingen.In the closed space of a closed fuel element, hydrogen gas can be formed by a slow reaction between the housing and the remaining water inside the housing. This hydrogen gas can accumulate to levels which, under certain conditions, can lead to localized hydride formation in the enclosure with consequent local destruction of the mechanical properties of the enclosure.
Kapslingen pâverkas även ofördelaktigt av sådana gaser som syre, kväve, kolmonoxid och koldioxid inom ett vidsträckt temperaturområde. Zirkoniumkapslingen hos ett kärnbrânsle- _ element exponeras för en eller fler av de gaser som anges ovan och klyvningsprodukter under bestrålning i en kärnreak- tor och detta uppträder trots att dessa gaser eventuellt icke närvarar i reaktorkylmedlet eller moderatorn och vidare kan ha utestängts så långt som möjligt från den omgivande atmos- fären under tillverkningen av kapslingen och bränsleelementet.The enclosure is also adversely affected by such gases as oxygen, nitrogen, carbon monoxide and carbon dioxide within a wide temperature range. The zirconium enclosure of a nuclear fuel element is exposed to one or more of the gases listed above and fission products during irradiation in a nuclear reactor and this occurs despite the fact that these gases may not be present in the reactor coolant or moderator and may have been shut off as far as possible. from the surrounding atmosphere during the manufacture of the housing and the fuel element.
Sintrade eldfasta och keramiska kompositioner, såsom uran- dioxid och andra kompositioner som användes såsom kärnbränsle, avger mätbara mängder av i det föregående nämnda gaserna vid upphettning, exempelvis under tillverkning av bränsleelementet, och avger vidare klyvningsprodukter under bestrålning. Par- tikelformiga eldfasta och keramiska kompositioner, såsom uran- dioxidpulver och andra pulver som användes såsom kärnbränsle, har visat sig avge ännu större mängder av de i det föregående nämnda gaserna under bestrålning. Dessa avgivna gaser kan reagera med zirkoniumkapslingen som innehåller kärnbränslet.Sintered refractory and ceramic compositions, such as uranium dioxide and other compositions used as nuclear fuel, emit measurable amounts of the aforementioned gases upon heating, for example during manufacture of the fuel element, and further emit fission products during irradiation. Particulate refractory and ceramic compositions, such as uranium dioxide powder and other powders used as nuclear fuel, have been found to emit even greater amounts of the aforementioned gases under irradiation. These released gases can react with the zirconium enclosure containing the nuclear fuel.
Med hänsyn till det föregående har det sålunda visat sig önskvärt att minimera angreppet på kapslingen av vatten, vattenånga och andra gaser, i synnerhet väte, som är reaktiva med kapslingen från insidan av bränsleelementet under hela den tid bränsleelementet användes vid drift av kärnkraftan- läggningar. En sådan åtgärd har varit att finna material, som reagerar kemiskt hastigt med vatten, vattenånga och andra gaser för att eliminera dessa från det inre av kapslingen.In view of the foregoing, it has thus proved desirable to minimize the attack on the enclosure of water, water vapor and other gases, in particular hydrogen, which are reactive with the enclosure from the inside of the fuel element during the entire time the fuel element is used in the operation of nuclear power plants. One such measure has been to find materials which react chemically rapidly with water, water vapor and other gases to eliminate them from the interior of the enclosure.
Sådana material kallas gettermaterial. 459 101 4 Ett annat tillvägagångssätt har varit att belägga kärnbränsle- materialet med något av en mångfald material för att förhind- ra att fukt kommer i kontakt med kärnbränslematerialet. Be- läggningen av kärnbränslematerial medför tillförlitlighets- problem, eftersom det är svårt att åstadkomma likformiga be- läggningar, som är fria från fel. Vidare kan förstöring av beläggningen medföra problem med långtidsanvändningsegenska- perna hos kärnbränslematerialet.Such materials are called getter materials. 459 101 4 Another approach has been to coat the nuclear fuel material with any of a variety of materials to prevent moisture from coming into contact with the nuclear fuel material. The coating of nuclear fuel materials causes reliability problems, as it is difficult to achieve uniform coatings, which are free from defects. Furthermore, destruction of the coating can lead to problems with the long-term use properties of the nuclear fuel material.
Dokument GEAP-4555, daterat februari l964, beskriver en kom- positkapsling av en zirkoniumlegering med en inre beklädnad av rostfritt stål, som är metallurgiskt bunden till zirko- niumlegeringen, och kompositkapslingen är tillverkad genom strängpressning av ett ihåligt ämne av zirkoniumlegering med en invändig beklädnad av rostfritt stål.Document GEAP-4555, dated February 1964, discloses a composite enclosure of a zirconium alloy having a stainless steel inner liner which is metallurgically bonded to the zirconium alloy, and the composite enclosure is made by extruding a hollow zirconium alloy blank with an inner cladding alloy of stainless steel.
Denna kapsling har olägenheten att det rostfria stålet utvecklar spröda faser och skiktet av rostfritt stål medför neutronabsorptionsför- luster, som är ca tio till femton gånger förlusterna för en zirkoniumlegering med samma tjocklek.This enclosure has the disadvantage that the stainless steel develops brittle phases and the stainless steel layer causes neutron absorption losses, which are about ten to fifteen times the losses of a zirconium alloy of the same thickness.
I det amerikanska patentet 3 502 549 anges ett förfarande för att skydda zirkonium och legeringar därav genom elektrolytisk utfällning av krom för att ge ett kompositmaterial, som är användbart föš'kärnreaktorer. att förfarande för elektra- lytisk avsättning av koppar på ytor av Zircaloy-2 och efter- följande värmebehandling för att erhålla ytdiffusion av den elektrolytiskt avsatta metallen anges i Energia Nucleare, volym ll, nr 9 (september 1964) på sidorna 505-508. I Stability and Compatibility of Hydrogen Barriers Applied to Zirconium Alloys av F. Brossa et al (European Atomic Energy Community, Joint Nuclear Research Center, EUR 4098e, 1969) beskrives metoder för avsättning av olika belâggningar och dessas verksamhet såsom vätediffusionsbarriärer tillsammans med en Al-Si-beläggning såsom den mest lovande barriären mot vätediffusion. Förfaranden för elektroplätering av nickel på zirkonium och zirkonium-tennlegeringar och värmebehandling av dessa legeringar för åstadkommande_av legeringsdiffusionsbind- ningar anges i Electroplating on Zirconium and Zirconium-Tin 459 101 5 av W.C. Schickner et al (BMI-757, Technical Information Service, 1952).U.S. Pat. No. 3,502,549 discloses a process for protecting zirconium and alloys thereof by electrolytic precipitation of chromium to give a composite material useful for nuclear reactors. that the procedure for the electrolytic deposition of copper on surfaces of Zircaloy-2 and the subsequent heat treatment to obtain surface diffusion of the electrolytically deposited metal are set out in Energia Nucleare, Volume II, No. 9 (September 1964) on pages 505-508. The Stability and Compatibility of Hydrogen Barriers Applied to Zirconium Alloys by F. Brossa et al (European Atomic Energy Community, Joint Nuclear Research Center, EUR 4098e, 1969) describe methods for depositing various coatings and their activities as hydrogen diffusion barriers together with an Al- Si coating as the most promising barrier to hydrogen diffusion. Methods for electroplating nickel on zirconium and zirconium-tin alloys and heat treating these alloys to create alloy diffusion bonds are set forth in Electroplating on Zirconium and Zirconium-Tin 459 101 5 by W.C. Schickner et al (BMI-757, Technical Information Service, 1952).
Det amerikanska patentet 3 625 821 beskriver ett bränsle- element för en kärnreaktor med ett nränslekapslingsrör med innerytan av röret belagd med en metall med låg neutron- infångningstvärsektion, såsom nickel och finfördelade partik- lar av ett brännbart gift anordnade däri. Reactor Develop- ment Program Progress Report, augusti 1973 (ANL-RDP-19) beskriver ett kemiskt getterarrangemang med ett offerskikt av krom på innerytan av en kapsling av rostfritt stål. - Ett annat tillvägagångssätt har varit att införa en barriär mellan kärnbränslematerialet och kapslingen, som innehåller kärnbränslematerialet, såsom anges i det amerikanska patentet 3 230 150 (kopparfolie), tyska patentpublikationen DAS l 238 ll5 (titanskikt), amerikanska patentet 3 212 988 (hylsa av zirkonium, aluminium eller beryllium), amerikanska patentet 3 018 238 (barriär av kristallint kol mellan UO2 och zirkoniumlegeringskapslingen) och amerikanska patentet .-3 088 893 (folie av rostfritt stål). Även om spärrskikts- idëen visar sig lovande, innefattar vissa av de i det före- gående angivna publikationerna icke kombinerbara material tillsammans med antingen kärnbränslet (exempelvis kol som kan förenas med syre från kärnbränslet) eller kapslingen (exempel- vis koppar och andra metaller som kan reagera med kapslingen, förändring av egenskaperna hos kapslingen) eller kärnklyv- ningsreaktionen (exempelvis genom att verka såsom neutron- absorbator). Ingen av de uppräknade publikationerna beskri- ver lösningar av problemet med lokaliserade kemiskt-mekaniska inbördes inverkningar mellan kärnbränslet och kapslingen.U.S. Pat. No. 3,625,821 discloses a fuel element for a nuclear reactor having a purge enclosure tube having the inner surface of the tube coated with a low neutron capture cross section metal such as nickel and particulate particles of a combustible poison disposed therein. Reactor Development Program Progress Report, August 1973 (ANL-RDP-19) describes a chemical getter arrangement with a sacrificial layer of chromium on the inner surface of a stainless steel housing. Another approach has been to introduce a barrier between the nuclear fuel material and the enclosure containing the nuclear fuel material, as set forth in U.S. Patent 3,230,150 (copper foil), German Patent Publication DAS 1,238,115 (titanium layer), U.S. Patent 3,212,988 (sleeve of zirconium, aluminum or beryllium), U.S. Patent 3,018,238 (crystalline carbon barrier between UO2 and the zirconium alloy housing) and U.S. Patent 3,088,893 (stainless steel foil). Although the barrier layer idea is promising, some of the publications cited above include incompatible materials with either the nuclear fuel (e.g., carbon that can be combined with oxygen from the nuclear fuel) or the enclosure (e.g., copper and other metals that may react with the enclosure, change the properties of the enclosure) or the nuclear fission reaction (for example by acting as a neutron absorber). None of the publications listed describe solutions to the problem of localized chemical-mechanical interactions between the nuclear fuel and the enclosure.
Ytterligare'utföringsformer av barriärmetoden anges i det amerikanska patentet 3 969 186 (eldfast metall, såsom molyb~ den, volfram, rhenium, niob och legeringar-därav i form av ett rör eller en folie av enkla eller multipla skikt eller en beläggning pâ innerytan av kapslingen) och det amerikanska patentet 3 925 151 (beklädnad av zirkonium, niob eller lege- 459 101 6 ringar därav mellan kärnbränslet och kapslingen med en belägg~ ning av ett material med hög smörjförmåga mellan beklädnaden och kapslingen).Further embodiments of the barrier method are disclosed in U.S. Patent 3,969,186 (refractory metals such as molybdenum, tungsten, rhenium, niobium and alloys thereof in the form of a single or multiple layer tube or foil or a coating on the inner surface of the enclosure) and U.S. Patent 3,925,151 (cladding of zirconium, niobium or alloys thereof between the nuclear fuel and the enclosure with a coating of a high lubricity material between the enclosure and the enclosure).
Det amerikanska patentet 4 045 288 anger en kompositkapsling av zirkoniumlegeringssubstrat med en metallbarriär, som är metallurgiskt bunden till substratet zirkoniumlegering, , och ett innerskikt av som är metallurgiskt bundet till metallbar~ Barriären väljas från en grupp av niob, aluminium, koppar, nickel, rostfritt stål och järn. riären.U.S. Patent 4,045,288 discloses a composite enclosure of zirconium alloy substrate having a metal barrier metallurgically bonded to the substrate zirconium alloy, and an inner layer of which is metallurgically bonded to metal bar. The barrier is selected from a group of niobium, aluminum, copper, nickel, stainless steel. steel and iron. riären.
Den "begravda" metallbarriären minskar korrosion på grund av klyvningsproduk- ter och korrosiva gaser men utsättes för spänningskorrosions- sprickning och försprödning av flytande metall.The "buried" metal barrier reduces corrosion due to fission products and corrosive gases but is exposed to stress corrosion cracking and embrittlement of liquid metal.
Det amerikanska patentet 4 200 492 anger en kompositkapsling av ett zirkoniumlegeringssubstrat med en svampzirkoniumbekläd- nad. Den mjuka zirkoniumbeklädnaden minskar lokaliserade töj- ningar och minskar spänningskorrosionssprickning och förspröd- ning genom inverkan av smält metall men utsättes för förluster på grund av hening och liknande under tillverkningen och på grund av oxidation. Om vidare ett brott skulle uppträda i kapslingen, som tillåter vatten och/eller vattenånga att intränga i bränslestaven, att oxíderas hastigt. har zirkoniumbeklädnaden benägenhet Det har sålunda förblivit önskvärt att utveckla kärnbränsle- element, som minimerar de problem som diskuteras ovan.U.S. Patent 4,200,492 discloses a composite housing of a zirconium alloy substrate having a sponge zirconium cladding. The soft zirconium cladding reduces localized elongations and reduces stress corrosion cracking and embrittlement due to the action of molten metal but is subject to losses due to hinge and the like during manufacture and due to oxidation. Furthermore, if a breakage should occur in the enclosure, which allows water and / or water vapor to enter the fuel rod, to oxidize rapidly. The zirconium cladding is prone It has thus remained desirable to develop nuclear fuel elements which minimize the problems discussed above.
Uppfinningen avser en kompositkapslingsbehållare för använd- ning i kärnreaktorer med flytande kylmedel innefattande en yttre del av zirkoniumlegering, som bildar ett substrat, och en invändig beklädnad av en låghaltig zirkoniumlegering och kännetecknas av att beklädnaden bildas av zirkonium och en metall vald från gruppen bestående av, i viktprocent, en mängd från ca 0,2 till ca 0,3 0,05 till Ca 0,3 % till ca 0,3 % järn i %, krøm i en mängd av från ca , järn plus krom i en mängd av från ca 0,15 samt koppar i en mängd av från ca 0,02 till ca 0,2 %, metallurgiskt bunden till insidan av substratet, varvid 459 101 7 zirkoniumlegeringsbeklädnaden utgör från ca 5 till ca 15 % av tjockleken av kompositkapslingsbehållaren. Förhållandet av vikterna av järn till krom ligger företrädesvis inom området från ca lzl till ca 4:1.The invention relates to a composite enclosure container for use in nuclear reactors with liquid coolants comprising an outer part of zirconium alloy, which forms a substrate, and an inner lining of a low-grade zirconium alloy and characterized in that the lining is formed of zirconium and a metal selected from the group consisting of in weight percent, an amount of from about 0.2 to about 0.3 0.05 to about 0.3% to about 0.3% iron in%, chromium in an amount of from about, iron plus chromium in an amount of from about 0.15 and copper in an amount of from about 0.02 to about 0.2%, metallurgically bonded to the inside of the substrate, the zirconium alloy coating constituting from about 5 to about 15% of the thickness of the composite enclosure container. The ratio of the weights of iron to chromium is preferably in the range of from about 1zl to about 4: 1.
Substratet i kapslingen är fullständigt oförändrat ifråga om konstruktion och funktion i förhållande till tidigare praxis för en kärnreaktor och väljes bland konventionella kapslings- material, såsom zirkoniumlegeringar. Ett zirkoniumlegerings- kapslingssubstrat har högre legeringshalt än den utspädda zirkoniumlegeringsbeklädnaden. Den utspädda zirkoniumlege-_ ringsbeklädnaden bildar en kontinuerlig skärm mellan subst- ratet och kärnbränslematerialet, som hålles i kapslingen, samt avskärmar zirkoniumlegeringen eller substratet av annat slag i kapslingen från klyvningsprodukter och gaser.The substrate in the enclosure is completely unchanged in terms of construction and function compared to previous practice for a nuclear reactor and is selected from conventional enclosure materials, such as zirconium alloys. A zirconium alloy encapsulation substrate has a higher alloy content than the diluted zirconium alloy cladding. The diluted zirconium alloy cladding forms a continuous shield between the substrate and the nuclear fuel material held in the enclosure, and shields the zirconium alloy or other substrate in the enclosure from fission products and gases.
Den utspädda zirkoniumlegeringsbeklädnaden bildar från ca 1 till ca 20 % av tjockleken av kapslingen. Beklädnaden förblir mjuk, i förhållande till substratet, under bestràlning och minskar lokaliserade spänningar inuti kärnbränsleelementet och verkar härigenom för att skydda kapslingen mot spännings- korrosionssprickning eller försprödning genom inverkan av smält metall. Beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering av- skärmar substratet från reaktion med flyktiga föroreningar eller klyvningsprodukter, som förefinnes inuti kärnbränsle: elementet, och verkar på detta sätt för att skydda kapslings- substratet mot angrepp av de flyktiga föroreningarna eller klyvningsprodukterna.The diluted zirconium alloy coating forms from about 1 to about 20% of the thickness of the enclosure. The coating remains soft, relative to the substrate, during irradiation and reduces localized stresses inside the nuclear fuel element, thereby acting to protect the enclosure from stress corrosion cracking or embrittlement by the action of molten metal. The diluted zirconium alloy coating shields the substrate from reaction with volatile contaminants or fission products contained within the nuclear fuel element, and acts in this way to protect the encapsulation substrate from attack by the volatile contaminants or fission products.
Uppfinningen har en väsentlig fördel genom att substratet i kapslingen är skyddat mot spänningskorrosionssprickning och försprödning genom inverkan av smält metall, förutom mot kontakt med klyvningsprodukter, korrosiva gaser, etc., av beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering och beklädnaden inför icke några avsevärda neutroninfångningsförluster, värmeöverföringsförluster eller problem på grund av bristande kombinerbarhet av bränsle/beklädnad. Dessutom ger bekläd- naden överlägsen beständighet mot oxidation av vattenånga eller hett vatten jämfört med olegerat zirkonium vid brott på 459 101 kaps lingen .The invention has a significant advantage in that the substrate in the enclosure is protected against stress corrosion cracking and embrittlement by the action of molten metal, in addition to contact with fission products, corrosive gases, etc., of the diluted zirconium alloy coating and the coating does not cause significant loss of neutron loss. due to lack of fuel / cladding compatibility. In addition, the coating provides superior resistance to oxidation of water vapor or hot water compared to unalloyed zirconium in the event of a break in the 459 101 enclosure.
De föregående och andra ändamål med uppfinningen framgår för fackmannen vid läsning av följande beskrivning och bifogade patentkrav under hänvisning till bifogade ritningsfigurer, som beskrives i det följande.The foregoing and other objects of the invention will become apparent to those skilled in the art upon reading the following description and appended claims with reference to the accompanying drawing figures, which are described below.
Figur l är en delvy, delvis i sektion och med delar uppskurna, av en kärnbränslepatron innehållande kärnbränsleelement konstruerade enligt uppfinningen. ~ Figur 2 är en förstorad tvärsektion av ett kärnbränsleelement enligt figur 1 och åskådliggör utformningen enligt uppfin- ningen.Figure 1 is a partial view, partly in section and with parts cut, of a nuclear fuel cartridge containing nuclear fuel elements constructed according to the invention. Figure 2 is an enlarged cross-section of a nuclear fuel element according to Figure 1 and illustrates the design according to the invention.
På figur l visas delvis i sektion en vy av en kärnbränsle- patron 10. Denna bränslepatron lO består av en rörformig strömningskanal ll med i huvudsak kvadratisk tvärsektion, som vid den övre änden är försedd med en lyftögla 12 och vid den nedre änden med en nosdel (icke visad pâ grund av att den lägre delen av patronen 10 är utelämnad). Den övre änden av kanalen ll är öppen vid utloppet 13 och den nedre änden av nosdelen är försedd med kylmedelsströmningsöppningar. En grupp av bränsleelement eller stavar 14 är inneslutna i kanalen ll och stödes i denna med hjälp av en övre ändplât 15 och en lägre ändplàt (icke visad på grund av att den nedre delen är utelämnad). Det flytande kylmedlet inträder vanligen genom öppningarna i den nedre änden av nosdelen, passerar uppåt runt bränsleelementen l4 och utmatas genom det övre utloppet 13 vid förhöjd temperatur i delvis förångat till- stånd för kokreaktorer eller i ett icke föràngat tillstånd för tryckreaktorer.Figure 1 shows, partly in section, a view of a nuclear fuel assembly 10. This fuel assembly 10 consists of a tubular flow channel 11 with a substantially square cross section, which at the upper end is provided with a lifting loop 12 and at the lower end with a nose part. (not shown due to the lower part of the cartridge 10 being omitted). The upper end of the channel 11 is open at the outlet 13 and the lower end of the nose part is provided with coolant flow openings. A group of fuel elements or rods 14 are enclosed in the channel 11 and are supported therein by means of an upper end plate 15 and a lower end plate (not shown because the lower part is omitted). The liquid coolant usually enters through the openings in the lower end of the nose part, passes upwards around the fuel elements 14 and is discharged through the upper outlet 13 at elevated temperature in a partially evaporated state for boiling reactors or in a non-evaporated state for pressure reactors.
Kärnbränsleelementen eller stavarna 14 är förslutna vid ändarna med hjälp av ändpluggar l8 svetsade-till kapslingen 17, som kan innefatta bultar 19 som underlättar monteringen av bränslestavarna i patronen.The nuclear fuel elements or rods 14 are closed at the ends by means of end plugs 18 welded to the housing 17, which may include bolts 19 which facilitate the mounting of the fuel rods in the cartridge.
Ett tomrum eller plenum 20 är utformat vid en ände av elementet för att tillåta expansion i 459 101 9 längdriktningen av bränslematerialet_och ansamling av gaser som avges från bränslematerialet. Ett kärnbränslematerial- fasthâllningsorgan 24 i form av ett skruvlinjeformat organ är anordnat i utrymmet 20 för att erbjuda motstånd mot den F axiella förskjutningen av bränslekutspelaren, i synnerhet under hantering och transport av bränsleelementet.A void or plenum 20 is formed at one end of the member to allow longitudinal expansion of the fuel material and accumulation of gases emitted from the fuel material. A nuclear fuel material retaining means 24 in the form of a helical means is arranged in the space 20 to offer resistance to the axial displacement of the fuel player, in particular during handling and transport of the fuel element.
Bränsleelementet är konstruerat för att ge mycket god termisk kontakt mellan kapslingen och bränslematerialet, ett minimum av parasitisk neutronabsorption och beständighet mot böjning och vibration, som i vissa fall orsakas av strömningen av kylmedlet med hög hastighet.The fuel element is designed to provide very good thermal contact between the housing and the fuel material, a minimum of parasitic neutron absorption and resistance to bending and vibration, which in some cases is caused by the flow of the coolant at high speed.
Ett kärnbränsleelement eller stav 14 konstruerad enligt upp- finningen visas i delsektion på figur l. Bränsleelementet innefattar en kärna eller central cylindrisk del av kärn- gbränslematerial 16, på figuren visad såsom ett flertal bränslekutsar av klyvbart och/eller fertilt material anbringa- de i en stödjande kapsling eller behållare l7. I vissa fall kan bränslekutsarna ha olika former, såsom cylindriska kutsar eller sfärer, och i andra fall kan andra eller olika bränsle- former, såsom partikelformigt bränsle, användas. Den fysiska formen av bränslet är betydelselös för uppfinningen. Olika kärnbränslematerial kan användas, innefattande uranföreningar, plutoniumföreningar, toriumföreningar och blandningar av sådana. Ett föredraget bränsle är urandioxid eller en bland- ning innefattande urandioxid och plutoniumdioxid.A nuclear fuel element or rod 14 constructed in accordance with the invention is shown in subsection in Figure 1. The fuel element comprises a core or central cylindrical part of nuclear fuel material 16, shown in the figure as a plurality of fuel pellets of fissile and / or fertile material arranged in a supporting housing or container l7. In some cases the fuel pellets may have different shapes, such as cylindrical pellets or spheres, and in other cases other or different fuel forms, such as particulate fuel, may be used. The physical form of the fuel is insignificant to the invention. Various nuclear fuel materials can be used, including uranium compounds, plutonium compounds, thorium compounds and mixtures thereof. A preferred fuel is uranium dioxide or a mixture comprising uranium dioxide and plutonium dioxide.
Såsom framgår av figur 2 omges kärnbränslematerialet 16, som bildar den-centrala kärnan i bränsleelementet 14, av en kapsling 17, som enligt uppfinningen även betecknas komposit- kapslingsbehâllare. Kompositkapslingsbehàllaren innesluter den klyvbara kärnan med kvarlämnande av gap eller mellanrum 23 mellan kärnan och kapslingen under användning i en kärn- reaktor. Kompositkapslingsbehâllaren har ett yttre substrat 21 valt från konventionella kapslingsmaterial, såsom rost- fritt stål och zirkoniumlegeringar, och, enligt en föredragen utföringsform av uppfinningen, är substratet en zirkonium- 459 101 10 legering, exempelvis Zircaloy-2. substratet 21 har metallurgiskt bundet till den inre omkrets- ytan en beklädnad 22 av utspädd zirkoniumlegering, så att beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering bildar en skärm för substratet mot kärnbränslematerialet 16 inuti komposit- kapslingen. Beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering bildar företrädesvis ca l till ca 20 % av kapslingens tjocklek. En beklädnad av utspädd zirkoniumlegering, som bildar mindre än ca 1 % av kapslingens tjocklek, skulle vara svår att åstad- komma vid kommersiell tillverkning och en beklädnad av ut- spådd zirkoniumlegering, som bildar mer än 20 % av kaps- lingens tjocklek, ger icke någon ytterligare fördel med den ökade tjockleken. Vidare innebär en beklädnad, som utgör mer än ca 20 % av kapslingens tjocklek, en samtidig minskning av tjockleken av substratet och eventuell försvagning av kapslingen.As can be seen from Figure 2, the nuclear fuel material 16, which forms the central core of the fuel element 14, is surrounded by a housing 17, which according to the invention is also referred to as a composite housing container. The composite enclosure container encloses the fissile core leaving gaps or gaps 23 between the core and the enclosure during use in a nuclear reactor. The composite enclosure container has an outer substrate 21 selected from conventional encapsulation materials, such as stainless steel and zirconium alloys, and, according to a preferred embodiment of the invention, the substrate is a zirconium alloy, for example Zircaloy-2. the substrate 21 has metallurgically bonded to the inner peripheral surface a liner 22 of dilute zirconium alloy, so that the liner of dilute zirconium alloy forms a shield for the substrate against the nuclear fuel material 16 inside the composite housing. The cladding of dilute zirconium alloy preferably forms about 1 to about 20% of the thickness of the enclosure. A cladding of diluted zirconium alloy, which forms less than about 1% of the thickness of the casing, would be difficult to achieve in commercial manufacture, and a cladding of diluted zirconium alloy, which forms more than 20% of the thickness of the casing, does not any additional benefit of the increased thickness. Furthermore, a cladding which constitutes more than about 20% of the thickness of the enclosure means a simultaneous reduction of the thickness of the substrate and possible weakening of the enclosure.
Den utspädda zirkoniumlegeringen utgöres av zirkonium och en legeringstillsats vald från gruppen bestående av: krom, järn plus krom och koppar. järn, I föreliggande sammanhang avses med utspädd zirkoniumlegering en zirkoniumlegering med en legeringshalt, som är tillräckligt låg för att ge större duktilitet och högre töjningsgrad än substratmaterialet under ekvivalenta spänningsbetingelser.The diluted zirconium alloy consists of zirconium and an alloy additive selected from the group consisting of: chromium, iron plus chromium and copper. In the present context, dilute zirconium alloy refers to a zirconium alloy having an alloy content which is low enough to give greater ductility and higher elongation than the substrate material under equivalent stress conditions.
Mängden järn som är legerad med zirkonium är från ca 0,2 % till ca 0,3 % av vikten och företrädesvis från ca 0,2 % till ca 0,25 % av vikten.The amount of iron alloyed with zirconium is from about 0.2% to about 0.3% by weight and preferably from about 0.2% to about 0.25% by weight.
Krom ingår i omrâdet från ca 0,05 % till ca 0,3 % av vikten och företrädesvis från ca 0,15 % till ca 0,25 % av vikten.Chromium is present in the range of from about 0.05% to about 0.3% by weight and preferably from about 0.15% to about 0.25% by weight.
Järn plus krom kan inkluderas så att den totala mängden av båda komponenterna är från ca 0,15 % till ca 0,3 % av vikten och företrädesvis från ca 0,2 % till ca 0,25 % av vikten, varvid förhållandet av vikterna av järn till krom är från ca l:l till ca 4:1 och företrädesvis ca 2:1. 459 101 ll Koppar användes i en mängd av från ca 0,02 % till ca 0,2 % av vikten och företrädesvis från ca 0,05 % till ca 0,15 % av vikten.Iron plus chromium may be included so that the total amount of both components is from about 0.15% to about 0.3% by weight and preferably from about 0.2% to about 0.25% by weight, the ratio of the weights of iron to chromium is from about 1: 1 to about 4: 1 and preferably about 2: 1. Copper is used in an amount of from about 0.02% to about 0.2% by weight and preferably from about 0.05% to about 0.15% by weight.
Beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering avskärmar substratet från gasformiga föroreningar och klyvningsprodukter och skyddar substratdelen av kapslingen mot kontakt och reaktion med sådana föroreningar och klyvningsprodukter samt förhind- rar uppträdandet av lokaliserade spänningar.The diluted zirconium alloy coating shields the substrate from gaseous contaminants and fission products and protects the substrate portion of the enclosure from contact and reaction with such contaminants and fission products and prevents the occurrence of localized stresses.
Tillsatsen till zirkonium av små mängder av metaller valda från gruppen järn, krom, järn plus krom och koppar förbättrar korrosionsbeständigheten, i synnerhet beständigheten mot oxidation av hett vatten eller vattenånga, om tillsatsen ligger inom det angivna intervallet för denna metall. Den lägre gränsen av mängden av varje metall som legeras med zirkonium ger tillräcklig mängd av denna metall för att väsentligen förbättra korrosionsbeständigheten jämfört med olegerat zirkonium.The addition to zirconium of small amounts of metals selected from the group of iron, chromium, iron plus chromium and copper improves the corrosion resistance, in particular the resistance to oxidation of hot water or water vapor, if the addition is within the specified range for this metal. The lower limit of the amount of each metal alloyed with zirconium provides sufficient amount of this metal to substantially improve the corrosion resistance compared to unalloyed zirconium.
Den övre gränsen av mängden av varje metall som legeras med zirkonium bestämmes generellt vid den maximimängd av'metal- len, som väsentligen förbättrar korrosionsbeständigheten jäm- fört med zirkoniumsvamp. Tillsatser av metallen som över- stiger den övre gränsen medför icke någon väsentlig förbätt- ring av korrosionsbeständighetsegenskaperna hos zirkonium och kan ha en skadlig effekt genom att minska mjukheten och duktiliteten hos beklädnaden.The upper limit of the amount of each metal alloyed with zirconium is generally determined at the maximum amount of the metal which substantially improves the corrosion resistance compared with zirconium sponge. Additions of the metal exceeding the upper limit do not significantly improve the corrosion resistance properties of zirconium and can have a detrimental effect by reducing the softness and ductility of the cladding.
Tillsatser.av varje metall till zirkonium som ger den största förbättringen av korrosionsbeständigheten anges såsom före- dragna intervall.Additions of each metal to zirconium which give the greatest improvement in corrosion resistance are given as preferred ranges.
Järn, krom och koppar är svagt lösliga i zirkonium. Utspädda zirkoniumlegeringar innefattande en eller fler av dessa me- taller kan värmebehandlas för att ge ett material med en fin dispersion av intermetalliska partiklar, som är ädla i för- hållande till zirkoniumgrundmassan. Eftersom legerings- ..-W 459 1901 12 beståndsdelarna är svagt lösliga, uppträder ringa härdning i Den hållfasthetshöjande'effekten är tillräckligt låg för att bibehålla den mjukhet som kräves hos beklädnaden av utsp fast lösning av zirkonium. ädd zirkoniumlegering för att för- hindra eller motverka bränsleförstöring genom inbördes in- verkan mellan bränslekuts och kapsling.Iron, chromium and copper are poorly soluble in zirconium. Diluted zirconium alloys comprising one or more of these metals can be heat treated to give a material with a fine dispersion of intermetallic particles which are noble relative to the zirconium matrix. Since the alloying constituents are weakly soluble, little curing occurs. The strength-increasing effect is low enough to maintain the softness required of the cladding of zirconium solution. worn zirconium alloy to prevent or counteract fuel destruction by mutual interaction between fuel pellet and housing.
Beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering i kompositkapslingen motstàr bestrâlningshärdning i förhållande till Zircaloy eller andra konventionella zirkoniumlegeringar och detta möj- liggör att beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering efter - långvarig bestrålning bibehåller önskvärda strukturegenskaper, såsom sträckgräns och hårdhet vid nivåer som är väsentligt lägre än de för konventionella zirkoniumlegeringar. Sålunda härdas beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering icke lika mycket som konventionella zirkoniumlegeringar, när den ut- för bestrâlning och detta, tillsammans med dess från låga sträckgräns, möjliggör att beklädnaden av ut- spädd zirkoniumlegering deformeras plastiskt och ge efter för sättes början av bränslekutsar inducerade spänningar i bränsleelementet, som kan orsakas exempelvis genom svällning av kutsarna av kärnbränsle vid reaktorns arbetstemperatur (300°C till 350°C), så att kutsarna kommer i kontakt med kapslingen, En beklädnad av utspädd zirkoniumlegering innefattande zirko- nium och en metall vald från gruppen innefattande järn, krom, järn plus krom och koppar och företrädesvis ca 5 till 15 % av tjockleken av kapslingen bunden till ett konventionellt zir- koniumlegeringssubstrat ger en spänningsminskning, som är tillräcklig för att förhindra eller motverka förstöringar av kompositkapslingen.The diluted zirconium alloy coating in the composite enclosure resists radiation hardening relative to Zircaloy or other conventional zirconium alloys and this allows the diluted zirconium alloy coating after long-term irradiation to retain desirable structural properties such as conventional stretch strengths. Thus, the diluted zirconium alloy cladding does not cure as much as conventional zirconium alloys when it emits irradiation and this, together with its low yield strength, allows the diluted zirconium alloy cladding to be plastically deformed and yield to the beginning of fuel pellets induced in the beginning. the fuel element, which can be caused, for example, by swelling the cores of nuclear fuel at the operating temperature of the reactor (300 ° C to 350 ° C), so that the cutters come into contact with the enclosure. iron, chromium, iron plus chromium and copper and preferably about 5 to 15% of the thickness of the enclosure bonded to a conventional zirconium alloy substrate provides a voltage reduction sufficient to prevent or counteract damage to the composite enclosure.
Renhetsgraden hos zirkoniummetallen, som legeras med järn, krom, järn plus krom eller koppar, är betydelsefull och bidrager till att ge speciella egenskaper åt beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering. Allmänt ingår mindre än 5000 ppm föroreningar i zirkoniummetallen. Av dessa bör syre vara så lågt som är praktiskt möjligt men kan variera upp till l 459 101 13 ca 1000 ppm.The degree of purity of the zirconium metal, which is alloyed with iron, chromium, iron plus chromium or copper, is significant and helps to give special properties to the cladding of dilute zirconium alloy. Generally, less than 5,000 ppm of impurities are included in the zirconium metal. Of these, oxygen should be as low as practically possible but can vary up to about 1000 ppm.
Kompositkapslingen för kärnbränsleelementet enligt uppfinning~ en har en beklädnad av utspädd zirkoniumlegering metallurgiskt bunden till substratet. Metallografisk undersökning visar att det förekommer tillräcklig tvärdiffusion mellan substra- tet och beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering för bildning av metallurgiska bindningar, men otillräcklig tvärdiffusion för väsentlig legering med själva beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering. - Bland konventionella zirkoniumlegeringar, som är lämpliga såsom substrat, finnes Zircaloy-2 och Zircaloy-4. Zircaloy-2 innehåller på viktbasis ca l,5 % tenn, 0,12 % järn, 0,09 % krom och 0,005 % nickel och användes i stor utsträckning i vattenkylda reaktorer. Zircaloy-4 innehåller mindre nickel än Zircaloy-2 men innehåller något mer järn än Zircaloy-2.The composite housing for the nuclear fuel element according to the invention has a coating of dilute zirconium alloy metallurgically bonded to the substrate. Metallographic examination shows that there is sufficient cross-diffusion between the substrate and the cladding of diluted zirconium alloy to form metallurgical bonds, but insufficient cross-diffusion for substantial alloy with the cladding of diluted zirconium alloy itself. Among conventional zirconium alloys suitable as substrates are Zircaloy-2 and Zircaloy-4. Zircaloy-2 contains on a weight basis about 1.5% tin, 0.12% iron, 0.09% chromium and 0.005% nickel and is widely used in water-cooled reactors. Zircaloy-4 contains less nickel than Zircaloy-2 but contains slightly more iron than Zircaloy-2.
Kompositkapslingen som användes i kärnbränsleelement enligt uppfinningen kan tillverkas med någon av följande metoder.The composite housing used in nuclear fuel elements according to the invention can be manufactured by any of the following methods.
Enligt en metod införes ett rör av beklädnadsmaterialet av utspädd zirkoniumlegering i ett ihâligt ämne av det material, som väljes såsom substrat, och därefter underkastas denna enhet explosionsbindning av röret till ämnet. Kompositmate- rialet strängpressas med användning av konventionell rör- mantelsträngpressning vid höga temperaturer av ca 538 till 760OC. Därefter underkastas det strängpressade komposit- materialet ett förfarande innefattande konventionell rör- reduktion tills den önskade dimensionen hos kapslingen uppnås.According to one method, a tube of the diluted zirconium alloy cladding material is introduced into a hollow blank of the material selected as the substrate, and then this unit is subjected to explosion bonding of the tube to the blank. The composite material is extruded using conventional tube jacket extrusion at high temperatures of about 538 to 760 ° C. Thereafter, the extruded composite material is subjected to a process involving conventional pipe reduction until the desired dimension of the enclosure is reached.
Den relativa väggtjockleken hos det ihåliga ämnet och bekläd- nadsröret av utspädd zirkoniumlegering väljes för att ge det önskade tjockleksförhàllandet i det färdiga kapslingsröret.The relative wall thickness of the hollow blank and the diluted zirconium alloy cladding tube is selected to give the desired thickness ratio in the finished cladding tube.
Enligt en annan metod införes ett rör av beklädnadsmaterialet av utspädd zirkoniumlegering i ett ihâligt ämne av det mate- rial, som väljes såsom substrat, och därefter underkastas enheten ett upphettningssteg (exempelvis 750°C under 8 timmar) under tryckspänning för att säkerställa god kontakt metall- 459 101 l4 -till-metall och diffusionsbindning mellan röret och ämnet.According to another method, a tube of the diluted zirconium alloy cladding material is introduced into a hollow blank of the material selected as the substrate, and then the unit is subjected to a heating step (for example 750 ° C for 8 hours) under compressive stress to ensure good contact metal. - 459 101 l4 -to-metal and diffusion bonding between the tube and the substance.
Det diffusionsbundna kompositmaterialet strängpressas med användning av konventionell rörmantelsträngpressning, såsom beskrives ovan i omedelbart föregående stycke. Därefter underkastas det strängpressade kompositmaterialet ett för- farande innefattande konventionell rörreduktion tills den önskade dimensionen hos kapslingen uppnås.The diffusion bonded composite material is extruded using conventional tubular shell extrusion, as described above in the immediately preceding paragraph. Thereafter, the extruded composite material is subjected to a process involving conventional pipe reduction until the desired dimension of the enclosure is reached.
Enligt ytterligare en annan metod införes ett rör av bekläd- nadsmaterialet av utspädd zirkoniumlegering i ett ihåligt ämne av det material, som.väljes såsom substrat, varefter enheten strängpressas med användning av konventionell rör- mantelsträngpressning såsom beskrives ovan. Därefter under- kastas det strängpressade kompositmaterialet ett förfarande innefattande konventionell rörreduktion tills den önskade dimensionen hos kapslingen uppnåtts.According to yet another method, a tube of the diluted zirconium alloy cladding material is introduced into a hollow blank of the material selected as the substrate, after which the unit is extruded using conventional tubular shell extrusion as described above. Thereafter, the extruded composite material is subjected to a process involving conventional pipe reduction until the desired dimension of the enclosure is reached.
De i det föregående angivna processerna för tillverkning av kompositkapslingen enligt uppfinningen ger ekonomiska för- delar jämfört med andra processer som användes för tillverk- ning av kapsling, såsom elektroplätering eller ångavsättning.The above-mentioned processes for manufacturing the composite enclosure according to the invention provide economic advantages compared to other processes used for manufacturing the enclosure, such as electroplating or vapor deposition.
Ett kärnbränsleelement kan smidas genom tillverkning av en kompositkapslingsbehållare, som är öppen vid en ände, varvid kapslingsbehållaren innefattar ett substrat och en invändig beklädnad av utspädd zirkoniumlegering bestående av zirkonium och en metall vald från gruppen bestående av järn, krom, järn plus krom och koppar metallurgiskt bunden till innerytan av substratet, varefter man fyller kompositkapslingsbehâllaren med kärnbränslematerial och kvarlämnar ett hålrum vid den öppna änden, inför ett kärnbränslematerialkvarhållande organ i hàlrummet, anbringar ett tillslutningsorgan till den öppna änden av benållaren med kvarlämnande av hålrummet i förbin- delse med kärnbränslet och därefter binder änden av kapslings- behållaren till tillslutningsorganet till bildning av en tät förslutning mellan dessa.A nuclear fuel element can be forged by making a composite enclosure container which is open at one end, the enclosure container comprising a substrate and an inner liner of dilute zirconium alloy consisting of zirconium and a metal selected from the group consisting of iron, chromium, iron plus chromium and chromium and chromium. bonded to the inner surface of the substrate, then fill the composite enclosure container with nuclear fuel material and leave a cavity at the open end, insert a nuclear fuel material retaining member into the cavity, apply a closure to the open end of the bone container leaving the cavity with the fuel the end of the enclosure container to the closure means to form a tight closure between them.
Föreliggande uppfinning erbjuder ett flertal fördelar, som gynnar lång användningslivslängd hos kärnbränsleelementet, 459 101 15 innefattande minskning av den kemiska inbördes inverkan på kapslingen, minimering av lokaliserade spänningar på zirko- niumlegeringssubstratdelen av kapslingen, minimering av spänningskorrosion på zirkoniumlegeringssubstratdelen av kapslingen och minskning av sannolikheten för att spaltnings- fel skall uppträda i zirkoniumlegeringssubstratet.The present invention offers a number of advantages that benefit long service life of the nuclear fuel element, including reducing the chemical interactions on the enclosure, minimizing localized stresses on the zirconium alloy substrate portion of the enclosure, minimizing stress corrosion of the zirconium alloy of the zirconium alloy that decomposition defects should occur in the zirconium alloy substrate.
Förutom att minimera spänningar och spänningskorrosion på substratet är beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering beständig mot oxidation genom inverkan av vattenånga och hett vatten, om kapslingen skulle brista, under det att olegerat - zirkonium oxiderar hastigt under dessa betingelser. Den utspädda zirkoniumlegeringen uppvisar en plasticitet, som är likartad med denna hos olegerat zirkonium och ger fördelarna härav samtidigt som den ger ökad beständighet mot korrosion, i synnerhet mot oxidation genom inverkan av hett vatten och vattenånga.In addition to minimizing stresses and stress corrosion on the substrate, the diluted zirconium alloy coating is resistant to oxidation by the action of water vapor and hot water, should the enclosure break, while unalloyed zirconium oxidizes rapidly under these conditions. The dilute zirconium alloy exhibits a plasticity similar to that of unalloyed zirconium and provides the benefits thereof while providing increased resistance to corrosion, in particular to oxidation by the action of hot water and water vapor.
En betydelsefull egenskap hos kompositkapslingen enligt upp- finningen är att de i det föregående angivna förbättringarna uppnås utan väsentlig ökad neutronförlust. En sådan kapsling kan lätt accepteras i kärnreaktorer, eftersom kapslingen icke skulle ge någon bildning av eutektikum vid en olyckssituation med förlust av kylmedel eller en olyckssituation innefattande tappande av en kärnreglerstav. Vidare har kompositkapslingen mycket ringa värmeöverföringsförlust, eftersom det icke finnes någon termisk barriär mot överföring av värme, såsom är fallet om en separat folie eller infodring införes i ett bränsle- element. Kompositkapslingen enligt uppfinningen kan även inspekteras med konventionella icke-förstörande provnings- metoder under olika steg av tillverkning och användning.A significant property of the composite enclosure according to the invention is that the above-mentioned improvements are achieved without significantly increased neutron loss. Such a housing can be easily accepted in nuclear reactors, since the housing would not give any formation of eutectic in an accident situation with loss of coolant or an accident situation involving the loss of a nuclear control rod. Furthermore, the composite housing has very little heat transfer loss, since there is no thermal barrier to heat transfer, as is the case if a separate foil or liner is inserted into a fuel element. The composite housing according to the invention can also be inspected by conventional non-destructive test methods during various stages of manufacture and use.
Såsom är uppenbart för fackmannen kan olika modifikationer och förändringar utföras av uppfinningen såsom denna beskri- vits.As will be apparent to those skilled in the art, various modifications and changes may be made to the invention as described herein.
Claims (6)
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US37405282A | 1982-05-03 | 1982-05-03 |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SE8300016D0 SE8300016D0 (en) | 1983-01-03 |
| SE8300016L SE8300016L (en) | 1983-11-04 |
| SE459101B true SE459101B (en) | 1989-06-05 |
Family
ID=23475064
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SE8300016A SE459101B (en) | 1982-05-03 | 1983-01-03 | COMPOSITION COVER HOUSING FOR NUCLEAR REACTORS WITH INSIDE COATED ZONCONIUM ALLOY |
Country Status (10)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58199836A (en) |
| KR (1) | KR910003286B1 (en) |
| BE (1) | BE895526A (en) |
| CA (1) | CA1209726A (en) |
| DE (1) | DE3248235A1 (en) |
| ES (1) | ES8506926A1 (en) |
| FR (1) | FR2526213B1 (en) |
| GB (1) | GB2119559B (en) |
| IT (1) | IT1153911B (en) |
| SE (1) | SE459101B (en) |
Families Citing this family (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0155603B1 (en) * | 1984-03-09 | 1989-06-14 | Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. | Cladding tube for nuclear fuel and nuclear fuel element having this cladding tube |
| US4664881A (en) * | 1984-03-14 | 1987-05-12 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium base fuel cladding resistant to PCI crack propagation |
| US4675153A (en) * | 1984-03-14 | 1987-06-23 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation |
| US4775508A (en) * | 1985-03-08 | 1988-10-04 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation |
| JPS61217793A (en) * | 1985-03-08 | 1986-09-27 | ウエスチングハウス・エレクトリック・コ−ポレ−ション | Nuclear fuel coated tube |
| CN86101123A (en) * | 1985-03-08 | 1987-01-21 | 西屋电气公司 | Vessel of water reactor fuel |
| US4933136A (en) * | 1985-03-08 | 1990-06-12 | Westinghouse Electric Corp. | Water reactor fuel cladding |
| JPS6224182A (en) * | 1985-03-08 | 1987-02-02 | ウエスチングハウス・エレクトリック・コ−ポレ−ション | Nuclear fuel coated tube |
| US4894203A (en) * | 1988-02-05 | 1990-01-16 | General Electric Company | Nuclear fuel element having oxidation resistant cladding |
| US6243433B1 (en) | 1999-05-14 | 2001-06-05 | General Electic Co. | Cladding for use in nuclear reactors having improved resistance to stress corrosion cracking and corrosion |
| US20100040189A1 (en) * | 2006-10-16 | 2010-02-18 | Commissariat A L'energie Atomique | Erbium-containing zirconium alloy, methods for preparing and shaping the same, and structural component containing said alloy. |
Family Cites Families (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| BE571786A (en) * | 1957-10-16 | |||
| US3925151A (en) * | 1974-02-11 | 1975-12-09 | Gen Electric | Nuclear fuel element |
| GB1507487A (en) * | 1974-06-24 | 1978-04-12 | Gen Electric | Nuclear fuel element |
| FR2404898B2 (en) * | 1974-11-11 | 1986-05-02 | Gen Electric | COMPOSITE SHEATH FOR A NUCLEAR FUEL ELEMENT |
| US4029545A (en) * | 1974-11-11 | 1977-06-14 | General Electric Company | Nuclear fuel elements having a composite cladding |
| US4045288A (en) * | 1974-11-11 | 1977-08-30 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
| GB1525717A (en) * | 1974-11-11 | 1978-09-20 | Gen Electric | Nuclear fuel elements |
| GB1569078A (en) * | 1977-09-30 | 1980-06-11 | Gen Electric | Nuclear fuel element |
| CA1139023A (en) * | 1979-06-04 | 1983-01-04 | John H. Davies | Thermal-mechanical treatment of composite nuclear fuel element cladding |
-
1982
- 1982-12-21 IT IT24877/82A patent/IT1153911B/en active
- 1982-12-22 GB GB08236441A patent/GB2119559B/en not_active Expired
- 1982-12-28 JP JP57227826A patent/JPS58199836A/en active Pending
- 1982-12-28 DE DE19823248235 patent/DE3248235A1/en not_active Ceased
- 1982-12-28 FR FR8221912A patent/FR2526213B1/en not_active Expired
- 1982-12-29 ES ES518638A patent/ES8506926A1/en not_active Expired
- 1982-12-30 BE BE0/209838A patent/BE895526A/en not_active IP Right Cessation
- 1982-12-31 KR KR8205904A patent/KR910003286B1/en active
-
1983
- 1983-01-03 SE SE8300016A patent/SE459101B/en not_active IP Right Cessation
- 1983-04-29 CA CA000427055A patent/CA1209726A/en not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR910003286B1 (en) | 1991-05-25 |
| JPS58199836A (en) | 1983-11-21 |
| FR2526213A1 (en) | 1983-11-04 |
| GB2119559B (en) | 1986-02-26 |
| ES518638A0 (en) | 1985-07-16 |
| CA1209726A (en) | 1986-08-12 |
| ES8506926A1 (en) | 1985-07-16 |
| BE895526A (en) | 1983-06-30 |
| IT8224877A1 (en) | 1984-06-21 |
| KR840003119A (en) | 1984-08-13 |
| SE8300016D0 (en) | 1983-01-03 |
| DE3248235A1 (en) | 1983-11-03 |
| IT1153911B (en) | 1987-01-21 |
| IT8224877A0 (en) | 1982-12-21 |
| SE8300016L (en) | 1983-11-04 |
| FR2526213B1 (en) | 1986-10-31 |
| GB2119559A (en) | 1983-11-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4200492A (en) | Nuclear fuel element | |
| US4029545A (en) | Nuclear fuel elements having a composite cladding | |
| US4022662A (en) | Nuclear fuel element having a metal liner and a diffusion barrier | |
| JP2543973B2 (en) | Fuel element with oxidation resistant coating | |
| US4372817A (en) | Nuclear fuel element | |
| KR100274767B1 (en) | Corrosion resistance zirconium liner for nuclear fuel rod cladding | |
| US5026516A (en) | Corrosion resistant cladding for nuclear fuel rods | |
| US3925151A (en) | Nuclear fuel element | |
| US4406012A (en) | Nuclear fuel elements having a composite cladding | |
| US5024809A (en) | Corrosion resistant composite claddings for nuclear fuel rods | |
| US4986957A (en) | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron | |
| US5073336A (en) | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron | |
| JPH0213280B2 (en) | ||
| JP2001066390A (en) | Cladding for nuclear reactor with improved crack resistance and corrosion resistance | |
| SE459101B (en) | COMPOSITION COVER HOUSING FOR NUCLEAR REACTORS WITH INSIDE COATED ZONCONIUM ALLOY | |
| SE462307B (en) | Nuclear fuel elements with composite casing containers and composite casing containers with zirconium alloy cladding | |
| SE444368B (en) | PROCEDURE FOR THE MANUFACTURING OF A NUCLEAR FUEL CONTAINER FOR USE IN NUCLEAR RIFT REACTORS AND CONTAINERS MANUFACTURED AS PROCEDURED | |
| JPH0658414B2 (en) | Fuel element and manufacturing method thereof | |
| SE440962B (en) | NUCLEAR FUEL ELEMENT WITH IMPROVED RESISTANCE TO VOLTAGE CORROSION CRACKING ON THE COVER | |
| SE462308B (en) | Nuclear fuel elements with composite casing containers and composite casing containers with zirconium and zirconium alloy cladding | |
| CA1209727A (en) | Buried zirconium layer | |
| Adamson et al. | Zirconium alloy barrier having improved corrosion resistance | |
| JPH0373832B2 (en) | ||
| Klepfer | Nuclear fuel element | |
| DE2549976A1 (en) | COVERING FOR NUCLEAR FUEL ELEMENTS |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| NAL | Patent in force |
Ref document number: 8300016-6 Format of ref document f/p: F |
|
| NUG | Patent has lapsed |