DE3310054A1 - Nuclear fuel element and composite container therefor - Google Patents
Nuclear fuel element and composite container thereforInfo
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Abstract
Description
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GENERAL ELECTRIC COMPANYGENERAL ELECTRIC COMPANY
BeschreibunoDescription
Kernbrennstcffelement und Verbundbehälter dafürNuclear fuel element and composite container therefor
Die Erfindung bezieht sich allgemein auf eine Verbesserung bei Kernbrennstoffelementen.zur Verwendung im Kern von Kernspaltungsreaktoren und mehr im besonderen bezieht sie sich auf ein verbessertes Kernbrennstoffelement mit einem Verbundbehälter, der eine Metallauskleidung aus einer niedrig legierten bzw. verdünnten Zirkoniumlegierung aufweist, die Zirkonium und Niob umfaßt, und die mit der inneren Oberfläche eines aus einer Zirkoniumlegierung bestehenden Substrates des Behälters verbunden ist.The invention relates generally to an improvement in nuclear fuel elements for use in the core of fission reactors and more particularly, it relates to an improved nuclear fuel element having a composite container, which has a metal lining made of a low-alloyed or diluted zirconium alloy, the zirconium and niobium and which are bonded to the inner surface of a zirconium alloy substrate of the container is.
Kernreaktorer, werden derzeit entworfen, konstruiert und betrieben, bei denen der Kernbrennstoff in Brennstoffelementen enthalten ist, die verschiedene geometrische Formen haben können, wie Platten, Rohre oder Stäbe. Das Brennstoffmaterial ist üblicherweise in einem korrosionsbeständigen nicht-reaktiven, wärmeleitenden Behälter bzw. in einer Umhüllung enthalten. Die Brennstoffelemente sind in einem Gitter in festgelegten Abständen voneinander in einem Kühlmitte!kanal zusammengebaut, der eine Brennstoffeinheit bildet. Zur Bildung eines Reaktorkernes, der eine Spaltungsreaktion selbst aufrechterhalten kann, werden ausreichend Brennstoffeinheiten kombiniert. Der Kern seinerseits ist in einem Reaktorgefäß eingeschlossen, durch das Kühlmittel geleitet wird.Nuclear reactors, are currently being designed, constructed and operated, where the nuclear fuel is contained in fuel elements, which can have different geometric shapes, such as plates, tubes or rods. The fuel material is usually in a corrosion-resistant, non-reactive, thermally conductive container or contained in an envelope. The fuel elements are Assembled in a grid at fixed distances from one another in a cooling medium channel, which forms a fuel unit. Sufficient fuel units are required to form a reactor core that can sustain a fission reaction by itself combined. The core, in turn, is enclosed in a reactor vessel through which coolant is passed.
BADBATH
Die Umhüllung bzw. der Behälter dient mehreren Zwecken und die beiden Hauptzwecke sind: einmal den Kontakt und chemische tionen zwischen dem Kernbrennstoff und dem Kühlmittel oder dem Moderator, wenn ein solcher vorhanden ist, oder mit beiden zu vermeiden und zweitens zu verhindern, daß radioaktive Spaltprodukte, von denen einige Gase sind, aus dem Kernbrennstoff in das Kühlir.i"tel, der. Moderator oder beide gelangen. Die üblichen Ma-The envelope or the container serves several purposes and the two main purposes are: once the contact and chemical between the nuclear fuel and the coolant or the Moderator, if one is available, or to avoid both and, secondly, to prevent radioactive fission products, some of which are gases from the nuclear fuel in the Kühlir.i "tel, the. Moderator or both arrive. The usual ma-
terialien für die Umhüllung bzw. den Behälter sind korrosionsbeständiger Stahl, Aluminium und seine Legierungen, Zirkonium und seine Legierungen, Niob, gewisse Magnesiumlegierungen und andere. Ein Fahler im Behälter, d. h. der Verlust von Leckdichtheit, kann Kühlmittel Oder Moderator und die damit verbundenen Systeme mit langlebigen radioaktiven Produkten bis zu einem Grad vergiften, der den Betrieb der Anlage beeinträchtigt.materials for the casing or the container are more corrosion-resistant Steel, aluminum and its alloys, zirconium and its alloys, niobium, certain magnesium alloys and other. A falter in the container, i. H. the loss of leak tightness, coolant or moderator and the associated Poison systems with long-lived radioactive products to a degree that adversely affects the operation of the facility.
Bei der Herstellung und dem Betrieb von Kernbrennstoffelementen, die gewisse Metalle und Legierungen für die Umhüllung benutzen, eind aufgrund von mechanischen Beanspruchungen oder chemischen Reaktionen unter gewissen umständen Probleme aufgetreten. Zirkonium und seine Legierungen ergeben unter normalen Umständen ausgezeichnete Kernbrennstoffbehälter, da sie geringe Neutronen-Absorptionsquerschnitte haben und bei Temperaturen unterhalb von 400 C fest, duktil, außerordentlich stabil und relativ nichtreaktiv in Gegenwart von entmineralisierterr. Wasser oder Dampf sind, die üblicherweise als Reaktorkühlmittel und -moderatoren benutzt werden.In the manufacture and operation of nuclear fuel elements, who use certain metals and alloys for the coating, and due to mechanical stresses or chemical ones Reactions occurred under certain circumstances. zirconium and its alloys make excellent nuclear fuel containers under normal circumstances because of their small neutron absorption cross-sections have and at temperatures below 400 C solid, ductile, extremely stable and relatively non-reactive in the presence of demineralizederr. Water or steam commonly used as reactor coolants and moderators.
Aufgrund der kombinierten Wechselwirkungen zwischen dem Kernbrennstoff, der Umhüllung und den während der Reaktion gebildeten Spaltprodukten, haben sich jedoch aufgrund eines durch Brüchigwerden ergebenden Abspaltens von dem Behälter Probleme ergeben. Es wurde festgestellt, daß die dadurch bedingte mangelnde Leistungsfähigkeit durch lokalisierte mechanische Spannung begünstigt wird, die sich aufgrund von unterschiedlicher Ausdehnung von Brennstoff und Umhüllung ergibt (Spannungen in der Umhüllung sind an Spalten bzw. Rissen im Kernbrennstoff konzentriert) . Es werden korrosive Spaltprodukte vom Kernbrennstoff abgegeben und sie sind an dem Schnittpunkt der Risse im Kernbrennstoff mit der Oberfläche der Umhüllung vorhanden. Die lo·* kale Spannung wird durch eine hohe Reibung zwischen dem Brennstoff und der Umhüllung noch verstärkt.Due to the combined interactions between the nuclear fuel, the shell and the cleavage products formed during the reaction, however, have become fragile due to a breakdown resulting cleavage from the container pose problems. It was found that the resulting lack Performance is favored by localized mechanical stress, which is due to different expansion of fuel and cladding (stresses in the cladding are concentrated at crevices or cracks in the nuclear fuel) . There are corrosive fission products from the nuclear fuel discharged and they are at the intersection of the cracks in the nuclear fuel with the surface of the cladding present. The lo * Cal stress is exacerbated by high friction between the fuel and the cladding.
Innerhalb der Begrenzungen eines abgedichteten Brennstoffelementes kann durch die langsame Umsetzung zwischen der Umhüllung und darin befindlichem Rest-Wasser, Wasserstoffgas erzeugt werden. Dieses Wasserstoffgas kann sich bis zu einem Niveau aufbauen, wo es unter gewissen Bedingungen zu einem lokalisierten Hydrieren der Umhüllung Anlaß geben kann mit den damit verbundenen Verschlechterungen der mechanischen Eigenschaften der Umhüllung. Die Umhüllung bzw. das Gehäuse wird auch nachteilig von solchen Gasen wie Sauerstoff, Stickstoff, Kohlenmonoxid, Kohlendioxid über einen weiten Bereich von Temperaturen beeinflußt. Die Zirkoniumumhüllung eines Kernbrennstoffelementesist ein oder mehreren der vorstehend aufgeführten Gase und den Spaltprodukten während der Bestrahlung in einem Kernreaktor ausgesetzt und dies passiert trotz der Tatsache, daß diese Gase möglicherweise im Reaktorkühlmittel oder -reaktor nicht anwesend sind und sie außerdem soweit als möglich während der Herstellung von Umhüllung und Brennstoffelement aus der umgebenden Atmosphäre ausgeschlossen worden sind. Die gesinterten, hochschmelzenden und keramischen Massen, wie Urandioxid und andere Zusammensetzungen, die als Kernbrennstoff benutzt werden, setzen meßbare Mengen der vorgenannten Gase beim Erhitzen frei, z.B. während der Herstellung des Brennstoffelementes und sie setzen weiter Spaltprodukte während der Bestrahlung frei. Teilchenförmige hochschmelzende und keramische Massen, wie Urandioxid-Pulver und andere Pulver, die als Kernbrennstoff benutzt werden, setzen während der Bestrahlung sogar noch größere Mengen der vorgenannten Gase frei. Diese freigesetzten Gase können dann mit der Zirkoniumumhtillung, die Kernbrennstoff enthält, reagieren.Within the confines of a sealed fuel element hydrogen gas can be generated by the slow reaction between the casing and the residual water in it will. This hydrogen gas can build up to a level where, under certain conditions, it becomes a localized one Hydrogenation of the coating can give rise to the associated deterioration in mechanical properties the wrapping. The envelope or the housing is also disadvantageous from such gases as oxygen, nitrogen, carbon monoxide, Carbon dioxide affected over a wide range of temperatures. The zirconium cladding of a nuclear fuel element is one or more of the gases listed above and the fission products during irradiation in a nuclear reactor and this happens despite the fact that these gases may not be in the reactor coolant or reactor are present and they also as far as possible during the production of the cladding and fuel element from the surrounding Atmosphere have been excluded. The sintered, refractory and ceramic masses, such as uranium dioxide and other compositions used as nuclear fuel release measurable amounts of the aforementioned gases when heated, e.g. during the manufacture of the fuel element and they continue to release fission products during irradiation. Particulate refractory and ceramic masses, such as uranium dioxide powder and other powders used as nuclear fuel release even larger amounts of the aforementioned gases during irradiation. These released gases can then react with the zirconium casing containing nuclear fuel.
Im Lichte des Vorstehenden hat es sich also als erwünscht erwiesen, den Angriff der Umhüllung durch Wasser, Wasserdampf und anderen Gasen, insbesondere Wasserstoff möglichst gering zu halten, die vom Inneren des Brennstoffelementes aus während der ZeIt7 in der das Brennstoffelement im Betrieb ist, mit der Umhüllung reagieren. Eine Art, dies zu tun, bestand darin, Materialien zu finden, die chemisch rasch mit dem Wasser, Wasserdampf und anderen Gasen reagieren, um diese aus dem Inneren des Behälters zu entfernen. Solche Materialien werden Getter genannt.In the light of the above, it has proven desirable to keep the attack of the envelope by water, water vapor and other gases, especially hydrogen, as low as possible, which occurs from the inside of the fuel element during the time 7 in which the fuel element is in operation the envelope react. One way of doing this has been to find materials that will chemically react rapidly with the water, water vapor, and other gases to remove them from inside the container. Such materials are called getters.
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Eine andere Art, dies zu erreichen, bestand darin, das Kernbrennstoffmaterial mit irgendwelchen Materialien zu überziehen, damit Feuchtigkeit nicht damit in Berührung gerät. Das überziehen des Kernbrennstoffmaterials führt jedoch zu Problemen hinsichtlich der Zuverlässigkeit, da es schwierig ist, gleichmäßige überzüge zu erhalten, cie frei von Fehlern sind. Weiter kann die Beeinträchtigung des Überzuges zn Problemen hinsichtlich der Langzeitbrauchbarkeit des Kerr±>rennstoffmaterials führen.Another way of doing this has been to coat the nuclear fuel material with some material to keep moisture out of contact. The coating of the nuclear fuel material, however, gives rise to problems in terms of reliability because it is difficult to obtain uniform coatings that are free from defects. Furthermore, the impairment of the coating can lead to problems with regard to the long-term usability of the fuel material.
In der Druckschrift GEAP-4555 vom Februar 1964 ist eine Verbundumhüllung aus einer Zirkoniumlegierung mit einer inneren Auskleidung aus korrosionsbeständigem Stahl beschrieben, die metallurgisch mit der Zirkoniumlegierung verbunden ist. Diese Verbundumhüllung wird hergestellt durch Strangpressen eines Hohlknüppels aus der Zirkoniumlegierung, der eine innere Auskleidung aus dem korrosionsbeständigen Stahl enthält. Diese Umhüllung hat den Nachteil, daß der korrosionsbeständige Stahl brüchige Phasen entwikkelt, und die Schicht aus dem korrosionsbeständigen Stahl eine Neutronenabsorption aufweist, die etwa 10 bis 15 mal so groß ist, wie die einer Schicht der gleichen Dicke aus einer Zirkoniumlegierung. In document GEAP-4555 of February 1964, there is a composite enclosure described from a zirconium alloy with an inner lining made of corrosion-resistant steel, the metallurgical is associated with the zirconium alloy. This composite envelope is made by extrusion of a hollow billet from the zirconium alloy, which has an inner lining from the Contains corrosion-resistant steel. This coating has the disadvantage that the corrosion-resistant steel develops brittle phases, and the layer of the corrosion-resistant steel has a neutron absorption which is about 10 to 15 times as large, like that of a layer of the same thickness made of a zirconium alloy.
In der ÜS-PS 3 502 549 ist ein Verfahren zum Schützen von Zirkonium und seiner Legierungen durch elektrolytisches Abscheiden von Chrcai beschrieben/ wobei man ein Verbundmaterial enthält, das für Kernreaktoren brauchbar ist. Ein Verfahren zum elektrolytischen Abscheiden von Kupfer auf Oberflächen von Zircaloy-2 und die nachfolgende Wärmebehandlung, um eine Oberflächendiffusion des elektrolytisch abgeschiedenen Metalles zu erhalten, ist inMEnergia Nucleare" Band 11, Nr. 9 auf den Seiten 505 bis 508 (September 1964) beschrieben. In."Stability and Compatibility of Hydrogen Barriers Applied to Zirconium Alloys" von F. 3rossa et al (Europäische Atomenergiekommision, Kernforschungszentrum der Gemeinschaft, EUR, 4O98e, 1969) sind Verfahren zum Abscheiden verschiedener überzüge und ihre Wirksamkeit als Wasserstoffdiffusionssperren zusammen mit einem Al-Si-überzug als der vielversprechendsten Sperre gegen Wasserstoffdiffusion beschrieben. Verfahren zum Elektroplattieren von Nickel auf Zirkonium und Zirkcr.i;rr,zinnlegierungen und das Kärmebehandeir. dieser LegierungenUS-PS 3 502 549 describes a process for protecting zirconium and its alloys by electrolytic deposition of chromium / containing a composite material which is useful for nuclear reactors. A method of electrodeposing copper on surfaces of Zircaloy-2 and the subsequent heat treatment to obtain surface diffusion of the electrodeposited metal is described in M Energia Nucleare "Volume 11, No. 9 on pages 505 to 508 (September 1964) In. "Stability and Compatibility of Hydrogen Barriers Applied to Zirconium Alloys" by F. 3rossa et al (European Atomic Energy Commission, Nuclear Research Center of the Community, EUR, 4098e, 1969) are processes for depositing various coatings and their effectiveness as hydrogen diffusion barriers together with a Al-Si plating described as the most promising barrier to hydrogen diffusion Process for electroplating nickel on zirconium and zirconium, tin alloys and the heat treatment of these alloys
zur Herstellung von Legierungs-Diffusionsverbindungen ist in "Electroplating on Zirconium and Zirconium-Tin" von W. C. Schickner et al in BMI-757, Technical Information Service, ..1952 beschrieben.for the production of alloy diffusion compounds is in "Electroplating on Zirconium and Zirconium-Tin" by W. C. Schickner et al in BMI-757, Technical Information Service, 1952.
In der US-PS 3 625 821 ist ein Brennstoffelement für einen Kernreaktor beschrieben, das ein Brennstoff umhüllendes Rohr aufweist, dessen innere Oberfläche mit einem Metall geringen Neutroneneinfang quer schnitte ε überzogen ist, wie Nickel und in dem fein zerteilte Teilchen eines abbrennbaren Giftes angeordnet sind.In US Pat. No. 3,625,821 there is a fuel element for a nuclear reactor described having a fuel-enveloping tube, the inner surface of which is low neutron capture with a metal cross sections ε is coated, like nickel and in the finely divided Particles of a burnable poison are arranged.
In "Reactor Development Program Progress Report" vom August 1973 (ANL-RDP-19) ist eine Anordnung eines chemischen Getters aus einer zu verbrauchenden Schicht aus Chrom auf der inneren Oberfläche einer Umhüllung aus korrosionsbeständigem Stahl beschrieben.In "Reactor Development Program Progress Report" of August 1973 (ANL-RDP-19) is an assembly of a chemical getter from a to be consumed layer of chromium described on the inner surface of a casing made of corrosion-resistant steel.
Weiter hat man eine Sperre zwischen dem Kernbrennstoffmaterial und der Umhüllung angeordnet, siehe die US-PS 3 230 150 (Kupferfolie), die DE-AS 1 238 115' (Titanschicht), die US-PS 3 212 986 (eine Abschirmung aus Zirkonium, Aluminium oder Beryllium), die US-PS 3 018 238 (eine Sperre aus kristallinem Kohlenstoff zwischen dem UO2 und der Umhüllung aus einer Zirkoniumlegierung) und die US-PS 3 088 893 (eine Folie aus korrosionsbeständigem Stahl). Obwohl das Konzept des Anordnens einer Sperre vielversprechend ist, weisen doch einige der vorgenannten Druckschriften Materialien auf, die entweder nicht verträglich sind mit dem Kernbrennstoff (so kann sich Kohlenstoff mit dem Sauerstoff des Kernbrennstoffes verbinden) oder mit dem Behältermaterial (Kupfer und andere Metalle können mit dem Behälter reagieren und so dessen Eigenschaften ändern) oder mit der Kernspaltungsreaktion (so können diese Materialien als Neutronenabsorber wirken). Keine der genannten Druckschriften gibt eine Lösung für das Problem der lokalen chemisch-mechanischen Wechselwirkungen zwischen dem Kernbrennstoff und dem Behälter.A barrier has also been placed between the nuclear fuel material and the cladding, see US Pat. No. 3,230,150 (copper foil), DE-AS 1 238 115 '(titanium layer), US Pat. No. 3,212,986 (a shield made of zirconium, Aluminum or beryllium), U.S. Patent 3,018,238 (a crystalline carbon barrier between the UO 2 and the zirconium alloy shell), and U.S. Patent 3,088,893 (a sheet of corrosion-resistant steel). While the concept of placing a barrier is promising, some of the aforementioned references reveal materials that are either incompatible with the nuclear fuel (so carbon can combine with the oxygen in the nuclear fuel) or with the container material (copper and other metals can combine with react with the container and thus change its properties) or with the nuclear fission reaction (these materials can act as neutron absorbers). None of the cited publications provide a solution to the problem of local chemical-mechanical interactions between the nuclear fuel and the container.
Weitere Arten des Herangehens hinsichtlich des Sperrenkonzeptes sind in der US-PS 3 969 186 beschrieben, wo ein hochschmelzendes Metall, wie .Molybdän, Wolfram, Rhenium, Niob oder eine LegierungOther ways of approaching the barrier concept are described in US Pat. No. 3,969,186 where a high melting point Metal such as molybdenum, tungsten, rhenium, niobium or an alloy
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davon in Form eines Rohres oder einer Folie aus einer oder mehreren Schichten oder als überzug auf der inneren Oberfläche der Umhüllung aufgebracht ist sowie in der US-PS 3 925 151, wo eine Auskleidung aus Zirkonium, Niob oder einer Legierung davon zwischen den Kernbrennstoff und der Umhüllung zusammen mit einem überzug aus einem eine hohe Schmierfähigkeit aufweisenden Material zwischen Auskleidung und der Umhüllung angeordnet ist.thereof in the form of a tube or a sheet of one or more Layers or as a coating is applied to the inner surface of the envelope and in US Pat. No. 3,925,151, where a Lining made of zirconium, niobium or an alloy thereof between the nuclear fuel and the cladding together with one Coating made of a material exhibiting high lubricity is arranged between the liner and the cladding.
In der US-PS 4 045 288 ist ein Verbundbehälter bzw. eine Verbundumhüllung aus einem Substrat aus einer Zirkoniumlegierung mit einer Metallsperre beschrieben, die metallurgisch an das Substrat gebunden ist und mit einer inneren Schicht aus einer Zirkoniumlegierung, die metallurgisch an die Metallsperre gebunden ist. Die Sperre ist ausgewählt aus Niob, Aluminium, Kupfer, Nickel, korrosionsbeständigem Stahl und Eisen. Die verdeckte Metallsperre vermindert die Korrosion durch Spaltprodukte und korrosive Gase, doch unterliegt sie der Rißbildung aufgrund von Spannungskorrosion und der Versprödung durch flüssiges Metall.In U.S. Patent No. 4,045,288, there is a composite container or envelope Described from a substrate made of a zirconium alloy with a metal barrier that is metallurgically bonded to the substrate is bonded and with an inner layer made of a zirconium alloy, which is metallurgically bound to the metal barrier. The lock is selected from niobium, aluminum, copper, nickel, corrosion-resistant Steel and Iron. The concealed metal barrier reduces corrosion from fission products and corrosive gases, however, it is subject to cracking due to stress corrosion and liquid metal embrittlement.
In der US-PS 4 200 492 ist ein Verbundbehälter aus einem Zirkonium - Legierungssubstrat mit einer Auskleidung aus Zirkoniumschwamm beschrieben. Die weiche Zirkoniumauskleidung minimalisiert lokale Beanspruchung und reduziert die Rißbildung durch Spannungskorrosion sowie die Versprödung durch flüssiges Metall, doch ist diese weiche Zirkoniumauskleidung einem Abrieb während der Herstellung und aufgrund von Oxidation unterworfen. Außerdem neigt diese Zirkoniumauskleidung dazu,rasch zu oxidieren, wenn ein Bruch in der Umhüllung auftreten sollte, durch den Wasser und/oder Dampf in den Brennstoffstab eintreten kann.In US Pat. No. 4,200,492 there is a composite container made from a zirconium - Alloy substrate lined with zirconium sponge described. The soft zirconium lining is minimized local stress and reduces the formation of cracks due to stress corrosion and embrittlement due to liquid metal, however, this soft zirconium lining is subject to abrasion during manufacture and due to oxidation. aside from that This zirconium lining tends to oxidize quickly when a break should occur in the cladding allowing water and / or steam to enter the fuel rod.
Es bestand daher nach wie vor die Aufgabe, ein Kernbrennstoffelement und insbesondere einen Behälter dafür zu entwickeln, der die obengenannten Probleme weitgehend löst.The task, therefore, was still to create a nuclear fuel element and in particular to develop a container therefor which largely solves the above problems.
Ein besonders wirksames Kernbrennstoffelement zur Verwendung im Kern eines Kernreaktors weist einen Verbundbehälter bzw. eine Verbundhülle auf, die eine Metallauskleidung aus einer verdünntenA particularly effective nuclear fuel element for use in the core of a nuclear reactor has a composite container or a composite shell, which has a metal lining from a thinned
fj 3 3 1 G ü 5fj 3 3 1 G ü 5
Zirkoniumlegierung einschließt, die metallurgisch mit der inneren Oberfläche des Substrates des Behälters verbunden ist. Diese verdünnte Zirkoniumlegierung umfaßt Zirkonium und etwa 0,1 bis etwa 0,5, vorzugsweise etwa 0,2 bis etwa 0,4 Gew.-% Niob.Includes zirconium alloy metallurgically bonded to the inner surface of the substrate of the container is. This dilute zirconium alloy includes zirconium and about 0.1 to about 0.5, preferably about 0.2 to about 0.4 wt% niobium.
Das Substrat des Behälters ist, verglichen mit bekannten Behältern, hinsichtlich der Ausführung und Funktion unverändert und die Materialien hierfür werden aus Zirkoniumlegierungen ausgewählt. Die Zirkoniumlegierung für das Substrat der Umhüllung bzw. des Behälters hat einen höheren Gehalt an dem Zirkonium zugesetzten Legierungselementen als die Zirkoniumlegierung für die Auskleidung, die deshalb auch als verdünnte Zirkoniumlegierung bezeichnet wird.The substrate of the container is, compared to known containers, unchanged in terms of design and function and the materials for this are made of zirconium alloys selected. The zirconium alloy for the substrate of the envelope or the container has a higher content of the Alloy elements added to zirconium as the zirconium alloy for the lining, which is therefore also called thinned Zirconium alloy is called.
Diese Auskleidung aus der verdünnten Zirkoniumlegierung bildet eine zusammenhängende Abschirmung zwischen dem Substrat und dem Kernbrennstoffmaterial, das in der Umhüllung gehalten wird. Weiter bildet die Auskleidung eine Abschirmung für die Zirkoniumlegierung des Substrates vor den Spaltprodukten und Gasen. Die Auskleidung aus der verdünnten Zirkoniumlegierung macht etwa 1 bis etwa 20 & der Dicke der Umhüllung aus.This lining made of the thinned zirconium alloy forms a continuous shield between the substrate and the nuclear fuel material held in the cladding. The lining also forms a shield for the zirconium alloy of the substrate from the fission products and gases. Makes the lining out of the thinned zirconium alloy about 1 to about 20% the thickness of the envelope.
Die Auskleidung bleibt während der Bestrahlung mit Bezug auf das Substrat relativ weich und minimalisiert daher lokale Spannungen innerhalb des Kernbrennstoffelementes und schützt so die Umhüllung vor Spannungskorrosionsrissen oder Flüssigmetall-Versprödung. Die Auskleidung aus der verdünnten Zirkoniumlegierung stellt eine bevorzugte Reaktionsstelle für eine Umsetzung mit flüchtigen Verunreinigungen oder Spaltprodukten dar, die innerhalb des Kernbrennstoffelementes vorhanden sind und auf diese Weise dient es dem Schutz des Substrates der Umhüllung bzw. des Behälters vor einem Angriff durch die flüchtigen Verunreinigungen oder Spaltprodukte.The lining remains relatively soft with respect to the substrate during the irradiation and therefore minimizes local stresses inside the nuclear fuel element and thus protects the coating against stress corrosion cracks or liquid metal embrittlement. The dilute zirconium alloy lining provides a preferred reaction site for reaction with volatile impurities or fission products that are present within the nuclear fuel element and on in this way it serves to protect the substrate of the envelope or the container from attack by the volatile impurities or fission products.
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Die vorliegende Erfindung hat den hervorragenden Vorteil, daß das Substrat der Umhüllung bzw. des Behälters vor Spannungskorrosionsrissen und Flüssigmetall-Versprödung sowie einem Kontakt mit ■Spaltprodukten, korrosiven Gasen usw. durch die Auskleidung aus der verdünnten Zirkoniumlegierung geschützt ist, wobei diese Auskleidung aufgrund ihrer Zusammensetzung keinen wesentlichen Neutroneneinfang, Beeinträchtigungen der Wärmeübertragung noch irgendwelche Unverträglichkeiten zwischen Brennstoff und Auskleidung einführt. Außerdem gibt die Auskleidung eine hervorragende Beständigkeit gegenüber Oxidation durch Dampf oder heißes Wasser, verglichen mit nicht-legiertem Zirkonium für den Fall, daß die Umhüllung bricht.The present invention has the outstanding advantage that the substrate of the envelope or the container from stress corrosion cracks and liquid metal embrittlement as well as contact with ■ fission products, corrosive gases, etc. is protected by the lining made of the diluted zirconium alloy, this lining no significant neutron capture due to their composition, Impairments of heat transfer nor any incompatibilities between fuel and liner introduces. In addition, the lining gives excellent durability to oxidation by steam or hot water, compared to non-alloyed zirconium in the event that the cladding breaks.
Im folgenden wird die Erfindung unter Bezugnahme auf die Zeichnung näher erläutert. Im einzelnen zeigen:In the following the invention with reference to the drawing explained in more detail. Show in detail:
Figur 1 eine teilweise weggeschnittene Seitenansicht einer Kernbrennstoff-Baueinheit mit Kernbrennstoffelementen, die gemäß der vorliegenden Erfindung konstruiert sind ur.dFigure 1 is a partially cut-away side view of a nuclear fuel assembly with nuclear fuel elements that constructed in accordance with the present invention are ur.d
Figur 2 eine vergrößerte Querschnittsansicht des Kernbrennstoffelementes nach Fig. 1, das die vorliegende Erfinduna veranschaulicht. Figure 2 is an enlarged cross-sectional view of the nuclear fuel element according to Fig. 1, which illustrates the present invention.
Figur 1 zeigt eine Kernbrennstoff-Baueinheit 10, die aus einem rohrförmigen Strömungsmittelkanal 11 im allgemeinen quadratischen Querschnittes und einer Reihe darin angeordneter Brennstcffeiemente oder -stäbe besteht. An seinem oberen Ende hat der Kanal einen Hebebügel 12 und an seinem unteren Ende ein nicht-gezeigtes Kasenscück. Oben ist der Kanal 11 bei dem Auslaß 13 offen und •das Nasenstück des unteren Endes ist ebenfalls mit Öffnungen für die Kühlmittelströmung versehen. Die Brennstoffelemente 14 sind in derr. Kanal 11 mittels einer oberen Endplatte 15 und einer nicht-Figure 1 shows a nuclear fuel assembly 10, which consists of a tubular fluid channel 11 generally square Cross-section and a number of fuel elements arranged therein or bars. At its upper end the channel has a lifting bracket 12 and at its lower end a lifting bracket (not shown) Kasenscück. At the top the channel 11 is open at the outlet 13 and • The nose piece of the lower end is also with openings for the coolant flow provided. The fuel elements 14 are in the Channel 11 by means of an upper end plate 15 and a non-
toto
-Sf--Sf-
gezeigten unteren Endplatte gehalten. Das flüssige Kühlmittel tritt üblicherweise durch die öffnungen des Nasenstückes im unteren Ende der Baueinheit ein, streicht an den Brennstoffelementen 14 entlang nach oben und verläßt den Kanal durch den oberen Auslaß 13 mit einer höheren Temperatur in teilweise verdampften Zustand bei Siedewasserreaktoren oder in'unverdampftem Zustand für Druckreaktoren.shown lower end plate held. The liquid coolant occurs usually through the openings of the nosepiece in the lower end of the structural unit, brushes along the fuel elements 14 upwards and leaves the channel through the upper outlet 13 at a higher temperature in a partially evaporated state in boiling water reactors or in'unevaporated state for pressure reactors.
Die Brennstoffelemente 14 sind an ihren Enden mittels Endstopfen 18, die an die Umhüllung 17 geschweißt sind, verschlossen. Diese Endstopfen können Zapfen 19 aufweisen, die das Montieren des Kernbrennstoff Stabes in der Baueinheit erleichtern. Ein Hohlraum oder Plenum 20 ist an einem Ende des Elementes vorgesehen, um die longitudinale Ausdehnung des Brennstoffmaterials und die Ansammlung der vom Brennstoffmaterial abgegebenen Gase zu gestatten. Eine Einrichtung zum Zurückhalten des Kernbrennstoffmaterials in Form eines Spiralteiles 24 ist innerhalb des Raumes 20 angeordnet, um die Pelletkolonne an der axialen Bewegung, insbesondere während des Kandhabens und Transportieren des Brennstoffelementes, zu hindern. The fuel elements 14 are closed at their ends by means of end plugs 18 which are welded to the casing 17. These End plugs can have pegs 19 that facilitate mounting of the nuclear fuel rod in the assembly. A cavity or Plenum 20 is provided at one end of the element to the longitudinal Allow the fuel material to expand and the gases emitted by the fuel material to accumulate. One Means for retaining the nuclear fuel material in the form of a spiral member 24 is arranged within the space 20 to to prevent the pellet column from moving axially, in particular during the handling and transport of the fuel element.
Das Brennstoffelement ist so gebaut, daß es einen ausgezeichneten thermischen Kontakt zwischen der Umhüllung und dem Brennstoffmaterial, ein Minimum an parasitärer Neutronenabsorption und Beständigkeit gegen Biegen und Vibration aufweist, welch letztere gelegentlich durch eine hohe Geschwindigkeit der Kühlmittelströmung verursacht werden.The fuel element is designed to have excellent thermal contact between the cladding and the fuel material, exhibits a minimum of parasitic neutron absorption and resistance to bending and vibration, the latter occasionally caused by a high speed of the coolant flow.
Ein gemäß der vorliegenden Erfindung konstruiertes Kernbrennstoffelement 14 ist im Teilschnitt in Figur 1 gezeigt. Dieses Kernbrennstoffeleinent enthält einen Kern oder einen zentralen zylindrischen Abschnitt von Kernbrennstoffmaterial 16, das hier als eine Vielzahl von Brennstoffpellets aus spaltbarem und/oder Brutmaterial gezeigt ist, das in einer Umhüllung oder einem Behälter 17 angeordnet ist. In einigen Fällen können die Pellets von verschiedener Gestalt sein, wie zylindrisch oder kugelförmia und in anderen Fällen können andere Brennstofformen benutzt werden, wie teilchen-/^ fertiger Kernbrennstoff. Für die vorliegende Erfindung ist die \PA nuclear fuel element constructed in accordance with the present invention 14 is shown in partial section in FIG. This nuclear fuel element includes a core or central cylindrical section of nuclear fuel material 16, which is referred to herein as a plurality of fuel pellets made of fissile and / or breeding material is shown, which is arranged in an envelope or container 17 is. In some cases the pellets can be of various shapes such as cylindrical or spherical and in others Other forms of fuel can be used in cases such as particulate - / ^ finished nuclear fuel. For the present invention, the \ P
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physikalische Form des Kernbrennstoffes ohne Bedeutung. Es können verschiedene Kernbrennstoffmaterialien benutzt werden, einschließlich Uran-,- Plutonium-, Thorium-Verbindungen und deren Mischungen. Ein bevorzugter Brennstoff ist Urandioxid oder eine Mischung von Urandioxi.d und Plutoniumdioxid. physical form of the nuclear fuel is irrelevant. Various nuclear fuel materials can be used including uranium, plutonium, thorium compounds and mixtures thereof. A preferred fuel is uranium dioxide or a mixture of uranium dioxide and plutonium dioxide.
Wie aus Figur 2 ersichtlich, bildet das Kernbrennstoffmaterial den zentralen Kern des Brennstoffelementes 14 und ist von einer Umhüllung bzw. einem Behälter 17 umgeben, der auch als Verbundbehälter bezeichnet werden kann. Dieser Verbundbehälter schließt den spaltbaren Kern unter Lassung eines Spaltes 23 zwischen dem Kern und der Umhüllung während des Einsatzes in einem Kernreaktor ein. Der Verbundbehälter hat ein äußeres Substrat 21, das ausgewählt ist aus den üblichen Materialien hierfür, wie korrosionsbeständigem Stahl und Zirkoniumlegierungen, wobei gemäß einer bevorzugten Ausführungsform der vorliegenden Erfindung das Substrat eine Zirkoniumlegierung ist, wie Zircaloy-2. As can be seen from FIG. 2, the nuclear fuel material forms the central core of the fuel element 14 and is surrounded by a casing or a container 17, which can also be referred to as a composite container. This composite container encloses the fissile core leaving a gap 23 between the core and the cladding during use in a nuclear reactor. The composite container has an outer substrate 21 which is selected from the usual materials therefor, such as corrosion-resistant steel and zirconium alloys, wherein according to a preferred embodiment of the present invention the substrate is a zirconium alloy, such as Zircaloy-2.
An das Substrat 21 ist auf seiner inneren Oberfläche metallurgisch eine Auskleidung 22 aus einer verdünnten Zirkoniumlegierung gebunden, so daß diese Auskleidung eine zusammenhängende Abschirmung des Substrates vor dem Kernbrennstoffmaterial 16 bildet. Diese Auskleidung macht vorzugsweise etwa 1 bis 20 % der Dicke der Umhüllung aus. Verdünnte Zirkoniumlegierung im Rahmen der vorliegenden Anmeldung bedeutet eine Zirkoniumlegierung mit einem Legierungsgehalt, der ausreichend gering ist, um eine größere Duktil i tat zu gestatten als das Substratmaterial.The substrate 21 is metallurgical on its inner surface a lining 22 made of a diluted zirconium alloy bonded so that this lining is a continuous shield of the substrate in front of the nuclear fuel material 16. These Liner is preferably about 1 to 20% of the thickness of the envelope. Diluted zirconium alloy under the present Registration means a zirconium alloy with an alloy content that is low enough to have greater ductile properties i did allow as the substrate material.
Es wäre schwierig^bei der kommerziellen Herstellung eine Auskleidung anzustreben, die weniger als 1 % der Dicke des Verbundbehälters ausmacht und mehr als 20 % der Dicke des Verbundbehälters für die Auskleidung bringen keinen weiteren Nutzen. Außerdem bedeuten mehr als 20 % der Dicke des Verbundbehälters eine entsprechende Verminderung der Dicke des Substrates und somit eine mögliche Schwächung des Verbundbehälters.It would be difficult ^ to manufacture a liner commercially aim to be less than 1% of the thickness of the composite container and more than 20% of the thickness of the composite container for the lining bring no further benefit. In addition, more than 20% of the thickness of the composite container means a corresponding one Reduction of the thickness of the substrate and thus a possible weakening of the composite container.
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Die Auskleidung aus der verdünnten Zirkoniumlegierung dient als bevorzugte Reaktionsstelle für die gasförmigen Verunreinigungen und Spaltprodukte, und sie schützt das Substrat vor dem Kontakt und der Umsetzung mit solchen Verunreinigungen und Spaltprodukten und vermindert das Auftreten lokaler Spannungen. The dilute zirconium alloy lining serves as the preferred reaction site for the gaseous contaminants and fission products, and it protects the substrate from contact and reaction with such impurities and fission products and reduces the occurrence of local stresses.
Die verdünnte Zirkoniumlegierung der Auskleidung enthält etwa 0,1 bis etwa 0,5 Gew.-% Niob und vorzugsweise etwa 0,2 bis etwa 0,4 Gew.-% Niob, der Rest ist Zirkonium.The dilute zirconium alloy of the liner contains from about 0.1 to about 0.5 weight percent niobium, and preferably from about 0.2 to about 0.4% by weight niobium, the remainder being zirconium.
Eine verdünnte Zirkoniumlegierung mit etwa 0,1 bis etwa 0,5 Gew.-% Niob weist eine verbesserte Beständigkeit gegenüber Korrosion oder Oxidation bei Kontakt mit heißem Wasser und Dampf auf, verglichen mit nicht-legiertem Zirkonium. Verdünnte Zirkoniumlegierungen mit weniger als etwa 0,1 Gew.-% Niob zeigen keine merkliche Zunahme in der Korrosionsbeständigkeit und sie sind bei der kommerziellen Herstellung schwer zu erhalten. A dilute zirconium alloy at about 0.1 to about 0.5 Weight% niobium exhibits improved resistance to corrosion or oxidation upon contact with hot water and Steam up compared to non-alloy zirconium. Dilute zirconium alloys with less than about 0.1 weight percent niobium show no appreciable increase in corrosion resistance and are difficult to obtain from commercial production.
Niob ist in Zirkonium im Bereich von etwa 0,1 bis 0,5 Gew.-% löslich. Obwohl dadurch eine gewisse Verstärkung aufgrund der Ausbildung der festen Lösung auftritt, ist die Menge des Niobs doch ausreichend gering, um die verdünnte Zirkoniumlegierung einem Versagen des Brennstoffstabes aufgrund einer Wechselwirkung zwischen Pellet und Umhüllung widerstehen zu lassen.Niobium is in the range of about 0.1 to 0.5 wt% in zirconium soluble. Although this results in some reinforcement due to the formation of the solid solution, the amount of niobium is yet sufficiently small to prevent the diluted zirconium alloy from failure of the fuel rod due to interaction to be resisted between the pellet and the casing.
Oberhalb von etwa 0,5 Gew.-% bildet das Niob Ausfällungen, die die Festigkeit der Zirkoniumlegierung erhöhen und deren Duktilität oder Plastizität merklich vermindern. Eine obere Grenze von etwa 0,5 Gew.-% ist daher bevorzugt, um sicherzustellen, daß die verdünnte. Zirkoniumlegierung sehr duktil und beständig gegenüber Strahlungshärtung bleibt, so daß die Auskleidung aus der verdünnten Zirkoniumlegierung auch nach längerer Bestrahlung die erwünschten strukturellen Eigenschaften beibehält, wie Streckgrenze und Härte, und dies bei Werten,Above about 0.5% by weight, the niobium forms precipitates, which increase the strength of the zirconium alloy and their Significantly reduce ductility or plasticity. An upper limit of about 0.5% by weight is therefore preferred to ensure that the diluted. Zirconium alloy remains very ductile and resistant to radiation hardening, so that the lining the desired structural properties from the diluted zirconium alloy even after prolonged irradiation retains, such as yield strength and hardness, and this at values
"Καίε beträchtlich geringer sind als die üblicher Zirkoniumlegierungen. Tatsächlich härtet die Auskleidung aus der verdünnten Zirkoniumlegierung nicht so viel, wie übliche Zirkcniuralegierungen, wenn diese Strahlung ausgesetzt werden, und diese Eigenschaft gestattet es der Auskleidung aus der verdünnten Zirkoniumlegierung zusammen mit ihrer von Anfang an geringen Streckgrenze sich plastisch zu deformieren und durch Pellets induzierte .Spannungen in der Umhüllung abzubauen. Solche Spannungen können zum Beispiel durch Quellen der Pellets aus Kernbrennstoff bei den Reaktorbetriebsbedingungen (300 350^C) auftreten,· durch die das Pellet in Berührung mit der Umhüllung kommt."Καίε are considerably lower than the usual zirconium alloys. In fact, the diluted zirconium alloy lining does not harden as much as common zirconium alloys, when exposed to this radiation, and this property allows the lining out of the thinned Zirconium alloy along with theirs from the start low yield strength to deform plastically and to reduce stresses in the casing induced by pellets. Such stresses can be caused, for example, by swelling of the pellets from nuclear fuel at the reactor operating conditions (300 350 ^ C) occur through which the pellet comes into contact with the casing.
Eine Auskleidung aus einer verdünnten Zirkoniumlegierung, die etwa 0,2 bis etwa 0,4 Gew.-% Niob enthält, ist besonders be-. vorzugt, da eine Zirkoniumlegierung in diesem Bereich eine bevorzugte Korabination von Korrosionsbeständigkeit und Duktilität aufweist. Unterhalb von 0,2 % Niob im Zirkonium beginnt, die .Korrosionsbeständigkeit sich dem Wert von Zirkon ium schwamm anzunähern. Es ist besonders bevorzugt, daß die Auskleidung maximal 0,4 Gew.-% Niob enthält, um sicherzustellen, daß diese Legierung nicht außerhalb des Bereiches der festen Löslichkeit von Nj ob in Zirkonium liegt, unabhängig von der thermischen Beanspruchung, der der Brennstoffstab während längerer Zeitdauer ausgesetzt ist, um so,...eine fortgesetzte Duktilität sicherzustellen. \ BAD A liner made from a dilute zirconium alloy containing from about 0.2 to about 0.4 weight percent niobium is particularly useful. preferred, since a zirconium alloy has a preferred combination of corrosion resistance and ductility in this area. Below 0.2% niobium in the zirconium, the corrosion resistance begins to approach the value of zirconium sponge. It is particularly preferred that the lining contain a maximum of 0.4% by weight niobium to ensure that this alloy does not fall outside the range of solid solubility of Nj ob in zirconium, regardless of the thermal stress that the fuel rod is subjected to for long periods of time Period of time so as to ensure continued ductility. \ BAD
Die Auskleidung aus der verdünnten Zirkoniumlegierung, die etwa 0,1 bis et v/a 0,5 und vorzugsweise etwa 0,2 bis etwa 0,4 Gew.-* Niob umfaßt, und die eine Dicke von etwa 1 bis 20 % und vorzugsweise von etwa 5 bis 15 % der Dicke des Verbundbehälters hat, und die mit einem Substrat, aus einer üblichen Zirkoniumlegierung verLu-,Jen .L st, sorgt für oine Spannur.gsverrninderurig bei Verbesse: ung der Korrosionsbeständigkeit, insbesondere der Beständigkeit gegenüber Oxidation durch heißes Wasser und Dampf im Falle eines Bruches der Umhüllung.The lining made of the diluted zirconium alloy, which is about 0.1 to et v / a 0.5 and preferably about 0.2 to about 0.4 wt .- * Comprises niobium and which has a thickness of about 1 to 20% and preferably about 5 to 15% of the thickness of the composite container, and those with a substrate made of a conventional zirconium alloy verLu-, Jen .L st, ensures a tension reduction in the event of improvements: the corrosion resistance, especially the resistance against oxidation by hot water and steam in the In the event of a break in the casing.
BAD ORIGINALBATH ORIGINAL
31 \ O ύ ο -43 1 \ O ύ ο -4
Die Reinheit des Zirkon i ummeta lies, das mit dem Niob legiert ist, ist wichtig und dient dazu, der Auskleidung aus der verdünnten Zirkoniumlegierung spezielle Eigenschaften zu verleihen. Im allgemeinen enthält das Zirkoniummetall Verunreinigunger, von mindestens "1000 ppm und weniger als 5000 ppm, vorzugsweise weniger als 4200 ppm (jeweils Gew.-Teile). Von diesen Verunreinigungen kann Sauerstoff bis zu etwa 1000 ppir. vorhanden sein.The purity of the zirconium i ummeta, which is alloyed with the niobium is, is important and serves to give the lining made of the diluted zirconium alloy special properties to lend. In general, the zirconium metal contains impurities, of at least "1000 ppm and less than 5000 ppm, preferably less than 4200 ppm (parts by weight each). Of these impurities, oxygen can be up to about 1000 ppir. to be available.
Der Verbundbehälter des Kernbrennstoffelementes weist eine Auskleidung aus verdünnter Zirkoniumlegierung auf/ die metallurgisch mit dem Substrat verbunden ist. Eine metallo graphische Untersuchung zeigt, daß es ausreichend Querdiffusion zwischen dem Substrat und der Auskleidung gegeben hat, um metallurgische Bindungen zu bilden, daß aber die Querdiffusion nicht ausgereicht hat, um eine merkliche Legierung des Substrates mit der Ajskleidung aus der verdünnten Zirkoniumlegierung zu bewirken.The composite container of the nuclear fuel assembly has a liner of diluted zirconium alloy on / which is metallurgically bonded to the substrate. A metallographic study shows that there is sufficient transverse diffusion between the Has given substrate and the lining to form metallurgical bonds, but that the transverse diffusion is insufficient has to be a noticeable alloy of the substrate with the Ajsklenung to effect from the diluted zirconium alloy.
Zu den üblichen Zirkoniumlegierungen, die als Substrate brauchbar sind, gehören Zircaloy-2 und Zircaloy-4. Zir=aloy-2 enthält etwa 1, Ge-v.·.-% Zinn, 3,12 Gew.-% Eisen, 0,09 Gew.-% Chro- und 0,005 Gew.-t Nickel. Zircaioy-2 wird in Wasser-gekühlten Reaktoren viel benutzt. Zircaicy-4 enthält weniger Nickel als Zircaloy-2 aber ■ etwas mehr Eisen als dieses.Common zirconium alloys that are useful as substrates include Zircaloy-2 and Zircaloy-4. Zir = aloy-2 contains about 1, % By weight of tin, 3.12% by weight of iron, 0.09% by weight of chromium and 0.005% by weight of tin Nickel. Zircaioy-2 is widely used in water-cooled reactors. Zircaicy-4 contains less nickel than Zircaloy-2 but ■ slightly more iron than this.
Der für die Kernbrennstoffelemente benutzte Verbundbehälter kann nach-einem der folgenden Verfahren hergestellt werden:The composite container used for the nuclear fuel elements can be produced by one of the following processes:
BAD ORIGINALBATH ORIGINAL
Nach einem Verfahren wird ein Rohr aus dem Material der Auskleidung, d. h. aus der verdünnten Zirkoniumlegierung in einen Hohlknüppelaus dem Material eingeführt, der für das Substrat ausgewählt ist. Dann unterwirft man diese beiden Teile einer Explosionsverbindung des Rohres nit dem Knüppel. Danach wird der Verbund- . körper bei Temperaturen von etwa 540 bis etwa 760 C stranggecreßt und der stranaaeoreßte Verbundkörper einer üblicher. Rohr-Verengung unterwerfen, bis die erwünschte Größe der Umhüllung erhalten ist. Dio relative Wandstärke des Hohiknüppels und der Aus>: leid jric; a:s der verdünnten Zirkor.iu-leoierur.n werden se aus--According to one method, a pipe is made from the material of the lining, d. H. from the thinned zirconium alloy into a hollow billet introduced into the material selected for the substrate. Then these two parts are subjected to an explosion combination the reed with the stick. Then the composite. body extruded at temperatures of around 540 to around 760 C. and the stranaore-strongest composite is a common one. Constriction of the pipe subject until the desired size of the envelope is obtained. The relative wall thickness of the Hohiknüppels and the From>: sorry jric; a: s of the diluted Zirkor.iu-leoierur.n become se from--
IOIO Λ -Λ -
gewählt, daß man die erwünschten Dicken für das fertige Behälterrohr erhält.chosen that one has the desired thicknesses for the finished container tube receives.
Bei einem anderen Verfahren wird ein Rohr aus dem Auskleidungsmaterial, der verdünnten Zirkoniumlegierung, in einen HchlKnüppel aus dem Material eingesetzt, das für das Substrat ausgewählt ist. Dann unterwirft man beides einem Erhitzen, wie für 8 Stunden auf 75O°C unter Druckspannung, um einen guten Kontakt von Metall zu Metall sicherzustellen und ein Diffusionsverbinden zwischen Rohr und Knüppel zu bewirken. Der durch Diffusionsverbindung erhaltene Verbundkörper wird dann in üblicher Weise stranggepreßt und der stranggepreßte Verbundkörper wird dem üblichen Rohrverengen unterworfen, bis die gewünschte Größe des Behälters erhalten ist.Another method is to make a pipe from the lining material, of the thinned zirconium alloy, into a stick used from the material selected for the substrate. Then both are subjected to heating, as for 8 hours to 750 ° C under compressive stress to ensure good metal-to-metal contact and diffusion bonding to effect between pipe and billet. The one by diffusion bonding The composite body obtained is then extruded in the usual manner and the extruded composite body becomes the usual one Subjected pipe narrowing until the desired size of the container is obtained.
Bei einem weiteren Verfahren wird ein Rohr aus dem Auskleidungsmaterial, der verdünnten Zirkoniumlegierung, in einen Hohiknüppel des Materials eingeführt, das für das Substrat ausgewählt ist, und beides wird unter Anwendung der üblichen RohrstrangpreE-technik, wie oben beschrieben, stranggepreßt. Der stranggepre£te Verbundkörper wird dem üblichen Rohrverengen unterwerf er., bis die erwünschte Größe der Umhüllung erhalten ist.In another method, a pipe is made from the lining material, the diluted zirconium alloy, into a stick of the material selected for the substrate, and both are introduced using standard tubing extrusion technology, as described above, extruded. The extruded one The composite body is subjected to the usual pipe constriction., Up to the desired size of the envelope is obtained.
Die vorgenannten Verfahren zum Herstellen des Verbundbehälters der vorliegenden Erfindung sind wirtschaftlich gegenüber anderen Verfahren, die beim Herstellen von Umhüllungen benutzt werden, wie das Elektroplattieren oder das Vakuumbedampfen.The aforementioned methods of making the composite container of the present invention are economical over others Processes used in the manufacture of enclosures, such as electroplating or vacuum evaporation.
Ein Kernbrennstoffelement kann hergestellt werden, indem man einen Verbundbehälter nach der vorliegenden Erfindung, der an einem Ende offen ist, mit Kernbrennstoffmaterial, soweit füllt, daß an dem offenen Ende ein Hohlraum bleibt, man in dieser. Hohlraum die Einrichtung zur. Festhalten des Kernbrennstoffes einführt und das offene Ende des Behälters verschließt, wobei der Hohlraum in Verbindung mit dem Kernbrennstoff steht und danr. das Ende des Behälters so mit dem Verschluß verbindet, daß dieses Ende abgedichtet ist.A nuclear fuel assembly can be manufactured by a composite container according to the present invention, which is open at one end, with nuclear fuel material, as far as it is filled, that a cavity remains at the open end, one in this. cavity the facility to. Holding the nuclear fuel introduces and closes the open end of the container, the Cavity is in connection with the nuclear fuel and danr. connects the end of the container to the closure so that that end is sealed.
Die vorliegende Erfindung hat mehrere Vorteile, die eine lange Betriebsdauer des Brennstoffelementes fördern, einschließlich der Verminderung der .chemischen Wechselwirkung mit der Umhüllung, der Minimalisierung lokaler Spannungen am Substratteil der Umhüllung aus der Zirkoniumlegierung, der Minimalisierung der Spannungskorrosion des Substratteiles der Umhüllung und die Verminderung der Wahrscheinlichkeit, daß ein Abspalten oder Reißen in dem aus Zirkoniumlegierung bestehenden Substrat auftritt.The present invention has several advantages that promote long fuel element service life, including the reduction of the chemical interaction with the coating, the minimization of local stresses on the substrate part of the envelope from the zirconium alloy, the minimization of the stress corrosion of the substrate part of the cladding and the reduction the likelihood that chipping or cracking will occur in the zirconium alloy substrate.
Zusätzlich zur Minimal isieri^ng von Spannung und Spannungskorrosion des Substrates ist die Auskleidung aus der verdünnten.Zirkoniumlegierung auch beständig gegenüber Oxidation durch Dampf und heißes Wasser für den Fall, daß ein Bruch in der Umhüllung auftritt, während nicht-legiertes Zirkonium unter solchen Bedingungen rasch oxidiert. Die verdünnte Zirkoniumlegierung hat eine Plastizität, die ähnlich der von nicht-legiertem Zirkonium ist, und bietet also dessen Nutzen, während sie gleichzeitig die genannte verbesserte Korrosionsbeständickeit aufweist.In addition to minimizing stress and stress corrosion of the substrate is the lining made of the thinned zirconium alloy also resistant to oxidation by steam and hot water in the event of a break in the casing occurs while non-alloy zirconium occurs under such conditions rapidly oxidized. The diluted zirconium alloy has a plasticity similar to that of non-alloyed zirconium, and thus offers its benefits while at the same time exhibiting the aforementioned improved corrosion resistance.
Eine wichtige Eigenschaft des Verbundbehälters nach der vorliegenden Erfindung ist die, daß die vorgenannten Verbesserungen erzielt werden, ohne daß eine nennenswerte zusätzliche Neutronenabsorption in Kauf zu nehmen ist. Ein solcher Verbundbehälter ist für Kernreaktoren gut akzeptierbar, da die Umhüllung während eines Unfalls, "der mit Kühlmittelausfall oder dem Fallenlassen eines Steuerstabes verbunden ist, kein Eutektikum bilden würde. Weiter hat der Verbundbehälter eine sehr wenig eingeschränkte Wärmeübertragung, da es keine thermische Barriere für die Wärme gibt, wie sie auftritt, wenn eine separate Folie oder Auskleidung in das Brennstoffelement eingeführt wird. Auch kann der Verbundbehälter nach der vorliegenden Erfindung während der verschiedenen Stufen der Herstellung und des Betriebes mittels zerstörungsfreier Testverfahren untersucht werden.An important property of the compound container according to the present invention The invention is that the aforementioned improvements are achieved without significant additional neutron absorption is to be accepted. Such a composite container is well acceptable for nuclear reactors, as the cladding during an accident, "the one with a coolant failure or being dropped connected to a control rod would not form a eutectic. Further, the composite container has very little restriction Heat transfer as there is no thermal barrier to heat like there is when using a separate film or liner is inserted into the fuel element. The compound container according to the present invention can also be used during the various stages of production and operation are examined using non-destructive testing methods.
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