SE513488C2 - Sätt att tillverka rör av zirkoniumbaslegering för kärnreaktorer och användning av sättet vid tillverkning av sådana rör - Google Patents
Sätt att tillverka rör av zirkoniumbaslegering för kärnreaktorer och användning av sättet vid tillverkning av sådana rörInfo
- Publication number
- SE513488C2 SE513488C2 SE9402250A SE9402250A SE513488C2 SE 513488 C2 SE513488 C2 SE 513488C2 SE 9402250 A SE9402250 A SE 9402250A SE 9402250 A SE9402250 A SE 9402250A SE 513488 C2 SE513488 C2 SE 513488C2
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- ppm
- tubes
- phase
- base alloy
- zirconium
- Prior art date
Links
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 20
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 20
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 17
- 239000000956 alloy Substances 0.000 title claims abstract description 17
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 14
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 23
- 238000000137 annealing Methods 0.000 claims abstract description 33
- 238000010791 quenching Methods 0.000 claims description 15
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 12
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 238000005097 cold rolling Methods 0.000 claims description 8
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 8
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims description 8
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims description 7
- 229910052718 tin Inorganic materials 0.000 claims description 7
- 230000009467 reduction Effects 0.000 claims description 6
- 238000005538 encapsulation Methods 0.000 claims description 5
- 238000001125 extrusion Methods 0.000 claims description 5
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 claims description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 238000010276 construction Methods 0.000 claims description 4
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 2
- 230000006698 induction Effects 0.000 claims description 2
- 239000012535 impurity Substances 0.000 claims 4
- 239000012300 argon atmosphere Substances 0.000 claims 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 abstract description 23
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 abstract description 23
- 230000012010 growth Effects 0.000 abstract description 10
- 230000008569 process Effects 0.000 description 9
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 8
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 8
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 6
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 5
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 5
- 238000011282 treatment Methods 0.000 description 5
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 4
- 238000005275 alloying Methods 0.000 description 3
- 238000001953 recrystallisation Methods 0.000 description 3
- 230000004584 weight gain Effects 0.000 description 3
- 235000019786 weight gain Nutrition 0.000 description 3
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 2
- 238000010622 cold drawing Methods 0.000 description 2
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 2
- 235000012438 extruded product Nutrition 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 2
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 2
- 239000002344 surface layer Substances 0.000 description 2
- 235000016068 Berberis vulgaris Nutrition 0.000 description 1
- 241000335053 Beta vulgaris Species 0.000 description 1
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 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
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- 238000007792 addition Methods 0.000 description 1
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 239000011362 coarse particle Substances 0.000 description 1
- 239000000356 contaminant Substances 0.000 description 1
- 238000005520 cutting process Methods 0.000 description 1
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 1
- 230000001066 destructive effect Effects 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 1
- 238000011010 flushing procedure Methods 0.000 description 1
- 238000000227 grinding Methods 0.000 description 1
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000036417 physical growth Effects 0.000 description 1
- 238000005554 pickling Methods 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 1
- 230000000171 quenching effect Effects 0.000 description 1
- 238000005096 rolling process Methods 0.000 description 1
- 238000009958 sewing Methods 0.000 description 1
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010703 silicon Substances 0.000 description 1
- 239000010802 sludge Substances 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 239000006104 solid solution Substances 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 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
- G21C3/06—Casings; Jackets
- G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22F—CHANGING THE PHYSICAL STRUCTURE OF NON-FERROUS METALS AND NON-FERROUS ALLOYS
- C22F1/00—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working
- C22F1/16—Changing 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
- C22F1/18—High-melting or refractory metals or alloys based thereon
- C22F1/186—High-melting or refractory metals or alloys based thereon of zirconium or alloys based thereon
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Heat Treatment Of Articles (AREA)
- Heat Treatment Of Steel (AREA)
- Physical Vapour Deposition (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
- Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
Description
513 488 2 Det har varit allmän praxis att tillverka kapshngs- och konstruktaonsrör av Zircaloy-2 och' Zirealoy-4 en tillverkningsproeess som omfattar: varmbeaibetning av ett göt till ett solitt ämne, värmning av ämnet till fasområdet ß följt av snabbkylning, s k betasläck- ning, maskinbearbetning till ett hålat extrusionsämne, extrudering av det hålade ämnet vid hög temperatur inom fasområdet ot till ett extruderat rörämne och sedan reducering av rörämnet i flera steg genom kallvalsning till väsentligen slutlig dimension med en re- kristallisationsvakuumglödgning i fasområdet ot före varje kallvalsningssteg. Det kall- bearbetade röret, väsentligen av slutlig dimension, vakuumglödgas sedan i fasområdet ot eller genomgår i fallet ledrör först en ytterligare kalldeforrnation i form av valsning eller dragning före den slutliga vakuumglödgningen. Den slutliga vakuumglödgningen kan vara en avspänningsglödgning, en partiell rekristallisationsglödgning eller en fullständig rekristailisationsglödgning. Den typ av slutlig vakuumglödgning som tillämpas, väljs baserat på bränsletillverkarens specifikation av de mekaniska egenskaperna för kapslingsrören och konstruktionsrören.
Med fasområdet ot avses det temperaturområde inom vilket legeringens kristallstruktur bildar ett hexagonalt gitter (ot-fas) och med fasområdet ß det temperaturområde inom vilket legeringens kxistallstmktur bildar ett rymdcentrerat kubiskt gitter (ß-fas). För rent zirkonium är temperaturen för övergång fiån lågtemperaturfasen ot till högtemperaturfasen ß 862°C.
För zirkoniumbaslegeringar existerar ett mellanfasområde, det s k tvåfasområdet ot+ß, där båda kristallstmkturema förekommer. För legeringarna Zircaloy-2 och Zircaloy-4 sträcker sig fasområdet ot+ß från 800°C till 9SO°C.
För att förbättra korrosionsbeständigheten och/eller de mekaniska egenskaperna såsom t ex kryphållfasthet i tvärled, duktilitet och betrålningsinducerad a>_ciell växning har fler- talet olika framställningsförfaranden beskrivits. Dessa framställningssätt beskriver olika förfaranden for vännning till ß-fasonlrâdet följt av snabbkylrling, d v s betasläckning, av ett rörämne efier extrusionsprocessen eller ß-släckning av kapslings- och konstruktions- rör eller konstruktionselement i färdig dimension.
Patenten US 4 450 016 och 4 450 020 beskriver en värmebehandling i ß-fasorrirådet i form av betasläckning av rörämnet före de två sista valsningarna, varefter rörämnet underkastas 2 efterföljande kallvalsningar till ett fardigt kapslingsrör med en mellan- liggande vaicuumglödgning i ot-fasornrådet. Vidare beskriver patenten US 4 238 251, US 4 279 667, DE 29 Sl 096 eller De 29 51 102 ett förfarande för framställning av kon- stmktionselement vid vilken en slutlig ß-släckning utförs, väsentligen, enbart av ett yt- skikt av dessa element. Ovanstående olika förfaranden har alla till syfte att förbättra kor- rosionsbeständigheten mot nodulär korrosion hos kapslingsrör och/eller konstruktions- ' element i en rniljö utmärkande för kokarvattenreaktorer (BWR). Det är viktigt att notera :II- slI. IIII' I att behandlingen enligt US 4 450 016 och 4 450 020 tenderar att försämra beständighe- ten mot allmän korrosion, som är den korrosionsmekanisntsom är förhärskande 'och livs- längdsbegränsande för kapslingsrör och konstruktionsrör till tryckvattenreaktorer.
Vidare bör påpekas att behandlingsmetodema där en slutlig ß-släckning enbart av ytan tillgrips inte har någon gynnsam inverkan på den bestrålningsínducerade axiella väx- ningen.
Patentet US 3 865 635 beskriver ett forfarande där ß-släckrringen utförs fore det sista I 3 i t kallvalsningssteget till färdiga kapslingrör för uppnående av en förbättrad kryphâllfasthet i i tvärled. Detta förfarande bidrar enligt vunna erfarenheter även till en förbättring av be- ständigheten mot nodulär korrosion, men tenderar att negativt påverka beständigheten mot allmän korrosion.
Känt inom tekniken är ytterligare ett förfarande för slutlig värmebehandling i ß-fasområ- det av kapslingsrör och konstruktionsrör enligt Europapatent 296 972 där till skillnad från tidigare förfaranden, där endast ett ytskikt behandlas, 100% av rörväggen värms till ß-Området och snabbkyls. Enligt de hävdade resulten bidrar denna behandling till en rad förbättringar inrymmande; en bättre beständighet mot inre spänningskorrosion, ett bättre motstånd mot krypning i tvärled och i axiell led samt mindre bestrålningsinducerad axiell växning. Olägenheten med detta processforfarande är dock att betasläckningen p g a den snabba kylningshastigheten delslbidrar till en Övermättnad av legeringselementen Fe och Cr i fast lösning i zirkoniumgrundmassan, dels bidrar till en utskiljning av relativt små sekundärfaspartiklar. Det är för fackmannen välkänt att en kombination av små sekun- därfaspartiklar och en övermättad av Fe och Cr bidrar till en försämring av den allmänna korrosionsbeständigheten efter längre tids bestrålning. I och för sig kan först en förbätt- ring av korrosionsbeständigheten erhålles vid kortare utbränningsgrader såsom beskrivs i Europapatentet 296 972. Dock inträder en försämring vid längre utbränningsgrader då god korrosionsbeständighet är av vital betydelse. Enligt bl a Kilp et al; “Proceedings of IAEA Technical Committee Meeting on Fundarnental Aspects of Corrosion of Zirco- nium Alloys in Water Reactor Environments, Vienna 1990, IWGFPT/34" och Garzarolli et al; "ASTM STP 1023" erfordras för optimal beständighet en struktur utarmad på legeringselement i gnindmassan och med en fördelning av stora sekundärfaspartiklar.
Syfiet med föreliggande uppfinning är att åstadkomma ett forfarande for framställande av rör av zirkoniumlegeringar för kapsling av bränsle och för konstruktion av bränsle- elementskelett som bättre än tidigare kända förfaranden uppfyller de for långa reaktordrifttider kravkombínationerna, särskilt genom att de ger; - en lägre bestrålningsinducerad axiell växning - en högre kryphållfasthet i rörens tvärled under bestrålrring 513 488 t. 4 - en bättre korrosion under bestrâlning, och då speciellt efter mer än: 3 års :bestzrålning då korrosionsbeständigheten är av vital betydelse.
Enligt den föreliggande uppfinningen har det visat sig möjligt att tillverka kapslingsrör och konstruktionsrör av zírkoniumbaslegering till kämreaktorer, som samtidigt kombine. rar bättre egenskaper vad avser betrålningsinducerad axiell växning, kryphållfasthet i tvärled under bestrålning och allmän korrosion efter lång tids bestrålning. Dessa resultat är helt oväntade.
Uppfinningen avser ett sätt att tillverka kapslingsrör och konstruktionsrör av zirkonium- baslegering, varvid zirkoniumbaslegeringen extruderas och den extruderade produkten underkastas kallvalsningar i flera steg till färdig dimension med mellanliggande vakuum- glödgningar i ot-fasontrådet och den färdiga produkten underkastas en betasläckning och en efterföljande vakuumglödgning i ot-fasonxrådet för rör till kapsling av bränslestavar och instrumentrör och en betasläckning, en kalldeforrnation och en efterföljande vakuumglödgning i ot-fasornrådet for rör av typen ledrör till bränsleelementskelett.
Extrusionen kan utföras vid godtycklig temperatur i ot-fasområdet. Den föredragna tem- peraturen för extrusionen ligger vid 550-750°C.
De mellanliggande vakuumglödgningama utföres vid en temperatur av 600-800°C och företrädesvis vid en temperatur av 650-750°C. ß-släckningen av produkten i färdig dimension utföres genom att produkten vänns till en . temperatur i ß-fasområdet, lämpligen till en temperatur av 950-1250°C och företrädesvis till en temperatur av 1000-1l50°C under en tid tillräcklig för fullständig omvandling till ß -fas och därefter snabbkyles till en temperatur i ot-fasorrirådeLKylningen från den använda temperaturen i ß-fasorrirâdet till temperaturen 700°C sker därvid lämpligen med en hastighet av l 00-400°C/sekund och kylningen från 700°C till 300°C eller därunder, lämpligen med en hastighet av mer än 10°C/sekund.
Kalldeforrnationen efter ß-släckningen i färdig dimension av produkten konstruktionsrör till bränsleelementskelett, vilka rör kännetecknas av att en mindre del av de fardigvalsade och betasläckta röret reduceras till en klenare ytterdiameter, kan utföras genom kallvals- ning eller kalldragning med en reduktionsgrad av 5-30%, företrädesvis genom kall- dragning med en reduktionsgrad av 7-l7%.
Den slutliga vakuumglödgningen i ot-fasorrtrådet på produkten efter ß-släckningen i far- dig dimension utföres vid en temperatur och en tid som bibringar produkten ett glödg- ningspararnetervärde, A, i intervallet 14x10” till 3,4x10'“, och företrädesvis i interval- let 6,0x10'15 till 1,7x10°l3 där A beräknas ur formeln 513 488 p. _.
A = t x exp (-Q/RT) t = glödgningstid i timmar T = glödgningstemperaturi °K R = allmänna gaskonstanten Q = aktiveringsenergin = 63 000 caVmol Vid tillverkning av kapslingsrör och konstruktionsrör enligt den föreliggande uppfin- ningen har det visat sig att sekundärfaspartiklarnas storlek i den färdiga produkten är av- sevärt större än vad fallet är vid tillverkning enligt tidigare kända metoder där ß-släck- ningen av färdig produkt användes. Det är den enligt den föreliggande uppfinningen upp- nådde grova partikelstorleken i kombination med en på legeringselement utarmad zirko- niumgrundmassa som ger den goda beständigheten mot allmänna korrosion. Trots denna strukturförändringlsom sker vid den avslutade valniumglödgriingen i ot-fasområdet bibe- hålles överraskande nog den förbättringar av kryphållfastheten i tvärled och den minsk- ning i den bestrålningsinducerade axiella tillväxten som primärt åstadkommes under ß- släckningsprocessen.
Zirkoniumbaslegeringen utgöres företrädesvis av en árkoniumtennlegeríng, tex de under handelsnamnen Zircaloy-2 och Zircaloy-4 kända legeringarna, vilkas innehåll av legeringsämnen ligger inom gränsema 1,2-l,7% för tenn, 0,07-0,2f(% förjäm, 0,05- O,15% för krom och 0-0,08% för nickel, små tillsatser av syre, kisel och kol, rest zirkonium ocheventuellt förekommande föroreningar av vanligt slag, där angivna procent liksom angivna procent i ansökningen i övrigt avser viktprocent.
Zircaloy-2 innehåller l,2-l,7% Sn, 0,07-0,20% Fe, 0,05-0,l5% Cr och 0,03-0,08% Ni.
Zircaloy-4 innehåller l,2-l,7% Sn, 0,l8-0,24% Fe, 0,07-O,l3% Cr och ingen Ni.
Uppfinningen skall förklaras närmare genom beskrivning av ett utförandeexempel.
Ett göt av Zircaloy-4 smiddes till en stång med en dimension av 140 mm. Stângen under- kastades på konventionellt sätt en ß-släckning genom uppvärmning till en temperatur av l050°C under 15 min och kylning till rumstemperatur med en hastighet överstigande S' O°C/sekund. Av stången tillverkades extrusionsämnen. Dessa extruderades vid en tem- peratur av 650°C, d v s i ot-fasontrådet. *Den extruderade produkten underkastades där- efter 4 kallvalsningar varvid rörens slutliga ytterdiameter blev 12,2 mrn Efter den första, den andra och den tredje kallvalsningen underkastades den kallvalsade produkten en vakuumglödning i ot-fasorrtrådet vid en temperatur av. 720°C vid den första o_ch den andra glödgningenoch vid en temperatur av 700°C vid den tredje glödgningen. Den fardigvalsade produkten med ytterdiameter 12,2 mm ß-släcktes genom att den 513 488 , , ° 0 0.: OI | u 4 induktionsvärrndes upp till 1050°C under några sekunder med en omkring densanirna anordnad högfrekvensspole arrangerad med utrustning för argongasskydd av rörens ytteryta varvid den axiella rörhastigheten genom spolen var 0,6 rn/rnin, vareñer produkten genom spolning av vatten inuti rören kyldes med en hastighet av ca 200°Clsek till rumstemperatur. Ett 50-tal ß-släclcta rör erhölls. Dessa rör delades upp i två poster.
Den ena posten, ämnade till konstruktionsrör av typen instrumentrör, underkastades en vakuumglödgning i ot-orrtrådet vid 7 0O°C under 5 tim innebärande att rören erhåll ett glödgningsparametervärde av 3,5x10'1“. Denna behandling är densamma som tillgrips även för rör till kapsling av bränsle tillverkade enligt föreliggande uppfinning. Den andra posten betasläckta rör, ämnade till konstruktionsrör av typen ledrör underkastades en dragning med reduktionsgraden 10% av en del av rörens längd, vareñer rören vakuumglödgades i ot-ornrådet vid 700°C under 5 tim till ett glödgningspararnetervärde av 3,5x10°14. Efter den avslutade vakuumglödgningen i ct-fasorrirådet utfördes de för I denna typ av rör konventionella behandlingarna i forrn av rengöring, riktning, betning av rörens inneryta och slipning av rörens ytteryta, varefier rören genomgick oförstörande provning med ultraljud för mätning av dimensioner och kontroll av defekter samt rengöring och ytsyning.
Vid mätning av sekundärfaspartiklamas storlek konstaterades att partiklarna har en stor- lek i intervallet 0,1-0,6 pm och en medelpartikelstorlek av omkring 0,3 pm, d v s av sarruna storleksordning som hos rör som tillverkats på konventionellt satt och som erfa- renhetsmässigt visat god beständighet mot allmän korrosion under lång tids bestrâlning i kärnreaktorer. I endast ß-släckt tillstånd, d v s i stadiet före den sista vakuumglödg- ningen i ot-orrxrådet vid 700°C under 5 tim, var partiklamas storlek mindre än 0,10 um, d v s mindre än vad som erfordras för en tillräckligt god beständighet mot allmän korro- ston.
Vid korrosionsprov i ånga vid 400°C, ett prov som visat sig simulera betingelsema vad avser beständighet mot allmän korrosion under reaktordrift, uppvisar rör tillverkade enligt den föreliggande uppfinningen en beständighet mot allmän korrosion som är minst lika bra som hos konventionellt tillverkade rör med dokumenterat god bestândighet mot allmän korrosion, som ingått i provningen förjämförelse. Efier 60 dygns exponeringstid vid 400°C uppvisar rör tillverkade enligt föreliggande uppfinning en viktökning i inter- vallet 65-67 mg/dmï och konventionellt tillverkade rör en viktökning av 67-69 mg/dmï.
Viktökningen är ett mått på den korrosion som rören åsamkats.
Vid krypprovning med inre övettryck motsvarande en omkretsspânning av 130 MPa vid 400°C under 240 timmar, en provning som mäter rörens kryphållfasthet i tvärled, upp- visar rör tillverkade enligt den föreliggande uppfinningen en tvärkryptöjning av 0,45- 0,70% under det att rör tillverkade på konventionellt sätt har en tvärkryptöjníng av 1,8- 2,0%. Ett lågt värde på kryptöjningen betyder att rören enligt uppfinningen har högre 513 488 .. T kryphållfasthet mot tennisk krypning än vad som är fallet for konventionellt tillverkade rör.
Vad avser motståndet mot bestrålningsinducerad växning är det for fackmannen känt att växningshastigheten bestäms av ot-kristallemas orientering i röret, d v s av rörens textur.
Texturen bestäms genom röntgenbestrålning varvid riktningen for kristallernas basplan bestäms och åskådliggörs genom vissa texturparametrar. Den texturpararnetèr som är kopplad till den axiell växningshastigheten är Keams faktor i axiell riktningjiï Ju högre värde êašhar desto mindre längdökning i rörens axiella riktning erhålles till följd av be- strålninginducerad växning. För rör tillverkade enligt föreliggande uppfinning erhålls en textur mediafvärdet i intervallet 0,26-0,32, vilket betyder att man uppnår en betydligt mindre längdökning än for konventionellt tillverkade rör som har ett__fa“_ värde i intervallet 0,03-0,07.
Claims (11)
1. Sätt att tillverka rör för kapsling av bränsle och rör för konstruktion av bränsleelementskelett av zirkoniumbaslegering avsett att användas i kärn- reaktorer, som efter extrusion och flera successiva kallvalsnings- och a-glödgningssteg, underkastas en ß-släckning genom att hela röret värmes vid en tempera- tur i ß-fasomràdet mellan 950°C och l250°C under en tid tillräckligt för uppnáende av 100 % ß-fasstruktur, k ä n n e t etc k n a t av, att kylning av röret sker med en hastighet mellan 100°C och 400°C per sekund för omvandling till a-fas i hela röret, och därefter under- kastas en vakuumglödgning i u-fasomràdet vid en tempe- ratur och under en tid som ger ett värde pá glödgnings- parametern A i intervallet 3,4 x 1046 till 3,4 x 1043.
2. Sätt enligt krav 1, k ä n n e t e c k n a t av, att rören före vakuumglödgningen i a-fasomrädet under- kastas en kalldeformation med en reduktionsgrad mellan 5 % och 30 %.
3. Sätt enligt krav 1 eller 2, k ä n n e t e c k n a t av, att värmningen i ß-fasomràdet utföres vid en tempe- ratur mellan l000°C och 1l50°C.
4. Sätt enligt något av kraven 1-3, k ä n n e - t e c k n a t av, att värmningen i ß-fasomràdet utförs genom induktionsvärmning i en spole med en axiell rörhastighet mellan 0,4 m/min och 1,0 m/min, före- trädesvis i storleksordningen 0,6 m/min, och att kyl- ningen utföres vid ca 200°C/sek under argonatmosfär. v 10 15 20 25 30 513 488 9
5. Sätt enligt något av kraven 1-4, k ä n n e t e c k - n a t av att vakuumglödgningen i a-fasområdet efter ß-släckningen utföres vid en temperatur och under en tid som ger ett värde på glödgningsparametern i intervallet 6,0 x 10-15 till 1,7 x 10"”.
6. Sätt enligt krav 2, k ä n n e t e c k n a t av att kalldeformationen före den slutliga vakuumglödgningen i a-fasområdet utförs genom dragning med en reduktions- grad mellan 7 % och 17 %.
7. Användning av förfarandet enligt något av kraven 1-6 vid tillverkning av rör för kapsling av bränsle och rör för konstruktion av bränsleelementskelett i zirkonium- baslegering till bränsleelement för tryckvatten- reaktorer.
8. Användning enligt krav 7,'k ä n n e t e c k n a t av att zirkoniumbaslegeringen innehåller 1,2-1,7 % Sn, 0,07-0,24 % Fe, 0,05-0,15 % Cr, 0-0,08 % Ni, 900-1600 ppm O, 50-120 ppm Si, 80-270 ppm C, resterande zirkonium och eventuellt förekommande föroreningar av vanligt slag.
9. Användning enligt krav 8, k ä n n e t e c k n a t av att zirkoniumbaslegeringen innehåller 1,2-1,7 % Sn, 0,07-0,24 % Fe, 0,05-0,15 % Cr, 0-0,08 % Ni, 1000-1400 ppm O, 50-120 ppm Si, 80-270 ppm C, resterande Zr och eventuellt förekommande föroreningar av vanligt slag.
10. Användning enligt krav 7 eller 9, k ä n n e - t e c k n a t 1,2-1,7 % Sn, av att zirkoniumbaslegeringen innehåller 0,07-0,20 % Fe, 0,05-0,15 % Cr, 10 IIIJII n nya |10 513 488 10 0,03-0,08 % Ni, 900-1600 ppm 0, 50-120 ppm Si, 80-270 ppm C och resten zirkonium och eventuellt förekommande föroreningar av vanligt slag.
11. Användning enligt krav 8 eller 9, k ä n n e - t e c k n a t av att zirkoniumbaslegeringen innehåller 1,2-1,7 % Sn, 0,18-0,24 % Fe, 0,07-0,13 % Cr, 900~l600 ppm O, 50-120 ppm Si, 80-270 ppm C och resten zirkonium och eventuella föroreningar av vanligt slag.
Priority Applications (8)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE9402250A SE513488C2 (sv) | 1994-06-22 | 1994-06-22 | Sätt att tillverka rör av zirkoniumbaslegering för kärnreaktorer och användning av sättet vid tillverkning av sådana rör |
PCT/SE1995/000749 WO1995035395A1 (en) | 1994-06-22 | 1995-06-20 | Method for the manufacture of tubes of a zirconium based alloy for nuclear reactors and their usage |
DE69512052T DE69512052T2 (de) | 1994-06-22 | 1995-06-20 | Verfahren zur herstellung von röhren aus zirkonbasislegierungen für nuklearreaktoren und deren verwendung |
KR1019960707338A KR100353125B1 (ko) | 1994-06-22 | 1995-06-20 | 원자로용지르콘계합금제튜브의제조방법및그용도 |
EP95923640A EP0760017B1 (en) | 1994-06-22 | 1995-06-20 | Method for the manufacture of tubes of a zirconium based alloy for nuclear reactors and their usage |
ES95923640T ES2135749T3 (es) | 1994-06-22 | 1995-06-20 | Metodo para la fabricacion de tubos de una aleacion basada en zirconio para reactores nucleares y su uso. |
US08/765,590 US5876524A (en) | 1994-06-22 | 1995-06-20 | Method for the manufacture of tubes of a zirconium based alloy for nuclear reactors and their usage |
JP8502068A JPH10501846A (ja) | 1994-06-22 | 1995-06-20 | 原子炉のためのジルコニウム基合金の管の製造方法及びその用途 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE9402250A SE513488C2 (sv) | 1994-06-22 | 1994-06-22 | Sätt att tillverka rör av zirkoniumbaslegering för kärnreaktorer och användning av sättet vid tillverkning av sådana rör |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE9402250D0 SE9402250D0 (sv) | 1994-06-22 |
SE9402250L SE9402250L (sv) | 1996-01-29 |
SE513488C2 true SE513488C2 (sv) | 2000-09-18 |
Family
ID=20394521
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE9402250A SE513488C2 (sv) | 1994-06-22 | 1994-06-22 | Sätt att tillverka rör av zirkoniumbaslegering för kärnreaktorer och användning av sättet vid tillverkning av sådana rör |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5876524A (sv) |
EP (1) | EP0760017B1 (sv) |
JP (1) | JPH10501846A (sv) |
KR (1) | KR100353125B1 (sv) |
DE (1) | DE69512052T2 (sv) |
ES (1) | ES2135749T3 (sv) |
SE (1) | SE513488C2 (sv) |
WO (1) | WO1995035395A1 (sv) |
Families Citing this family (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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 |
KR100382997B1 (ko) * | 2001-01-19 | 2003-05-09 | 한국전력공사 | 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법 |
US20020106048A1 (en) * | 2001-02-02 | 2002-08-08 | General Electric Company | Creep resistant zirconium alloy and nuclear fuel cladding incorporating said alloy |
US6323374B1 (en) | 2001-06-15 | 2001-11-27 | Arco Chemical Technology, L.P. | Cobalt-catalyzed process for preparing 1,3-propanediol |
US7194980B2 (en) * | 2003-07-09 | 2007-03-27 | John Stuart Greeson | Automated carrier-based pest control system |
FR2858332B1 (fr) * | 2003-07-31 | 2005-10-28 | Cezus Co Europ Zirconium | Procede de fabrication d'un produit plat en alliage de zirconium, produit plat ainsi obtenu et element d'un assemblage combustible pour reacteur de centrale nucleaire realise a partir de ce produit plat |
US9139895B2 (en) * | 2004-09-08 | 2015-09-22 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Zirconium alloy fuel cladding for operation in aggressive water chemistry |
US8043448B2 (en) * | 2004-09-08 | 2011-10-25 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Non-heat treated zirconium alloy fuel cladding and a method of manufacturing the same |
JP6249786B2 (ja) * | 2014-01-17 | 2017-12-20 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 高耐食性ジルコニウム合金材料並びにそれを用いた燃料被覆管、スペーサ、ウォーターロッド及びチャンネルボックス |
CN107833640A (zh) * | 2017-10-25 | 2018-03-23 | 中广核研究院有限公司 | 燃料组件导向管、燃料组件导向管用管材及其制造方法 |
CN113732102A (zh) * | 2020-05-27 | 2021-12-03 | 国核宝钛锆业股份公司 | 一种小口径薄壁包壳管材制造方法及包壳管材 |
Family Cites Families (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2894866A (en) * | 1958-01-21 | 1959-07-14 | Marion L Picklesimer | Method for annealing and rolling zirconium-base alloys |
CA1025335A (en) * | 1972-09-05 | 1978-01-31 | Ake S.B. Hofvenstam | Method of making tubes and similar products of a zirconium alloy |
US3847684A (en) * | 1973-09-20 | 1974-11-12 | Teledyne Wah Chang | Method of quenching zirconium and alloys thereof |
US4450016A (en) * | 1981-07-10 | 1984-05-22 | Santrade Ltd. | Method of manufacturing cladding tubes of a zirconium-based alloy for fuel rods for nuclear reactors |
SE434679B (sv) * | 1982-07-01 | 1984-08-06 | Asea Ab | Anordning vid hermetiskt slutna lastceller for eliminering av inverkan pa metverdet av en skillnad mellan trycket i ett givarrum och atmosferstrycket |
DE3663372D1 (en) * | 1985-03-12 | 1989-06-22 | Santrade Ltd | Method of manufacturing tubes of zirconium alloys with improved corrosion resistance for thermal nuclear reactors |
US5125985A (en) * | 1989-08-28 | 1992-06-30 | Westinghouse Electric Corp. | Processing zirconium alloy used in light water reactors for specified creep rate |
US5194101A (en) * | 1990-03-16 | 1993-03-16 | Westinghouse Electric Corp. | Zircaloy-4 processing for uniform and nodular corrosion resistance |
EP0488027B2 (en) * | 1990-11-28 | 2008-12-31 | Hitachi Ltd. | Method of manufacturing a zirconium based alloy fuel channel box |
US5266131A (en) * | 1992-03-06 | 1993-11-30 | Westinghouse Electric Corp. | Zirlo alloy for reactor component used in high temperature aqueous environment |
SE502866C2 (sv) * | 1993-06-30 | 1996-02-05 | Asea Atom Ab | Bränsleelement för tryckvattenreaktor vars ledrör är slutvärmebehandlade i två steg |
-
1994
- 1994-06-22 SE SE9402250A patent/SE513488C2/sv not_active IP Right Cessation
-
1995
- 1995-06-20 DE DE69512052T patent/DE69512052T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1995-06-20 WO PCT/SE1995/000749 patent/WO1995035395A1/en active IP Right Grant
- 1995-06-20 US US08/765,590 patent/US5876524A/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-06-20 ES ES95923640T patent/ES2135749T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1995-06-20 EP EP95923640A patent/EP0760017B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-06-20 JP JP8502068A patent/JPH10501846A/ja active Pending
- 1995-06-20 KR KR1019960707338A patent/KR100353125B1/ko not_active IP Right Cessation
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPH10501846A (ja) | 1998-02-17 |
DE69512052T2 (de) | 1999-12-30 |
ES2135749T3 (es) | 1999-11-01 |
KR100353125B1 (ko) | 2002-11-18 |
SE9402250D0 (sv) | 1994-06-22 |
EP0760017A1 (en) | 1997-03-05 |
SE9402250L (sv) | 1996-01-29 |
DE69512052D1 (de) | 1999-10-14 |
WO1995035395A1 (en) | 1995-12-28 |
EP0760017B1 (en) | 1999-09-08 |
US5876524A (en) | 1999-03-02 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US6514360B2 (en) | Method for manufacturing a tube and a sheet of niobium-containing zirconium alloy for a high burn-up nuclear fuel | |
US6811746B2 (en) | Zirconium alloy having excellent corrosion resistance and mechanical properties for nuclear fuel cladding tube | |
US6902634B2 (en) | Method for manufacturing zirconium-based alloys containing niobium for use in nuclear fuel rod cladding | |
EP0198570B1 (en) | Process for producing a thin-walled tubing from a zirconium-niobium alloy | |
US20100128834A1 (en) | Zirconium alloys with improved corrosion resistance and method for fabricating zirconium alloys with improved corrosion resistance | |
SE506174C2 (sv) | Metod att framställa kärnbränsleelement | |
SE513488C2 (sv) | Sätt att tillverka rör av zirkoniumbaslegering för kärnreaktorer och användning av sättet vid tillverkning av sådana rör | |
JP2941796B2 (ja) | 耐蝕性の原子炉構成部材、核燃料棒被覆管、水性環境に使用するためのジルコニウム合金、および原子炉燃料集成体用構造部材 | |
EP0899747B1 (en) | Method of manufacturing zirconium tin iron alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup | |
US10221475B2 (en) | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance | |
JPH01119650A (ja) | 原子炉燃料集合体用チヤンネルボツクスの製造方法 | |
US9725791B2 (en) | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments | |
EP3064605A1 (en) | Zirconium alloys with improved creep resistance due to final heat treatments | |
KR20140118949A (ko) | 가혹한 원자로 가동조건에서 내산화성이 우수한 핵연료피복관용 지르코늄 합금 조성물 및 이를 이용한 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 제조방법 | |
EP0745258B1 (en) | A nuclear fuel element for a pressurized water reactor and a method for manufacturing the same | |
JPH0421746B2 (sv) | ||
JPS62297449A (ja) | ジルコニウム基合金部材の製造法 | |
JPH01116057A (ja) | 原子炉用スペーサの製造法 | |
JPH04160138A (ja) | 高耐食性ジルコニウム合金の製造方法 | |
JPH0422982B2 (sv) |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NUG | Patent has lapsed |