SE524428C3 - Kärnbränslestav samt förfarande för tillverkning av en kärnbränslestav - Google Patents

Description

vyvvn 524 428 Komponenter i nukleära anläggningar utsätts ofta för angrepp orsakade av hydrering och oxidation. Det är känt att förse såda- na utsatta komponenter med en ytbeläggning för att skydda komponenterna. Kapslingsrören hos kärnbränslestavarna är ett exempel på sådana komponenter. Angrepp på ett kapslingsrör innebär i värsta fall att en skada som sträcker sig genom hela tjockleken av kapslingsröret uppstår, varvid det radioaktiva kärnbränslet och dess fissionsprodukter som finns inne i kapslingsröret kan läcka ut i reaktorns kylvatten. När det gäller skador på kapslingsrören skiljer man mellan primärskador och sekundärskador.

En primärskada uppstår genom angrepp på den yttre ytan av kapslingsröret och orsakas i synnerhet av nötning av främmande föremål. En liten nötningsskada ger normalt inte upphov till någon påtaglig upplösning och urtvättning av kärnbränslesta- vens urankutsar. En primärskada kan dock sträcka sig genom hela tjockleken av kapslingsröret. En sådan primärskada in- nebär att vatten, vattenånga eller en kombination av dessa strömmar in i kapslingsröret i ett utrymme mellan kärnbränslet och den inre ytan hos kapslingsröret.

Då en primärskada har utvecklats finns en kommunikations- väg mellan kapslingsrörets inre utrymme och reaktorns kyl- vatten. Således kommer vatten och ånga att tränga in i kärn- bränslestaven tills kärnbränslestavens interna tryck P, är det- samma som reaktorns systemtryck Psys. Under detta förlopp oxiderar kapslingsrörets insida och urankutsen under frigö- rande av väte från vattenmolekylerna. Detta leder i sin tur till att man på avstånd från primärskadan kan erhålla en miljö med mycket högt partialtryck av väte, ppH2, s.k. ”oxygen star- vation" eller ”steam starvation”. I en sådan miljö tenderar kapslingens insida att mycket snabbt absorbera väte, så kal- Iad hydrering. Hydreringen kan leda till en lokalt mycket hög vätekoncentration i kapslingen, vilket kallas sekundär degra- 524 428 . n.. dering och vilket i sin tur kraftigt försämrar kapslingens me- kaniska egenskaper. Kapslingen blir mycket spröd och detta kan p.g.a. självinducerade spänningar eller p.g.a. yttre be- lastning ge upphov till sprickinducering, spricktillväxt och ut- vecklandet av en sekundär bränsleskada. Sekundärskador har ofta formen av långa sprickor eller tvärbrott, vilket medför att de är en allvarlig form av skada.

Om en skada uppstår så att vatten strömmar in i kärnbränsle- staven kommer vattnet att förångas och vattenmolekyler att dissociera, varvid kapslingsrörets inneryta oxiderar och fritt väte bildas i det inre utrymmet. Det fria vätet kommer att ab- sorberas av det zirkoniumbaserade kapslingsröret, varvid ovan nämnda försprödning uppstår. Absorptionen sker i syn- nerhet på de ytor där något oxidlager ännu ej har bildats.

Denna process är relativt snabb. Oxidationsprocessen initie- ras omedelbart efter det att en primärskada har uppstått.

Detta leder snabbt till att en miljö med mycket högt partialt- ryck väte uppkommer på avstånd från primårskadan, Som en följd av detta är de närmaste timmarna och dygnen efter det att en primärskada har uppstått av mycket stor betydelse för möjligheterna att påverka den sekundära hydreringen och därmed risken för att en sekundärskada uppstår. Ett problem i sammanhanget är att vätgas diffunderar snabbare i den heli- umgas som normalt finns i det inre utrymmet än vattenmole- kylerna. Vätgasen kommer således att nå fram till de fria ytorna snabbare än vattenmolekylerna som annars skulle kunna reagera med ytan under bildande av ett skyddande ox- idskikt på zirkoniumytan.

US-4 609 524 visar ett slutet rör för en kärnreaktor. Röret är av- sett att innehålla kärnbränsle och/eller en neutronabsorbator.

Bränslet och eller absorbatorn är inneslutna i röret tillsammans med en fyllgas bestående av He och en tillsatsgas innefattande någon av gaserna 02, CO och C02. Syftet med tillsatsgasen är att åstadkomma ett tunt oxidskikt på kapslingsrörets inneryta. 524 428 . u.- Oxidskiktet är tänkt att reducera genomsläppligheten av tritium (väteisotop) genom röret under normal drift. Enligt vad som an- ges i detta dokument frigörs tritium under bestrålningen i kärn- reaktorn. Dokumentet diskuterar inte de problem som uppstår i samband med skador på bränslestavar. Syftet med tillsatsgasen är således inte att förhindra hydrering och sekundär degra- dering. Mängden tillsatsgas i fyllgasen uppgår till 2-3 volympro- cent av mängden helium. Mängden tillsatsgas i förhållande till mängden fyllgas är således mindre än 3 volymprocent.

SAMMANFATTNING AV UPPFlNNlNGEN Ändamålet med föreliggande uppfinning är att förbättra kärn- bränslestavens motståndskraft mot sekundär degradering.

Närmare bestämt avser uppfinningen att förhindra sekundär hydrering och en sekundärskada efter det att en genomgåen- de primärskada har uppkommit på en kärnbränslestav. Även om uppkomsten av en primärskada är ovanlig vinner man vä- sentliga fördelar om man kan minska risken att en primärskada leder till sekundär hydrering, sekundär degradering och upp- komsten av en sekundärskada.

Detta ändamål uppnås med den inledningsvis angivna kärn- bränslestaven för en kärnreaktor av kokarvattentyp, vilken kännetecknas av att det interna trycket av fyllgasen i kärn- bränslestaven uppgår till åtminstone 2 bar (abs) och att an- delen kolmonoxid är åtminstone 3 volymprocent av fyllgasen.

Uppfinningen innebär att en viss fraktion av den fyllgas som till- sätts i samband med tillverkning av bränslestaven ska utgöras av kolmonoxid. Fyllgasen kan således utgöras av en blandning av helium och kolmonoxid. Eftersom kolmonoxid inte förbrukas genom absorption av bränslet eller kapslingsröret säkerställs att fyllgasen kommer att innehålla kolmonoxid även efter att kärnbränslestaven har varit i drift under en väsentlig del av sin totala driftstid. Uppfinningen har sin grund i insikten att en modifiering av den normalt använda fyllgasen minskar kapsling- :vs-n 524 428 o s n man ens förmåga att absorbera väte. Undersökningar har visat att CO har en effekt som inte i sig medför oxidation av Zr, utan sna- rare innebär blockering av adsorptionsplatser för väte, dvs CO adsorberas i de positioner vid zirkoniumytan där annars väte skulle ha adsorberats för att senare absorberas av zirkonium- materialet. Den nedre begränsningen för partialtrycket CO i för- hållande till partialtrycket He, ppCO/ppHe, definieras av den mängd kolmonoxid som åtgår för att erhålla en väsentlig reduk- tion av väteabsorptionshastigheten efter en tänkt primärskada, medan en övre gräns för ppCO/ppHe begränsas av gasbland- ningens termiska ledningsförmåga. Om fyllgasens termiska led- ningsförmåga drastiskt sänks, jämfört med fallet då fyllgasen utgörs av väsentligen enbart helium, försämras ledningsförmå- gan mellan bränslekutsarna och kapslingen, vilket resulterar i en förhöjd kutstemperatur och en ökad fissionsgasavgivning. En viss försämring av gasblandningens Iedningsförmågan är ac- ceptabel, men den övre gränsen för ppCO/ppHe måste väljas så att fissionsgasavgivningen inte ger en oönskad utbränningsbe- gränsning. Detta innebär följaktligen att den övre gränsen för ppCO/ppHe är beroende av den utbränningsnivå som den aktu- ella kärnbränslestaven är tänkt att exponeras för.

Då man betraktar ytan av en komponent tillverkad av zirkonium eller en zirkoniumbaserad legering kan man även iaktta att ga- ser har en varierande benägenhet för adsorption på den aktuella ytan. CO har en relativt hög adsorptionsbenägenhet som kan inordnas schematiskt enligt följande: H20 > CO > H2 > N2 > He.

Undersökningar i laboratorium har visat att även en mindre frak- tion av CO i fyllgasen i den i krav 1 angivna storleksordningen kraftigt minskar det zirkoniumbaserade materialets väteabsorp- tionshastighet Zr. Detta innebär att väteabsorptionshastigheten kan reduceras under det väsentliga förloppet direkt efter det att en primärskada har uppkommit. Då man på detta sätt skulle kunna undvika väteabsorption som ger upphov till lokalt mycket höga vätehalter, kan man även kraftigt reducera risken för upp- komsten av sekundärskador. mans; 524 428 o n nn Enligt en utföringsform av uppfinningen utgör andelen kolmo- noxid åtminstone 4 volymprocent av fyllgasen. Sökanden har visat att den efterstävade effekten att förhindra väteabsorp- tion förbättras med en ökande andel kolmonoxid i fyllgasen.

Med fördel kan således andelen kolmonoxid utgöra åtminsto- ne 5 volymprocent av fyllgasen och ännu mer fördelaktigt åt- minstone 6 volymprocent av fyllgasen. Ändamålet uppnås också med den inledningsvis angivna kärnbränslestaven för en kärnreaktor av tryckvattentyp, vilken kännetecknas av att det interna trycket av fyllgasen i kärn- bränslestaven uppgår till åtminstone 10 bar (abs) och att an- delen kolmonoxid är åtminstone 2 volymprocent av fyllgasen.

Med en sådan kärnbränslestav uppnås motsvarande fördelar i en kärnreaktor av tryckvattentyp som angavs ovan för en kärnreaktor av kokarvattentyp.

Enligt ytterligare utföringsformer av kärnbränslestaven för en kärnreaktor av tryckvattentyp utgör andelen kolmonoxid åt- minstone 3 volymprocent av fyllgasen, åtminstone 4 volym- procent av fyllgasen och mer speciellt åtminstone 5 volympro- cent av fyllgasen.

Enligt en ytterligare utföringsform av uppfinningen har kapslingsröret en inneryta som är vänd mot det inre utrymmet, varvid materialet i kapslingsröret närmast innerytan är föroxi- derat och således innefattar zirkoniumoxid. Det är känt att belägga kapslingsrörets inneryta med ett tunt zirkoniumoxid- skikt. Ett sådant oxidskikt har en skyddande verkan mot ab- sorption av väte i zirkoniummaterialet. l kombination med till- satsen av kolmonoxid i enlighet med denna uppfinning kan reduktionen av väteabsorptionen i zirkoniummaterialet såle- des ytterligare avsevärt förbättras. n->>a 524 428 Ändamålet uppnås också med det inledningsvis angivna förfa- randet för tillverkning av en kärnbränslestav för en kärnreak- tor av kokarvattentyp, varvid förfarandet innefattar stegen: tillhandahållande av ett kapslingsrör som definierar ett inre utrymme och som är tillverkat av åtminstone ett av materialen i gruppen zirkonium och en zirkoniumbaserad legering, införande av en stapel med kärnbränslekutsar, som är anord- nade i det inre utrymmet i kapslingsröret så att kärnbränsle- kutsarna fyller ut en del av det inre utrymmet, och påfyllning av en fyllgas, som innehåller en andel inert gas och en andel kolmonoxid, i det inre utrymmet för att fylla ut resten av det inre utrymmet och tillslutning av det inre utrymmet när ett internt tryck, som uppgår till åtminstone 2 bar (abs), råder i det inre utrymmet, varvid andelen kolmonoxid är större än 3 volymprocent av fyllgasen. Ändamålet uppnås också med det inledningsvis angivna förfa- randet för tillverkning av en kärnbränslestav för en kärnreak- tor av tryckvattentyp, varvid förfarandet innefattar stegen: tillhandahållande av ett kapslingsrör som definierar ett inre utrymme och som är tillverkat av åtminstone ett av materialen i gruppen zirkonium och en zirkoniumbaserad legering, införande av en stapel med kärnbränslekutsar, som är anord- nade i det inre utrymmet i kapslingsröret så att kärnbränsle- kutsarna fyller ut en del av det inre utrymmet, och påfyllning av en fyllgas, som innehåller en andel inert gas och en andel kolmonoxid, i det inre utrymmet för att fylla ut resten av det inre utrymmet och tillslutning av det inre utrymmet när ett internt tryck, som uppgår till åtminstone 10 bar (abs), rå- der i det inre utrymmet, varvid andelen kolmonoxid är större än 2 volymprocent av fyllgasen.

Enligt en utföringsform av kärnbränslestaven innefattar kapslingsröret en inneryta som är vänd mot det inre utrymmet, 524 428 varvid förfarandet kan innefatta steget att förse innerytan med ett ytskikt som innefattar zirkoniumoxid innan kärnbränslekut- sarna och fyllgasen införes i kapslingsröret. I kombination med den tillsatta koimonoxidgasen ger ett sådant oxidskikt en ytterligare reducering av väteabsorptionen i zirkoniummateri- alet.

KORT BESKRIVNING AV RlTNlNGARNA Uppfinningen skall nu förklaras närmare genom en beskriv- ning av olika utföringsformer och med hänvisning till bifogade ritningar. visar schematiskt en längsgående snittvy av en kärnbränslestav enligt uppfinningen. visar schematiskt en delvis snittad sidovy av en kärnbränslepatron för en kokarvattenreaktor och med ett antal bränslestavar enligt uppfinningen. visar schematiskt en sidovy av en kärnbränslepa- tron för en tryckvattenreaktor och med ett antal bränslestavar enligt uppfinningen. visar ett diagram över zirkoniumbaserade materials väteabsorptionshastighet vid olika CO/Hz-förhål- landen. visar ett diagram över hur partialtrycket av H2 i ett slutet utrymme förändras som en funktion av tiden då ett zirkoniumbaserat material exponeras för H2 i en miljö med olika partialtryck av CO. visar ett annat diagram över hur partialtrycket av H2 i ett slutet utrymme förändras som en funktion av tiden då ett zirkoniumbaserat material exponeras för H2 i en miljö där partialtrycket av COförändras under exponeringen. visar ett diagram över partialtrycket av CO i ett slutet utrymme med Zr som en funktion av tiden.

Fig. 1 Fig. 2 Fig. 3 Fig. 4 Fig. 5 Fig. 6 .gunu 524 428 . ~ . . » ~ u ø - | n o - . » - n Fig. 8 visar ett diagram över partialtrycket av CO i ett slutet utrymme med fem bränslekutsar som en funktion av tiden.

DETALJERAD BESKRIVNING AV OLIKA UTFÖRINGSFOR- MER AV UPPFINNINGEN Fig. 1 visar schematiskt en kärnbränslestav 1 för en kärnre- aktor av lättvattentyp. Kärnreaktorn kan vara en kokarvatten- reaktor (BWR) eller en tryckvattenreaktor (PWR). Kärnbräns- lestaven innefattar ett kapslingsrör 2 som definierar ett slutet inre utrymme 3. Kapslingsröret 2 har en första övre ände som är tillsluten med en topplugg 4 och en andra nedre ände som är tillsluten med en bottenplugg 5.

Kapslingsröret 2 är tillverkat av åtminstone ett av materialen i gruppen zirkonium och en zirkoniumbaserad legering. En så- dan zirkoniumbaserad legering kan vara ZlRCALOY-2 eller ZlRCALOY-4. l den visade utföringsformen innefattar kapslingsröret 2 också ett yttre rör 6 och ett inre rör 7, varvid det inre röret 7 bildar en så kallad liner, vilken är tillverkad så att den har metallisk bindning till det yttre röret 6. Det yttre röret 6 kan vara tillverkat av någon av ovan nämnda zirkoni- umbaserade legeringar medan det inre röret 7 kan vara till- verkat av ren zirkoniummetall. Det skall noteras att kapslings- röret 2 kan innefatta endast ett rör utan liner.

Kärnbränslestaven 1 innefattar också en stapel med bränsle- kutsar 9 som är anordnade i det inre utrymmet 3 i kapslings- röret 2. Bränslekutsarna 9 som är av konventionell typ inne- fattar sammanpressad uranoxid. Stapeln med bränslekutsarna 9 fyller ut en del av det inre utrymmet 3, varvid det finns en smal spalt 10 mellan bränslekutsarna 9 och det inre rörets 7 inneryta. Vidare finns ett plenum 11 i det inre utrymmet 3, ex- empelvis ovanför bränslekutsarna 9 varvid stapeln med aanvo 524 428 un bränslekutsarna 9 pressas mot den nedre bottenpluggen 5 med hjälp av ett fjäderorgan 12.

Kärnbränslestaven 1 innehåller också en fyllgas som är an- ordnad i det inre utrymmet 3 och som fyller ut resten av det inre utrymmet 3, dvs väsentligen spalten 10, nämnda plenum 11 och eventuella spalter mellan bränslekutsarna 9. Fyllgasen innehåller en andel inert gas och en andel kolmonoxid. Fyll- gasen består i den visade utföringsformen i allt väsentligt av nämnda andel inert gas och nämnda andel kolmonoxid. Den inerta gasen består i allt väsentligt av helium men även andra inerta gaser kan komma ifråga.

Fig 2 visar schematiskt ett exempel på en kärnbränslepatron som är avsedd för en kokarvattenreaktor och som innefat- tar ett antal kärnbränslestavar 1 enligt föreliggande uppfin- ning. Bränslestavarna 1 är förbundna med varandra och hålls på korrekt avstånd från varandra med hjälp av ett antal spri- dare 16. Kärnbränslestavarna 1 kan vidare vara inneslutna i en box 17 som bildar ett delvis visat hölje runt stavarna 1 och som sträcker sig från en nedre platta 18 vid bränslestavarnas 1 nedre ände till en övre platta 19 vid bränslestavarnas 1 övre ände.

Fig 3 visar på motsvarande sätt schematiskt ett exempel på en kärnbränslepatron 25 för en tryckvattenreaktor. Kärn- bränslepatronen 25 innefattar också kärnbränslestavar 1 en- ligt föreliggande uppfinning och ett antal spridare 26 längs bränslepatronens 25 längd. Spridarna har i detta fall också till uppgift att gripa ledrör 27 som sträcker sig genom knippet av bränslestavar 1 och som i sina nedre ändar är förbundna med ett bottenorgan 28 och vid sina övre ändar med ett topporgan 29.

Kapslingsröret 2 hos bränslestaven kan på sin inneryta, dvs på det inre rörets 7 inneryta, eller på det yttre rörets 6 in- 524 428 n a... 11 neryta om liner saknas, vara föroxiderat. Det innebär att ett tunt oxidskikt har framställts på innerytan innan kärnbränsle- staven 1 monteras, dvs innan bränslekutsarna 9 införs i kapslingsröret 2, fyllgasen tillsätts och kapslingsröret 2 till- sluts. lnnerytan bildas således av ett ytskikt som innefattar zirkoniumoxid eller väsentligen består av zirkoniumoxid. Ett sådant zirkoniumoxidskikt eller en sådan zirkoniumoxidbe- läggning kan vara mycket tunt med en tjocklek som är mindre än 2 um och företrädes mindre än 1 um. Företrädesvis fram- ställs oxidskiktet med hjälp av autoklavering, anodisering eller exponering i torr syrgas, varvid en hög täthet kan åstadkom- mas hos oxidskiktet.

Sökanden har låtit genomföra laboratorieundersökningar som visar att en mindre CO-tillsats i väte minskar den hastighet med vilken ett zirkoniumbaserat material, föroxiderat eller ej, absorberar väte. Resultatet av dessa undersökningar indike- ras i Fig 4 till 8.

Fig. 4 visar ett diagram över väteabsorptionshastigheten vid 400°C vid olika CO/Hz-förhållanden för föroxiderat zirkonium- material (föroxiderad Zircaly-2, Zr2ox) och icke föroxiderat zirkoniummaterial (ren zirkonium, Zr). Såsom framgår får man för ren zirkonium en 10-faldig reducering av väteabsorption vid ppCO/ppH2 ungefär lika med 0,2 i jämförelse med om ing- en CO har tillsats. För en föroxiderad zirkoniumbaserade le- gering får man motsvarande 10-faldiga reducering redan vid ppCOlppHg ungefär lika med 0,04.

Fig. 5 visar ett diagram över absorptionen av väte vid 400°C i en föroxiderad zirkoniumlegering (Zircaloy-2), varvid framgår att ppHz i ett slutet utrymme med innehållande en föroxiderad zirkoniumlegering är väsentligen konstant över tiden vid ppCO = 2mbar och ppCOlppHg = 0,14. :nxs- 524 428 . - . | - | | u . ; » ø - . . - n. 12 Fig. 6 visar ett annat diagram över absorptionen av väte vid 400°C i föroxiderad Zircaloy-2, varvid CO tillsätts efter cirka 400 min så att ppHz uppgår till 2,5mbar och ppCO/ppH2 = 0,04. En tydlig minskning av väteabsorptionen kan då obser- veras.

Fig. 7 visar ett diagram över partialtrycket av CO i ett slutet utrymme med Zr som en funktion av tiden. Såsom framgår av diagrammet kommer CO-gasen ej att absorberas av Zr även om CO-molekyler adsorberas på zirkoniumytan.

Fig. 8 visar ett diagram över partialtrycket av CO i ett slutet utrymme med fem bränslekutsar som en funktion av tiden. Så- som framgår av diagrammet absorberas ingen CO av bränsle- kutsarna vid 400°C och ej heller vid 600°C.

Vid exponering av zirkonium-baserade legeringar, exempelvis Zircaloy-2 eller Zircaloy-4, i vätgasatmosfär med varierande partialtryck av kolmonoxid, ppCO, visar de undersökningar som har gjorts således att ett relativt lågt partialtryck av kolmonoxid (ppCOlppHz ungefär lika med 0,2, se Fig 4) har en drastisk ef- fekt på den hastighet med vilken metallen absorberar väte. Ab- sorptionshastigheten sänks med ungefär en faktor tio jämfört med det fall då metallen exponeras i ren vätgas. Effekten ac- centueras då det zirkonium-baserade materialet föroxideras. I detta fall har en drastiskt reducerad absorptionshastighet obser- verats redan då ppCOlppHz är ungefär lika med 0,04. Under- sökningarna visar också att en föroxidering i sig kraftigt minskar väteabsorptionshastigheten, men att en föroxidering i kombina- tion med tillsats av kolmonoxid drastiskt ytterligare sänker ab- sorptionshastigheten, se Fig 4. I detta fall är absorptionshastig- heten, vid ppCO/ppH2 = 0,04, ungefär en faktor 100 lägre än då icke föroxiderat zirkonium-baserat material exponeras i vätgas och absorptionshastigheten kan sänkas ytterligare om partialt- rycket kolmonoxid höjs. 524 428 v - | . . I a n : | ø . ø ; Q u nu 13 Under antagandet att man på avstånd från en primärskada ome- delbart efter det att skadan uppkommit har en blandning av den initiala fyligasen, i detta fall He och CO, och vätgas och att vär- det ppCOlppHg bör överstiga ett visst kritiskt värde, Fm, kan man uppskatta vilket minsta ppCO som fyllgasen bör innehålla.

Då det i detta fall är det absoluta värdet av ppCO som är av in- tresse är konsekvensen att ppCO/ppHe kan minska med ökande ppCO+ppHe under antagande att reaktorns systemtryck är kon- stant. Det senare är ett rimligt antagande, men innebär att valet av ppCO kan variera mellan bränslestavar som tillverkas för ko- karvattenreaktorer (BWR), där systemtrycket, Psys, typiskt är omkring 70 bar, och tryckvattenreaktorer (PWR), där system- trycket, Psys, normalt är omkring 150 bar.

Om en bränslestavs fylltryck vid rumstemperatur, TR, är Pm. och trycket i en bränslestav ökar med en faktor A (typiskt 2-3) då bränslestavens temperatur ökar från rumstemperatur, TR, till drifttemperatur, så kommer bränslestaven initialt vid drift att ha ett intern tryck, Pi, som är P, = PmfA. Om Psys är systemtrycket och om tryckjämvikt mellan stavens inre tryck och systemtrycket uppstår efter en primärskada innebär det att ppH2O+ppH2 me- delvärdesbildat över bränslestavens hela längd efter en primär- skada kan antas vara ppH2O+ppH2=Psys-P,. På avstånd från pri- märskadan är ppHzO under tiden direkt efter det att en primär- skada uppstår försumbart medan ppH2 är relativt sett mycket högt beroende på vattenmolekylernas snabba reaktion med kapslingens insida, under bildandet av zirkoniumoxid och frigö- rande av väte, i kombination med vätgasens högre diffusions- hastighet såsom angavs ovan. Man kan på avstånd från primär- skadan under den aktuella tidsperioden anta att gasen lokalt be- står av en blandning av fyllgasen (He+CO) och H2 och att ppH2 lokalt uppfyller sambandet: Psyfpi < < Psys- 524 428 - f | n - ; a | « | I o .o 14 Eftersom fraktionen ppCO/ppH2 bör vara över ett visst kritiskt minsta värde, Fm, och ppCO vid drifttemperatur är ppCO(TR)*A, så bör ppCO(TR) vara PPCÛÜ-RF Fkrir*PPH2/A=Fkril*( Psys-PÛ/A: Fkrn*(Psys'Pfi||*A)/A- l tabellen nedan visas olika exempel på mängden CO uttryckt som partialtryck och volymprocent i en BWR och PWR för olika värden på Pm., Fm och A. Ytterligare värden på mängden CO kan enkelt beräknas med hjälp av formeln ovan för andra värden på Pm., Psys, Fm, och A.l tabellen exemplifieras Fm 0,02 och 0,03. Redan vid dessa två relativt låga CO-halter i förhållande till vätgasmängden erhålls såsom framgår av Fig 4 en avsevärd reducering av väteabsorptionen, i synnerhet om zirkoniumytan är föroxiderad. lnom ramen för föreliggande uppfinning kan man välja en lägre reduktion av väteabsorptionen och således en läg- re mängd kolmonoxid i fyllgasen än den som anges i tabellen nedan för specifika interna tryck Pfm. Om zirkoniumytan ej är oxiderad bör Fm vara något högre såsom framgår av Fig 4, vil- ket leder till en initialt högre volymprocent CO.

Pfui Psys Fkm A PPCÛ V0|'°/°CÛ bar(abs) bar(abs) bar(abs) 2 70 0,02 2 0,66 33,0 3 70 0,02 2 0,64 21,3 4 70 0,02 2 0,62 15,5 4 70 0,02 2,5 0,48 12,0 4 70 0,02 3 0,39 9,75 4 70 0,03 2 0,93 23,3 4 70 0,03 2,5 0,72 18,0 4 70 0,03 3 0,68 17,0 70 0,02 2 0,60 12,0 70 0,02 2,5 0,46 9,20 70 0,02 3 0,43 8,60 70 0,03 2 0,90 18,0 70 0,03 2,5 0,81 16,2 524 428 n. u s n | | - n « a ø « . Q u a u | n u: 70 0,03 3 0,65 13,0 6 70 0,02 2 0,58 9,6 6 70 0,02 2,5 0,44 7,3 6 70 0,02 3 0,34 5,7 7 70 0,02 2 0,56 8,0 7 70 0,02 2,5 0,42 6,0 7 70 0,02 3 0,33 4,6 150 0,02 2 1,3 13,0 150 0,02 2 1,2 8,00 150 0,02 2 1,1 5,50 150 0,02 2,5 0,8 4,00 150 0,02 3 0,6 3,00 150 0,03 2 1,65 8,25 150 0,03 2,5 1,2 6,00 150 0,03 3 0,9 4,50 150 0,02 2 1,0 4,00 150 0,02 2,5 0,75 3,00 150 0,02 3 0,5 2,00 150 0,03 2 1,5 6,00 150 0,03 2,5 1,05 4,20 150 0,03 3 0,75 3,00 Uppfinningen är inte begränsad till de visade utföringsformer- , na utan kan varieras och modifieras inom ramen för de efter- 'z--E följande patentkraven.

Claims (14)

...nu 10 15 20 25 30 35 524 428 16 Patentkrav

1. Kärnbränslestav för en kärnreaktor av kokarvattentyp, innefattande ett kapslingsrör (2), som definierar ett slutet inre utrymme (3) och som är tillverkat av åtminstone ett av materialen i grup- pen zirkonium och en zirkoniumbaserad legering, en stapel med kärnbränslekutsar (9), anordnade i det inre ut- rymmet i kapslingsröret så att kärnbränslekutsarna fyller ut en del av det inre utrymmet (3), och en fyllgas anordnad i det slutna inre utrymmet (3) för att fylla ut resten av det inre utrymmet, varvid fyllgasen innehåller en andel inert gas och en andel kolmonoxid, kännetecknad av att det interna trycket (Pm) av fyllgasen i kärnbränslestaven uppgår till åtminstone 2 bar (abs) vid rumstemperatur (TR) och att andelen kolmonoxid är åtminsto- ne 3 volymprocent av fyllgasen.

2. Kärnbränslestav enligt krav 1, kännetecknad av att an- delen kolmonoxid utgör åtminstone 4 volymprocent av fyllga- sen.

3. Kärnbränslestav enligt krav 2, kännetecknad av att an- delen kolmonoxid utgör åtminstone 5 volymprocent av fyllga- sen.

4. Kärnbränslestav enligt krav 3, kännetecknad av att an- delen kolmonoxid utgör åtminstone 6 volymprocent av fyllga- sen.

5. Kärnbränslestav för en kärnreaktor av tryckvattentyp, in- nefattande ett kapslingsrör (2), som definierar ett slutet inre utrymme (3) och som är tillverkat av åtminstone ett av materialen i grup- pen zirkonium och en zirkoniumbaserad legering, 10 15 20 25 30 35 524 428 - | » - . Q Q - | ~ - n 17 en stapel med kärnbränslekutsar (9), anordnade i det inre ut- rymmet i kapslingsröret så att kärnbränslekutsarna fyller ut en del av det inre utrymmet, och en fyllgas anordnad i det slutna inre utrymmet (3) för att fylla ut resten av det inre utrymmet, varvid fyllgasen innehåller en andel inert gas och en andel kolmonoxid, kännetecknad av att det interna trycket (Pm) av fyllgasen i kärnbränslestaven uppgår till åtminstone 10 bar (abs) vid rumstemperatur (TR) och att andelen kolmonoxid är åtminsto- ne 2 volymprocent av fyllgasen.

6. Kärnbränslestav enligt krav 5, kännetecknad av att an- delen kolmonoxid utgör åtminstone 3 volymprocent av fyllga- sen.

7. Kärnbränslestav enligt krav 6, kännetecknad av att an- delen kolmonoxid utgör åtminstone 4 volymprocent av fyllga- sen.

8. Kärnbränslestav enligt krav 7, kännetecknad av att an- delen kolmonoxid utgör åtminstone 5 volymprocent av fyllga- sen.

9. Kärnbränslestav enligt något av de föregående kraven, kännetecknad av att kapslingsröret (2) har en inneryta som är vänd mot det inre utrymmet (3) och att materialet i kapslings- röret närmast innerytan är föroxiderat och således är försett med ett ytskikt som innefattar zirkoniumoxid.

10. Kärnbränslestav enligt något av de föregående kraven, kännetecknad av att den inerta gasen väsentligen består av helium.

11. Kärnbränslepatron innefattande ett antal kärnbränslesta- var (1) enligt något av de föregående kraven. 10 15 20 25 30 35 524 428 . - - ~ . . . » . . - .- 18

12. Förfarande för tillverkning av en kärnbränslestav för en kärnreaktor av kokarvattentyp, innefattande stegen: tillhandahållande av ett kapslingsrör som definierar ett inre utrymme och som är tillverkat av åtminstone ett av materialen i gruppen zirkonium och en zirkoniumbaserad legering, införande av en stapel med kärnbränslekutsar, som är anord- nade i det inre utrymmet i kapslingsröret så att kärnbränsle- kutsarna fyller ut en del av det inre utrymmet, och påfyllning av en fyllgas, som innehåller en andel inert gas och en andel kolmonoxid, i det inre utrymmet för att fylla ut resten av det inre utrymmet och tillslutning av det inre utrymmet när ett internt tryck, som uppgår till åtminstone 2 bar (abs) vid rumstemperatur (TR), råder i det inre utrymmet, varvid andelen kolmonoxid är större än 3 volymprocent av fyllgasen.

13. Förfarande för tillverkning av en kärnbränslestav för en kärnreaktor av tryckvattentyp, innefattande stegen: tillhandahållande av ett kapslingsrör som definierar ett inre utrymme och som är tillverkat av åtminstone ett av materialen i gruppen zirkonium och en zirkoniumbaserad legering, införande av en stapel med kärnbränslekutsar, som är anord- nade i det inre utrymmet i kapslingsröret så att kärnbränsle- kutsarna fyller ut en del av det inre utrymmet, och påfyllning av en fyllgas, som innehåller en andel inert gas och en andel kolmonoxid, i det inre utrymmet för att fylla ut resten av det inre utrymmet och tillslutning av det inre utrymmet när ett internt tryck, som uppgår till åtminstone 10 bar (abs) vid rumstemperatur (TR), råder i det inre utrymmet, varvid andelen kolmonoxid är större än 2 volymprocent av fyllgasen.

14. Förfarande enligt något av kraven 12 och 13, varvid kap- slingsröret har en inneryta som är vänd mot det inre utrymmet och varvid innerytan förses med ett ytskikt som innefattar zir- 524 428 19 koniumoxid innan kärnbränslekutsarna införes i kapslingsrö- ret.