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 tryckvattenreaktorInfo
- 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
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 33
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 26
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 25
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 10
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 37
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims abstract description 37
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims abstract description 19
- 238000001953 recrystallisation Methods 0.000 claims abstract description 15
- 238000005275 alloying Methods 0.000 claims abstract description 12
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 12
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 238000000137 annealing Methods 0.000 claims description 17
- 238000005538 encapsulation Methods 0.000 claims description 11
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 11
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 239000012535 impurity Substances 0.000 claims description 3
- 238000005096 rolling process Methods 0.000 claims description 2
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 5
- 239000010955 niobium Substances 0.000 abstract 3
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical group [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 3
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 11
- 150000004678 hydrides Chemical class 0.000 description 10
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 5
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 4
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 239000003344 environmental pollutant Substances 0.000 description 2
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 2
- 231100000719 pollutant Toxicity 0.000 description 2
- 239000011241 protective layer Substances 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 238000005097 cold rolling Methods 0.000 description 1
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 1
- 238000010187 selection method Methods 0.000 description 1
- 239000012808 vapor phase Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22C—ALLOYS
- C22C16/00—Alloys based on zirconium
-
- 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
-
- 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
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10T—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
- Y10T29/00—Metal working
- Y10T29/49—Method of mechanical manufacture
- Y10T29/4935—Heat exchanger or boiler making
- Y10T29/49391—Tube making or reforming
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (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)
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.
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 |
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 |
AT03809908T ATE536619T1 (de) | 2002-10-30 | 2003-10-30 | Verfahren, verwendung und einrichtung bezüglich mantelröhren für kernbrennstoff und einer brennstoffbaugruppe für einen druckwasserkernreaktor |
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)
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 |
US8784726B2 (en) * | 2008-09-18 | 2014-07-22 | Terrapower, Llc | System and method for annealing nuclear fission reactor materials |
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 |
WO2012173738A1 (en) * | 2011-06-16 | 2012-12-20 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments |
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)
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 |
EP1259653A1 (en) * | 2000-02-18 | 2002-11-27 | Westinghouse Electric Company LLC | Zirconium niobium-tin-iron alloy for use in nuclear reactors and method of its manufacture |
KR100382997B1 (ko) | 2001-01-19 | 2003-05-09 | 한국전력공사 | 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법 |
-
2002
- 2002-10-30 SE SE0203198A patent/SE525808C2/sv not_active IP Right Cessation
-
2003
- 2003-10-30 EP EP03809908A patent/EP1556869B1/en not_active Revoked
- 2003-10-30 ES ES03809908T patent/ES2377645T3/es not_active Expired - Lifetime
- 2003-10-30 US US10/533,467 patent/US7473329B2/en active Active
- 2003-10-30 WO PCT/SE2003/001685 patent/WO2004040587A1/en not_active Application Discontinuation
- 2003-10-30 AU AU2003276790A patent/AU2003276790A1/en not_active Abandoned
- 2003-10-30 AT AT03809908T patent/ATE536619T1/de active
-
2008
- 2008-11-04 US US12/264,604 patent/US20090060115A1/en not_active Abandoned
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ES2377645T3 (es) | 2012-03-29 |
WO2004040587A1 (en) | 2004-05-13 |
AU2003276790A1 (en) | 2004-05-25 |
EP1556869B1 (en) | 2011-12-07 |
SE0203198D0 (sv) | 2002-10-30 |
US20060104402A1 (en) | 2006-05-18 |
EP1556869A1 (en) | 2005-07-27 |
SE0203198L (sv) | 2002-12-11 |
US20090060115A1 (en) | 2009-03-05 |
US7473329B2 (en) | 2009-01-06 |
ATE536619T1 (de) | 2011-12-15 |
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 | |
Krishnan et al. | Zirconium alloys in nuclear technology | |
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 | |
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 | |
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 | |
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 | |
KR20020062742A (ko) | 물과 수증기에 의한 내식성과 수소화에 대한 내성이우수한 지르코늄 합금 및 당해 합금의 가공열 변태방법 | |
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 |