SE462308B - Kärnbränsleelement med kompositkapslingsbehallare samt kompositkapslingsbehallare med beklädnad av zirkonium och zirkoniumlegering - Google Patents

Description

388 2 moderator närvarar, eller båda dessa, om både kylmedel och moderator närvarar, och för det andra att förhindra att radio- aktiva klyvningsprodukter, av vilka vissa är gasformiga, fri- ges från bränslet till kylmedlet eller moderatorn eller 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 förlust av läcktäthet, kan medföra förorening av kylmedlet eller moderatorn och därmed förorena system med långlivade radio- aktiva produkter i sådan grad, att det stör anläggningens funktion.

Problem har uppkommit vid tillverkning och vid drift av kärn- bränsleelement, som använder vissa metaller och legeringar såsom kapslingsmaterial på grund av mekaniska eller kemiska reaktioner av dessa kapslingsmaterial under vissa betingelser.

Zirkonium och legeringar därav ger under normala betingelser mycket goda kärnbränslekapslingar, eftersom de har låg neut- ronabsorptionstvärsektion och vid temperaturer under ca 398°C är starka, duktila, extremt stabila och relativt icke-reak- tiva i närvaro av avmineraliserat vatten eller vattenånga, som allmänt användes såsom kylmedel och moderatorer för reaktorer.

Användning av bränsleelement har emellertid avslöjat ett problem med sprödbrott av kapslingen på grund av den kombine- rade inbördes inverkan mellan kärnbränslet, kapslingen och klyvningsprodukter, som bildas under klyvningsreaktionen. Det har visat sig att dessa oönskade användningsegenskaper gynnas av lokaliserade mekaniska spänningar på grund av skillnader ifråga om utvidgning av bränsle och kapsling (spänningar i kapslingen koncentreras vid gränsytor mellan bränslekutsar och i vissa fall vid sprickor i kärnbränslet). Fenomenet betecknas bränslekuts-kapslings-inverkan eller "PCI". Korro- siva klyvningsprodukter friges från kärnbränslet och närvarar vid skärningen av bränslebrickorna med kapslingsytan. Sådana klyvningsprodukter bildas i kärnbränslet under kärnklyvnings- Ä-62 598 3 reaktionen under drift av kärnreaktorn.

I det inre av ett tillslutet bränsleelement kan vätgas bildas genom långsam reaktion mellan kapslingen och kvarvarande vat- ten inuti kapslingen. Denna vätgas kan uppbyggas till halter, vilka under vissa betingelser kan medföra lokaliserad hydre- ring av kapslingen med därav följande lokal förstöring av de mekaniska egenskaperna hos kapslingen. Kapslingen påverkas även oförmånligt av sådana gaser som syre, kväve, kolmonoxid och koldioxid genom ett vidsträckt temperaturområde. Zirko- niumkapslingen hos kärnbränsleelement utsättes för en eller fler av de gaser som anges ovan och klyvningsprodukter under bestrålning i en kärnreaktor och detta äger rum trots att dessa gaser eventuellt icke närvarar i reaktorkylmedlet eller moderatorn och vidare kan ha uteslutits så långt som möjligt från den omgivande atmosfären under tillverkningen av kaps- lingen och bränsleelementet. Sintrade eldfasta och keramiska kompositioner, såsom urandioxid och andra kompositioner som användes såsom kärnbränsle, avger mätbara mängder av de förut- nämnda gaserna vid upphettning, exempelvis under tillverkning av bränslet och avger vidare klyvningsprodukter under bestrål- ning. Partikelformiga eldfasta och keramiska kompositioner, exempelvis urandioxidpulver och andra pulver som användes såsom kärnbränsle, har visat sig avge en större mängd av de förutnämnda gaserna under bestrålning. Dessa frigivna gaser kan reagera med zirkoniumkapslingen som innesluter kärnbräns- let.

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 reagerar med kapslingen från insidan av bränsleelementet under hela den tidrymd bränsleelementet användes i drift i kärnkraftan- läggningar. En sådan åtgärd har varit att finna material, som reagerar hastigt kemiskt med vatten, vattenånga och andra gaser för att eliminera dessa från det inre av kapslingen.

Sådana material kallas "getter-material".

LH 462 '08 4 Ett annat försök har varit att belägga kärnbränslematerialet med ett keramiskt material för att förhindra att fukt kommer i kontakt med kärnbränslematerialet, såsom anges i US-patentet 3 108 936. US-patentet 3 085 059 beskriver ett bränsleele- ment innefattande en metallkapsling innehållande en eller fler bränslekutsar av klyvbart keramiskt material och ett skikt av glasformigt material bundet till de keramiska bräns- lekutsarna, så att skiktet finnes mellan kapslingen och kärn- bränslet för att säkerställa likformig god värmeledning från bränslekutsarna till kapslingen. US-patentet 2 873 238 beskriver mantlade klyvbara stycken av uran, som är kapslade i ett metallhölje, i vilket de skyddande mantlarna eller täckskikten för uranstyckena är ett zink-aluminiumbindeskikt.

US-patentet 2 849 387 beskriver en mantlad klyvbar kropp innefattande ett flertal med öppen ände mantlade kroppssek- tioner av kärnbränsle, som doppats i ett smält bad av ett bindematerial, som ger en effektivt värmeledande bindning mellan urankroppssektionerna och behållaren (eller kapslingen).

Beläggningen anges utgöras av godtycklig metallegering med goda värmeledningsegenskaper, vilket exempelvis innefattar aluminium-kisel- och zink-aluminiumlegeringar. Japanska patentpublikationen SHO 47-46559, daterad 24 november 1972, beskriver konsolidering av separata kärnbränslepartiklar i en kolhaltig grundmassebränslekomposit genom beläggning av bränslepartiklarna med en jämn kolhaltig beläggning med hög densitet runt bränslekutsarna. Ytterligare en annan belägg- ning anges i japanska patentpublikationen SHO 47-14200, i vilken beläggningen av en av tvâ grupper av bränslekutsar innefattar ett skikt av kiselkarbid och den andra gruppen är belagd med ett skikt av pyrokol eller metallkarbid.

Beläggningen av kärnbränslematerial inför tillförlitlighets- problem, eftersom det är svårt att âstadkomma likformiga be- läggningar som är fria från felställen. Vidare kan förstöring av beläggningen medföra problem med långtidsegenskaperna hos kärnbränslematerialet.

Bland tidigare framförda förslag kan även nämnas ~. \v 46' 3308 P ett förfarande för att förhindra korrosion av kärnbränsle- kapsling bestående av tillsats av en sådan metall som niob till bränslet. Tillsatsen kan vara i form av ett pulver, förutsatt att efterföljande behandling av bränslet icke med- för oxidering av metallen, eller införlivas i bränsleelemen- tet såsom tråd, plåt eller i andra former i, runt eller mellan bränslekutsarna.

Man har vidare föreslagit användning av en kompositkapsling av en zirkoniumlegering med en innerbeklädnad av rostfritt stål, som är metallurgiskt bunden till zirkonium- legeringen, och kompositkapslingen tillverkas genom sträng- pressning av ett ihåligt ämne av zirkoniumlegeringen med en innerbeklädnad av rostfritt stål. Denna kapsling har den olägenheten, att det rostfria stålet utvecklar spröda faser och skiktet av rostfritt stål medför en neutronabsorptions- förlust av ca 10-15 gånger förlusten för en zirkoniumlegering med samma tjocklek.

US-patentet 3 502 549 beskriver ett förfarande för att skydda zirkonium och legeringar därav genom elektrolytisk avsättning av krom för att ge ett kompositmaterial, som är användbart för kärnreaktorer. Ett förfarande för elektrolytisk avsätt- ning av koppar på Zircaloy- -ytor och efterföljande värmebe- handling för åstadkommande av 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 beläggningar och dessas effek- tivitet såsom vätediffusionsbarriärer samt en Al-Si-beläggning såsom den mest lovande barriären mot vätediffusion. Metoder för elektroplätering av nickel på zirkonium och zirkonium- -tennlegeringar och värmebehandling av dessa legeringar för åstadkommande av legeringsdiffusionsbindningar anges i Electroplating on Zirconium and Zirconium-Tin av W.C. Schickner et al (BMI-757, Technical Information Service, 1952). US- J* O\ FC CN CD CO 6 -patentet 3 625 821 beskriver ett bränsleelement för en kärn- reaktor med ett bränslekapslingsrör med innerytan av röret belagd med en metall med låg neutroninfångningstvärsektion såsom nickel och med findispergerade partiklar av ett bränn- bart gift anordnade däri. Reactor Development Program Process Report av augusti 1973 (ANL-RDP-19) beskriver ett kemiskt getter-materialarrangemang 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 US-patentet 3 230 150 (kopparfolie), tyska patentpublikationen DAS l 238 115 (titan- skikt), US-patentet 3 212 988 (skikt av zirkonium, aluminium eller beryllium), US-patentet 3 018 238 (barriär av kristal- lint kol mellan UO2 och zirkoniumlegeringskapsling) och US-patentet 3 088 893 (folie av rostfritt stål). Användningen av barriärskikt har ansetts lovande, men vissa av de i det föregående nämnda publikationerna beskriver användning av icke kombinerbara material med antingen kärnbränslet (exempel- vis kol, som kan beredas med syre från kärnbränslet) eller med kapslingen (exempelvis koppar och andra metaller, som kan reagera med kapslingen, förändra egenskaperna hos kapslingen) eller med kärnklyvningsreaktionen (exempelvis genom att verka såsom neutronabsorbatorer). Icke någon av de angivna publi- kationerna beskriver lösningar av problemet med lokaliserad kemisk-mekanisk inbördes inverkan mellan kärnbränslet och kapslingen.

Ytterligare försök med användning av barriärer anges i US- -patentet 3 969 186 (eldfast metall, såsom molybden, volfram, rhenium, niob och legeringar därav i form av ett rör eller folie med ett eller fler skikt eller en beläggning på inner- ytan av kapslingen) och US-patentet 3 925 151 (beklädnad av zirkonium, niob eller legeringar därav mellan kärnbränslet och kapslingen med en beläggning av ett material med hög smörjförmåga mellan beklädnaden och kapslingen). 462 508 7 US-patentet 4 045 288 beskriver en kompositkapsling av ett zirkoniumlegeringssubstrat med en metallbarriär, som är metallurgiskt bunden till substratet, och ett innerskikt av zirkoniumlegering, som är metallurgiskt bundet till metall- barriären. Barriären väljes från en grupp av niob, aluminium, koppar, nickel, rostfritt stål och järn. Med undantag av niobbarriären bildar alla de andra materialen lågsmältande eutektiska faser med zirkoniumlegeringssubstratet, vilket gör dem olämpliga vid eventuella olycksfall med kylmedelsförlust.

US-patentet 4 200 492 beskriver en kompositkapsling av ett zirkoniumlegeringssubstrat med en beklädnad av zirkoniumsvamp.

Den mjuka zirkoniumbeklädnaden minskar lokaliserade spän- ningar samt minskar spänningskorrosionssprickningen och för- sprödningen av smält metall men utsättes för skador och för- luster genom honing och liknande under tillverkningen och korrosion om kapslingen brister.

Det har sålunda blivit önskvärt att utveckla kärnbränsle- element som minskar de ovan diskuterade problemen.

Ett särskilt effektivt kärnbränsleelement för användning i härden i en kärnreaktor har en kompositkapsling med ett substrat, en olegerad zirkoniumbarriär, som är metallurgiskt bunden till innerytan av substratet, samt ett innerskikt, som är metallurgiskt bundet till innerytan av zirkoniumbarriären.

Substratet av kapslingen är helt oförändrad ifråga om konst- ruktion och funktion jämfört med tidigare praxis för en kärn- reaktor och väljes bland konventionella kapslingsmaterial, såsom zirkoniumlegeringar.

Zirkoniumbarriären och det inre skiktet bildar en skärm mellan substratet och kärnbränslematerialet, som hålles i kapslingen, samt avskärmar substratet mot klyvningsprodukter och gaser. Det inre skiktet i sin tur avskärmar zirkonium- barriären från klyvningsprodukter som frisläppes från bränslet och andra reaktiva element som förefinnes i bränsleelementet.

Denna avskärmning tillåter att zirkoniumbarriären bibehåller 462 308 8 maximal grad av renhet och duktilitet genom att förhindra härdning genom rekyl av klyvningsprodukter eller genom reak- tion med kemiska element, som förefinnes i bränsleelementet.

Zirkoniumbarriären bildar ca l till ca 30 % av kapslingens tjocklek. En zirkoniumbarriär som bildar mindre än ca 1 % av tjockleken av kapslingen skulle vara svår att åstadkomma i kommersiell tillverkning och en zirkoniumbarriär som bildar mer än 30 % av kapslingens tjocklek skulle icke ge någon ytterligare fördel med ökad tjocklek. Vidare skulle en barriär av mer än ca 30 % av kapslingens tjocklek ge en sam- tidig minskning av tjockleken av substratet och försvagning av kompositkapslingen.

Det inre skiktet kan framställas så att det utgör från l % till lO % av den totala kapslingstjockleken. Detta tjockleks- omrâde har specificerats för att ge ett innerskikt av minimal tjocklek, som kan tillverkas genom rör-samsträngpressning och -samreduktionsmetoder. Pâ grund av dess renhetsgrad och den avskärmande effekten av det inre skiktet förblir barriären mjuk under bestrålning och minimerar lokaliserade töjningar inuti kärnbränsleelementet och bidrar på detta sätt till att skydda substratet mot spänningskorrosionssprickning eller smält metallförsprödning. Innerskiktet och zirkoniumbarriären ger ett föredraget reaktionsställe för reaktion med flyktiga föroreningar eller klyvningsprodukter, som förefinnes inuti kärnbränsleelementet, och bidrar på detta sätt till att skydda barriären och kapslingen mot angrepp av flyktiga föroreningar eller klyvningsprodukter.

Dessutom är det inre skiktet användbart under tillverkningen för att förhindra förluster eller skador på den mjuka barriä- ren och förbättrar sålunda bearbetbarheten. Vidare skyddar det inre skiktet barriären mot vattenkorrosion vid fel på bränsleelementet.

Uppfinningen ger den väsentliga fördelen att substratet hos kapslingen och barriären skyddas mot spänningskorrosionssprick- 9 ning och försprödning av smält metall förutom mot kontakt med klyvningsprodukter, korrosiva gaser, etc. av det inre skiktet, som icke medför några väsentliga neutroninfângningsförluster, värmeöverföringsförluster eller problem med icke kombinerbara material.

Det är ett ändamål med uppfinningen att åstadkomma ett kärn- bränsleelement, som kan användas i kärnreaktorer under lång tidrymd utan uppträdande av sprickbildning på kapslingen, korrosion av kapslingen eller andra problem med fel på bränslet.

Det är ett annat ändamål med uppfinningen att åstadkomma ett kärnbränsleelement med en kompositkapsling med ett substrat, en zirkoniumbarriär metallurgiskt bunden till innerytan av substratet och ett innerskikt metallurgiskt bundet till innerytan av zirkoniumbarriären, så att den metallurgiska bindningen ger en lânglivad anslutning mellan substratet och zirkoniumbarriären samt mellan zirkoniumbarriären och det inre skiktet.

Det föregående och andra ändamål med uppfinningen blir uppen- bara för fackmän vid läsning av-följande beskrivning och ritningsfigurer som beskrives i det följande.

Figur l är en vy, delvis i bortskuren sektion, av en kärn- bränslepatron innehållande kärnbränsleelement konstruerade enligt uppfinningen.

Figur 2 är en tvärsektion i större skala av kärnbränsleele- mentet enligt figur l och åskådliggör uppfinningstanken.

Pâ figur l visas i delvis bortskuren sektion en kärnbränsle- patron 10. Denna bränslepatron 10 utgöres 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 på grund av att den nedre delen av patronen 10 är utelämnad). Den övre änden av 4 r - Q 4-62 óÛo lo kanalen 11 är öppen vid 13 och den nedre änden av nosdelen är försedd med kylmedelsströmningsöppningar. En grupp av bräns- leelement eller stavar 14 är inneslutna i kanalen ll och stödes i denna med hjälp av en övre ändplât 15 och en nedre ändplåt (icke visad eftersom den nedre delen är utelämnad).

Det vätskeformiga kylmedlet inströmmar vanligen genom öpp- ningarna i den nedre änden av nosdelen, passerar uppåt runt bränsleelementen 14 och utmatas genom det övre utloppet 13 vid en förhöjd temperatur i delvis förångat tillstånd för kokreaktorer eller i icke förângat tillstånd för tryckreak- torer.

Kärnbränsleelementen eller stavarna 14 är förslutna vid än- darna med hjälp av ändpluggar 18 svetsade till kapslingen 17, som kan innefatta bultar 19 för att underlätta monteringen av bränslestaven i patronen. Ett tomrum eller plenum 20 är utformat vid en ände av elementet för att tillåta expansion i längdriktningen av bränslematerialet och ansamling av gaser som frigöres från bränslematerialet. Ett kärnbränslematerial- kvarhållande organ 24 i form av ett skruvlinjeformat organ är anordnat i utrymmet 20 för att ge mothåll mot axiell rörelse av bränslekutspelaren, i synnerhet under hantering och trans- port 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 tillfälligt orsakas av strömningen av kyl- medlet med hög hastighet.

Ett kärnbränsleelement eller stav 14 konstruerad enligt före- liggande uppfinning visas i delsektion på figur 1. Bränsle- elementet innefattar en kärna eller central cylindrisk del av kärnbränslematerial 16, här visad såsom ett flertal bränsle- kutsar av klyvbart och/eller fertilt material anordnade i en bärande kapsling eller behållare 17. I vissa fall kan bräns- lekutsarna ha olika former, såsom cylindriska bränslekutsar eller sfärer, och i andra fall kan olikartade bränsleformer, G8 (_v.Y 462 ll såsom partikelformigt bränsle, användas. Den fysiska formen hos bränslet är oväsentlig enligt uppfinningen. Olika kärn- bränslematerial kan användas inkluderande uranföreningar, plutoniumföreningar, toriumföreningar och blandningar därav.

Ett föredraget bränsle är urandioxid eller en blandning inne- fattande urandioxid och plutoniumdioxid.

På figur 2 visas hur kärnbränslematerialet 16 bildar den centrala kärnan av bränsleelementet 14 och omges av en kaps- ling 17, som enligt uppfinningen även betecknas komposit- kapsling. Kompositkapslingsbehållaren omsluter den klyvbara kärnan med kvarlämnande av ett gap 24 mellan kärnan och kaps- lingsbehållaren under användning i en kärnreaktor. Komposit- kapslingen har ett utvändigt substrat 21 valt bland konven- tionella bränslekapslingsmaterial och, enligt en föredragen utföringsform av uppfinningen, är substratet en zirkonium- legering, såsom Zircaloy-2 eller Zircaloy-4.

Till insidan av substratet 21 är metallurgiskt bunden en olegerad zirkoniumbarriär 22, så att zirkoniumbarriären bil- dar en skärm för substratet mot kärnbränslematerialet l6 inuti kompositkapslingen. Zirkoniumbarriären utgör företrädesvis ca 1 % till ca 30 % av kompositkapslingens tjocklek.

Zirkoniumbarriären 22 har metallurgiskt bundet till den inre omkretsen ett innerskikt 23, så att innerskiktet är den del av kompositkapslingen som är belägen närmast kärnbränslemateria- let l6. Innerskiktet utgör företrädesvis ca l % till ca 10 % av kapslingens tjocklek och utgöres av konventionella kaps- lingsmaterial och, enligt en föredragen utföringsform av upp- finningen, är substratet en zirkoniumlegering, såsom Zircaloy-2 eller Zircaloy-4. Zirkoniumbarriären verkar såsom ett reaktionsställe för gasformiga föroreningar och klyvnings- produkter, som penetrerat genom sprickor eller defekter i innerskiktet 23 och skyddar substratdelen av kapslingen mot kontakt och reaktion med sådana föroreningar och klyvnings- produkter och minskar uppträdandet av lokaliserade spänningar och kapslingsfel genom bränslekuts-kapslingsinverkan. 12 Enligt ett exempel på utföringsform har zirkoniumbarriärskik- tet en tjocklek av ca 0,076 mm och innerskiktet av Zircaloy-2 en tjocklek av ca 0,025 mm. vardera av innerskikten och barriärskikten bör vara sammanhängande eller kontinuerligt, dvs. fritt från perforeringar eller sömmar.

Kompositkapslingen i kärnbränsleelementet enligt uppfinningen har en barriär av olegerat zirkonium bunden till substratet och ett innerskikt metallurgiskt bundet till zirkoniumbarriä- ren. Metallografisk undersökning visar att det förekommer tillräcklig tvärdiffusion mellan substratet och zirkonium- barriären samt mellan zirkoniumbarriären och innerskiktet för att bilda metallurgiska bindningar, men otillräcklig tvär- diffusion för att väsentligen minska renheten hos zirkonium- barriären själv. Av figur 2 framgår även att zirkonium- barriären kan benämnas "begravd" zirkoniumbarriär, eftersom den är laminerad mellan substratet och innerskiktet.

Olegerat zirkonium, som bildar barriären i kompositkapslingen, är i hög grad beständigt mot bestrålningshärdning och detta möjliggör att zirkoniumbarriären efter långvarig bestrålning bibehåller önskvärda strukturegenskaper, såsom sträckgräns och hårdhet vid nivåer som är väsentligt lägre än dessa värden för konventionella zirkoniumlegeringar. Sålunda härdas zir- koniumbarriären icke lika mycket som konventionella zirko- niumlegeringar, när den utsättes för bestrålning, och detta, tillsammans med dess från början låga sträckgräns, möjliggör att zirkoniumbarriären deformeras plastiskt och ger efter för av bränslekutsarna inducerade spänningar i bränsleelementet under effekttransienter. Av bränslekutsarna inducerade spän- ningar i bränsleelementet kan uppkomma exempelvis genom värme- utvidgning och/eller svällning av bränslekutsarna av kärn- bränsle vid reaktorns arbetstemperaturer (300 till 35000), så att bränslekutsarna kommer i kontakt med kapslingen.

Det har vidare visat sig att en zirkoniumbarriär av storleks- ordningen företrädesvis ca 5 % till 15 % av tjockleken av kapslingen och en särskilt föredragen tjocklek av 10 % av G8 U' 13 kapslingen bunden till det yttre substratet av zirkoniumlege- ring ger spänningsreduktion och en barriäreffekt, som är till- räcklig för att förhindra fel hos kompositkapslingen.

En föredragen utföringsform enligt uppfinningstanken inne- fattar zirkonium av "lågsyresvamp“-kvalitet såsom "begravt" eller övertäckt barriärskikt, men zirkonium av högre renhets- grad "kristallstångzirkonium" och lägre renhetsgrad "reaktor- kvalitetssvamp" kan även användas. Den återstående föro- reningshalten hos zirkoniumsvampen tjänar till att ge spe- ciella egenskaper åt zirkoniumbarriären. I allmänhet finnes minst ca 1000 milliondelar (ppm) av vikten och mindre än ca 5000 ppm föroreningar i zirkoniumsvamp och företrädesvis mindre än 4200 ppm. Syrehalten hålles företrädesvis inom området ca 200 till ca l200 ppm. Andra typiska förorenings- nivåer anges i det följande: Aluminium - 75 ppm eller mindre; bor - 0,4 ppm eller mindre; kadmium - 0,4 ppm eller mindre; kol - 270 ppm eller mindre; krom - 200 ppm eller mindre; kobolt - 20 ppm eller mindre; koppar - 50 ppm eller mindre; hafnium - 100 ppm eller mindre; väte - 25 ppm eller mindre; järn - 1500 ppm eller mindre; magnesium - 20 ppm eller mindre; mangan - 50 ppm eller mindre; molybden - 50 ppm eller mindre; nickel - 70 ppm eller mindre; niob - 100 ppm eller mindre; kväve - 80 ppm eller mindre; kisel - 120 ppm eller mindre; tenn - 50 ppm eller mindre; volfram - 100 ppm eller mindre; titan - 50 ppm eller mindre; och uran - 3,5 ppm eller mindre.

Zirkoniumsvamp framställes typiskt genom reduktion med ele- mentärt magnesium vid förhöjda temperaturer vid atmosfärs- tryck. Reaktionen äger rum i en inert atmosfär, exempelvis helium eller argon.

En annan föredragen utföringsform innefattar ett övertäckt barriärskikt bildat av kristallstångzirkonium. Kristallstång- zirkonium framställes genom ångfassönderdelning av zirkonium- tetrajodid. Kristallstångzirkonium är dyrbarare men har mindre föroreningar och uppvisar större beständighet mot bestrålningsskador än zirkoniumsvamp. _J- L62 308 14 Användningen av ett övertäckt skikt av zirkonium medför även önskvärda tillverkningsfördelar. Rörreduktion till färdig- storlek har en tendens att avlägsna viss mängd material från insidan av röret. Genom övertäckning av det dyrbarare olege- rade zirkoniumet i rörväggen uppkommer tillverkningsförlus- terna i den mindre dyrbara zirkoniumlegeringen, vilket medför 100 % utnyttjande av det olegerade zirkoniumet. Vidare kom- mer eventuella tillverkningsdefekter på insidan av röret att ligga i det mindre kritiska innerskiktet, vilket säkerställer kontinuitet eller sammanhang hos zirkoniumbarriären, som typiskt endast är några hundradels mm tjock. Vidare är ett legerat zirkoniuminnerskikt bättre än en behållare med ett innerskikt av olegerat zirkonium, eftersom zirkoniumlegeringar lättare kan bearbetas, honas, etc. än det mjukare olegerade zirkoniumet.

Om man emellertid önskar ha det övertäckta skiktet på inner- ytan av kapslingsbehållaren, kan innerskiktet av zirkonium- legering avlägsnas genom etsning sedan röret färdigställts till dess slutdimensioner.

Bland zirkoniumlegeringar, som fungerar såsom lämpliga lege- ringssubstrat, finnes Zircaloššë och Zircaloy 4. Zircaloy-2 innehåller på viktbasis ca 1,5 % tenn, 0,12 % järn, 0,09 % krom och 0,005 % nickel och användes i stor utsträckning i vattenkylda reaktorer. Zircaloy-4 innehåller mindre ni kel än Zircaloy- 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 olegerat zirkoniumbarriär- material i ett ihâligt ämne av det material som väljes såsom substrat, ett rör av det material som väljes såsom innerskikt införes i zirkoniumbarriärröret och därefter underkastas enheten explosionsbindning av rören till ämnet. Kompositen strängpressas med användning av konventionell rörmantelsträng- pressning vid förhöjda temperaturer av ca 538 till 760°C.

Därefter underkastas den strängpressade kompositprodukten en vr .- 1 462 CN E CD process innefattande konventionell rörreduktion tills den önskade dimensionen hos kapslingen uppnåtts. Den relativa väggtjockleken hos det ihåliga ämnet, zirkoniumbarriärröret och innerskiktsröret väljes för att ge de önskvärda tjockleks- förhållandena i det färdiga kapslingsröret.

Enligt en annan metod införes ett rör av olegerat zirkonium- barriärmaterial i ett ihåligt ämne av det material som väljes såsom substrat, ett rör av materialet som väljes till inner- skiktet införes i röret av zirkoniumbarriären och därefter underkastas enheten ett upphettningssteg (exempelvis till 750oC i 8 timmar) under tryckspänningar för säkerställande av god metall-till-metall-kontakt och diffusionsbindning mellan rören och ämnet. Den diffusionsbundna kompositprodukten strängpressas med användning av konventionell rörmantelsträng- pressning, såsom beskrives i det omedelbart föregående stycket. Därefter underkastas den strängpressade komposit- produkten ett förfarande innefattande konventionell rörreduk- tion tills den önskade dimensionen hos kapslingen uppnåtts.

Enligt ytterligare en annan metod införes ett rör av olegerat zirkoniumbarriärmaterial i ett ihåligt ämne av det material som väljes såsom substrat, ett rör av det material som väljes såsom innerskiktet införes i zirkoniumbarriärröret och en- heten strängpressas med användning av konventionell rörmantel- strängpressning såsom beskrives ovan. Därefter underkastas den strängpressade kompositen 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 vid tillverk- ning av kapsling, såsom elektroplätering eller ångavsättning.

Ett förfarande för framställning av ett kärnbränsleelement innefattar tillverkning av en kompositkapslingsbehållare, som är öppen vid en ände, varvid kapslingsbehållaren har ett substrat, en olegerad zirkoniumbarriär metallurgiskt bunden 462 308 16 till innerytan av substratet och ett innerskikt metallurgiskt bundet till innerytan av zirkoniumbarriären, fyllning av kom- possitkapslingsbehållaren med kärnbränslematerial och kvarläm- nande av ett hålrum vid den öppna änden, införing av ett kärn- bränslematerialkvarhållande organ i hålrummet, med hålrummet i förbindelse med kärnbränslet och därefter bindning av änden av kapslingsbehållaren till locket, så att en tät förslutning mellan dessa bildas.

Föreliggande uppfinning erbjuder ett flertal fördelar, som gynnar lång användningslivslängd för ett kärnbränsleelement, inkluderande minskning av kemisk inverkan av kapslingen, minimering av lokaliserade spänningar på zirkoniumlegerings- substratdelen av kapslingen, minimering av spänningskorrosion på 2irkoniumlegeringssubstratdelen av kapslingen samt minsk- ning av sannolikheten för att sprickfel uppträder i zirko- niumlegeringssubstratet till följd av inbördes inverkan mellan bränslekutsar och kapsling. Uppfinningen förhindrar vidare direkt kontakt mellan klyvningsprodukterna och zirko- niumlegeringssubstratet samt uppträdande av lokaliserade spänningar på zirkoniumlegeringssubstratet. Uppfinningen förhindrar sålunda igångsättning av eller fortskridande av spänningskorrosionssprickor i legeringssubstratet.

Det finns speciella fördelar med användning av olegerat zir- konium såsom övertäckt barriär. Det olegerade zirkoniumet är mycket mjukt och om spänningskorrosionssprickor igång- sättes i det inre skiktet, kan dessas fortskridande effektivt stoppas i zirkoniumbarriären. Det antages att kröknings- radien vid änden av en spricka är mycket större vid det ole- gerade zirkoniumet än i zirkoniumlegeringar, varför mycket högre spänningsnivâer kräves för fortskridande. Det olege- rade zirkoniumet är även mindre känsligt för jodspännings- korrosion och ökar härigenom tendensen till att inhibera fort- skridande av sprickor.

En betydelsefull egenskap hos kompositkapslingen enligt upp- finningen är att de i det föregående angivna förbättringarna W 17 åstadkommas utan någon ytterligare neutronförlust. En sådan kapsling kan lätt accepteras i kärnreaktorer, eftersom kaps- lingen icke ger bildning av eutektikum under en olycka inne- fattande förlust av kylmedel eller reaktivitetsinförings- olycka innefattande tappande av en kärnregleringsstav. Kom- positkapslingen har vidare inga stora värmeöverföringsför- luster genom att det icke finnes någon termisk barriär för överföring av värme, såsom är fallet om en separat folie eller beklädnad införes i ett kärnelement. Kompositkapslingen enligt uppfinningen är även inspekterbar med konventionella icke-förstörande provningsmetoder under olika stadier av till- verkning och användning.

Såsom är uppenbart för fackmannen kan olika modifikationer och förändringar utföras av den beskrivna uppfinningen.

Uppfinningstanken skall därför tas i sitt mest vidsträckta omfång.

Claims (7)

__, /à/ 4e2 s08 PATENTKRAV

1. l. Kärnbränsleelement (14) innefattande (a) en central kärna (16) av en kropp av kärn- bränslematerial valt från gruppen bestående av föreningar av uran, plutonium, torium och blandningar därav och (b) en långsträckt kompositkapslingsbehâllare (l7), som innesluter denna kärna och innefattar ett yttre zirkonium- legeringssubstrat (21), en sammanhängande zirkoniumbarriär (22) framställd av olegerat zirkonium metallurgiskt bundet till innerytan av substratet, varvid zirkoniumbarriären utgör från ca l % till ca 30 % av kapslingsbehållarens väggtjocklek, k ä n n e t e c k n a t därav, att kärnbränsleelementet inne- fattar ett sammanhängande innerskikt (23) av zirkoniumlegering metallurgiskt bundet till innerytan av zirkoniumbarriären, varvid innerskiktet utgör från ca l % till ca 10 % av kaps- lingsbehållarens väggtjocklek.

2. Kärnbränsleelement enligt patentkrav l, k ä n n e - t e c k n a t därav, att zirkoniumbarriären (22) utgör från ca 5 % till ca 15 % av kompositkapslingsbehållarens (17) vägg- tjocklek.

3. Kärnbränsleelement enligt patentkrav l eller 2, k ä n n e t e c k n a t därav, att den olegerade zirkonium- barriären (22) utgöres av svampzirkonium eller kristallstång- zirkonium.

4. Kärnbränsleelement enligt något av föregående patentkrav, k ä n n e t e c k n a t därav, att kompositkaps- lingsbehållaren (17) omsluter kärnan med kvarlämnande av ett gap (24) mellan kompositkapslingsbehållaren och kärnan.

5. Kompositkapslingsbehållare (17) för kärnreaktorer innefattande ett yttre zirkoniumlegeringssubstrat (21), en sammanhängande zirkoniumbarriär (22) framställd av olegerat zirkonium metallurgiskt bundet till innerytan av substratet, Ir w /9 _ _ 462 óÛS varvid zirkoniumbarriären utgör från ca l % till ca 30 % av kapslingsbehållarens väggtjocklek, k ä n n e t e c k n a d därav, att den innefattar ett sammanhängande innerskikt (23) av zirkoniumlegering metallurgiskt bundet till innerytan av zirkoniumbarriären, varvid innerskiktet utgör från ca l % till ca l0 % av kapslingsbehållarens väggtjocklek.

6. Kompositkapslingsbehållare enligt patentkrav 5, k ä n n e t e c k n a d därav, att den olegerade zirkonium- barriären (22) utgör från ca 5 % till ca 15 % av väggtjock- leken hos kompositkapslingsbehållaren (17).

7. Kompositkapslingsbehållare enligt patentkrav 5 eller 6, k ä n n e t e c k n a d därav, att den olegerade zirko- niumbarriären (22) är utförd av svampzirkonium eller kristall- stångzirkonium.