SE467462B - COMPOSITION CONTAINER CONTAINER FOR CORE BURN BODY - Google Patents
COMPOSITION CONTAINER CONTAINER FOR CORE BURN BODYInfo
- Publication number
- SE467462B SE467462B SE8501226A SE8501226A SE467462B SE 467462 B SE467462 B SE 467462B SE 8501226 A SE8501226 A SE 8501226A SE 8501226 A SE8501226 A SE 8501226A SE 467462 B SE467462 B SE 467462B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- zirconium
- enclosure
- barrier layer
- fuel
- nuclear fuel
- Prior art date
Links
- 239000000203 mixture Substances 0.000 title description 7
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 53
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 47
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 47
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 claims description 45
- 239000002131 composite material Substances 0.000 claims description 36
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims description 30
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 28
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 26
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 20
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 20
- 238000005538 encapsulation Methods 0.000 claims description 5
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 claims description 4
- 239000000470 constituent Substances 0.000 claims 1
- 239000000356 contaminant Substances 0.000 claims 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 51
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 47
- 239000000463 material Substances 0.000 description 38
- 238000000034 method Methods 0.000 description 18
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 12
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 12
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 11
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 11
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 11
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 8
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 8
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 8
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 8
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 8
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 8
- 230000008569 process Effects 0.000 description 8
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 8
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 7
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 7
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 6
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 6
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 5
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 5
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 5
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000010955 niobium Substances 0.000 description 5
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 description 5
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 4
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 4
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 4
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 4
- 239000011888 foil Substances 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
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 4
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N Copper Chemical compound [Cu] RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 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
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 3
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 238000009713 electroplating Methods 0.000 description 3
- 238000001125 extrusion Methods 0.000 description 3
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 3
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 3
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N Titanium Chemical compound [Ti] RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910000611 Zinc aluminium Inorganic materials 0.000 description 2
- XNFDWBSCUUZWCI-UHFFFAOYSA-N [Zr].[Sn] Chemical compound [Zr].[Sn] XNFDWBSCUUZWCI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000009471 action Effects 0.000 description 2
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 2
- 230000000996 additive effect Effects 0.000 description 2
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 description 2
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910010293 ceramic material Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010949 copper Substances 0.000 description 2
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 2
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 2
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 2
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 description 2
- 239000000758 substrate Substances 0.000 description 2
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 2
- 239000010936 titanium Substances 0.000 description 2
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 description 2
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 description 2
- ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 7553-56-2 Chemical compound [I] ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000838 Al alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910018125 Al-Si Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910018520 Al—Si Inorganic materials 0.000 description 1
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- UGFAIRIUMAVXCW-UHFFFAOYSA-N Carbon monoxide Chemical compound [O+]#[C-] UGFAIRIUMAVXCW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000640 Fe alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N Magnesium Chemical compound [Mg] FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- PWHULOQIROXLJO-UHFFFAOYSA-N Manganese Chemical compound [Mn] PWHULOQIROXLJO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000861 Mg alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N Silicon Chemical compound [Si] XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001128 Sn alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 1
- 230000001133 acceleration Effects 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- HXFVOUUOTHJFPX-UHFFFAOYSA-N alumane;zinc Chemical compound [AlH3].[Zn] HXFVOUUOTHJFPX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- CSDREXVUYHZDNP-UHFFFAOYSA-N alumanylidynesilicon Chemical compound [Al].[Si] CSDREXVUYHZDNP-UHFFFAOYSA-N 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
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 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
- BIJOYKCOMBZXAE-UHFFFAOYSA-N chromium iron nickel Chemical compound [Cr].[Fe].[Ni] BIJOYKCOMBZXAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 description 1
- 229910017052 cobalt Inorganic materials 0.000 description 1
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt atom Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000006835 compression Effects 0.000 description 1
- 238000007906 compression Methods 0.000 description 1
- 238000007596 consolidation process Methods 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 239000011889 copper foil Substances 0.000 description 1
- 239000003344 environmental pollutant Substances 0.000 description 1
- 230000005496 eutectics Effects 0.000 description 1
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 description 1
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000036571 hydration Effects 0.000 description 1
- 238000006703 hydration reaction Methods 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 229910052740 iodine Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011630 iodine Substances 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000005923 long-lasting effect Effects 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 230000001050 lubricating effect Effects 0.000 description 1
- 229910052749 magnesium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011777 magnesium Substances 0.000 description 1
- 229910052748 manganese Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011572 manganese Substances 0.000 description 1
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 1
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 1
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052987 metal hydride Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000004681 metal hydrides Chemical class 0.000 description 1
- 238000009659 non-destructive testing Methods 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000003071 parasitic 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
- 231100000719 pollutant Toxicity 0.000 description 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 238000003847 radiation curing Methods 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 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
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010703 silicon Substances 0.000 description 1
- HBMJWWWQQXIZIP-UHFFFAOYSA-N silicon carbide Chemical compound [Si+]#[C-] HBMJWWWQQXIZIP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910010271 silicon carbide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002356 single layer Substances 0.000 description 1
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 150000003586 thorium compounds Chemical class 0.000 description 1
- 150000003671 uranium compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000007740 vapor deposition Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
-
- 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
Description
467 462 2 kylmedel och moderator förefinnes. Vanliga kapslingsmaterial är rostfritt stål, aluminium och aluminiumlegeringar, zirko- nium och zirkoniumlegeringar, niob, vissa magnesiumlegeringar samt andra material. Förstöring av kapslingen, dvs. förlust av läcktäthet, kan förorena kylmedlet eller moderatorn och därmed förenade system med radioaktiva långlivade produkter i sådan grad, att anläggningens drift störes. 467 462 2 coolant and moderator are present. Common encapsulation materials are stainless steel, aluminum and aluminum alloys, zirconium and zirconium alloys, niobium, certain magnesium alloys and other materials. Destruction of the enclosure, ie. loss of leakage tightness, can contaminate the refrigerant or moderator and associated systems with radioactive long-lived products to such an extent that the operation of the plant is disturbed.
Problem har uppkommit vid framställning och drift av kärn- bränsleelement, som utnyttjar vissa metaller och legeringar såsom kapslingsmaterial på grund av mekaniska eller kemiska reaktioner som äger rum med dessa kapslingsmaterial under vissa betingelser. Zirkonium och zirkoniumlegeringar är under normala betingelser mycket goda kärnbränslekapslingar, efter- som de har låg neutronabsorptionstvärsektion och vid tempe- raturer under ca 39800 är starka, duktila, ytterst stabila och icke-reaktiva i närvaro av demineraliserat vatten eller vattenånga, som allmänt användes såsom kylmedel och moderator i reaktorer.Problems have arisen in the production and operation of nuclear fuel elements which utilize certain metals and alloys as encapsulating materials due to mechanical or chemical reactions which take place with these encapsulating materials under certain conditions. Zirconium and zirconium alloys are under normal conditions very good nuclear fuel enclosures, as they have a low neutron absorption cross section and at temperatures below about 39800 are strong, ductile, extremely stable and non-reactive in the presence of demineralized water or water vapor, commonly used as coolant. and moderator in reactors.
Användning av bränsleelement har emellertid visat problem med sprödbrott av kapslingen på grund av kombinerad inverkan mellan kärnbränslet, kapslingen och klyvningsprodukter som bildas under kärnklyvningsreaktionerna. Det har visat sig att detta icke önskade beteende beror på lokaliserade mekaniska spänningar på bränslekapslingen beroende på olika stor yt- vidgning och friktion mellan bränslet och kapslingen. Klyv- ningsprodukter bildas i kärnbränslet genom klyvningskedje- reaktionen under drift av kärnreaktorn och dessa klyvnings- produkter friges från kärnbränslet och förefinnes vid kaps- lingens yta. Dessa lokaliserade spänningar och töjningar i närvaro av vissa klyvningsprodukter, exempelvis jod och kadmium, kan ge förstöring av kapslingen genom spänningskorro- sionssprickning eller försprödning med smält metall.However, the use of fuel elements has shown problems with brittle fracture of the enclosure due to the combined action between the nuclear fuel, the enclosure and fission products formed during the fission reactions. It has been found that this undesired behavior is due to localized mechanical stresses on the fuel housing due to different sizes of surface expansion and friction between the fuel and the housing. Fission products are formed in the nuclear fuel by the fission chain reaction during operation of the nuclear reactor and these fission products are released from the nuclear fuel and are present at the surface of the enclosure. These localized stresses and strains in the presence of certain fission products, such as iodine and cadmium, can cause damage to the enclosure by stress corrosion cracking or embrittlement with molten metal.
I hålrummen i ett tillslutet bränsleelement kan vätgas gene- reras genom långsam reaktion mellan kapslingen och kvarvarande vatten inuti kapslingen och denna vätgas kan uppbyggas till 4s7 4e2d 3 en halt, som under vissa betingelser kan medföra lokaliserad hydridering av kapslingen med därav följande lokaliserad för- störing av de mekaniska egenskaperna hos kapslingen. Kaps- lingen kan även påverkas ofördelaktigt av sådana gaser som syre, kväve, kolmonoxid och koldioxid inom ett vidsträckt temperaturintervall.In the cavities of a closed fuel element, hydrogen can be generated by slow reaction between the enclosure and residual water inside the enclosure and this hydrogen can build up to a content which under certain conditions can cause localized hydration of the enclosure with consequent localized destruction. of the mechanical properties of the enclosure. The enclosure can also be adversely affected by such gases as oxygen, nitrogen, carbon monoxide and carbon dioxide within a wide temperature range.
Zirkoniumkapslingen för ett kärnbränsleelement utsättes för en eller fler av de gaser som angivits i det föregående och klyvningsprodukterna under bestrålningen i kärnreaktorn och detta äger rum trots att dessa gaser eventuellt icke före- finnes i reaktorns kylmedel eller moderator och dessutom kan ha uteslutits i möjligaste mån från den omgivande atmosfären under framställningen av kapslingen och bränsleelementet.The zirconium enclosure for a nuclear fuel element is exposed to one or more of the gases mentioned above and the fission products during the irradiation in the nuclear reactor and this takes place despite the fact that these gases may not be present in the reactor coolant or moderator and may have been excluded 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 de i det föregående angivna gaserna vid upphettning, exempelvis under bränsleelementets tillverk- ning och avger vidare klyvningsprodukter under kärnklyvnings- kedjereaktioner. Partikelformiga eldfasta och keramiska kom- positioner, såsom urandioxidpulver och andra pulver som an- vändes såsom kärnbränsle, har visat sig frige ännu större mängder av de i det föregående angivna gaserna under bestrâl- ning. Dessa frigivna gaser kan reagera med zirkoniumkaps- lingen, som innesluter 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 the manufacture of the fuel element, and further emit fission products during nuclear fission chain reactions. Particulate refractory and ceramic compositions, such as uranium dioxide powder and other powders used as nuclear fuel, have been found to release even greater amounts of the aforementioned gases during irradiation. These released gases can react with the zirconium enclosure, which encloses the nuclear fuel.
Med hänsyn till det ovan angivna har det visat sig önskvärt att minimera angreppet på kapslingen av vatten, vattenånga och gaser, i synnerhet väte, som är reaktiva i förhållande till kapslingen, från insidan av bränsleelementet under hela den tidrymd bränsleelementet användes i drift av kärnkraftsan- läggningar. Man har exempelvis försökt finna material som reagerar kemiskt hastigt med vatten, vattenånga och andra gaser och eliminerar dessa från det inre av kapslingen och sådana material benämnes "gettermaterial".In view of the above, it has been found desirable to minimize the attack on the enclosure of water, water vapor and gases, in particular hydrogen, which are reactive with respect to the enclosure, from inside the fuel element throughout the time the fuel element is used in the operation of the nuclear power plant. installations. For example, attempts have been made to find materials which react chemically rapidly with water, water vapor and other gases and eliminate these from the interior of the enclosure, and such materials are termed "getter materials".
Ett annat försök har varit att belägga kärnbränslematerialet med olika slags material. Kärnbränslet belägges med ett kera- 467 462 4 miskt material för att förhindra att fukt kommer i kontakt med kärnbränslematerialet, såsom anges i den amerikanska patent- skriften 3.108.396. Den amerikanska patentskriften 3.085.059 beskriver ett kärnbränsleelement innefattande ett metallhölje innehållande en eller fler pelletar eller kutsar av klyvbart keramiskt material och ett skikt av eldfast eller glasformigt material bundet till den keramiska kutsen, så att skiktet förefinnes mellan höljet och kärnbränslet för att säkerställa likformig god värmeledning från kutsarna till höljet. I den amerikanska patentskriften 2.873.238 beskrives mantlade klyv- bara kutsar av uran inneslutna eller kapslade i ett metall- hölje, i vilket skyddsmantlarna innefattar ett zink-aluminium- bindeskikt. Den amerikanska patentskriften 2.849.387 beskri- ver en kapslad klyvbar kropp innefattande ett flertal med öppna ändar försedda mantlade kroppssektioner av kärnbränsle, som doppats i en smälta av ett bindemedel, så att man erhåller effektiv värmeledningsbindning mellan urankroppssektionerna och behållaren (eller kapslingen). Beläggningen anges såsom bestående av godtycklig metallegering med god värmelednings- förmåga, med exempel innefattande aluminium-kisel- och zink- -aluminiumlegeringar. Den japanska patentpublikationen nr SHO 47-46559 beskriver konsolidering av separata kärn- bränslepartiklar i en kolhaltig grundmassebränslekomposit- produkt genom beläggning av bränslepartiklarna med en högtät, jämn, kolhaltig beläggning runt kutsarna. Ytterligare en annan beläggning anges i den japanska patentpublikationen nr SHO 47-l4200, i vilken en av två grupper av pelletar be- lägges med ett skikt av kiselkarbid och den andra gruppen belägges med ett skikt av pyrokol och metallkarbid.Another attempt has been to coat the nuclear fuel material with different types of material. The nuclear fuel is coated with a ceramic material to prevent moisture from coming into contact with the nuclear fuel material, as disclosed in U.S. Pat. No. 3,108,396. U.S. Pat. No. 3,085,059 discloses a nuclear fuel element comprising a metal casing containing one or more pellets or pellets of fissile ceramic material and a layer of refractory or glassy material bonded to the ceramic pellet so that the layer is present between the casing and the nuclear fuel to ensure uniform goodness. heat conduction from the pellets to the casing. U.S. Pat. No. 2,873,238 discloses sheathed fissile uranium sheaths enclosed or encapsulated in a metal housing in which the protective sheaths comprise a zinc-aluminum bonding layer. U.S. Pat. No. 2,849,387 discloses an encapsulated fissile body comprising a plurality of open-ended sheathed body sections of nuclear fuel dipped in a melt of a binder to provide effective heat conduction bonding between the uranium body sections and the container (or enclosure). The coating is stated as consisting of any metal alloy with good thermal conductivity, with examples including aluminum-silicon and zinc-aluminum alloys. Japanese Patent Publication No. SHO 47-46559 discloses consolidation of separate nuclear fuel particles in a carbonaceous matrix fuel composite product by coating the fuel particles with a high density, even, carbonaceous coating around the pellets. Yet another coating is disclosed in Japanese Patent Publication No. SHO 47-11400, in which one of two groups of pellets is coated with a layer of silicon carbide and the other group is coated with a layer of pyrocarbon and metal carbide.
Beläggningen av kärnbränslematerial medför tillförlitlighets- problem genom att det är svårt att åstadkomma likformiga be- läggningar som är fria från felställen. Vidare kan för- störing av beläggningen införa problem med långtidsegenska- perna hos kärnbränslematerialet.The coating of nuclear fuel materials causes reliability problems in that it is difficult to achieve uniform coatings that are free from fault locations. Furthermore, damage to the coating can cause problems with the long-term properties of the nuclear fuel material.
I den amerikanska patentansökan 330.152, 6 februari l973, anges ett förfarande för att förhindra korrosion av kärn- 467 462 bränslekapslingar bestående av tillsats av en sådan metall som niob till bränslet. Tillsatsen kan föreligga i form av pul- ver, förutsatt att efterföljande behandling av bränslet icke medför oxidering av metallen, eller också kan tillsatsen in- förlivas i bränsleelementet såsom tråd, plåt eller i annan form, eller kan anbringas runt eller mellan bränslekutsarna.U.S. Patent Application 330,152, issued February 6, 1973, discloses a method for preventing corrosion of nuclear 467,462 fuel enclosures consisting of the addition of a metal such as niobium to the fuel. The additive may be in the form of a powder, provided that subsequent treatment of the fuel does not cause oxidation of the metal, or the additive may be incorporated into the fuel element such as wire, sheet metal or other form, or may be applied around or between the fuel pellets.
I publikationen GEAP-4555, februari 1974, beskrives en kompo- sitkapsling av zirkoniumlegering med en innerbeklädnad av rostfritt stål, som är metallurgiskt bunden till zirkonium- legeringen, och kompositkapslingen tillverkas med användning av strängpressning av ett ihåligt ämne av zirkoniumlegering med en innerbeklädnad av rostfritt stål. Denna kapsling har den olägenheten att det rostfria stålet utvecklar spröda faser och skiktet av rostfritt stål medför neutronabsorptionsför- luster av lO - 15 gånger förlusterna för ett zirkoniumlege- ringsskikt med samma tjocklek.The publication GEAP-4555, February 1974, discloses a composite casing of zirconium alloy having a stainless steel inner liner which is metallurgically bonded to the zirconium alloy, and the composite casing is made by extruding a hollow blank of zirconium alloy with an inner cladding. steel. This enclosure has the disadvantage that the stainless steel develops brittle phases and the stainless steel layer results in neutron absorption losses of 10 - 15 times the losses of a zirconium alloy layer of the same thickness.
I den amerikanska patentskriften 3.502.549 anges ett för- farande för att skydda zirkonium och zirkoniumlegeringar genom elektrolytisk pâföring av krom, så att man erhåller ett kom- positmaterial som är lämpat för kärnreaktorer. Ett förfarande för elektrolytisk pâföring av koppar på ytor av "Zircaloy-2" och efterföljande värmebehandling för åstadkommande av diffu- sion av den elektrolytiskt påförda 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 pâföring av olika slags beläggningar och dessas verksamhet såsom vätediffusionsspärr- skikt tillsammans med en Al-Si-beläggning såsom det mest lovande spärrskiktet mot vätediffusion. Metoder för elektro- plätering av nickel på zirkonium och zirkonium-tennlegeringar samt värmebehandling av dessa föremål, så att man erhåller legeringsdiffusionsbindningar, anges i "Electroplating on Zirconium and Zirconium-Tin" av W.C. Schickner et al (BMl-757, Technical Information Service, 1952). I den amerikanska 467 462 6 patentskriften 3.625.821 beskrives ett bränsleelement för kärnreaktorer med bränslekapslingsrör med innerytan av röret belagt med en metall med lågt neutroninfångningstvärsnitt, exempelvis nickel, och med finfördelade partiklar av ett brännbart gift anordnat däri. "Reactor Development Program Progress Report", augusti 1973 (ANL-RDP-19) anger ett arrange- mang med kemiskt gettermaterial med ett offerskikt av krom på innerytan av en kapsling av rostfritt stål.U.S. Pat. No. 3,502,549 discloses a process for protecting zirconium and zirconium alloys by electrolytic application of chromium to obtain a composite material suitable for nuclear reactors. A process for the electrolytic application of copper to surfaces of "Zircaloy-2" and subsequent heat treatment to effect diffusion of the electrolytically applied metal is given in Energia Nucleare, Volume II, No. 9 (September 1964) on pages 505-508. "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) describes methods for applying different types of coatings and their activities such as hydrogen diffusion barrier layers together. with an Al-Si coating as the most promising barrier layer against hydrogen diffusion. Methods for electroplating nickel on zirconium and zirconium-tin alloys and heat treatment of these objects, to obtain alloy diffusion bonds, are specified in "Electroplating on Zirconium and Zirconium-Tin "by WC Schickner et al (BM1-757, Technical Information Service, 1952). In U.S. Pat. No. 4,625,662. 821 discloses a fuel element for nuclear reactors with fuel encapsulation tubes with the inner surface of the tube coated with a metal having a low neutron capture cross section, for example nickel, and with finely divided particles of a combustible poison disposed therein. "Reactor Development Program Progress Report", August 1973 (ANL-RDP-19) states an arrangement of chemical getter material with a sacrificial layer of chromium on the inner surface of a stainless steel housing.
Det finns andra patentskrifter som beskriver beläggningar på innerytan av kapslingen till ett kärnbränsleelement. I den amerikanska patentskriften 3.l45.l5O anges ett bränsleelement innefattande en ihålig, tillsluten tryckbehållare innehållande en metallhydrid, som löst håller en kärna av klyvbart material samt en tunn, korrosionsbeständig mantel, som innesluter I tryckbehållaren. I den amerikanska patentskriften 3.053.743 anges ett bränsleelement med ett metallkapslingsrör belagt på innerväggen med metalliskt nickel eller en nickel-krom-järn- legering och detta rör omger en kärna av kärnbränslekutsar med tillfälligt fördelade mellanlägg mellan kutsarna. I den brittiska patentskriften 933.500 beskrives ett kärnbränsle- element med deformerad tvärsektion, i vilket enskilda par- tiklar av bränsle är belagda på ytan med ett eller fler mate- rial och inneslutna i ett kapslingsorgan samt underkastas en deformationsprocess för att minska tvärsektionen hos elementet.There are other patents describing coatings on the inner surface of the housing of a nuclear fuel element. U.S. Pat. No. 3,145,151 discloses a fuel element comprising a hollow, closed pressure vessel containing a metal hydride which loosely holds a core of fissile material and a thin, corrosion-resistant jacket enclosing the pressure vessel. U.S. Pat. No. 3,053,743 discloses a fuel element having a metal cladding tube coated on the inner wall with metallic nickel or a nickel-chromium-iron alloy and this tube surrounds a core of nuclear fuel pellets with temporarily spaced spacers between the pellets. British Patent Specification 933,500 describes a nuclear fuel element with a deformed cross-section, in which individual particles of fuel are coated on the surface with one or more materials and enclosed in a housing member and subjected to a deformation process to reduce the cross-section of the element.
En annan metod har varit att anordna ett fristående spärr- skikt mellan kärnbränslematerialet och kapslingen som inne- håller kärnbränslematerialet, såsom anges i den amerikanska patentskriften 3.230.150 (kopparfolie), den tyska DAS 1.238.115 (titanspärrskikt), den amerikanska patentskriften 3.212.988 (mantel av zirkonium, aluminium eller beryllium), den amerikanska patentskriften 3.018.238 (spärrskikt av kris- tallint kol mellan U02 och zirkoniumkapsling) samt den ameri- kanska patentskriften 3.088.893 (folie av rostfritt stål).Another method has been to provide a separate barrier layer between the nuclear fuel material and the enclosure containing the nuclear fuel material, as disclosed in U.S. Pat. No. 3,230,150 (copper foil), German DAS 1,238,115 (titanium barrier layer), and U.S. Pat. No. 3,212. 988 (jacket of zirconium, aluminum or beryllium), U.S. Pat. No. 3,018,238 (barrier layer of crystalline carbon between U02 and zirconium enclosure) and U.S. Pat. No. 3,088,893 (stainless steel foil).
Användningen av spärrskikt har gett lovande resultat men vissa av de i det föregående angivna publikationerna innefattar användning av med varandra icke kombinerbara material, an- 4s7 462' 7 tingen med kärnbränslet (exempelvis kol som kan förenas med syre från kärnbränslet) eller kapslingen (exempelvis vissa metaller som kan reagera med kapslingen och förändra egen- skaperna hos kapslingen) eller med kärnklyvningsreaktionen (exempelvis genom att verka såsom neutronabsorberande mate- rial).The use of barrier layers has given promising results, but some of the above publications include the use of materials which are not compatible with each other, either with the nuclear fuel (for example carbon which can be combined with oxygen from the nuclear fuel) or the enclosure (for example some metals that can react with the enclosure and change the properties of the enclosure) or with the nuclear fission reaction (for example by acting as a neutron-absorbing material).
Ytterligare försök att utnyttja spärrskikt anges i den ameri- kanska patentskriften 3.969.186 (eldfast metall, exempelvis molybden, volfram, rhenium, niob och legeringar av dessa i form av ett rör eller folie såsom enkla eller flerfaldiga skikt mellan kapslingen och bränslet) samt den amerikanska patentskriften 3.925.151 (folie av zirkonium, niob eller legeringar av dessa ämnen mellan bränslet och kapslingen med en beläggning av ett högsmörjande material på antingen in- fodringen eller kapslingen).Further attempts to utilize barrier layers are disclosed in U.S. Pat. No. 3,969,186 (refractory metal, for example molybdenum, tungsten, rhenium, niobium and their alloys in the form of a tube or foil such as single or multiple layers between the housing and the fuel) and U.S. Pat. No. 3,925,151 (foil of zirconium, niobium or alloys of these substances between the fuel and the housing with a coating of a highly lubricating material on either the liner or the housing).
Föreliggande uppfinning avser ett särskilt effektivt kärn- bränsleelement för användning i härden i en kärnreaktor samt innefattar en kompositkapsling av ett metallspärrskikt av zirkonium av måttlig renhetsgrad (exempelvis zirkoniumsvamp), som är metallurgiskt bundet till innerytan av ett zirkonium- legeringsrör. Kompositkapslingen innesluter kärnbränslemate- rialet och kvarlämnar ett mellanrum eller gap mellan bränslet och kapslingen. Metallspärrskiktet avskärmar legeringsröret från kärnbränslematerialet som hålles i kapslingen samt av- skärmar legeringsröret från klyvningsprodukter och gaser.The present invention relates to a particularly efficient nuclear fuel element for use in the core of a nuclear reactor and comprises a composite enclosure of a metal barrier layer of zirconium of moderate purity (for example zirconium sponge), which is metallurgically bonded to the inner surface of a zirconium alloy tube. The composite housing encloses the nuclear fuel material and leaves a gap or gap between the fuel and the housing. The metal barrier layer shields the alloy tube from the nuclear fuel material held in the enclosure and shields the alloy tube from fission products and gases.
Metallspärrskiktet utgör ca l - 30 % av kapslingens tjocklek.The metal barrier layer constitutes about 1-30% of the thickness of the enclosure.
Ett metallspärrskikt som bildar mindre än ca l % av kaps- lingens tjocklek skulle vara svårt att åstadkomma kommersiellt och ett metallspärrskikt som utgör mer än 30 % av kapslingens tjocklek ger icke någon ytterligare fördel med ökad tjocklek.A metal barrier layer forming less than about 1% of the thickness of the enclosure would be difficult to achieve commercially and a metal barrier layer constituting more than 30% of the thickness of the enclosure does not provide any additional benefit of increased thickness.
På grund av renhetsgraden förblir kapslingen mjuk under bestrålningen och minimerar lokaliserad töjning inuti kärn- bränsleelementet samt skyddar härigenom legeringsröret mot spänningskorrosionssprickning eller försprödning med flytande metall. Legeringsrördelen av kapslingen blir fullständigt oförändrad ifråga om konstruktion och funktion jämfört med vad 8 som tidigare utnyttjats för en kärnreaktor och kan utgöras av konventionella kapslingsmaterial, exempelvis zirkoniumlege- ringar.Due to the degree of purity, the enclosure remains soft during irradiation and minimizes localized elongation inside the nuclear fuel element and thereby protects the alloy pipe against stress corrosion cracking or embrittlement with liquid metal. The alloy pipe part of the enclosure will be completely unchanged in terms of construction and function compared with what was previously used for a nuclear reactor and may consist of conventional enclosure materials, for example zirconium alloys.
Förfaranden för framställning av kompositkapslingen anges även, däribland: (l) anbringande av en ihålig hylsa av metallspärrskiktet inuti ett ihåligt ämne av zirkoniumlege- ring, explosionsbindning av hylsan till ämnet och sträng- pressning av kompositprodukten följt av rörreduktion, (2) an- bringande av en ihålig hylsa av metallspärrskiktet inuti ett ihåligt ämne av zirkoniumlegering, upphettning av hylsan och ämnet under kompressionsbelastning så att diffusionsbindning av röret till ämnet erhålles samt strängpressning av komposit- produkten följt av rörreduktion och (3) anbringande av en hylsa av metallspärrskiktet inuti ett ihåligt ämne av zirko- niumlegering och strängpressning av kompositprodukten följt av rörreduktion.Methods of making the composite enclosure are also set forth, including: (1) applying a hollow sleeve of the metal barrier layer within a hollow blank of zirconium alloy, explosion bonding of the sleeve to the blank and extruding the composite product followed by tube reduction, (2) applying of a hollow sleeve of the metal barrier layer inside a hollow blank of zirconium alloy, heating of the sleeve and the blank under compression load so as to obtain diffusion bonding of the tube to the blank and extruding the composite product followed by tube reduction and (3) applying a metal sleeve to a sleeve substance of zirconium alloy and extrusion of the composite product followed by pipe reduction.
Metallspärrskiktet inför icke några väsentliga neutroninfång- ningsförluster, värmeöverföringsförluster eller problem med icke kombinerbara material för bränsleelement enligt uppfin- ningen.The metal barrier layer does not cause any significant neutron capture losses, heat transfer losses or problems with incompatible materials for fuel elements according to the invention.
Det är ett ändamål med uppfinningen att åstadkomma ett kärn- bränsleelement som kan arbeta i kärnreaktorer under lång tid- rymd utan uppträdande av splittring eller sprickbildning i kapslingen, korrosion av kapslingen eller andra problem med förstöring av bränslet.It is an object of the invention to provide a nuclear fuel element which can operate in nuclear reactors for a long period of time without the occurrence of splitting or cracking in the enclosure, corrosion of the enclosure or other problems with destruction of the fuel.
Ett annat ändamål med uppfinningen är att åstadkomma ett kärn- bränsleelement med en kompositkapsling innefattande ett metall- spärrskikt bundet till innerytan av ett zirkoniumlegerings- rör, så att bindningen ger en långlivad anslutning mellan röret och metallspärrskiktet.Another object of the invention is to provide a nuclear fuel element with a composite housing comprising a metal barrier layer bonded to the inner surface of a zirconium alloy pipe, so that the bond provides a long-lasting connection between the pipe and the metal barrier layer.
Ytterligare ett ändamål med uppfinningen är att åstadkomma ett kärnbränsleelement med en kompositkapsling innefattande ett metallspärrskikt bundet till innerytan av ett zirkoniumlege- 467 462 9 ringsrör, varvid metallspärrskiktet utgöres av zirkoniumsvamp.A further object of the invention is to provide a nuclear fuel element with a composite housing comprising a metal barrier layer bonded to the inner surface of a zirconium alloy tube, the metal barrier layer being made of zirconium sponge.
De i det föregående angivna och andra ändamål med uppfinningen är uppenbara för en fackman med ledning av uppgifterna i beskrivningen under hänvisning till bifogade ritningsfigurer.The foregoing and other objects of the invention will become apparent to one skilled in the art upon reference to the details of the description taken in conjunction with the accompanying drawings.
Figur l är en delsektion genom en kärnbränsleenhet innehål- lande kärnbränsleelement utförda enligt uppfinningen.Figure 1 is a partial section through a nuclear fuel unit containing nuclear fuel elements made according to the invention.
Figur 2 är en tvärsektion i större skala genom kärnbränsle- elementet enligt figur l och visar för uppfinningen känne- tecknande särdrag.Figure 2 is a cross-section on a larger scale through the nuclear fuel element according to Figure 1 and shows features characteristic of the invention.
På figur l visas en delsektion genom en kärnbränslepatron lO.Figure 1 shows a sub-section through a nuclear fuel assembly 10.
Denna bränslepatron 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 enheten lO är utelämnad). Den övre änden av kanalen ll är öppen vid 13 och den nedre änden av nosdelen är försedd med kylmedelöppningar. En rad av bränsleelement eller stänger l4 är inneslutna i kanalen ll och stödes i denna med hjälp av en övre ändplât 15 och en nedre ändplât (icke visad eftersom den nedre delen av anordningen är utelämnad). Det flytande kyl- medlet inströmmar ordinärt genom öppningarna i den nedre änden av nosdelen, passerar uppåt runt bränsleelementen 14 och bort- går vid det övre utloppet 13 i delvis förångat tillstånd för kokarreaktorer och i icke förångat tillstånd för tryckreak- torer vid hög temperatur.This fuel assembly 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 unit 10 being omitted). The upper end of the channel 11 is open at 13 and the lower end of the nose part is provided with coolant openings. A row of fuel elements or rods 14 are enclosed in the channel 11 and supported therein by means of an upper end plate 15 and a lower end plate (not shown because the lower part of the device is omitted). The liquid refrigerant ordinarily flows in through the openings in the lower end of the nose part, passes upwards around the fuel elements 14 and exits at the upper outlet 13 in a partially evaporated state for boiler reactors and in a non-evaporated state for high temperature pressure reactors.
Kärnbränsleelementen eller stängerna 14 är tillslutna vid ändarna med hjälp av ändpluggar 18 svetsade till kapslingen l7 och kan innefatta bultar 19 för att underlätta monteringen av bränslestângen i enheten. Ett tomt rum eller plenum 20 är anordnat vid en ände av elementet för att tillåta expansion i längdriktningen av bränslematerialet och ansamling av gaser som frigöres från bränslematerialet. Ett kvarhållningsorgan 24 för kärnbränslematerialet i form av ett skruvlinjeformat 4-67 4> Cm ha organ är anordnat i utrymmet 20 och ger en kvarhållande kraft mot axiell förflyttning av bränslekutspelaren, i synnerhet under hanteringen och transporten av bränsleelementet.The nuclear fuel elements or rods 14 are closed at the ends by means of end plugs 18 welded to the housing 17 and may comprise bolts 19 to facilitate the mounting of the fuel rod in the unit. An empty space or plenum 20 is provided at one end of the element to allow longitudinal expansion of the fuel material and accumulation of gases released from the fuel material. A retaining means 24 for the nuclear fuel material in the form of a helical format 4-67 4> Cm ha means is arranged in the space 20 and provides a retaining force against axial movement of the fuel player, in particular during the handling and transport of the fuel element.
Bränsleelementet är utformat och konstruerat för att ge mycket god termisk kontakt mellan kapslingen och bränslematerialet, ett minimum av parasitisk neutronabsorption, samt beständighet mot böjning och vibration som i vissa fall kan orsakas av strömning av kylmedlet med hög hastighet.The fuel element is designed and constructed to provide very good thermal contact between the housing and the fuel material, a minimum of parasitic neutron absorption, as well as resistance to bending and vibration which in some cases can be caused by flow of the coolant at high speed.
Ett kärnbränsleelement eller en stång l4 visas delvis i sek- tion på figur l och är konstruerat enligt uppfinningen.A nuclear fuel element or a rod 14 is shown partly in section in Figure 1 and is constructed according to the invention.
Bränsleelementet innefattar en kärna eller central cylindrisk del av kärnbränslematerial 16, som i detta fall visas såsom ett flertal bränslekutsar av klyvbart och/eller fertilt mate- rial, som är anordnade i en strukturell eller bärande kapsling eller behållare 17. I vissa fall kan bränslekutsarna ha olika former, exempelvis cylindriska kutsar eller sfärer, och i andra fall kan olika bränsleformer, såsom partikelformigt bränsle användas. Den fysikaliska formen hos bränslet är oväsentlig för uppfinningen. Olika slags kärnbränslematerial kan användas, däribland uranföreningar, plutoniumföreningar, toriumföreningar och blandningar av sådana. Ett föredraget » bränsle är urandioxid eller en blandning innefattande uran- dioxid och plutoniumdioxid.The fuel element comprises a core or central cylindrical part of nuclear fuel material 16, which in this case is shown as a plurality of fuel pellets of fissile and / or fertile material, which are arranged in a structural or supporting enclosure or container 17. In some cases the fuel pellets may have different shapes, for example cylindrical pellets or spheres, and in other cases different fuel shapes, such as particulate fuel, can be used. The physical form of the fuel is irrelevant to the invention. Various types of 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.
På figur 2 visas ett kärnbränslematerial 16, som bildar den centrala kärnan i ett bränsleelement 14 och omges med en kapsling 17, vilken i det följande även benämnes komposit- kapsling. Kompositkapslingsbehållaren innesluter kärnan så att ett mellanrum 23 kvarlämnas mellan kärnan och kapslings- behållaren vid användning i en kärnreaktor. Kompositkaps- lingen innefattar ett zirkoniumlegeringsrör 21, som enligt en föredragen utföringsform av uppfinningen är utförd av 'I Zircaloy-2. Legeringsröret har till innerytan bundet ett metallspärrskikt 22 så att metallspärrskiktet bildar en av- skärmning eller mantel mellan legeringsröret 21 och kärn- bränslematerialet som hålles i kapslingen. Metallspärrskiktet 467 462 ll utgör ca 1 - 30 % av kapslingens tjocklek och utgöres av ett material med låg neutronabsorption, nämligen zirkonium av moderat renhetsgrad (exempelvis zirkoniumsvamp). Metallspärr- skiktet 22 skyddar legeringsrördelen av kapslingen mot kontakt och reaktion med gaser och klyvningsprodukter och förhindrar uppträdandet av lokaliserade spänningar och töjningar.Figure 2 shows a nuclear fuel material 16, which forms the central core of a fuel element 14 and is surrounded by a housing 17, which in the following is also called a composite housing. The composite enclosure container encloses the core so that a gap 23 is left between the core and the enclosure container when used in a nuclear reactor. The composite enclosure comprises a zirconium alloy tube 21, which according to a preferred embodiment of the invention is made of Zircaloy-2. The alloy tube has bonded to the inner surface a metal barrier layer 22 so that the metal barrier layer forms a shield or sheath between the alloy tube 21 and the nuclear fuel material held in the housing. The metal barrier layer 467 462 ll constitutes about 1 - 30% of the thickness of the enclosure and consists of a material with low neutron absorption, namely zirconium of moderate purity (for example zirconium sponge). The metal barrier layer 22 protects the alloy tube portion of the enclosure from contact and reaction with gases and fission products and prevents the occurrence of localized stresses and strains.
Sammansättningen av metallspärrskiktet av zirkonium av moderat renhetsgrad är betydelsefull och ger metallspärrskiktet spe- ciella egenskaper. I allmänhet förefinnes minst ca 1000 ppm (milliondelar) av vikten och företrädesvis mindre än ca 5000 ppm föroreningar i materialet i metallspärrskiktet och före- trädesvis mindre än ca 4200 ppm. Av dessa hålles syre inom området ca 200 till ca 1200 ppm. Andra föroreningar ligger » inom de normala gränserna för kommersiell zirkoniumsvamp av reaktorkvalitet och 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 samt uran 3,5 ppm eller mindre.The composition of the metal barrier layer of zirconium of moderate purity is significant and gives the metal barrier layer special properties. In general, at least about 1000 ppm (parts per million) by weight and preferably less than about 5000 ppm of impurities are present in the material of the metal barrier layer and preferably less than about 4200 ppm. Of these, oxygen is kept in the range of about 200 to about 1200 ppm. Other pollutants are "within the normal limits for commercial reactor grade zirconium sponges and are listed below: Aluminum 75 ppm or less, boron 0.4 ppm or less, cadmium 0.4 ppm or less, carbon 270 ppm or less, chromium 200 ppm or less, cobalt 20 ppm or less, copper 50 ppm or less, hafnium 100 ppm or less, hydrogen 25 ppm or less, iron 1500 ppm or less, magnesium 20 ppm or less, manganese 50 ppm or less, molybdenum 50 ppm or less , nickel 70 ppm or less, niobium 100 ppm or less, nitrogen 80 ppm or less, silicon 120 ppm or less, tin 50 ppm or less, tungsten 100 ppm or less, titanium 50 ppm or less and uranium 3.5 ppm or less .
Kompositkapslingen i kärnbränsleelement enligt uppfinningen innefattar metallspärrskiktet bundet till substratet med en mycket stark bindning. Metallografisk undersökning visar att tvärdiffusionen mellan materialen i substratet och metall- spärrskiktet är tillräckliga för att bilda en bindning, men ingen tvärdiffusion i avsevärd utsträckning från bindnings- området förefinnes.The composite housing in nuclear fuel elements according to the invention comprises the metal barrier layer bonded to the substrate with a very strong bond. Metallographic examination shows that the cross-diffusion between the materials in the substrate and the metal barrier layer is sufficient to form a bond, but no cross-diffusion to a considerable extent from the bonding area is present.
Det har visat sig att zirkoniumsvampmetall som bildar metall- spärrskiktet i kompositkapslingen är i hög grad beständigt mot strålningshärdning och detta möjliggör att metallspärr- åh ~<1 4:- o\ ro l2 skiktet efter långvarig bestrålning bibehåller önskade håll- fasthetsegenskaper, såsom sträckgräns och hårdhet vid nivåer som är väsentligt lägre än hos konventionella zirkoniumlege- ringar. Metallspärrskiktet hårdnar icke lika mycket som kon- ventionella zirkoniumlegeringar vid inverkan av bestrålning, och detta i kombination med den ursprungligen låga sträck- gränsen möjliggör att metallspärrskiktet deformeras plastiskt och utjämnar eller upptager av bränslestyckena inducerade spänningar i bränsleelementet under effektförändringar. Av bränslestyckena inducerade spänningar i bränsleelementet kan orsakas exempelvis genom svällning av bränslestyckena av kärnbränslet vid reaktorns arbetstemperaturer (300 - 350oC), så att bränslet kommer i kontakt med kapslingen.It has been found that zirconium sponge metal which forms the metal barrier layer in the composite enclosure is highly resistant to radiation curing and this enables the metal barrier layer to retain the desired strength properties and tensile strength, such as yield strength, after prolonged irradiation. hardness at levels significantly lower than conventional zirconium alloys. The metal barrier layer does not harden as much as conventional zirconium alloys under the influence of radiation, and this in combination with the initially low yield strength enables the metal barrier layer to be plastically deformed and equalizes or absorbs the fuel pieces induced stresses in the fuel element during power changes. Voltages induced by the fuel pieces in the fuel element can be caused, for example, by swelling of the fuel pieces of the nuclear fuel at the operating temperatures of the reactor (300 - 350 ° C), so that the fuel comes into contact with the housing.
Det har vidare visat sig att ett metallspärrskikt av zirko- niumsvamp med en tjocklek av ca 5 - 15 % av kapslingens tjock- lek och i synnerhet en föredragen tjocklek av lO % av kaps- lingens tjocklek bundet till ett legeringsrör av zirkonium- legering ger en spänningsreduktion och spärrskikteffekt, som är tillräckliga för att förhindra förstöring av komposit- kapslingen.It has further been found that a metal barrier layer of zirconium sponge having a thickness of about 5 - 15% of the thickness of the enclosure and in particular a preferred thickness of 10% of the thickness of the enclosure bonded to a zirconium alloy alloy tube provides a voltage reduction and barrier layer effect, which are sufficient to prevent destruction of the composite housing.
Bland zirkoniumlegeringar som är lämpliga för legeringsrör kan nämnas Zircaloy-2 och Zircaloy-4 tenn, 0,12 % krom och nickel samt användes i stor utsträckning i vatten- Zircaloy-2 innehåller, räknat på vikten, ca 1,5 % 0,005 % % järn, 0,09 kylda reaktorer. Zircaloy-4 innehåller mindre nickel än Zircaloy-2 men innehåller något mer järn än Zircaloy-2.Zirconium alloys suitable for alloy pipes include Zircaloy-2 and Zircaloy-4 tin, 0.12% chromium and nickel and are widely used in water- Zircaloy-2 contains, by weight, about 1.5% 0.005%% iron, 0.09 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 framställas 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 en ihålig hylsa av den zirkoniumsvamp, som skall användas såsom metallspärrskikt, i ett ihåligt ämne av den zirkoniumlegering som skall användas till legerings- röret, varefter enheten underkastas explosionsbindning av hylsan till ämnet. Kompositprodukten strängsprutas vid en hög temperatur av ca 538 - 750°C med användning av konven- 4e7 4e2å 13 tionella strängsprutningsmetoder för rörmantlar. Den sträng- sprutade kompositprodukten underkastas därefter en process innefattande konventionell rörreduktion tills den önskade storleken hos kapslingen uppnåtts.According to one method, a hollow sleeve of the zirconium sponge to be used as a metal barrier layer is inserted into a hollow blank of the zirconium alloy to be used for the alloy tube, after which the unit is subjected to explosion bonding of the sleeve to the blank. The composite product is extruded at a high temperature of about 538 DEG-750 DEG C. using conventional extrusion methods for tubular jackets. The extruded composite product is then subjected to a process involving conventional pipe reduction until the desired size of the enclosure is reached.
Enligt en annan metod införes en ihålig hylsa av den zirko- niumsvamp, som skall användas såsom metallspärrskikt, i ett ihâligt ämne av den för legeringsröret valda zirkoniumlege- ringen, varefter enheten underkastas ett upphettningssteg (exempelvis 750°C under ca 8 timmars tid) för åstadkommande av diffusionsbindning mellan manteln och ämnet. Kompositproduk- ten strängpressas därefter med användning av konventionella strängpressningsmetoder för rörmantel och den strängpressade kompositprodukten underkastas en process innefattande konven- » tionell rörreduktion tills den önskade storleken hos kaps- lingen uppnåtts.According to another method, a hollow sleeve of the zirconium sponge to be used as a metal barrier layer is inserted into a hollow blank of the zirconium alloy selected for the alloy tube, after which the unit is subjected to a heating step (for example 750 ° C for about 8 hours) for providing diffusion bonding between the jacket and the blank. The composite product is then extruded using conventional tube jacket extrusion methods and the extruded composite product is subjected to a process involving conventional tube reduction until the desired size of the enclosure is reached.
Enligt ytterligare en metod införes en ihålig mantel av den zirkoniumsvamp, som valts såsom metallspärrskikt, i ett ihâligt ämne av zirkoniumlegeringen, som valts till legerings- röret och enheten strängpressas med användning av konventio- nell strängpressningsteknik för rörmantlar. Därefter under- kastas den strängpressade kompositprodukten en process inne- fattande konventionell rörreduktion tills den önskade stor- leken hos kapslingen uppnåtts.According to a further method, a hollow sheath of the zirconium sponge selected as the metal barrier layer is introduced into a hollow blank of the zirconium alloy selected for the alloy tube and the unit is extruded using conventional tube sheath extruding techniques. Thereafter, the extruded composite product is subjected to a process involving conventional pipe reduction until the desired size of the enclosure is reached.
De i det föregående angivna processerna för framställning av kompositkapslingen enligt uppfinningen ger ekonomiska för- delar jämfört med andra processer som användes vid tillverk- ning av kapsling, exempelvis elektroplätering eller ångavsätt- ning.The above-mentioned processes for manufacturing the composite enclosure according to the invention provide economic advantages compared with other processes used in the manufacture of the enclosure, for example electroplating or vapor deposition.
Uppfinningen innefattar ett förfarande för framställning av ett kärnbränsleelement innefattande tillverkning av en kompo- sitkapslingsbehållare innefattande ett metallspärrskikt av zirkoniumsvamp bundet till innerytan av ett zirkoniumlege- ringsrör, varvid behållaren är öppen vid ena änden, samt fyll- ning av kompositkapslingsbehållaren med en kärna av kärn- 467 4-62 14 bränslematerial kvarlämnande ett gap mellan kärnan och behål- laren och med kvarlämnande av ett hålrum vid den öppna änden, införande av organ för kvarhållande av kärnbränslematerialet i hålrummet, anbringande av ett tillslutningsorgan vid den öppna änden av behållaren med kvarlämnande av hâlrummet i förbindelse med kärnbränslet och därefter bindning av änden av kompositbehållaren till tillslutningsorganet så att en tät tillslutning mellan dessa delar erhålles.The invention comprises a method of manufacturing a nuclear fuel element comprising manufacturing a composite encapsulation container comprising a metal barrier layer of zirconium sponge bonded to the inner surface of a zirconium alloy tube, the container being open at one end, and filling the composite encapsulation container 467 4-62 14 fuel material leaving a gap between the core and the container and leaving a cavity at the open end, inserting means for retaining the nuclear fuel material in the cavity, applying a closing means at the open end of the container leaving the cavity in connection with the nuclear fuel and then bonding the end of the composite container to the closure means so that a tight closure between these parts is obtained.
Uppfinningen erbjuder ett flertal fördelar som gynnar lång användningslivslängd för ett kärnbränsleelement innefattande minskning av kemisk reaktion eller inbördes inverkan av kaps- lingen, minimering av lokaliserade spänningar på zirkonium- legeringsrördelen av kapslingen, minimering av spännings- korrosion och töjningskorrosion av zirkoniumlegeringsrördelen av kapslingen och minskning av sannolikheten för en sprickning av zirkoniumlegeringsröret. Uppfinningen förhindrar vidare expansion (eller svällning) av kärnbränslet till direkt kon- takt med zirkoniumlegeringsröret och detta förhindrar upp- komsten av lokaliserade spänningar på zirkoniumlegerings- röret, initiering eller påskyndande av spänningskorrosion av legeringsröret och bindning av kärnbränslet till legerings- röret.The invention offers a number of advantages that benefit long service life of a nuclear fuel element including reduction of chemical reaction or mutual action of the enclosure, minimization of localized stresses on the zirconium alloy pipe portion of the enclosure, minimization of stress corrosion and elongation corrosion of the zirconium the probability of a cracking of the zirconium alloy tube. The invention further prevents expansion (or swelling) of the nuclear fuel into direct contact with the zirconium alloy tube and this prevents the occurrence of localized stresses on the zirconium alloy tube, initiation or acceleration of stress corrosion of the alloy tube and bonding of the nuclear fuel to the alloy tube.
En betydelsefull egenskap hos kompositkapslingen enligt upp- finningen är att de i det föregående angivna förbättringarna uppnås utan väsentlig ökning av neutronförlusterna. En sådan kapsling accepteras väl i kärnreaktorer, eftersom kapslingen icke uppvisar bildning av eutektikum vid bortfall av kylning eller olyckshändelse innefattande att en kärnregleringsstav tappas. Vidare har kompositkapslingen mycket ringa värmeöver- föringsförlust, eftersom det inte finns något termiskt spärr- skikt för värmeöverföring av det slag som erhålles om en separat folie eller beklädnad insättes i ett bränsleelement.An important property of the composite enclosure according to the invention is that the above-mentioned improvements are achieved without a significant increase in neutron losses. Such an enclosure is well accepted in nuclear reactors, since the enclosure does not show the formation of a eutectic in the event of failure of cooling or an accident involving the loss of a nuclear control rod. Furthermore, the composite housing has very little heat transfer loss, since there is no thermal barrier layer for heat transfer of the kind obtained if a separate foil or cladding is inserted into a fuel element.
Kompositkapslingen enligt uppfinningen kan även inspekteras med konventionell icke-förstörande provning vid olika stadier av tillverkning och användning. 467 462' Såsom är uppenbart för fackmannen kan den beskrivna uppfin- ningen varieras på en mångfald sätt.The composite housing of the invention can also be inspected by conventional non-destructive testing at various stages of manufacture and use. As will be apparent to those skilled in the art, the invention described can be varied in a variety of ways.
Claims (4)
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US05/838,161 US4200492A (en) | 1976-09-27 | 1977-09-30 | Nuclear fuel element |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SE8501226D0 SE8501226D0 (en) | 1985-03-12 |
| SE8501226L SE8501226L (en) | 1985-03-12 |
| SE467462B true SE467462B (en) | 1992-07-20 |
Family
ID=25276424
Family Applications (3)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SE7810262A SE440962B (en) | 1977-09-30 | 1978-09-29 | NUCLEAR FUEL ELEMENT WITH IMPROVED RESISTANCE TO VOLTAGE CORROSION CRACKING ON THE COVER |
| SE8501226A SE467462B (en) | 1977-09-30 | 1985-03-12 | COMPOSITION CONTAINER CONTAINER FOR CORE BURN BODY |
| SE9200755A SE9200755L (en) | 1977-09-30 | 1992-03-11 | Nuclear fuel elements |
Family Applications Before (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SE7810262A SE440962B (en) | 1977-09-30 | 1978-09-29 | NUCLEAR FUEL ELEMENT WITH IMPROVED RESISTANCE TO VOLTAGE CORROSION CRACKING ON THE COVER |
Family Applications After (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SE9200755A SE9200755L (en) | 1977-09-30 | 1992-03-11 | Nuclear fuel elements |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (2) | JPS6026992B2 (en) |
| BE (1) | BE870342R (en) |
| DE (1) | DE2842198B2 (en) |
| ES (1) | ES473648A2 (en) |
| GB (1) | GB1569078A (en) |
| IT (1) | IT1109520B (en) |
| SE (3) | SE440962B (en) |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1525717A (en) * | 1974-11-11 | 1978-09-20 | Gen Electric | Nuclear fuel elements |
| CA1139023A (en) * | 1979-06-04 | 1983-01-04 | John H. Davies | Thermal-mechanical treatment of composite nuclear fuel element cladding |
| JPS5824888A (en) * | 1981-08-07 | 1983-02-14 | 株式会社日立製作所 | Nuclear fuel assembly |
| IT1153911B (en) * | 1982-05-03 | 1987-01-21 | Gen Electric | ZIRCONIUM ALLOY BARRIER HAVING IMPROVED CORROSION RESISTANCE |
| JPS60124452A (en) * | 1983-12-07 | 1985-07-03 | Hitachi Ltd | Production of metallic sleeve having high purity |
| FR2579122B1 (en) * | 1985-03-19 | 1989-06-30 | Cezus Co Europ Zirconium | PROCESS FOR PRODUCING COMPOSITE SHEATH TUBES FOR NUCLEAR FUEL AND PRODUCTS OBTAINED |
| US4942016A (en) * | 1988-09-19 | 1990-07-17 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1525717A (en) * | 1974-11-11 | 1978-09-20 | Gen Electric | Nuclear fuel elements |
| JPS53118711A (en) * | 1977-03-25 | 1978-10-17 | Sekoh Giken Kk | Dc motor characterized by providing two systems of armature winding which are installed in adjacent positions |
-
1978
- 1978-05-19 GB GB20798/78A patent/GB1569078A/en not_active Expired
- 1978-09-08 BE BE190370A patent/BE870342R/en not_active IP Right Cessation
- 1978-09-20 IT IT27891/78A patent/IT1109520B/en active
- 1978-09-25 ES ES473648A patent/ES473648A2/en not_active Expired
- 1978-09-28 JP JP53118711A patent/JPS6026992B2/en not_active Expired
- 1978-09-28 DE DE2842198A patent/DE2842198B2/en not_active Ceased
- 1978-09-29 SE SE7810262A patent/SE440962B/en unknown
-
1983
- 1983-09-22 JP JP58174381A patent/JPS59187288A/en active Granted
-
1985
- 1985-03-12 SE SE8501226A patent/SE467462B/en not_active Application Discontinuation
-
1992
- 1992-03-11 SE SE9200755A patent/SE9200755L/en not_active Application Discontinuation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5459600A (en) | 1979-05-14 |
| SE7810262L (en) | 1979-05-17 |
| DE2842198A1 (en) | 1979-04-05 |
| SE9200755D0 (en) | 1992-03-11 |
| SE8501226D0 (en) | 1985-03-12 |
| GB1569078A (en) | 1980-06-11 |
| JPS6026992B2 (en) | 1985-06-26 |
| SE8501226L (en) | 1985-03-12 |
| ES473648A2 (en) | 1979-11-01 |
| BE870342R (en) | 1979-01-02 |
| IT1109520B (en) | 1985-12-16 |
| SE440962B (en) | 1985-08-26 |
| DE2842198B2 (en) | 1981-05-14 |
| JPS59187288A (en) | 1984-10-24 |
| IT7827891A0 (en) | 1978-09-20 |
| SE9200755L (en) | 1992-03-11 |
| JPS6362716B2 (en) | 1988-12-05 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4200492A (en) | Nuclear fuel element | |
| US4022662A (en) | Nuclear fuel element having a metal liner and a diffusion barrier | |
| US4029545A (en) | Nuclear fuel elements having a composite cladding | |
| US4372817A (en) | Nuclear fuel element | |
| JP2543973B2 (en) | Fuel element with oxidation resistant coating | |
| US4045288A (en) | Nuclear fuel element | |
| US3925151A (en) | Nuclear fuel element | |
| US4406012A (en) | Nuclear fuel elements having a composite cladding | |
| US5026516A (en) | Corrosion resistant cladding for nuclear fuel rods | |
| KR100274767B1 (en) | Corrosion resistance zirconium liner for nuclear fuel rod cladding | |
| US20130010915A1 (en) | Reactor fuel elements and related methods | |
| JPH0213280B2 (en) | ||
| US4986957A (en) | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron | |
| SE444368B (en) | PROCEDURE FOR THE MANUFACTURING OF A NUCLEAR FUEL CONTAINER FOR USE IN NUCLEAR RIFT REACTORS AND CONTAINERS MANUFACTURED AS PROCEDURED | |
| US20220084694A1 (en) | Self-healing liquid pellet-cladding gap heat transfer filler | |
| SE462307B (en) | Nuclear fuel elements with composite casing containers and composite casing containers with zirconium alloy cladding | |
| KR910003286B1 (en) | Zirconium alloy barrier having improved corrosion resistance | |
| SE467462B (en) | COMPOSITION CONTAINER CONTAINER FOR CORE BURN BODY | |
| SE462308B (en) | Nuclear fuel elements with composite casing containers and composite casing containers with zirconium and zirconium alloy cladding | |
| CA1209727A (en) | Buried zirconium layer | |
| US3809731A (en) | Method of fabricating a nuclear reactor fuel element | |
| Adamson et al. | Zirconium alloy barrier having improved corrosion resistance | |
| Klepfer | Nuclear fuel element | |
| Armijo | Nuclear fuel element | |
| Peacock | Powder metallurgy at Savannah River Laboratory |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| NAV | Patent application has lapsed |
Ref document number: 8501226-8 |