SE525808C2 - Förfarande, användning och anordning avseende kapslingrör för kärnbränsle samt en bränslepatron för en nukleär tryckvattenreaktor - Google Patents

Förfarande, användning och anordning avseende kapslingrör för kärnbränsle samt en bränslepatron för en nukleär tryckvattenreaktor

Info

Publication number
SE525808C2
SE525808C2 SE0203198A SE0203198A SE525808C2 SE 525808 C2 SE525808 C2 SE 525808C2 SE 0203198 A SE0203198 A SE 0203198A SE 0203198 A SE0203198 A SE 0203198A SE 525808 C2 SE525808 C2 SE 525808C2
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
tube
alloy
ppm
nuclear
content
Prior art date
Application number
SE0203198A
Other languages
English (en)
Other versions
SE0203198L (sv
SE0203198D0 (sv
Inventor
Mats Dahlbaeck
Lars Hallstadius
Original Assignee
Westinghouse 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
Family has litigation
First worldwide family litigation filed litigation Critical https://patents.darts-ip.com/?family=20289408&utm_source=google_patent&utm_medium=platform_link&utm_campaign=public_patent_search&patent=SE525808(C2) "Global patent litigation dataset” by Darts-ip is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Publication of SE0203198D0 publication Critical patent/SE0203198D0/sv
Priority to SE0203198A priority Critical patent/SE525808C2/sv
Application filed by Westinghouse Atom Ab filed Critical Westinghouse Atom Ab
Publication of SE0203198L publication Critical patent/SE0203198L/sv
Priority to ES03809908T priority patent/ES2377645T3/es
Priority to AT03809908T priority patent/ATE536619T1/de
Priority to PCT/SE2003/001685 priority patent/WO2004040587A1/en
Priority to AU2003276790A priority patent/AU2003276790A1/en
Priority to US10/533,467 priority patent/US7473329B2/en
Priority to EP03809908A priority patent/EP1556869B1/en
Publication of SE525808C2 publication Critical patent/SE525808C2/sv
Priority to US12/264,604 priority patent/US20090060115A1/en

Links

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22CALLOYS
    • C22C16/00Alloys based on zirconium
    • 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
    • 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
    • G21C3/07Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • 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
    • 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T29/00Metal working
    • Y10T29/49Method of mechanical manufacture
    • Y10T29/4935Heat exchanger or boiler making
    • Y10T29/49391Tube making or reforming

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat Treatment Of Nonferrous Metals Or Alloys (AREA)
  • Jet Pumps And Other Pumps (AREA)
  • Heat Treatment Of Articles (AREA)

Description

.ao 525 808 Det finns huvudsakligen två typer av moderna lättvattenreakto- rer: kokarvattenreaktorer (BWR) och tryckvattenreaktorer (PWR). l dessa typer av reaktorer råder olika förhållanden vilka ställer olika krav på de delar som ingår i reaktorerna. l en PWR kyls bränslestavarna i huvudsak av vatten som är i vätskefas under högt tryck. l en BWR är trycket lägre och vattnet som ky- ler bränslestavarna förångas så att bränslestavarna omges av både vatten i vätskefas och i ångfas. Vidare har bränslepatro- nerna olika konstruktion i en BWR och en PWR. l en typ av BWR sträcker sig bränslestavarna i en bränslepatron hela vägen mellan en topplatta och en bottenplatta som håller ihop bränsle- pattronen. l en PWR, å andra sidan, hålls bränslestavarna vanli- gen på plats med hjälp av spridare och når ej ända fram till topplattan och bottenplattan.
En bränslestav som används i en nukleär reaktor utsätts för höga temperaturer och tryck. Därvid uppstår med tiden kryp- ningsfenomen. En sådan krypning bör i möjligaste mån undvikas eftersom den kan ha negativa effekter. Exempelvis kan krypning av bränslestavarna medföra att de kommer att trycka mot de bränslekutsar som finns däri. Den neutronstrålning som en bränslestav utsätts för när den används kan även leda till att kapslingsröret tenderar till att växa med tiden. Även en sådan tillväxt orsakad av neutronbestrålning kan ha oönskade effekter.
Det bör därför undvikas att kapslingsröret tillväxer i en högre grad. Moderna kapslingsrör som tillverkas i lämpliga zirkoniurn- legeringar och utsätts för speciella värmebehandlingar under tillverkningen, har ofta en relativt liten tendens att växa när de utsätts för neutronstrålning. Tendensen att växa kan minskas bl.a. genom att kapslingsröret vid tillverkningen utsätts för en avslutande rekristallisationsglödgning.
Genom lämpligt val av material för kapslingröret och lämpligt framställningsförfarande kan kapslingröret erhålla lämpliga egenskaper beträffande t.ex. hårdhet och duktilitet. vvvv vv oo l den miljö där kapslingrören används kan de utsättas för olika korrosiva angrepp. Dessa angrepp kan komma från utsidan eller insidan. Angreppen från insidan har ofta sin grund i påverkan av det kärnbränslematerial som finns där, så kallat kuts-kapslings- växelverkan (PCI). Om en spricka uppstår genom kapslingsröret (en så kallad primär skada) så kan vatten tränga in genom sprickan och sprida sig längs rörets insida. Detta kan leda till nya korroslva angrepp från rörets insida, så kallade sekundära skador. Ett kapslingsrör av zirkonium eller zirkoniumbaserade legeringar kan även reagera med väte så att hydrider bildas i kapslingsröret. Dessa hydrider kan bildas från rörets insida, speciellt om en spricka uppstått så att vatten har trängt in i rö- ret. Dessa hydrider gör röret sprödare och sannolikheten för sprickbildning ökar. Speciellt hydrider som sträcker sig i radiell riktning genom röret utgör en ökad risk för sprickbildning. Såda- na radiella hydrider kan därför påskynda eventuella sekundära skador och sprickbildningar.
De komplicerade kemiska, mekaniska och metallurgiska förhål- landen som-råder i en nukleär reaktor har lett till att en mycket stor mängd förslag till materialval och framställningsförfaranden av kapslingsrör har framlagts. Även små förändringar i lege- ringssamansättningar eller tillverkningsparametrar kan ha stor betydelse för kapslingsrörets egenskaper.
SAMMANFATTNING AV UPPFINNINGEN Kapslingsrör tillverkade av en Zr-baserad legering som innehål- ler Nb har visat sig ha goda egenskaper i många hänseenden.
Genom lämpliga legeringshalter (exempelvis såsom beskrivs i ovannämnda US-A-5 648 995) och genom ett lämpligt val av framställningsparametrar så kan ett kapslingsrör erhållas som har goda kemiska, mekaniska och metallurgiska egenskaper. 525 eos Det har emellertid visat sig att även i rör av denna typ finns det en risk för skador.
Ett syfte med föreliggande uppfinning är därför att åstadkomma ett förfarande för framställning av ett kapslingsrör, av en Zr-ba- serad legering som innehåller mellan 0,5 viktprocent och 2,4 viktprocent Nb och som har en förbättrad resistens mot skador än tidigare kapslingsrör av denna typ av legeringar.
Dessa syften uppnås med ett förfarande av det slag som har be- skrivits i det första stycket ovan och som dessutom känneteck- nas av att efter det att kapslingsröret har bildats enligt ovan och efter eventuella valsningar med däremellan förekommande vär- mebehandlingar så slutglödgas kapslingsröret vid en temperatur och under en tid så att nämnda rörkomponent delvis rekristalli- seras men ej helt rekristalliseras. Rörkomponenten är således partiellt rekristalliserad (pRXA).
Ett kapslingsrör framställt enligt detta förfarande har visat sig ha en god resistens mot skador orsakade av PCI samtidigt som ris- ken för bildandet av radiella hydrider är liten. Därmed minskas risken för sprickor. Kapslingsröret har samtidigt även en hög duktilitet, låg kryphastighet och låg tendens till tillväxt orsakad av neutronbestrålning. Ytterligare syften och fördelar av uppfin- ningen kommer att framgå av det följande.
Eftersom rörkomponenten är pRXA (och ej helt rekristalliserad), så har det visat sig att eventuella hydrider som bildas tenderar att utsträcka sig huvudsakligen i tangentiell riktning under det att risken för radiella hydrider är låg. Därigenom uppnås förbätt- rad resistens mot sprickbildning. Anledningen till att radiella hydrider undviks är förmodligen att vissa spänningar som härrör från rörets tillverkning bibehålles eftersom rörkomponenten ej är helt rekristalliserad. Dessa spänningar leder till att tendensen till radiella hydrider minskar. 2 5 8 0 8 gjg -:j=_ f: ":= ="= o I u u o c u c o o o u en u: Det kan noteras att tidigare kända kapslingsrör av denna typ av legeringar har utsatts för en slutglödgning så att kapslingsröret har blivit helt rekristalliserat (se till exempel ovan nämnda US-A- 648 995). En sådan RXA är fördelaktig i vissa hänseenden (för att motverka krypning och neutronbestrålningsinducerad tillväxt samt för att erhålla resistans mot PCl-skador). Emellertid har uppfinnarna av föreliggande uppfinning kommit fram till att des- sa fördelar i hög grad kan erhållas även om kapslingsröret en- dast slutglödgas för att erhålla pRXA. Således har det därvid visat sig att en bättre resistens mot skador kan erhållas genom denna slutglödgning.
Det bör noteras att slutglödningen normalt är det sista värme- behandlingssteget i tillverkningsförfarandet. Eventuellt kan en viss efterbehandling av kapslingsröret utföras, men en sådan efterbehandlingen skall vara sådan att den struktur som uppnås genom slutglödgningen ej väsentligen förstörs.
Det bör även noteras att enligt ett föredraget utförande består kapslingsröret endast av nämnda rörkomponent. Det finns så- ledes inga ytterligare skikt. Sammansättningen på rörets ytteryta och inneryta kan dock skilja sig från sammansättningen i det inre av röret, t.ex. på grund av de ämnen som röret har kommit i kontakt med. Röret kan t.ex. vara oxiderat genom att det befun- nits i en omgivning av luft. Enligt ett alternativt utförande kan dock tänkas att röret innefattar ett eller flera skyddande ytterli- gare skikt, på dess insida eller dess utsida. l detta fall består således röret av flera komponenter. Dock gäller alltid att nämn- da rörkomponent utgör rörets huvudkomponent, t ex att denna rörkomponent utgör mer än 60% av rörets tjocklek. Såsom på- pekats ovan föredras emellertid att hela rörets tjocklek utgörs av nämnda rörkomponent.
Slutligen påpekas att när i detta dokument % eller ppm används i samband med halter av olika ämnen så avses, om inget annat sägs, viktandelar av respektive ämnen. 0 Dial! 525 808 §";."=f;": Enligt ett föredraget utförande av förfarandet enligt uppfinningen utföres slutglödgningen så att rekristallisationsgraden i rörkom- ponenten är högre än 5% och lägre än 95%, företrädesvis högre än 40%, exempelvis mellan 60% och 90%. Det har visat sig att sådana rekristallisationsgrader är speciellt lämpliga för att upp- nå de beskrivna fördelarna.
Den temperatur och tid som behövs för att uppnå en sådan re- kristallisationsgrad beror på halterna av legeringselementen.
Temperaturen för slutglödgningen är företrädesvis lägre än 550°C, exempelvis mellan 400°C och 540°C, och ofta mest läm- pat mellan 450°C och 500°C. Slutglödgningen kan lämpligen utföres under 1h till 6h, företrädesvis under 1 till 3 timmar.
Enligt ett föredraget utförande så innefattar förfarandet, före nämnda slutglödgning, följande steg: en stång av nämnda Zr-baserade legering bildas; denna stång upphettas till mellan 900°C och 1300°C samt släckes därefter, företrädesvis i vatten; ett ämne extruderas från stången efter upphettning till mellan 500°C och 900°C; ämnet kallvalsas till ett rör i åtminstone två steg, med mellanliggande värmebehandlingar vid mellan 550°C och 650°C.
Ett sådant framställningsförfarande är lämpligt för att erhålla gynsamma egenskaper hos kapslingsröret. Det bör noteras att framställningsförfarandet givetvis kan innefatta ytterligare steg (till exempel ytterligare värmebehandlingar eller kallvalsningar) förutom de som nämns ovan.
Enligt ett föredraget utförande är Nb-halten i nämnda legering mellan 0,8 viktprocent och 1,2 viktprocent. Företrädesvis har inget legeringselement, förutom Zr och Nb, i nämnda legering en halt som överstiger 0,3 viktprocent, och helst ej över 0,2 vikt- procent. ~ BJ 01 CO 3 00 G1 Legeringen kan lämpligen innehålla mellan 800ppm och 1700ppm O. Ett sådant val av halten av O leder till att kapslings- röret har goda krypningsegenskaper.
Enligt ett fördelaktigt utförande så innehåller legeringen mellan 50ppm och 600ppm Fe. Genom att hålla halten av Fe låg så för- bättras krypningsegenskaperna ytterligare. Fe-halten kan t.ex. vara lägre än 250ppm. Det bör noteras att dessa låga Fe-halter endast är föredragna utföranden av uppfinningen. Enligt en an- nan utföringsform kan även en högre Fe-halt tillåtas. Legeringen kan även innehålla en viss mängd S, exempelvis mellan 20ppm S och 600ppm S, eller mellan 100ppm S och 600ppm S. En så- dan mängd S kan förbättra legeringens korrosionsresistens och krypningsegenskaper.
Enligt ett föredraget utförande innehåller nämnda legering, för- utom Zr, 0,8 viktprocent till 1,2 viktprocent Nb, 50 ppm till 600ppm Fe, 800ppm till 1700ppm O, mindre än 250 ppm C, mindre än 150 ppm Si, mindre än 1000ppm S och därutöver en- dast föroreningar av en halt som ej överstiger vad som normalt accepteras i Zr eller Zr-legeringar för tillämpningar i nukleära reaktorer. » Exempel på vad som betraktas som acceptabla föroreningar i detta sammanhang finns angivet t.ex. i patentdokumentet EP 0 674 800 B1, spalt 5.
Såsom har nämnts inledningsvis avser uppfinningen även en användning. Därvid används ett kapslingsrör framställt enligt förfarandet enligt något av föregående utföranden i en bränsle- patron för en nukleär tryckvattenreaktor. Därmed uppnås de ovan beskrivna fördelarna med ett sådant kapslingsrör.
Uppfinningen avser även ett kapslingsrör i sig, lämpat för att in- nehålla kärnbränsle för en nukleär tryckvattenreaktor, vilket 0 IOIOO 0 kapslingsrör åtminstone huvudsakligen består av en cylindrisk rörkomponent av en Zr-baserad legering, där det legeringsele- ment som, förutom Zr, har högst halt i legeringen är Nb, varvid Nb-halten i viktprocent är mellan 0,5 och 2,4, varvid nämnda rörkomponent har slutvärmebehandlats så att den har en struk- tur så att den är delvis rekristalliserad men ej helt rekristallise- rad. Rekristallisationsgraden i rörkomponenten är högre än 5% och lägre än 95%, företrädesvis högre än 40%, exempelvis mellan 60% och 90%.
Ett sådant kapslingsrör kan framställas enligt ovan beskrivet förfarande. Fördelaktiga utföringsformer t ex beträffande ingå- ende legeringselement och legeringshalter framgår av exemplen ovan i samband med förfarandet enligt uppfinningen. Med dessa utföringsformer av kapslingsröret uppnås de ovan beskrivna fördelarna.
Slutligen avser uppfinningen även en bränslepatron för en nuk- leär tryckvattenreaktor. Bränslepatronen innefattar ett flertal kapslingsrör enligt uppfinningen fyllda med kärnbränsle lämpligt för sådana kapslingsrör för en nukleär tryckvattenreaktor KORT BESKRIVNING AV RlTNlNGARNA Fig 1 visar schematiskt en bränslepatron för en nukleär tryck- vattenreaktor.
Fig 2 visar schematiskt ett tvärsnitt genom ett kapslingsrör enligt uppfinningen.
BESKRIVNING AV UTFÖRINGSEXEMPEL AV UPPFlNNlNGEN Fig 1 visar schematiskt en i sig känd bränslepatron för en PWR.
Bränslepatron innefattar en topplatta 4 och en bottenplatta 5.
CT! fi) U" l CO S W aaaa o.
Mellan topplattan 4 och bottenplattan 5 sträcker sig ett flertal ledrör 3 för styrstavar. Vidare innefattar bränslepatronen ett flertal kapslingsrör 1. Dessa kapslingsrör 1 innehåller således ett kärnbränslematerial och kallas därmed för brånslestavar. l denna typ av bränslepatron för PWR så når brånslestavarna ej ända fram till topplattan 4 och bottenplattan 5. Bränslestavarna hålls på plats i bränslepatronen med hjälp av spridare 2.
Fig 2 visar schematiskt ett tvärsnitt genom ett kapslingsrör enligt uppfinningen. Tvärsnittet visar kapslingsröret starkt förstorat. l realiteten är kapslingsröret av en dimension och enlängd som är lämpliga för användande i en PWR. Kapslingsröret innefattar en cylindrisk rörkomponent 1. l det visade fallet utgör den cy- lindriska rörkomponenten 1 hela kapslingsröret. Detta är den fö- redragna utföringsformen. Såsom nämnts ovan är det dock möj- ligt att denna rörkomponent 1 har ett eller flera skyddande skikt på sin insida eller utsida. Rörkomponenten 1 utgörs av en Zr- baserad legering. Detta betyder att rörkomponenten till allra största delen, alltid mer än 95%, utgörs av Zr. Enligt ett utfö- ringsexempel så innehåller rörkomponenten 1 följande lege- ringselement: 1 % Nb, 1 200 ppm O, 200 ppm Fe, mindre än 200 ppm C, mindre än 150 ppm Si, mindre än 1000ppm S och därut- över endast föroreningar av en halt som ej överstiger vad som normalt accepteras i Zr eller Zr-legeringar för tillämpningar i nukleära reaktorer. Kapslingsröret har slutvärmebehandlats så att rörkomponenten 1 har en struktur så att den är delvis rekris- talliserad men ej helt rekristalliserad. Rekristallisationsgraden kan exempelvis vara cirka 85%.
Uppfinningen avser även ett förfarande för att framställa ett kapslingsrör för kårnbränsle för en nukleår tryckvattenreaktor.
Förfarandet enligt uppfinningen kan genomföras på följande sätt.
En stång av exempelvis ovan nämnda legering bildas. Denna stång upphettas till mellan 900°C och 1300°C samt släckes där- 525 803 sjgfæs -zsz ":=="= o o c n u ~ | . .. ' ' 0 I ~ o ~ u a Q ø .a efter, företrädesvis i vatten. Ett ämne extruderas från stången efter upphettning till mellan 500°C och 900°C. Ämnet kallvalsas till ett rör i åtminstone två steg (exempelvis i tre steg), med mellanliggande värmebehandlingar vid mellan 550°C och 650°C.
Röret slutglödgas vid en temperatur och under en tid så att rör- komponenten delvis rekristalliseras men ej helt rekristalliseras.
Slutglödgningen kan exempelvis utföras vid en temperatur på cirka 490°C under cirka två timmar. Slutglödgningen utförs så att en lämplig rekristallisationsgrad erhålles i röret. Denna re- kristallisationsgrad bör vara högre än 5% och lägre än 95%. En rekristallisationsgrad på över 40%, till exempel mellan 60% och 90% kan vara lämplig, exempelvis en rekristallisationsgrad på cirka 85%.
Ett kapslingsrör framställt enligt förfarandet kan lämpligen an- vändas i en bränslepatron i en nukleär PWR.
När en bränslepatron av exempelvis den ovan beskrivna typen förses med ett flertal kapslingsrör enligt föreliggande uppfinning så erhålles således en bränslepatron enligt uppfinningen.
Uppfinningen är ej begränsad till ovan angivna exempel utan kan varieras inom ramen för efterföljande patentkrav. i

Claims (19)

10 15 20 25 30 35 5f25 808 11 Patentkrav
1. Ett förfarande för att framställa ett kapslingsrör för kärn- bränsle för en nukleär tryckvattenreaktor, vilket förfarande in- nefattar följande steg: bildande av ett rör som åtminstone huvudsakligen består av en cylindrisk rörkomponent (1) av en Zr-baserad legering, där det legeringselement, förutom Zr, som har högst halt i lege- ringen är Nb, varvid Nb-halten i viktprocent är mellan 0,5 och 2,4 och varvid inget legeringselement, förutom Zr och Nb, i nämnda legering, har en halt som överstiger 0,3 viktprocent, kännetecknat av att efter det att kapslingsröret har bildats enligt ovan och efter eventuella valsningar med däremellan fö- rekommande värmebehandlingar så slutglödgas kapslingsröret vid en temperatur och under en tid så att nämnda rörkomponent (1) delvis rekristalliseras men ej helt rekristalliseras, varvid nämnda slutglödgning utföres så att rekristallisationsgraden i nämnda rörkomponent (1) är högre än 5% och lägre än 95%.
2. Förfarande enligt krav 1, varvid nämnda slutglödgning utfö- res så att rekristallisationsgraden i nämnda rörkomponent (1) är högre än 40%.
3. Förfarande enligt något av föregående krav, varvid slut- glödgningen utföres vid en temperatur som är lägre än 550°C.
4. Förfarande enligt något av föregående krav, varvid slut- glödgningen utföres vid en temperatur som är mellan 400°C och 540°C.
5. Förfarande enligt något av föregående krav, varvid slut- glödgningen utföres under 1h till 6h.
6. Förfarande enligt något av föregående krav, varvid före nämnda slutglödgning så innefattar förfarandet följande steg: 10 15 20 25 30 35 525 808 12 en stång av nämnda Zr-baserade legering bildas; denna stång upphettas till mellan 900°C och 1300°C samt släckes därefter, företrädesvis i vatten; ett ämne extruderas från stången efter upphettning till mellan 500°C och 900°C; ämnet kallvalsas till ett rör i åtminstone två steg, med mellanliggande värmebehandlingar vid mellan 550°C och 650°C.
7. Förfarande enligt något av föregående krav, varvid Nb- halten i nämnda legering är mellan 0,8 viktprocent och 1,2 vikt- procent.
8. Förfarande enligt något av föregående krav, varvid nämn- da legering innehåller mellan 800ppm och 1700ppm O.
9. Förfarande enligt något av föregående krav, varvid nämn- da legering innehåller mellan 50ppm och 600ppm Fe.
10. Förfarande enligt något av föregående krav, varvid nämn- da legering förutom Zr innehåller 0,8 viktprocent till 1,2 viktpro- cent Nb, 50 ppm till 600ppm Fe, 800ppm till 1700ppm O, mindre än 250 ppm C, mindre än 150 ppm Si, mindre än 1000ppm S och därutöver endast föroreningar av en halt som ej överstiger vad som normalt accepteras i Zr eller Zr-legeringar för tillämp- ningar i nukleära reaktorer.
11. Användning av ett kapslingsrör framställt enligt förfarandet enligt något av föregående krav i en bränslepatron för en nukle- är tryckvattenreaktor.
12. Ett kapslingsrör för kärnbränsle för en nukleär tryckvatten- reaktor, vilket kapslingsrör åtminstone huvudsakligen består av en cylindrisk rörkomponent (1) av en Zr-baserad legering, där det legeringselement som, förutom Zr, har högst halt i lege- ringen är Nb, varvid Nb-halten i viktprocent är mellan 0,5 och 2,4, och varvid inget legeringselement, förutom Zr och Nb, i 10 15 20 25 30 35 525 808 13 nämnda legering, har en halt som överstiger 0,3 viktprocent, kännetecknat av att nämnda rörkomponent (1) har slutvärmebe- handlats så att den har en struktur så att den är delvis rekristal- liserad men ej helt rekristalliserad, varvid rekristallisationsgra- den i nämnda rörkomponent (1) är högre än 5% och lägre än 95%.
13. Ett kapslingsrör enligt krav 12, varvid rekristallisationsgra- den i nämnda rörkomponent (1) är högre än 40%.
14. Ett kapslingsrör enligt något av kraven 12 och 13, varvid Nb-halten i nämnda legering är mellan 0,8 viktprocent och 1,2 viktprocent.
15. Ett kapslingsrör enligt något av kraven 12-14, varvid nämnda legering innehåller mellan 800ppm och 1700ppm O.
16. Ett kapslingsrör enligt något av kraven 12-15, varvid nämnda legering innehåller mellan 50ppm och 600ppm Fe.
17. Ett kapslingsrör enligt något av krav 12-16, varvid nämnda legering förutom Zr innehåller 0,8 viktprocent till 1,2 viktprocent Nb, 50 ppm till 600ppm Fe, 800ppm till 1700ppm 0, mindre än 250 ppm C, mindre än 150 ppm Si, mindre än 1000ppm S och därutöver endast föroreningar av en halt som ej överstiger vad som normalt accepteras i Zr eller Zr-legeringar för tillämpningar i nukleära reaktorer.
18. En bränslepatron för en nukleär tryckvattenreaktor, Lä_n; netecknad av att den innefattar: _ ett flertal kapslingsrör (1) enligt något av kraven 12-17 fyllda med kärnbränsle lämpligt för sådana kapslingsrör (1) för en nukleär tryckvattenreaktor.
19. En bränslepatron enligt krav 18, innefattande: en topplatta (4), 525 808 14 en bottenplatta (5), ett flertal ledrör (3) för styrstavar, vilka ledrör sträcker sig mellan topplattan (4) och bottenplattan (5), och ett flertal spridare (2) anordnade för att hålla nämnda kapslings- rör (1) på plats i bränslepatronen och på lämpliga avstånd från varandra.
SE0203198A 2002-10-30 2002-10-30 Förfarande, användning och anordning avseende kapslingrör för kärnbränsle samt en bränslepatron för en nukleär tryckvattenreaktor SE525808C2 (sv)

Priority Applications (8)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE0203198A SE525808C2 (sv) 2002-10-30 2002-10-30 Förfarande, användning och anordning avseende kapslingrör för kärnbränsle samt en bränslepatron för en nukleär tryckvattenreaktor
EP03809908A EP1556869B1 (en) 2002-10-30 2003-10-30 Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear pressure water reactor
ES03809908T ES2377645T3 (es) 2002-10-30 2003-10-30 Procedimiento, utilización y dispositivo relacionados con los tubos de vaina para combustible nuclear y conjunto de combustible para un reactor nuclear de agua a presión
US10/533,467 US7473329B2 (en) 2002-10-30 2003-10-30 Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear pressure water reactor
AU2003276790A AU2003276790A1 (en) 2002-10-30 2003-10-30 Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear pressure water reactor
AT03809908T ATE536619T1 (de) 2002-10-30 2003-10-30 Verfahren, verwendung und einrichtung bezüglich mantelröhren für kernbrennstoff und einer brennstoffbaugruppe für einen druckwasserkernreaktor
PCT/SE2003/001685 WO2004040587A1 (en) 2002-10-30 2003-10-30 Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear pressure water reactor
US12/264,604 US20090060115A1 (en) 2002-10-30 2008-11-04 Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear pressure water reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE0203198A SE525808C2 (sv) 2002-10-30 2002-10-30 Förfarande, användning och anordning avseende kapslingrör för kärnbränsle samt en bränslepatron för en nukleär tryckvattenreaktor

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE0203198D0 SE0203198D0 (sv) 2002-10-30
SE0203198L SE0203198L (sv) 2002-12-11
SE525808C2 true SE525808C2 (sv) 2005-05-03

Family

ID=20289408

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE0203198A SE525808C2 (sv) 2002-10-30 2002-10-30 Förfarande, användning och anordning avseende kapslingrör för kärnbränsle samt en bränslepatron för en nukleär tryckvattenreaktor

Country Status (7)

Country Link
US (2) US7473329B2 (sv)
EP (1) EP1556869B1 (sv)
AT (1) ATE536619T1 (sv)
AU (1) AU2003276790A1 (sv)
ES (1) ES2377645T3 (sv)
SE (1) SE525808C2 (sv)
WO (1) WO2004040587A1 (sv)

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SE0203048D0 (sv) * 2002-10-15 2002-10-15 Digityper Ab Portable device
US9284629B2 (en) 2004-03-23 2016-03-15 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments
US10221475B2 (en) 2004-03-23 2019-03-05 Westinghouse Electric Company Llc Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance
US8529713B2 (en) 2008-09-18 2013-09-10 The Invention Science Fund I, Llc System and method for annealing nuclear fission reactor materials
US8721810B2 (en) * 2008-09-18 2014-05-13 The Invention Science Fund I, Llc System and method for annealing nuclear fission reactor materials
US8784726B2 (en) * 2008-09-18 2014-07-22 Terrapower, Llc System and method for annealing nuclear fission reactor materials
CN108950306A (zh) * 2011-06-16 2018-12-07 西屋电气有限责任公司 由于最终热处理而具有改善的抗腐蚀性/抗蠕变性的锆合金
CN103589910B (zh) * 2013-09-05 2016-05-25 上海大学 核电站燃料包壳用含硫的锆铌铁合金
CN105673951B (zh) * 2016-01-21 2018-01-19 中国原子能科学研究院 一种钠管道的敷设装置
CN110055480B (zh) * 2019-03-26 2022-01-14 中国核电工程有限公司 一种用于提高乏燃料锆合金包壳材料韧性的方法

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB997761A (en) * 1963-03-27 1965-07-07 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to zirconium base alloys
SE312870B (sv) * 1967-07-17 1969-07-28 Asea Ab
JPS60165580A (ja) * 1984-02-08 1985-08-28 株式会社日立製作所 原子炉燃料用被覆管の製造法
EP0198570B1 (en) 1985-01-22 1990-08-29 Westinghouse Electric Corporation Process for producing a thin-walled tubing from a zirconium-niobium alloy
FR2599049B1 (fr) * 1986-05-21 1988-07-01 Cezus Co Europ Zirconium Procede de fabrication d'un feuillard en zircaloy 2 ou zircaloy 4 partiellement recristallise et feuillard obtenu
SE470076B (sv) * 1992-03-31 1993-11-01 Asea Atom Ab Bränslepatron för en kärnreaktor av kokarvattentyp
SE506174C2 (sv) 1992-12-18 1997-11-17 Asea Atom Ab Metod att framställa kärnbränsleelement
FR2729000A1 (fr) 1994-12-29 1996-07-05 Framatome Sa Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire et tubes conformes a ceux ainsi obtenus
US5844959A (en) * 1997-08-01 1998-12-01 Siemens Power Corporation Zirconium niobium tin alloys for nuclear fuel rods and structural parts for high burnup
CN1152146C (zh) 2000-02-18 2004-06-02 西屋电气有限责任公司 用在核反应堆中的锆-铌-锡合金及其生产方法
KR100382997B1 (ko) 2001-01-19 2003-05-09 한국전력공사 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법

Also Published As

Publication number Publication date
SE0203198L (sv) 2002-12-11
AU2003276790A1 (en) 2004-05-25
SE0203198D0 (sv) 2002-10-30
EP1556869A1 (en) 2005-07-27
US20060104402A1 (en) 2006-05-18
EP1556869B1 (en) 2011-12-07
ATE536619T1 (de) 2011-12-15
ES2377645T3 (es) 2012-03-29
US7473329B2 (en) 2009-01-06
US20090060115A1 (en) 2009-03-05
WO2004040587A1 (en) 2004-05-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20090060115A1 (en) Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear pressure water reactor
FI92355C (sv) Kärnbränsleelement samt förfarande för behandling av en kompositpläteringsbehållare för kärnbränsle
EP1688508B1 (en) Zirconium based alloys having excellent creep resistance
JP3215112B2 (ja) 二層型被覆管を有する原子炉燃料棒
US20060225815A1 (en) Zirconium alloy and components for the core of light water-cooled nuclear reactors
SE506174C2 (sv) Metod att framställa kärnbränsleelement
JP2011524007A (ja) スペーサグリッド
CN1068065C (zh) 用于核反应堆燃料组件的锆基合金管及生产这种管的方法
SE510112C2 (sv) Bränslekapsel av en zirkoniumlegering och metod för att åstadkomma en sådan
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
US8320515B2 (en) Water reactor fuel cladding tube
US20100108204A1 (en) Zirconium alloy composition for nuclear fuel cladding tube forming protective oxide film, zirconium alloy nuclear fuel cladding tube manufactured using the composition, and method of manufacturing the zirconium alloy nuclear fuel cladding tube
KR100710606B1 (ko) 물과 수증기에 대한 내식성과 내수소화성이 우수한 지르코늄 합금, 당해 합금의 가공 열변태방법 및 당해 합금으로 제조된 구조재
JPH11101887A (ja) 高いフルエンスに晒される水性雰囲気中での使用のためのジルコニウム合金、耐食性原子炉要素、構造核燃料集成部材および該合金から構成されている原子炉燃料棒被覆材
JPH07224373A (ja) ジルコニウムまたはジルコニウム合金製のバリヤー被覆の耐蝕性を改良する方法
EP0195155A1 (en) Water reactor fuel cladding tubes
SE525455C2 (sv) Förfarande, användning och anordning beträffande kapslingsrör för kärnbränsle samt bränslepatron för en nukleär kokarvattenreaktor
JP3483804B2 (ja) 耐食性ジルコニウム基合金管の製造方法
EP0194797B1 (en) Water reactor fuel element cladding tube
KR100916652B1 (ko) 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법
KR100916642B1 (ko) 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금 조성물 및 이의 제조방법
JP2000230993A (ja) 燃料被覆管及びその製造方法
JPH08220270A (ja) 耐応力腐食割れ性に優れた核燃料被覆管

Legal Events

Date Code Title Description
NUG Patent has lapsed