SE502866C2 - Bränsleelement för tryckvattenreaktor vars ledrör är slutvärmebehandlade i två steg - Google Patents

Bränsleelement för tryckvattenreaktor vars ledrör är slutvärmebehandlade i två steg

Info

Publication number
SE502866C2
SE502866C2 SE9302251A SE9302251A SE502866C2 SE 502866 C2 SE502866 C2 SE 502866C2 SE 9302251 A SE9302251 A SE 9302251A SE 9302251 A SE9302251 A SE 9302251A SE 502866 C2 SE502866 C2 SE 502866C2
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
heat treatment
carried out
tube
alpha phase
fuel
Prior art date
Application number
SE9302251A
Other languages
English (en)
Other versions
SE9302251L (sv
SE9302251D0 (sv
Inventor
Gunnar Vesterlund
Original Assignee
Asea Atom Ab
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Asea Atom Ab filed Critical Asea Atom Ab
Priority to SE9302251A priority Critical patent/SE502866C2/sv
Publication of SE9302251D0 publication Critical patent/SE9302251D0/sv
Priority to JP50343195A priority patent/JP3522760B2/ja
Priority to EP94920626A priority patent/EP0706706B1/en
Priority to US08/564,191 priority patent/US5654993A/en
Priority to DE69413538T priority patent/DE69413538T2/de
Priority to PCT/SE1994/000644 priority patent/WO1995001639A1/en
Publication of SE9302251L publication Critical patent/SE9302251L/sv
Publication of SE502866C2 publication Critical patent/SE502866C2/sv
Priority to US08/762,952 priority patent/US5677937A/en

Links

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22FCHANGING THE PHYSICAL STRUCTURE OF NON-FERROUS METALS AND NON-FERROUS ALLOYS
    • C22F1/00Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working
    • C22F1/16Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working of other metals or alloys based thereon
    • C22F1/18High-melting or refractory metals or alloys based thereon
    • C22F1/186High-melting or refractory metals or alloys based thereon of zirconium or alloys based thereon
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Heat Treatment Of Articles (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)

Description

40 :Û . ' .
JUL OQO I) därför ledrörens växning bestämmande för vilken utbranníng ett bränsle element kan designas för.
Det är känt , enligt EP 296 972 , att värmebehandla kapslingsrör för PWR- bränsle för att minska korrosionen och även växningen i axiell led genom att som sista steg i tillverkningen upphetta kapslingsröret till en temperatur i intervallet 950 °C till 1250 °C och därefter snabbkyla röret, s k beta- släckning. Enligt patentskriften ska kapslingen vara av en zirkonium- legering, företrädesvis Zircaloy-4 och av en viss sammansättning inom specifikationen för den legeringen.
För bränsleelement avsedda för kokarvattenreaktorer , BWR, är det enligt den amerikanska patentskriften 4 770 847 känt att bränslestavar har snabbare tillväxt än vattenstavar. För att åstadkomma en likformig tillväxt hos bränslestavar och vattenstavar anges att ett bränslekapslingsrör med mindre benägenhet att växa kan tillverkas genom kallbearbeming i ett slutsteg för att erhålla lämplig dimension följt av värmebehandling vid omkring 538 - 705 °C i 1 till 15 timmar. Ett vattenrör med något högre benägenhet att växa tillverkas genom att efter kall bearbetning värmebehandla röret vid 440 - 510 °C i 1 till 4 timmar.
REDOGÖRELSE FÖR UPPFINNINGEN Enligt föreliggande uppfinning erhålls ettbränsleelement för en PWR, vilket kan nyttjas till högre utbränning änvad dagens teknik medger, genom att elementets ledrör kan göras mindre växningsbenägna och samtidigt korrosionsresistenta.
Detta kan åstadkommas enligt vad som anges i patentkraven .
Vid tillverkning av ledrör ska röret vid dimensionsmässigt sluttillstånd för huvuddelen av röret eller efter det att röret erhålligt samtliga önskade dimensioner beta-släckas genom att upphettas till en temperatur i betafas- området, exempelvis 950 till 1200 °C och därefter snabbt kylas. Efter beta- släckningsoperationen ska ytterligare minst en värmebehandling genom- föras genom att ledröret värmebehandlasi alfafastemperaturområdet, understigande ca 840 °C .
Beta-släckning av ledröret i slutdimension påverkar växningsegenskaperna på ett gynnsamt sätt , däremot kommer ledrörets korrosionsegenskaper att 40 3 5 0 2 8 6 6 försämras av en sådan värmebehandling. Enligt föreliggande uppfinning har det visat sig att det är möjligt att genom att beta-släcka ett ledrör i färdig eller med huvudelen av röret i färdig dimension och därefter värme- behandla röret i alfafasornrådet, så kan rörets korrosionsegenskaper väsentligt förbättras och en gynnsammare påverkan på växningsegen- skaperna erhållas. Värmebehandlingen kan för ett rör som beta-släckts då huvudelen av röret är i färdig dimension utföras antingen direkt efter beta- släckningen eller efter det att rörets samtliga önskade dimensioner är färdigställda. Den slutliga värmebehandlingen äger företrädesvis rum vid 600 till 800 °C .
Värmebehandlingen kan utföras på så' sätt att ledröret utsättes för en lång- sam temperaturstegring upp till önskad värmebehandlingstemperatur understigande 840 °C och företrädesvis till en temperatur i intervallet 600 till 800 °C. Röret kan också först värmebehandlas vid en lägre temperatur och sedan vid en något högre temperatur, varvid den lägre temperaturen kan understiga 600 °C och den högre vara i intervallet 600 till 840 °C.
Genom att genomföra värmebehandlingen medelst långsam temperatur- uppgång eller medelst stegvisa värmebehandlingar vid successivt högre temperatur kan en gynnsam .omfördelning av legeringselement mellan grundmassa och sekundärfaser ske.
En ytterligare fördel med föreliggande 'uppfinning är att. bränslestavarnas _, kapsling inte behöver värmebehandlas på ett likartat sätt, utan dessa kan tillverkas utan att beta-släckas i färdig eller nästan färdig dimension. Beta- släckning av en kapsling i färdig dimension är en komplicerad process och det _ är därför fördelaktigt att endast ett fåtal-rör i knippet kräver denna värmebehandling för att hela knippet ska erhålla gynnsamma växnings- egenskaper och att knippet därmed kan nyttjas för högre utbränning.
Ledrören framställs av en zirkoniumlegering. Exempel på zirkonium- legeringar är Zircaloy-2 eller Zirca1oy-4, vars sammansättningar är; Zircaloy-2 Sn 1.2 - 1.7 viktsprocent Fe 0.07 - 0.20 Cr t' 0.05 - 0.15 Ni 0.03 - 0.08 Si max. 120 ppm Zr rest. + föroreningar 'ZO - s 4 Zircaloy-4 Sn 1.2 - 1.7 viktsprocent Fe 0.18 - 0.24 Cr 0.07 - 0.13 " Zr rest . + föroreningar Andra lämpliga zirkoniumlegeringar för framställning av ledrör är en legering med zirkonium och 1-2.0 % Sn, 0.07-0.70 % Fe, 0.05-0.15 % Cr, 0.06- 0.40 % Ni, 0.015-0.20 % Nb, 0.09-0.16 % O eller en legering med zirkoniurn och 1-2.0 % Sn, 0.07-0.70 % Fe, 0.05-0.15 % Cr, 016-040 °/<> 0015-020 % Nb, 0.015-0.05 % Si, 0.09-0.16 % O. Även andra zirkonium-nioblegeríngar såsom Zr - 1.0 Nb, - 1.0 Sn, - 0.1 Fe eller andra zirkoniumlegeríngar är tillämpbara för användning enligt uppfinningen.
Exempel Figur 1 visar ett PWR- bränsleelement sett från sidan.
Figur 2 visar ett ledrör med två dimensioner i genornskärning.
I figur 1 visas ett 17 x 17 knippe. Topplattan 1, bottenplattan 2 och spridarna 3 bildar tillsammans med ledrören 4 en stomme i vilken bränslestavarna 5 är anordnade. Ledrören 4 är infästa 6 , 7 i topp- respektive bottenplattan 1, 2.
Stavarna 5 är anordnade så att deras längd är mindre än längden mellan topp- och bottenplattan. På så sätt kan stavarna växa en viss längd utan att de riskerar att böjas. Hela bränsleelementet är insatt i härden mellan en topp- och en bottenplåt ( ej visade i figuren ). Om växning av ledrören leder till att hela knippet förlängs så att topplattan går emot den övre topplåten så kan knippet skadas.
I figur 2 visas en genomskärning av ett ledrör 4 vars diameter har två dimensioner. Det kan även förekomma ledrör med fler olika diameter- dimensioner än två. Ledröret ska ge plats åt styrstavarna 8 och är vanligen utfört med tvâ eller flera diarnetrar för att underlätta styrstavens införande i patronen. t' Ledröret framställs på liknande sätt som kapslingsrör genom extrusion och ett antal kallvalsningssteg med mellanliggande värmebehandlingar.

Claims (1)

1. 0 15 20 25 30 40 5 1 lf) Û G66 i..: xfï-J , l I färdig dimension eller då huvuddelen av röret är i färdig dimension, dvs innan neddragning och / eller utvidgning av del av ledrörets diameter, ska ledröret beta-släckas. Detta görs genom att värma röret till 950 till 1200 °C, exempelvis medelst högfrekvensuppvärmning och därefter snabbkyls röret med en kylningshastighet i området 50 till 200 °C/ sek. Efter beta-släckning ska röret värmebehandlas i alfafasområdet. Denna värmebehandling kan ske i intervallet 600 till 800 °C, exempelvis vid 700 °C i två timmar. PATENTKRAV Krav 1 Bränsleelement avsett för tryckvattenreaktor PWR innefattande topp- och bottenplatta (1, 2), spridare (3) och ledrör (4), vilka tillsammans bildar en stomme, och bränslestavar, innefattande kapsling fylld med cylindriska bränslekutsar, anordnade i stommen i ett i huvudsak kvadratiskt gitter, K Ä N N E T E C K N A T A V A T T ledrören (4), innan dessa monteras i stommen, är slutvärmebehandlade i två steg, varvid det första steget innefattar en beta-släckning utförd i färdig dimension eller då huvudelen av röret är i färdig dimension och ett andra steg innefattande värmebehand- ling i alfafastemperaturområdet, understigande 840 °C. Krav 2 Bränsleelement enligt krav 1, K Ä N N E T E C K N A T A V A T T värmebehandlíngen i alfafasornrådet är utförd på så sätt att temperatur- upp-gången till avsedd värmebehandlingstemperatur sker långsamt eller att värmebehandlingen är utförd vid först en lägre och sedan en högre temperatur. Krav 3 Bränsleelement enligt krav 1 eller 2, K Ä N N E T E C K N A T A V A T T värmebehandlingen i alfafasområdet är utförd vid 600 till 800 °C. Ut U] 10 15 20 N 01 :Ö o: Ü\ Ö\ Krav 4 Bränsleelement enligt krav 1, 2 eller 3, K Ä N N E T E C K N A T A V AT T elementets bränslestavar innefattar kapsling för vars färdigställande slutvärmebehandling endast är utförd i alfafasområdet. Krav 5 Metod för framställning av ledrör (4) för bränsleelement för tryckvatten- reaktor PWR innefattande ett antal kallvalsningssteg med mellanliggande värrnebehandlingar, slutvärmebehandling och färdigställande av ledrörets diametrar, K Ä N N E T E C K N A D A V A T T ledröret (4) slutvärme- behandlas i två steg, varvid ett första steg innefattar en beta-släckning utförd i färdig dimension eller då huvuddelen av röret är i färdig dimen- sion och ett andra steg innefattar värmebehandling i alfafastemperatur- området, understigande 840 °C. Krav 6 Metodenligtkrav 5, KÄNNETECKNAD AV ATT värme- behandlingen i alfafasområdet utförs på så sätt att temperaturuppgången till avsedd värmebehandlingstemperatur sker långsamt eller att värmebehand- lingen utförs vid först en lägre och sedan en högre temperatur. Krav 7 Metod enligt krav 5 eller 6, K Ä N N E T E C K N A D A V A T T värme- behandlingen i alfafasområdet utförs vid 600 till 800 °C.
SE9302251A 1993-06-30 1993-06-30 Bränsleelement för tryckvattenreaktor vars ledrör är slutvärmebehandlade i två steg SE502866C2 (sv)

Priority Applications (7)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE9302251A SE502866C2 (sv) 1993-06-30 1993-06-30 Bränsleelement för tryckvattenreaktor vars ledrör är slutvärmebehandlade i två steg
JP50343195A JP3522760B2 (ja) 1993-06-30 1994-06-29 2段階で最終処理される案内管を備える加圧水型原子炉の燃料要素
EP94920626A EP0706706B1 (en) 1993-06-30 1994-06-29 Fuel element for pressurized-water reactor with guide tubes finally heat-treated in two steps and method of manifacturing the guide tubes
US08/564,191 US5654993A (en) 1993-06-30 1994-06-29 Fuel element for pressurized--water reactor with guide tubes finally heat-treated in two steps
DE69413538T DE69413538T2 (de) 1993-06-30 1994-06-29 Brennstabbündel für druckwasserreaktor mit zwei endstufen thermisch behandelten führungsrohren
PCT/SE1994/000644 WO1995001639A1 (en) 1993-06-30 1994-06-29 Fuel element for pressurized-water reactor with guide tubes finally heat-treated in two steps
US08/762,952 US5677937A (en) 1993-06-30 1996-12-10 Fuel element for pressurized-water reactor with guide tubes finally heat-treated in two steps

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE9302251A SE502866C2 (sv) 1993-06-30 1993-06-30 Bränsleelement för tryckvattenreaktor vars ledrör är slutvärmebehandlade i två steg

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE9302251D0 SE9302251D0 (sv) 1993-06-30
SE9302251L SE9302251L (sv) 1994-12-31
SE502866C2 true SE502866C2 (sv) 1996-02-05

Family

ID=20390464

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE9302251A SE502866C2 (sv) 1993-06-30 1993-06-30 Bränsleelement för tryckvattenreaktor vars ledrör är slutvärmebehandlade i två steg

Country Status (6)

Country Link
US (2) US5654993A (sv)
EP (1) EP0706706B1 (sv)
JP (1) JP3522760B2 (sv)
DE (1) DE69413538T2 (sv)
SE (1) SE502866C2 (sv)
WO (1) WO1995001639A1 (sv)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SE513488C2 (sv) * 1994-06-22 2000-09-18 Sandvik Ab Sätt att tillverka rör av zirkoniumbaslegering för kärnreaktorer och användning av sättet vid tillverkning av sådana rör
SE9601594D0 (sv) * 1996-04-26 1996-04-26 Asea Atom Ab Fuel boxes and a method for manufacturing fuel boxes
DE19635927C1 (de) * 1996-09-04 1998-02-12 Siemens Ag Führungsrohre für Druckwasserreaktor-Brennelement mit minimiertem strahlungsinduziertem Wachstum und zugehöriges Herstellungsverfahren
US6167104A (en) * 1996-09-04 2000-12-26 Siemens Aktiengesellschaft Pressurized water reactor fuel assembly with a guide tube and method for producing the guide tube
SE519613C2 (sv) * 1997-02-14 2003-03-18 Westinghouse Atom Ab Förfarande för framställning av en spridare, en spridare och ett bränsleelement
SE514678C2 (sv) 1998-11-12 2001-04-02 Westinghouse Atom Ab Förfarande för framställning av en komponent utsatt för förhöjd strålning i en korrosiv miljö
JP2003149369A (ja) * 2001-11-08 2003-05-21 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 燃料集合体支持格子の製造方法
SE525455C2 (sv) * 2002-06-07 2005-02-22 Westinghouse Atom Ab Förfarande, användning och anordning beträffande kapslingsrör för kärnbränsle samt bränslepatron för en nukleär kokarvattenreaktor
SE530673C2 (sv) * 2006-08-24 2008-08-05 Westinghouse Electric Sweden Vattenreaktorbränslekapslingsrör

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NO95039A (sv) * 1957-07-26
US4360389A (en) * 1975-11-17 1982-11-23 General Electric Company Zirconium alloy heat treatment process
US4770847A (en) * 1982-06-01 1988-09-13 General Electric Company Control of differential growth in nuclear reactor components by control of metallurgical conditions
US4649023A (en) * 1985-01-22 1987-03-10 Westinghouse Electric Corp. Process for fabricating a zirconium-niobium alloy and articles resulting therefrom
ES2034312T3 (es) * 1987-06-23 1993-04-01 Framatome Procedimiento de fabricacion de un tubo de aleacion de circonio para reactor nuclear y aplicaciones.
US5230758A (en) * 1989-08-28 1993-07-27 Westinghouse Electric Corp. Method of producing zirlo material for light water reactor applications
SE463790B (sv) * 1989-10-27 1991-01-21 Sandvik Ab Metod foer framstaellning av kapslingsroer foer braenslestavar i kaernreaktorer

Also Published As

Publication number Publication date
EP0706706A1 (en) 1996-04-17
US5654993A (en) 1997-08-05
WO1995001639A1 (en) 1995-01-12
SE9302251L (sv) 1994-12-31
DE69413538T2 (de) 1999-05-12
JP3522760B2 (ja) 2004-04-26
JPH08512135A (ja) 1996-12-17
EP0706706B1 (en) 1998-09-23
US5677937A (en) 1997-10-14
SE9302251D0 (sv) 1993-06-30
DE69413538D1 (de) 1998-10-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP1225243B2 (en) Method for manufacturing a tube and a sheet of niobium-containing zirconium alloy for a high burn-up nuclear fuel
JP2988493B2 (ja) ジルコニウム合金材料の処理方法
KR100364093B1 (ko) 핵연료어셈블리용 튜브제조방법 및 이에 의해 얻어진 튜브
US6811746B2 (en) Zirconium alloy having excellent corrosion resistance and mechanical properties for nuclear fuel cladding tube
KR930009986B1 (ko) 지르코늄-니오붐 합금으로 부터 얇은 벽을 가지는 관을 제조하는 방법
JP2003149365A (ja) 優秀な耐蝕性を持ったニオブ含有ジルコニウム合金核燃料被覆管の製造方法
SE502866C2 (sv) Bränsleelement för tryckvattenreaktor vars ledrör är slutvärmebehandlade i två steg
US4671826A (en) Method of processing tubing
US5876524A (en) Method for the manufacture of tubes of a zirconium based alloy for nuclear reactors and their usage
US7763132B2 (en) Method of producing a zirconium alloy semi-finished product for the production of elongated product and use thereof
JPH0586469B2 (sv)
EP0745258B1 (en) A nuclear fuel element for a pressurized water reactor and a method for manufacturing the same
JP3400815B2 (ja) ジルカロイ−2製bwr原子炉燃料用材料の製造方法
JP2002302723A (ja) ジルコニウム基合金およびこの合金よりなる原子炉用構造部品
JPH07173587A (ja) ジルコニウム合金溶接部材の製造方法
JPH059688A (ja) 加工性に優れたZr合金圧延材の製造方法
JPH06248403A (ja) 高耐食性・高強度ジルコニウム合金材の製造法
JPH04148893A (ja) 機械的強度および耐応力腐食割れ性に優れたジルコニウム合金被覆管の製造法
JPH05214500A (ja) ジルコニウム合金管

Legal Events

Date Code Title Description
NUG Patent has lapsed