SE459101B - Kompositkapslingsbehaallare foer kaernreaktorer med invaendig beklaednad av laaghaltig zirkoniumlegering - Google Patents

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.

Vanliga kapslingsmaterial är rostfritt stål, aluminium och legeringar därav, zirkonium och legeringar därav, niob, vissa magnesium- legeringar och andra.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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).

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.

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).

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.

Den "begravda" metallbarriären minskar korrosion på grund av klyvningsproduk- ter och korrosiva gaser men utsättes för spänningskorrosions- sprickning och försprödning av flytande metall.

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.

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.

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.

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.

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 .

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

Tillsatser.av varje metall till zirkonium som ger den största förbättringen av korrosionsbeständigheten anges såsom före- dragna intervall.

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.

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.

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.

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.

Kompositkapslingen som användes i kärnbränsleelement enligt uppfinningen kan tillverkas med någon av följande metoder.

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.

Den relativa väggtjockleken hos det ihåliga ämnet och bekläd- nadsröret av utspädd zirkoniumlegering väljes för att ge det önskade tjockleksförhàllandet i det färdiga kapslingsröret.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

Såsom är uppenbart för fackmannen kan olika modifikationer och förändringar utföras av uppfinningen såsom denna beskri- vits.

Claims (6)

459 101 /6 PATENTKRAV

1. l. Kompositkapslingsbehållare för användning i kärnreaktorer med flytande kylmedel innefattande en yttre del av zirkonium- legering, som bildar ett substrat, och en invändig beklädnad av en låghaltig zirkoniumlegering, k ä n n e t e c k n a d därav, att beklädnaden bildas aY ZíPk°niUm Och en metall vald från gruppen bestående av, i viktprocent, järn i en mängd från ca 0,2 till ca 0,3 %, krom i en mängd av från ca 0,05 till ca 0,3 %, järn plus krom i en mängd av från ca 0,15 till ca 0,3 % samt koppar i en mängd av från ca 0,02 till ca 0,2 %, metallurgiskt bunden till insidan av substratet, varvid zirkoniumlegeringsbeklädnaden utgör från ca 5 till ca 15 “ 'uaV tjockleken av kompositkapslingsbehållaren.

2. Kompositkapslingsbehållare enligt patentkrav l, k ä n n e t e c k n a d därav, att beklädnaden av lâghaltig .¿. zirkoniumlegering innefattar från ca 0,2 till ca 0,25 viktpro- cent järn, varvid resten är zírkonium.

3. Kompositkapslingsbehållare enligt patentkrav l, k ä n n e t e c k n a d därav, att beklädnaden av låghaltig zirkoniumlegering innefattar från ca 0,15 till ca 0,25 vikt- procent krom, varvid resten är zirkonium.

4. Kompositkapslingsbehâllare enligt patentkrav l, k ä n n e t e c k n a d därav, att viktförhållandet av järn till krom är från ca 1:1 till ca 4:1.

5. Kompositkapslingsbehållare enligt patentkrav 4, k ä n n e t e c k n a d därav, att den totala mängden av järn plus krom är från ca 0,2 till ca 0,25 viktprocent.\ ,.

6. Kompositkapslingsbehâllare enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a d därav, att beklädnaden innehåller ca 0,05 till ca 0,15 viktprocent koppar, zirkonium. varvid resten är