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JP3510211B2 - 加圧水炉の燃料棒用の被覆管およびその被覆管の製造方法 - Google Patents

加圧水炉の燃料棒用の被覆管およびその被覆管の製造方法

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JP3510211B2
JP3510211B2 JP2000608388A JP2000608388A JP3510211B2 JP 3510211 B2 JP3510211 B2 JP 3510211B2 JP 2000608388 A JP2000608388 A JP 2000608388A JP 2000608388 A JP2000608388 A JP 2000608388A JP 3510211 B2 JP3510211 B2 JP 3510211B2
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zirconium alloy
cladding tube
zirconium
cladding
alloy
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    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • G21C3/07Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Powder Metallurgy (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
  • Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】本発明は、燃料ペレットから成る柱状体を
取囲む気密な多層の被覆管から成る加圧水炉の燃料棒用
の被覆管およびその被覆管の製造方法に関する。
【0002】図1には、頭部1と、脚部2と、スペーサ
3,4とを備え、これらが案内管5に固定され、これに
よって側方を開口したスケルトンが形成され、このスケ
ルトン内に燃料棒6が挿入されているこの種の燃料要素
が示されている。運転中、冷却水は下から上へ燃料要素
を通って流れ、同様に燃料棒間の隙間から側方へ隣接す
る燃料要素内へ流入する。さらに、図1において、燃料
要素の上側部分のスペーサ4間に、流れ案内羽根の支持
体として作用する補助混合格子7が設けられている。流
れ案内羽根は燃料要素の上側部分のスペーサ4の少なく
とも上面に設けられ、冷却水の乱流混合および燃料棒へ
の冷却水の押し寄せを達成する。
【0003】同様な羽根は例えばドイツ特許出願公開第
1564697号明細書に記載されており、図2に示さ
れている。しかしながら、(例えば互いに溶接されたス
リーブから成る)他のスペーサならびに流れ案内羽根
の他の形状も可能であり、その場合隣接する燃料棒間の
隙間内に異なった個数の混合翼を設けることもできる。
【0004】加圧水炉においては燃料棒の外面では液状
冷却水の僅かな部分のみ(通常高々5%)しか蒸発せ
ず、むしろ燃料内に核分裂によって発生した熱が主とし
て対流搬出によって高圧状態に保持されている高温水か
ら排出される。それとは異なり、沸騰水炉は低い圧力お
よび低い温度で運転され、燃料棒からの熱は少なくとも
燃料要素の上側部分において主として2相混合物内への
恒温蒸発によって搬出される。その場合には生成した蒸
気を排出する必要がある。従って、燃料要素は燃料要素
ボックスによって側方から取囲まれる。
【0005】沸騰水炉の技術と加圧水炉の技術とは異な
った方向へ開発されている。設備保護のためにおよび同
じような理由から、加圧水には例えば水酸化リチウムお
よび類似の添加物が添加される。これらは沸騰水には適
用可能ではなく、種々の水化学(例えば種々の酸素濃
度)を生じる。燃料要素内の燃料棒のサイズおよび個
数、ならびに原子炉炉心内への制御棒の配置は同様に異
なっている。冷却水の温度および圧力の相違は、被覆管
に種々異なった荷重をもたらし、燃料の特性を異なら
せ、特に、原子炉炉心がフィードバックを備えた制御技
術的な全体システムとして考慮される場合には原子炉炉
心の時定数を異ならせる。
【0006】種々異なったこの制御技術的な特性によっ
て、加圧水炉の出力が非常に緩慢に変化し、すなわち加
圧水炉は殆ど見た限りでは定常的に運転され、特にベー
ス負荷に対処するのに適している。原子炉に接続された
需要家のピーク負荷に対処するには、出力が例えば著し
く急速かつランプ状に増大する沸騰水炉が特に適してい
る。そのために、被覆管の外面は種々異なった水化学お
よび運転温度に応じて別の化学的な負荷に曝され(例え
ば沸騰水炉内の結節状腐食および加圧水炉内の一様な腐
食)、種々の運転圧力が維持されねばならない。被覆管
の内面も種々異なった荷重を受ける。
【0007】これによって、沸騰水炉の被覆管は通常加
圧水炉の被覆管(この被覆管用としてジルカロイ−4が
開発されている)とは異なった合金(つまりジルカロイ
−2)から構成されている。高温原子炉の圧力管用とし
ては2.5%のニオブを有するジルコニウム合金が知ら
れており、この合金はロシアの軽水炉において使用され
ている。
【0008】表1には原子力産業用の技術的に可能な純
度のジルコニウムの規格化された組成(いわゆる“ジル
コニウムスポンジ”は“スポンジ”で、“ジルカロイ−
2”は“Zry−2”で、“ジルカロイ−4”は“Zr
y−4”で、“ジルコニウム−ニオブ”は“Zr/N
b”で)が示されている。酸素不純物がジルコニウムへ
の硬化作用のために所望され、従って合金化される場
合、酸素は多量の許容可能な不純物として示されてい
る。
【0009】ウラン及び/又はプルトニウムの分裂可能
なアイソトープを有する多量の燃料ペレット、従って燃
料の利用可能な大容量エネルギー(いわゆる“燃焼”)
が利用される場合、燃料要素はその被覆管が長い有効寿
命を有するという要求に耐えられる場合には炉心内に長
時間に亘って置かれる。これは加圧水炉の燃料要素にお
いては、被覆管の外面が加圧水によって生ぜしめられる
一様な腐食に対して耐性を有しなければならず、長い有
効寿命の経過中にも高い圧力によって燃料が押圧されて
損害を被ってはならないことを意味している。従って、
加圧水炉において長い有効寿命を有するという要求を満
たす被覆管を開発する際、管全体の機械的安定性および
一様な腐食に対する外面の耐性が特に注意されねばなら
ない。
【0010】この条件は、ヨーロッパ特許第04982
59号明細書に記載されている単層被覆管によって充分
に満たされる。この被覆管は一般的な例では0.8〜
1.7%のSnと、0.07〜0.5%のFeと、0.
05〜0.35%のCrと、0.07〜0.2%のO
と、約0.015%までのSiと、最大0.1%までの
Niとを有するジルコニウムから構成されている。その
場合、ジルコニウム内に実質的に溶解せず金属間化合物
(“二次相”)として析出する金属のFe、Cr、Ni
が約0.1〜0.3μの平均粒子サイズを有しているこ
とは特に重要であることが判明している。この粒子サイ
ズは、合金が先ず析出物の溶解温度(いわゆる“溶体化
処理”)にもたらされ、その後急速に冷却された(いわ
ゆる“焼入れ”)後に、合金の熱処理によって調整され
る。二次析出物のその際に生成したサイズおよび分布は
“粒子成長パラメータ”として算出され、実際の製造に
おいては累積された“標準化焼きなまし時間”Aによっ
て調整される。
【0011】 A=Σti × exp(Q/Ti) 但し、Tiは製造ステップiにおける温度(ケルビ
ン)、tiはこの製造ステップの時間、Qは活性化エネ
ルギーである。値QはQ=40.000ケルビンであ
る。
【0012】図3は、約300℃の運転温度の際の加圧
水炉におけるジルカロイ−4製被覆管の表面の一様な酸
化膜の日常的な成長と、被覆管の製造時に使用された標
準化焼きなまし時間Aとの関係を示す。一般的に加圧水
炉用としては、2×10-18〜50×10-18時間の標準
化焼きなまし時間がヨーロッパ特許第0498259号
明細書に記載されているようなこの種のジルカロイ状合
金に好都合であると見なせる(ガルザローリ他著“原子
力産業におけるジルコニウム;第8回国際シンポジウ
ム、米国のフィラデルフィア、1989年(ASTM
特殊技術刊行物1023)第202頁〜第212頁参
照)。このように大きな焼きなまし時間は、しかしなが
ら、被覆管の機械的安定性を高めるために、高温度の際
にも同様に大きな粒子に成長する合金粒子を、冷間加工
法を用いたピルガー法によって冷間加工法により砕いて
小さな粒子にするという専門家の努力と衝突する。とい
うのは、微細な粒子は高い延性と共に高い安定性を生じ
るかである。それゆえ、上述の特許明細書によれば、焼
入れされた材料が押出し成形されて管素材を形成する前
に先ず高温度で鍛造され、その後引続いて行なわれるピ
ルガー法において適度の中間焼きなましで冷間加工され
ることによって、高い標準化焼きなまし時間が達成され
る。
【0013】別の方法は、別のジルコニウム合金から成
る薄い外側保護膜と比較的厚いマトリックス膜とからい
わゆる”二重管“として構成された複合管である。マト
リックスは必要な機械的安定性を保証し、一方外側保護
膜は加圧水炉を脅かす一様な腐食に対して耐性を有して
いる。かかる二重管はヨーロッパ特許第0212351
号明細書に記載されており、外側保護膜用として、0.
1〜1%のVと1%までのFeとが合金添加物として使
用されている。ヨーロッパ特許第0301395号明細
書には、外側合金が0.2〜3%のNb及び/又は0.
4〜4%のFe,Cr,Ni,Snの全含有量(残り:
技術的に可能な純度のジルコニウム)を含む二重管が記
載されている。ヨーロッパ特許第0630514号明細
書から、ジルカロイ−マトリックス用のこの種の外側膜
は、個々の合金添加物に対して決められた制限が守られ
ている限り、特に錫含有量がジルカロイの錫含有量以下
である限り、同様にFe,Cr,Ni,Snを大きな全
含有量で含むことができることが知られている。上述の
被覆管は加圧水炉の運転条件下でも役立っており、得よ
うとした高い有効寿命を可能にする。
【0014】図3のダイヤグラムは沸騰水炉の場合とは
全く異なっている。沸騰水炉においては、低い運転温度
のために一様な腐食は殆ど発生しないが、しかしながら
酸化物のいぼ状突起が生じる。ここでは大きな二次析出
物がいぼ状突起として作用しないが、しかしながらこの
いぼ状突起は、材料が二次相を微細に分散させ、特に低
い標準化焼きなまし時間で処理される場合に回避され
る。しかしながら、沸騰水炉の燃料棒の被覆管は、管内
面から出発し応力腐食割れに由来する腐食損傷をしばし
ば示す。このような損傷は、ジルカロイから成るマトリ
ックスが技術的に可能な純度のジルコニウム(すなわち
軟らかいが腐食し易い材料)から成る保護膜を内面に有
する複合管によって最少にされる。しかしながら、その
場合、純粋ジルコニウムの腐食し易さは欠点である。と
いうのは、稀な事例であるが管内の僅かな損傷によって
水が沸騰水炉から被覆管の内部へ流入し、その後腐食が
発生して亀裂を広げ、この亀裂によって、原子炉の水が
局部的に制限された損傷を有する多数の燃料棒による場
合よりも著しく強く汚染されるからである。それゆえ、
純粋ジルコニウムから成る保護膜の代わりにしばしば、
ジルコニウムが1%までの他の合金添加物を含む保護膜
が使用されている。すなわち、ヨーロッパ特許第072
6966号明細書にはジルカロイから成る厚いマトリッ
クス膜を備えた被覆管が記載されている。このマトリッ
クス膜においては、二次析出物が0.03〜0.1μの
粒子サイズを有している。マトリックス膜の内面には
0.2〜0.8%の鉄を持つジルコニウムから成る内張
りが冶金によって結合されている。
【0015】この複合管は沸騰水炉においては特に有利
である。何故ならば、外面での二次析出物が小さなサイ
ズであることによって特に小さなA値が必要とされ、こ
の小さなA値は保護膜の相応する合金において被覆管内
面上に同様に二次析出物および粒子の僅かな成長しか惹
き起さず、それにより内面が、腐食に対して良好に保護
されると共に、Feの二次析出物のために過度の分散硬
化を受けないので軟らかく保たれるからである。
【0016】沸騰水炉用に設計されたこの種の被覆管は
しかしながら加圧水炉用には全く適していない。という
のは、外面における二次析出物の僅かなサイズは一様な
腐食を加速させ、短い有効寿命の経過後に被覆管の交換
を余儀なくさせるからである。他方では、内張りは加圧
水炉の従来の運転条件の場合にも必要とされない。とい
うのは、今までは内面から出発する損傷(応力腐食割
れ)は観察されなかったからである。さらに、加圧水炉
の出力は、沸騰水炉においては通常に生じているような
ランプ状に急速に変化しない。寧ろ、出力が緩慢に変化
するという加圧水炉の制御技術的な条件が必要であり、
その場合制御装置には、被覆管が許容できないほど荷重
をかけられるべきではないことも考慮されている変化速
度が予め設定される。
【0017】燃料が非常に豊富にあり有効寿命が長い場
合、燃料自身の特性も考慮されねばならない。崩壊の際
には多数のガス状分裂生成物が生成されるので、燃料が
膨張し、これによって被覆管を拡大させる体積増大が生
じる。被覆管は時間の経過と共に(特に加圧水炉の高い
圧力下で)圧縮され、燃料へ向かって徐々に収縮する。
低い原子炉出力の際に既に被覆管の内面に接触している
燃料が、沸騰水炉においては通常に生じる急速な出力増
大によって急速に加熱されると、その熱膨張が被覆管の
付加的な荷重になる。構造的な観点において、この荷重
は、少なくとも燃料棒の上側端部にガス集合室が設けら
れ、被覆管と燃料ペレットとの間に隙間が自由に残さ
れ、燃料要素が(例えばスペーサおよび場合によっては
中間格子に設けられている上述の流れ案内羽根によっ
て)有効かつ急速に冷却される限りは考慮に入れられ
る。加圧水炉の出力制御の際、この荷重は従来では重要
視されていなかった。というのは、制御技術的には出力
の変化速度を制限する方が確実であると見なされていた
からである。
【0018】本発明の課題は、一方では原子炉内に充分
長く置くことができ、他方では加圧水炉のフレキシブル
な運転を、特に原子炉に接続された需要家もしくはエネ
ルギー供給系統の必要なピークに対処するために加圧水
炉の使用を可能にする燃料要素を提供することにある。
【0019】本発明は、出力制御における制御技術的な
制限が加圧水炉の出力の従来よりも強い変化速度を可能
にするという認識に基づいている。これによって、燃料
要素が急激な負荷変化の際に発生する荷重を維持する場
合、フレキシブルな運転が可能になる。
【0020】課題を解決するために、本発明は、制御棒
の案内管から成る側方を開口したスケルトンを用いる。
案内管にはスペーサと燃料要素の頭部および燃料要素の
脚部とが固定される。スケルトン内には、それぞれ燃料
ペレットから成る柱状体を気密に包囲する被覆管が挿入
される。少なくとも数個の被覆管はそれぞれ多層の壁を
有する。壁の中心部には、本発明により、強く合金化さ
れた第1のジルコニウム合金から成る機械的に安定なマ
トリックスが設けられ、第1のジルコニウム合金には弱
く合金化された第2のジルコニウム合金から成る薄い保
護膜が冶金によって結合される。この保護膜はマトリッ
クスの燃料ペレット側の内面に設けられる。両ジルコニ
ウム合金が、異なった標準化焼きなまし時間を持つ温度
処理によって異なった平均サイズに成長する二次相の析
出物を有すると好ましい。
【0021】本発明は、特に燃料要素の上側部分におい
て少なくともスペーサが加圧水の流れとは反対側で、加
圧水を混合するための流れ案内羽根を担持している場合
には、燃料要素のこの構成が全負荷または部分負荷時で
の長時間運転の全ての水力学的および冷却技術的な要求
を満たすことに基づいている。特に被覆管が高圧力のガ
スを充填され、少なくとも上側端部にガス集合室(”プ
レナム“)を有し、被覆管内面に対して環状隙間を有す
るペレットを挿入されている場合には、燃料棒の構成も
この要求を満たす。
【0022】さらに、本発明は、マトリックスがヨーロ
ッパ特許第0498259号明細書に記載されている特
徴を有する場合に、このマトリックスが全負荷での長時
間運転に対しても充分な耐食性を有することも考慮に入
れている。場合によっては、マトリックスを囲んで被覆
管の外面にも、上述のヨーロッパ特許第0212351
号、第0301295号または第0630514号明細
書に記載されているような別の保護膜を結合できる。
【0023】ジルカロイに似たジルコニウム合金(1〜
1.8重量%のSnと、0.2〜0.6重量%のFe
と、0.3重量%までのCrと、残りとして場合によっ
ては2.0%までの酸素含有量を有する技術的に可能な
純度のジルコニウムとから成る)から成るこの種のマト
リックスは、(2〜80)×10-18時間の標準化焼き
なまし時間Aで処理される場合には、最良に所望の特性
を発揮する。
【0024】所望の特性を有するマトリックスの他の優
れた例は0.8〜2,8%のニオブ(場合によっては
2,7%までの別の添加物、および残りとして場合によ
っては2.0%までの酸素を含む技術的に可能な純度の
ジルコニウム)を有するジルコニウム合金である。その
際、別の添加物の量がニオブの量以下であると好まし
い。ニオブを含有するこのようなジルコニウム合金は著
しく僅かな標準化焼きなまし時間A、特に0.5×10
-18h以下の標準化焼きなまし時間Aで処理される場合
には最も良好な特性を発揮する。
【0025】確かにこの合金の機械的安定性は、この合
金が長時間に亘って上述の環状隙間を保証し、被覆管が
燃料へ向かって収縮するのを防止できるほど大きくはな
い。この合金は、被覆管が長時間の有効寿命の経過中に
燃料の体積成長により再び大きくなることに耐えられ
る。この合金は、出力が最大値以下へ短時間で相当低下
し、直に再び最大値へ増大するような負荷変化にも耐え
られる。
【0026】出力制御のためにはしかしながら変化速度
が好ましくないケースにも適合しなければならない。こ
のケースは、原子炉運転時に多数回の負荷変化が起り、
その後長時間に亘って、燃料が熱によって収縮しこれに
より燃料への被覆管の新規な収縮が起る部分負荷運転が
行なわれる場合である。その後、原子炉が急速に再び出
力を増大させ、燃料が再び熱によって膨張する場合に、
突然の荷重が生じる。これは被覆管の特に高い延性を必
要とするが、この延性は望ましくない急速な収縮を助長
させる。
【0027】さらに、原子炉が、部分的に原子炉炉心内
へ浸漬された制御要素を用いて部分負荷で運転されてい
る状態から、制御要素の引出しによって出力を増大させ
る場合、引出される制御要素に隣接する燃料ペレットが
突然の熱的負荷を受ける。というのは、そのペレットは
今までは制御要素によって高い中性子束から保護されて
いたが、突然にその中性子束に曝されるようになったか
らである。それにより、図4に示されているように最初
は無傷の状態であるペレットが、図5に示されているよ
うに割れて構造変化を生ずる。その際、割れたペレット
からは個々の破片が移動し、被覆管の内面を局部的に押
圧する。それにより、長い期間の経過後に部分負荷は少
なくとも局部的に燃料棒と燃料との間に密接した接触を
生じさせ(”条件の欠落“)、この接触は、燃料が熱に
よって突然の体積変化を起こすと、被覆管内に相当の応
力を生じる。
【0028】被覆管が今までに挙げた合金から構成され
ている場合、それにも拘わらず緩慢な出力増大のみが可
能である。しかしながら、本発明は、上述した応力を、
マトリックスの内面に冶金によって結合され弱く合金化
されたジルコニウムから成る保護膜によって受け止める
ことを意図している。その場合、この保護膜が、0.2
〜0.8重量%の鉄で合金化された技術的に可能な純度
のジルコニウムから構成されていると好ましい。通常、
この第2のジルコニウム合金は0.3重量%以上、好ま
しくは少なくとも0.35%の鉄を含んでいる。好まし
い最高値は0.5%、もしくは何れにしても0.6%以
下である。
【0029】しかしながら、この合金は、二次相の析出
物が(約0.1〜3)×10-18hの標準化焼きなまし
時間に相当する平均サイズを有する場合には、最も良好
な特性を発揮する。
【0030】被覆管の内面におけるZrSe合金のこの
ように小さな二次析出物は冒頭で述べたヨーロッパ特許
第0726966号明細書により知られており、互いに
挿入された2つの管の共押出しによって製作された複合
管素材から製造されるが、しかしながらこの素材の継続
処理によって、焼入れ後に両方の膜が高いA値を得る
(これは保護膜の作用を妨害する)か、又は低いA値を
得る、すなわち外面が同様に微細な二次析出物を有する
ようになる(これは沸騰水炉の要求に一致するが、しか
し加圧水炉にとっては有害である)。
【0031】被覆管の内面および外面における異なった
サイズの析出物は何れにしても”部分焼入れ“(Par
tial Quenching”)として知られている
方法によって作成できる。長い焼きなまし時間によって
比較的大きな二次析出物を既に有している被覆管の場
合、内面は冷却材流によって低い温度に保持され、一方
外面は(例えば誘導によって)短時間で溶解温度へ上昇
する。冷却すると外面には析出物が微細に分散する、す
なわち結局は被覆管内に析出物に関する“冶金学的勾
配”が発生する。しかしながら、この“冶金学的勾配”
によって、外面には内面よりも著しく微細な二次析出物
が出現する、すなわち両方の膜がニオブを含まないZr
Fe合金から構成されている場合には沸騰水炉に適する
分布のみが出現するようになる。
【0032】”部分焼入れ“は費用が掛かるが、しかし
マトリックスがZrNb合金から形成されている場合に
は少なくとも理論的には可能である。
【0033】しかしながら、被覆管内面にZrFeから
成る保護膜を冶金によって結合されているZrNb製マ
トリックスを有する被覆管は、先ず両ジルコニウム合金
が互いに関係なく熱的に処理され、その場合その都度の
溶体化処理が異なった標準化焼きなまし時間Aで行なわ
れることによって製造できる。第1のジルコニウム合金
と少なくとも第2のジルコニウム合金とから多層の複合
管が製造され、その壁の中心部がマトリックスとしての
第1のジルコニウム合金から成る厚い膜を含み、その内
面に第2のジルコニウム合金から成る保護膜が冶金によ
って結合される。その後、両方の膜が溶体化処理を持た
ない実質的に同じ熱的条件下に置かれて、この複合管が
継続処理され、被覆管を完成させる。
【0034】その際、第2のジルコニウム合金の標準化
焼きなまし時間は被覆管の完成まで、第1のジルコニウ
ム合金が被覆管の完成までに要する標準化焼きなまし時
間とは少なくとも80%異なっている。第2のジルコニ
ウム合金が複合管の製造前に0.1×10-18h〜3×
10-18hの標準化焼きなまし時間で処理されると好ま
しく、高々2×10-18h以下の標準化焼きなまし時間
で処理されると有利である。
【0035】何れにしても0.8〜2.8%のニオブを
有するジルコニウム合金が複合管の製造前に保護膜のジ
ルコニウム合金よりも短い標準化焼きなまし時間で処理
されると好ましい。
【0036】しかしながら、保護膜の同一組成および類
似の処理(高々3×10-18h以下、好ましくは2×1
-18h以下の標準化焼きなまし時間)を有する類似の
方法は、1〜1.8%のSnと、0.2〜0.6%のF
eと、0.3%までのCrと(残り:技術的に可能な純
度のジルコニウム)から成るジルコニウム合金がマトリ
ックスとして使用され、このマトリックスが複合管の製
造前に(2〜80)×10-18hの標準化焼きなまし時
間で処理されねばならない場合にも適用できる。
【0037】複合管を継続処理して完成した被覆管を製
造するために加工ステップ(特にピルガー法)が必要で
あり、そのステップ間にその都度中間焼きなましが行な
われる。その際、この継続処理のために最大標準化焼き
なまし時間(例えば3×10-18h)が守られる。2×
10-18h以下の焼きなまし時間も製造技術的に可能で
ある。
【0038】一様な腐食に対して外面の高い保護が望ま
れる場合、複合管の製造時にさらに第3のジルコニウム
合金を第1のジルコニウム合金に冶金によって結合する
こともできる。
【0039】本発明の2つの実施例を多数の図面に基づ
いて詳細に説明する。図1は本発明において用いられて
いるような加圧水炉の燃料要素の構成の一例を概略的に
示す。図2は少なくとも数個のスペーサまたは中間格子
に有利に設けられている案内羽根を示す。図3は加圧水
炉の燃料棒の表面における標準化焼きなまし時間の腐食
率とパラメータAとの関係を示す。図4および図5は出
力のランプ状の増大前および後における新しい燃料ペレ
ットの状態を示す。図6は燃料棒の有利な内部を示す。
図7は優れた第1実施例による被覆管の断面を示す。図
8は2つの実施例においてマトリックスとして使用され
ている合金の相範囲を示す。図9は第1実施例の製造方
法の概略図を示す。図10は優れた第2実施例による被
覆管の断面を示す。図11は第2実施例の製造方法の概
略図を示す。
【0040】図6によれば、燃料棒の被覆管10は上側
端部および下側端部を端部蓋11によってそれぞれ気密
に閉鎖され、上側端部には圧力に応動するばね12が設
けられ、これによって少なくともこの上側端部に適当な
プレナム13が維持されている。燃料ペレット14の柱
状体はその上端部および下端部にそれぞれ例えば酸化ア
ルミニウム又は天然ウラン又は濃縮ウランから構成され
た物体15を含んでいる。この物体15は分裂可能な材
料を実質的に含んでいない。被覆管はペレット14と被
覆管10との間の導電率を高めるために高圧力のガス
(例えばヘリウム)を充填されている。
【0041】この例では燃料棒の下端部における支持体
16が対応するプレナムを形成している。
【0042】被覆管の外径は約9.55mm、その壁厚
は約0.61mmである。図7によれば、被覆管20
は、厚みが被覆管壁の約75〜95%の大きさであるマ
トリックス21から構成されている。このマトリックス
には被覆管の内面において保護膜22が冶金によって結
合されている。さらに、外面にも同様に別の保護膜22
が取付けられていることが示されている。
【0043】表2にはマトリックス21の組成Iに対す
る上限値および下限値が示されている。括弧内に挙げら
れている値は、個々の合金成分の含有量に対する優れた
狭い限界値、もしくは不純物として技術的に可能な純度
のジルコニウム(表1の”スポンジ“参照)内に既に含
まれ−酸素またはシリコンの場合のように−有利な下限
値に対して守られる合金成分の随伴元素に対する特に優
れた限界値をそれぞれ示す。
【0044】優れた実施例において、このマトリックス
21は1.3±0.1%のSnと、0.28±0.04
%のFeと、0.16±0.03%のCrと、0.01
±0.002%のSiと、0.14±0.02%のOと
を含んでいる。析出した二次相のサイズは30×10
-18hに相当する。
【0045】保護膜22は0.4±0.04%のFe
と、ジルコニウムスポンジとから構成されており、析出
サイズはA=1×10-18hによって決められる。
【0046】析出物はこの第2相においては実質的にZ
rFeの金属間化合物から構成され、マトリックスの場
合にはジルコニウムと鉄およびクロムとの混合化合物か
ら構成され、その場合図8のIに、約820℃の温度ま
でこの析出物の二次相γの他にZrSnから成るα相が
存在することが示されている。約820〜960℃の範
囲にはα相の他に同様にZrSnから成るβ相が存在
し、その場合約840℃(溶解温度)で金属間化合物の
γ相が溶解し始める。960℃以上では溶解した析出物
を有するβ相のみが安定している。マトリックスが従っ
てβ範囲(960℃以上の温度)まで加熱され、引続い
て急速に冷却されると、先ずγ相の析出物として鉄成分
が微細分散にて分布している微粒子のα相が現れ、一方
鉄の残りは中程度に安定な過飽和としてα相内に結合し
て残されている。微細分散の析出物は核を形成してい
る。温度が高ければ高いほど、しかもマトリックス材料
がα範囲(820℃以下の温度)で別の温度処理を受け
る期間が長ければ長いほど、この核には過剰な鉄成分が
急速かつ強く付着する。
【0047】被覆管20の製造のために、先ずマトリッ
クス21用として用いられるZrSnFeCrから成る
第1のジルコニウム合金が合金成分を均質化するための
ステップ30aで数回真空下にて再溶解され、ステップ
31aで管素材を加工するのに適する形状に鍛造され、
次のステップ32aでβ範囲の温度(960℃以上)に
よって急速に冷却される(β焼入れ)。それに続いて別
の鍛造(ステップ33)が行なわれ、その場合遅くとも
ステップ34中に第1の管素材Raが製造される。この
ステップ34には、この第1の管素材にパラメータA=
30×10-18hを設定するために、さらに別の焼きな
ましが続く。
【0048】同様にして、保護膜22用として用いられ
る第2のジルコニウム合金(ZrFe)がステップ30
bで同様に再溶解され、ステップ31bでβ範囲(96
0℃以上の温度)に加熱され、ステップ32bで急速に
冷却される。このステップ中に第2の管素材Rbが製造
される。β焼入れ(ステップ32b)の後にこの場合に
は実際上は別の加熱が続けられず、寧ろ形状が互いに整
合する両方の管素材が互いに挿入されて互いに溶接さ
れ、ステップ35で一緒に押出される。この共押出しは
実質的に析出物の成長には寄与せず、それゆえ生成され
た複合管ではマトリックス材料が値A=30×10-18
hを有し、第2のジルコニウム合金が実質的に値A=0
を有している。引続いて数回のピルガーステップ36が
実施され、そのステップの間に短時間の焼きなましが、
冷間加工された材料を回復させ次のピルガーステップの
ために前処理するために、820℃より充分に低い温度
で実施される。最終焼きなまし37によって、複合管を
加工して被覆管を完成させるためにパラメータAがA=
1×10-18hに設定され、すなわちマトリックスの第
1のジルコニウム合金が値A=31×10-18hを有
し、保護膜の第2のジルコニウム合金が値A=1×10
-18hを有するようになる。
【0049】ステップ33,34に対しては範囲A=
(2〜80)×10-18hが守られ、その場合5×10
-18h以上の値が有利である。60×10-18h以上の値
は不必要と思われる高い温度での長い焼きなまし時間を
要することを意味している。ステップ35〜37に対し
ては一般的に2×10-18h以下の値Aが守られる。マ
トリックスの完成したジルコニウム合金に対しては従っ
て値A=(5〜60)×10-18hが有利であり、一方
保護膜の第2のジルコニウム合金に対しては値A=(1
〜3)×10-18hが守られねばならない。
【0050】図10による第2実施例の場合、被覆管4
0は1.0±0.2%のNbと、0.14±0.02%
のOと、残り(技術的に可能な純度のジルコニウム)と
の組成を有するマトリックスから構成され、その場合表
2においてIIにて類似の組成の成分に対する優れた限
界値が示されている。
【0051】図8のIIから、相ダイヤグラムにおいて
この合金が480℃までの温度で安定なα相を示してい
ることが分かる。このα相では、ニオブの約半分が溶解
し、一方その残りはニオブの安定なβ相として析出す
る。580℃で混合相α+βが出現し、この混合相では
実質的に全てのニオブが溶解し、一方960℃以上の温
度ではニオブが完全に溶解したジルコニウムのβ相のみ
が存在する。
【0052】被覆管40の保護膜42における第2のジ
ルコニウム合金は既に述べた優れた第1実施例と同じZ
rFe合金から構成されている。
【0053】被覆管40を製造するために、図9と同様
な概略図が図11に示されている。しかしながら、この
場合には、マトリックスの第1のジルコニウム合金Zr
Nbが真空下での数回の再溶解(ステップ50a)およ
びβ範囲(960℃以上の温度)での鍛造の後に焼入れ
され(ステップ52a)、その場合β焼入れ(ステップ
52a)に続いて重要なパラメータ値Aを持つ温度処理
を行なうことなく、マトリックス材料から成る第1の管
素材Rcが製造される。このようなステップは保護膜の
第2のジルコニウム合金に対しても用いられ、真空中で
の数回の再溶解(ステップ50b)およびβ範囲(ステ
ップ51b)での鍛造でβ焼入れ(ステップ52b)が
約600℃以下、特に580℃以下(α範囲)の温度で
の焼きなましによって除かれる。この場合、第1の管素
材Rcの内部にぴったり入れられる第2の管素材Rdが
製造される。ステップ51a、52aで製造された第1
の管素材Rcに対しては実質的にパラメータ値A=0が
挙げられ、一方ステップ51b、52b、53において
第2の管素材Rdは2×10-18h以下のパラメータ値
で製造される。この実施例においてステップ53ではA
=1×10-18hに設定されている。
【0054】2つの互いに挿入された管素材は互いに溶
接され、一緒に押出され、引続いて数回のピルガーステ
ップにて被覆管の最終寸法にもたらされ(ステップ5
5)(なお、各ピルガーステップの間に回復焼きなまし
が行なわれる)、最終焼きなまし56が行なわれる。ス
テップ54〜56において0.5×10-18h以下のA
が守られ、その場合0.1×10-18h以下の値Aも可
能である(ここでA=0.9×10-18h)。
【0055】0.5×10-18h以下の値A(好ましく
は0.2×10-18h以下、少なくとも0.3×10-18
h以下のA)と同様に、ステップ50a〜52aで、完
成した被覆管においてマトリックス41の第1のジルコ
ニウム合金に対しては0.1×10-18h以下の値A
が、第2のジルコニウム合金に対しては値A=(0.1
〜3)×10-18h、好ましくは(0.2〜1.5)×
10-18hが生じる。
【0056】このようにして製造された被覆管は比較的
強く濃縮された燃料ペレットから成る柱状体と高圧力の
ガスとを充填され、端部蓋によって気密に閉鎖され、上
述したスケルトン内へ挿入される。被覆管は加圧水炉内
で長い有効寿命を可能にする高い燃焼(バーンアップ)
を有する。加圧水炉の運転時に、出力制御時の許容可能
な変化速度がほぼ燃料物理学と原子炉物理学とによって
与えられた時定数に合わせられることが必要である。そ
の場合には、長時間の部分負荷運転後に原子炉出力の増
大時に被覆管に生じる材料損傷を僅かに考えに入れる必
要があるだけである。
【0057】
【表1】
【0058】
【表2】 [図面の簡単な説明]
【図1】本発明において用いられている加圧水の炉燃料
要素の構成の一例を示す概略図
【図2】スペーサに設けられている案内羽根を示す概略
【図3】加圧水炉の燃料棒の表面における標準化焼きな
まし時間の腐食率とパラメータとの関係を示す図
【図4】出力のランプ状の増大前における新しい燃料ペ
レットの状態を示す概略図
【図5】出力のランプ状の増大後における新しい燃料ペ
レットの状態を示す概略図
【図6】燃料棒の有利な内部を示す概略図
【図7】第1実施例による被覆管を示す断面図
【図8】2つの実施例においてマトリックスとして使用
されている合金の相範囲を示す図
【図9】第1実施例の製造方法を示す概略図
【図10】第2実施例による被覆管を示す断面図
【図11】第2実施例の製造方法を示す概略図
【符号の説明】
1 頭部 2 脚部 3,4 スペーサ 5 案内管 6 燃料棒 7 補助混合格子 8 流れ案内羽根 10 被覆管 11 端部蓋 12 ばね 13 プレナム 14 燃料ペレット
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ザイボルト、アンゲリカ ドイツ連邦共和国 デー‐90705 フュ ルト クロナッヒァー シュトラーセ 4 (72)発明者 ルーマン、ハインリッヒ ドイツ連邦共和国 デー‐91074 ヘル ツォーゲンアウラッハ グラツァー シ ュトラーセ 11 (56)参考文献 特開 平5−240978(JP,A) 特開 平7−90521(JP,A) 特開 平7−77590(JP,A) 特開 平8−43567(JP,A) 特開 平8−15469(JP,A) 特開 平7−90522(JP,A) 特表 平8−505225(JP,A) 特表2001−514748(JP,A) (58)調査した分野(Int.Cl.7,DB名) G21C 3/06 G21C 3/07 G21C 3/20

Claims (14)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 燃料ペレットから成る柱状体を充填され
    被覆管が、多層の壁を、 a)壁の中心部に、1.0〜1.8重量%のSnと、
    0.2〜0.6重量%のFeと、0.3重量%までのC
    rと、残りとしての技術的に可能な純度のZrとを含み
    (2〜80)×10-18hの焼きなましパラメータに相
    当するサイズを持つ二次相の析出物を有する第1のジル
    コニウム合金から成るマトリックスが設けられ、 b)マトリックスの燃料ペレット側の内面に、金属合金
    成分として0.2〜0.8重量%のFeと残りとしての
    技術的に可能な純度のZrとを含み(0.1〜3)×1
    -18hの焼きなましパラメータに相当するサイズを持
    つ二次相の析出物を有する第2のジルコニウム合金から
    成る保護膜が冶金によって結合されることによって有す
    ることを特徴とする加圧水炉の燃料棒用の被覆管
  2. 【請求項2】 第2のジルコニウム合金が0.30重量
    %〜0.6重量%のFeを含んでいることを特徴とする
    請求項1記載の被覆管
  3. 【請求項3】 第2のジルコニウム合金が0.40±
    0.04重量%のFeを含んでいることを特徴とする請
    求項2記載の被覆管
  4. 【請求項4】 第1のジルコニウム合金が1.3±0.
    1重量%のSnと、0.28±0.04%重量のFe
    と、0.16±0.03%重量のCrと、残りとしての
    技術的に可能な純度のZrの不純物として0.01±
    0.002%重量のSiおよび0.14±0.02%重
    量のOとを含んでいることを特徴とする請求項1記載の
    被覆管
  5. 【請求項5】 第1のジルコニウム合金における析出物
    のサイズが(30±10)×10-18hの焼きなましパ
    ラメータに相当していることを特徴とする請求項1記載
    被覆管
  6. 【請求項6】 燃料ペレットから成る柱状体を充填され
    被覆管が、多層の壁を、 a)壁の中心部に、0.8〜2.8重量%のニオブと、
    技術的に可能な純度のジルコニウムと、場合によっては
    最大2.7重量%の別の添加物とから構成され0.5×
    10-18h以下の焼きなましパラメータに相当するサイ
    ズを持つ二次相の析出物を有する第1のジルコニウム合
    金から成るマトリックスが設けられ、 b)マトリックスの燃料ペレット側の内面に、金属合金
    成分として0.2〜0.8重量%のFeと残りとしての
    技術的に可能な純度のZrとを含み(0.1〜3)×1
    -18hの焼きなましパラメータに相当するサイズを持
    つ二次相の析出物を有する第2のジルコニウム合金から
    成る保護膜が冶金によって結合されることによって有す
    ことを特徴とする加圧水炉の燃料棒用の被覆管
  7. 【請求項7】 第1のジルコニウム合金における別の添
    加物の量がニオブの量より少ないことを特徴とする請求
    項6記載の被覆管
  8. 【請求項8】 第1のジルコニウム合金において1.0
    ±0.2重量%のニオブと、0.14±0.02重量%
    の酸素と、残りとしての技術的に可能な純度のジルコニ
    ウムとが存在していることを特徴とする請求項7記載の
    被覆管
  9. 【請求項9】 a)第1のジルコニウム合金と第2のジ
    ルコニウム合金とが互いに関係なく熱的に異なって処理
    され、それぞれの溶体化処理が異なった標準化焼きなま
    し時間で行なわれ、 b)第1のジルコニウム合金と少なくとも第2のジルコ
    ニウム合金とから多層の複合管が製造され、その壁の中
    心部がマトリックスとしての第1のジルコニウム合金か
    ら成る膜を含み、その内面に第2のジルコニウム合金か
    ら成る保護膜が冶金によって結合され、 c)両方の膜が溶体化処理を持たない実質的に同じ熱的
    条件下に置かれて、複合管が継続処理され被覆管を完成
    させることを特徴とする請求項1乃至の1つに記載の
    加圧水炉の燃料棒用の被覆管の製造方法。
  10. 【請求項10】 a)第1のジルコニウム合金と第2の
    ジルコニウム合金とが互いに関係なく熱的に異なって処
    理され、それぞれの溶体化処理が異なった標準化焼きな
    まし時間で行なわれ、 b)第1のジルコニウム合金と少なくとも第2のジルコ
    ニウム合金とから多層の複合管が製造され、その壁の中
    心部がマトリックスとしての第1のジルコニウム合金か
    ら成る膜を含み、その内面に第2のジルコニウム合金か
    ら成る保護膜が冶金によって結合され、 c)両方の膜が溶体化処理を持たない実質的に同じ熱的
    条件下に置かれて、複合管が継続処理され被覆管を完成
    させることを特徴とする請求項6乃至8の1つに記載の
    加圧水炉の燃料棒用の被覆管の製造方法
  11. 【請求項11】 第2のジルコニウム合金を熱処理する
    ために、複合管の製造前に2×10-18h以下の焼きな
    ましパラメータが守られることを特徴とする請求項9又
    は10記載の方法。
  12. 【請求項12】 0.8〜2.8重量%のニオブと、残
    りとしての技術的に可能な純度のジルコニウムと、場合
    によっては最大2.7重量%の別の添加物とを含む第1
    のジルコニウム合金が0.5×10-18h以下の焼きな
    ましパラメータに相当する熱処理を受けることを特徴と
    する請求項10記載の方法。
  13. 【請求項13】 1〜1.8重量%のSnと、0.2〜
    0.6重量%のFeと、0.3重量%までのCrと、残
    りとしての技術的に可能な純度のジルコニウムとを含む
    第1のジルコニウム合金が(2〜80)×10-18hの
    焼きなましパラメータに相当する熱処理を受けることを
    特徴とする請求項9記載の方法。
  14. 【請求項14】 複合管が3×10-18h以下の焼きな
    ましパラメータで継続処理され、被覆管を完成させるこ
    とを特徴とする請求項9乃至13の1つに記載の方法。
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Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE10026241B4 (de) * 2000-05-26 2007-06-28 Eckard Steinberg Herstellung eines Hüllrohrs eines Druckwasser-Reaktor-Brennstabs, Hüllrohr und entsprechendes Brennelement
US7290319B2 (en) * 2006-01-11 2007-11-06 General Electric Co. Methods for installing a fuel pellet locking retainer in a nuclear fuel rod
WO2008155947A1 (ja) 2007-06-19 2008-12-24 Sharp Kabushiki Kaisha 受信機及び受信方法
CA2710432C (en) 2007-12-26 2016-04-26 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor, fuel assembly consisting of driver-breeding modules for a nuclear reactor and a fuel cell for a fuel assembly
US8116423B2 (en) 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
SE533124C2 (sv) * 2008-05-28 2010-06-29 Westinghouse Electric Sweden Spridare för kärnbränslestavar
EP3032541B1 (en) 2008-12-25 2019-02-20 Thorium Power, Inc. A fuel element and a method of manufacturing a fuel element for a fuel assembly of a nuclear reactor
WO2011143172A1 (en) 2010-05-11 2011-11-17 Thorium Power, Inc. Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US9406406B2 (en) 2011-12-12 2016-08-02 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Control rod with outer hafnium skin
JP5787741B2 (ja) * 2011-12-19 2015-09-30 原子燃料工業株式会社 沸騰水型軽水炉燃料集合体用ジルコニウム基合金及び沸騰水型軽水炉燃料集合体
KR101604105B1 (ko) * 2015-04-14 2016-03-16 한전원자력연료 주식회사 우수한 내식성 및 크리프 저항성을 갖는 지르코늄 합금과 그 제조방법
KR102322805B1 (ko) * 2020-01-23 2021-11-10 가천대학교 산학협력단 다층구조 핵연료 피복관 제조방법
CN111254315A (zh) * 2020-03-30 2020-06-09 上海核工程研究设计院有限公司 一种耐疖状腐蚀的Zr-Sn-Fe-Cr-O合金及其制备方法

Family Cites Families (33)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3105026A (en) * 1958-08-26 1963-09-24 James J Dickson Fuel elment for nuclear reactors
DE1564697C3 (de) 1966-09-01 1975-09-11 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Durchmischungsfahnen für das flüssige Kühlmittel von Kernreaktoren
SE365333B (ja) * 1972-06-22 1974-03-18 Asea Atom Ab
US4200492A (en) * 1976-09-27 1980-04-29 General Electric Company Nuclear fuel element
SE436078B (sv) 1983-03-30 1984-11-05 Asea Atom Ab Brenslestav for kernreaktor brenslestav for kernreaktor
US4613479A (en) * 1984-03-14 1986-09-23 Westinghouse Electric Corp. Water reactor fuel cladding
US4717534A (en) * 1985-02-19 1988-01-05 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel cladding containing a burnable absorber
US4775508A (en) 1985-03-08 1988-10-04 Westinghouse Electric Corp. Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation
DE3528545A1 (de) 1985-08-08 1987-02-19 Kraftwerk Union Ag Brennstab fuer ein kernreaktorbrennelement
US4751044A (en) * 1985-08-15 1988-06-14 Westinghouse Electric Corp. Composite nuclear fuel cladding tubing and other core internal structures with improved corrosion resistance
ES2023983B3 (es) * 1987-07-21 1992-02-16 Siemens Ag Barra de combustible para un elemento de combustion de reactor nuclear
US4894203A (en) * 1988-02-05 1990-01-16 General Electric Company Nuclear fuel element having oxidation resistant cladding
US4994233A (en) * 1989-01-27 1991-02-19 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod with axial regions of annular and standard fuel pellets
US5194101A (en) * 1990-03-16 1993-03-16 Westinghouse Electric Corp. Zircaloy-4 processing for uniform and nodular corrosion resistance
US5242515A (en) * 1990-03-16 1993-09-07 Westinghouse Electric Corp. Zircaloy-4 alloy having uniform and nodular corrosion resistance
US5265137A (en) * 1990-11-26 1993-11-23 Siemens Power Corporation Wear resistant nuclear fuel assembly components
DE59205799D1 (de) 1991-02-04 1996-05-02 Siemens Ag Strukturteil für ein Kernreaktorbrennelement und Verfahren zum Herstellen dieses Strukturteiles
DE9206038U1 (de) * 1992-02-28 1992-07-16 Siemens AG, 80333 München Werkstoff und Strukturteil aus modifiziertem Zirkaloy
WO1993018520A1 (de) 1992-03-13 1993-09-16 Siemens Aktiengesellschaft Kernreaktor-brennstab mit zweischichtigem hüllrohr
US5247550A (en) * 1992-03-27 1993-09-21 Siemens Power Corporation Corrosion resistant zirconium liner for nuclear fuel rod cladding
SE506174C2 (sv) 1992-12-18 1997-11-17 Asea Atom Ab Metod att framställa kärnbränsleelement
US5285485A (en) * 1993-02-01 1994-02-08 General Electric Company Composite nuclear fuel container and method for producing same
US5618356A (en) * 1993-04-23 1997-04-08 General Electric Company Method of fabricating zircaloy tubing having high resistance to crack propagation
US5437747A (en) * 1993-04-23 1995-08-01 General Electric Company Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation
US5383228A (en) 1993-07-14 1995-01-17 General Electric Company Method for making fuel cladding having zirconium barrier layers and inner liners
US5341407A (en) * 1993-07-14 1994-08-23 General Electric Company Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers
US6572609B1 (en) * 1999-07-14 2003-06-03 Cardiofocus, Inc. Phototherapeutic waveguide apparatus
SE503349C2 (sv) * 1994-09-09 1996-05-28 Asea Atom Ab Kärnbränsleelement innefattande en kapsling med ett yttre skikt av Zr-Sn-Fe-legering
US5699396A (en) * 1994-11-21 1997-12-16 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloy for extended-life fuel cladding
FR2730090B1 (fr) * 1995-01-30 1997-04-04 Framatome Sa Tube en alliage a base de zirconium pour assemblage combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube
US6005906A (en) * 1996-06-12 1999-12-21 Siemens Power Corporation Corrosion and hydride resistant nuclear fuel rod
US5790623A (en) * 1997-03-25 1998-08-04 Siemens Power Corporation Composite cladding for nuclear fuel rods
US5787142A (en) 1997-04-29 1998-07-28 Siemens Power Corporation Pressurized water reactor nuclear fuel assembly

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