CN1516201A - 核反应堆燃料组件的壳管或导管 - Google Patents

核反应堆燃料组件的壳管或导管 Download PDF

Info

Publication number
CN1516201A
CN1516201A CNA011030925A CN01103092A CN1516201A CN 1516201 A CN1516201 A CN 1516201A CN A011030925 A CNA011030925 A CN A011030925A CN 01103092 A CN01103092 A CN 01103092A CN 1516201 A CN1516201 A CN 1516201A
Authority
CN
China
Prior art keywords
less
temperature
ppm
range
conduit
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CNA011030925A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1226751C (zh
Inventor
J-P・马东
J-P·马东
帜商
J·瑟沃纳特
思特
D·查奎思特
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Compagnie Europeenne du Zirconium Cezus SA
Framatome ANP SAS
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Family has litigation
First worldwide family litigation filed litigation Critical https://patents.darts-ip.com/?family=9470418&utm_source=***_patent&utm_medium=platform_link&utm_campaign=public_patent_search&patent=CN1516201(A) "Global patent litigation dataset” by Darts-ip is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Application filed by Compagnie Europeenne du Zirconium Cezus SA, Framatome ANP SAS filed Critical Compagnie Europeenne du Zirconium Cezus SA
Publication of CN1516201A publication Critical patent/CN1516201A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN1226751C publication Critical patent/CN1226751C/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • 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
    • 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
    • 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

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Heat Treatment Of Steel (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Extrusion Of Metal (AREA)
  • Heat Treatment Of Articles (AREA)
  • Metal Extraction Processes (AREA)
  • Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)

Abstract

本发明涉及以压水冷却和减速的核反应堆燃料组件的壳管或导管，该管用充分再结晶态的、含50－250ppm铁、0.8－1.3％(重量)铌。1000－1600ppm氧、小于200ppm碳、小于120ppm硅，余量为锆及不可避免的杂质的锆基合金锭坯通过包括在挤压后不超过620℃温度的热处理的方法制成。

Description

核反应堆燃料组件的壳管或导管
本发明涉及用于构成核燃料棒壳的全部或外部，或一种导管的锆基合金管。本发明主要的，尽管不是唯一的用途在于制造用于压水反应堆的燃料棒的壳管的领域。
迄今为止，一直采用特别是由所谓的“Zircaloy4”锆基合金制造的壳管且该锆基合金含下列组分(重量％)：
1.20-1.70％锡
0.18-0.24％铁
0.07-0.13％铬
其中铁加铬总量在0.28-0.37％的范围内。通常，铁和铬含量之比在1.38-3.42的范围内。
通常，“Zircaloy4”氧含量不超过0.16％，一般它是非常小的。
Zircaloy4壳管的机械强度是令人满意的，但在高温下压水对它的腐蚀使其寿命不能为反应堆接受。
已推荐用含约2.5％铌的Zr-Nb合金制造壳管(US-A-4,717,534)，已发现该合金在高温含水介质中有良好的耐腐蚀性。不幸的是该合金的热蠕变性能很差。通过加入范围为0.10-0.16％(重量)的氧及使该壳管经最终的再结晶热处理可改进热蠕变性。尽管如此，这类合金的热蠕变性能仍劣于其它的壳管材料。
本发明特别试图提供一种制造壳管的方法，该管可能同时达到在高温含水介质中良好的耐腐蚀性能和令人满意的高温蠕变性，该方法容易实施而不含有高产品率。
为此，本发明特别提供一种制造锆基合金管的方法，该合金还含50-250ppm的铁，0.8-1.3％(重量)的铌，小于1600ppm的氧，小于200ppm的碳，小于120ppm的硅，该方法包括：
将热锭(如由锻造或轧制)变形以得到一个棒；
将该棒于电炉或感应炉中加热到1000-1200℃之间后再于水中急冷；
在加热到600-800℃的温度范围后挤压成中空的坯锭；
将该坯锭在560-620℃温度下任选地进行热处理；以及
为减少管厚进行至少4次冷轧，其中进行中间热处理和温度范围为560-620℃的最终热处理，全部热处理都是在惰性气氛或真空中完成的。
用此法制造的管在其用作壳管或导管前无须再作可能改变其金相组织的热处理。尽管如此，它还要接受表面处理，而且对其进行检验。表面处理特别是可包括喷砂、化学酸洗，接着是洗涤。表面处理可以循环转动的带子或轮抛光来完成。检测按常规方法进行。
重要的是铁含量不超过250ppm。出乎意料地观察到，当铁含量超过250ppm时高温蠕变性能急剧下降。实际上，范围为100-200ppm的铁含量可得到良好的耐蠕变结果。唯一的图示出了试验结果，该结果示出了在壳管所经受的典型条件下，对含1％铌的合金在不同铁含量时得到的直径的变形。
挤压后避免使合金经受在大于620℃的温度下的任何的热处理。超过此温度的热处理大大地降低耐热腐蚀性能，这如以下的腐蚀试验结果所示，该结果是在500℃水蒸汽的高压釜中对含1％的铌的锆合金进行均匀的腐蚀试验而得到的。
实施例1
·中间处理：于580℃，2小时。
·最终处理：于580℃，2小时。
实施例2
·中间处理：于700℃，2小时。
·最终处理：于580℃，2小时。
实施例3
·中间处理：于700℃，2小时。
·最终处理：于700℃，2小时。
在热高压试验中得到的质量增量如下：
·实施例1：——48mg/dm2
·实施例2：——57mg/dm2
·实施例3：——63mg/dm2
在三个实施例中的试样的铁含量均为150ppm。
所观察到的是，该合金呈现一种记忆现象，如在第一道次后施于该合金的高于620℃的单一处理的效应永远不会完全忘记。
一般来说，中间热处理应在范围为565-605℃的参考温度下进行，已发现高于580℃的中间热处理温度和约580℃的最终处理温度对大多数的成分是特别令人满意的。
管子可用挤压的坯锭制成，特别是通过进行4或5个被范围为560-620℃的，更有利的是接近620℃的热处理隔开的道次制成。
已发现约1200ppm的氧含量对于在再结晶合金中获得有利的抗蠕变效果是令人满意的。
本发明还提供一种用于以压水冷却和减速的核反应堆的燃料组件的壳管和导管，该管是用完全再结晶态的，除不可避免的杂质外含50-250ppm铁、0.8-1.3％(重量)铌1000-1600ppm氧、小于200ppm碳、小于120ppm硅、余量为锆的锆基合金制成的。
当检验以这种方法制成的合金时，可以看到没有βZr析出物的排列，从腐蚀的观点看这种排列是有害的。
用铌含量范围为0.86-1.3％，铁含量范围为100-150ppm的合金进行对比试验。
以直经为177mm的锻造棒开始的代表性的制造范围如下：
·于1050℃加热1小时后在水中急冷；
·加工成外径168mm，内径48mm的坯料；
·感应加热到650℃后挤压以得到80mm的外径和48mm的内径；
·以5个周期，包括580℃，2小时的中间热处理轧制管；以及
·于580℃，2小时的最终热处理
试验表明，所产生的代表高压水反应堆条件的高温含水介质中的耐腐蚀性可与含高铌含量的已知Zr-Nb合金相比；试验还表明，热蠕变强度比已知合金好得多，而且可与最好的“Zircaloy4”合金相比；这样，在130MPa下，400℃，240小时后；测得了以下的蠕变直径变形：
·Zr：1％Nb，150pp Fe，再结晶：0.5；
·从蠕变的观点优选组分的再结晶“Zircaloy4”：≤1.0％。

Claims (1)

1.以压水冷却和减速的核反应堆燃料组件的壳管或导管，该管用充分再结晶态的、含50-250ppm铁、0.8-1.3％(重量)铌。1000-1600ppm氧、小于200ppm碳、小于120ppm硅，余量为锆及不可避免的杂质的锆基合金锭坯通过包括在挤压后不超过620℃温度的热处理的方法制成。
CNB011030925A 1994-12-29 1995-12-29 核反应堆燃料组件的壳管或导管 Expired - Lifetime CN1226751C (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9415874A FR2729000A1 (fr) 1994-12-29 1994-12-29 Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire et tubes conformes a ceux ainsi obtenus
FR9415874 1994-12-29

Related Parent Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN95119460A Division CN1079118C (zh) 1994-12-29 1995-12-29 制备核燃料组件用管的方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1516201A true CN1516201A (zh) 2004-07-28
CN1226751C CN1226751C (zh) 2005-11-09

Family

ID=9470418

Family Applications (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CNB011030925A Expired - Lifetime CN1226751C (zh) 1994-12-29 1995-12-29 核反应堆燃料组件的壳管或导管
CN95119460A Expired - Lifetime CN1079118C (zh) 1994-12-29 1995-12-29 制备核燃料组件用管的方法

Family Applications After (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN95119460A Expired - Lifetime CN1079118C (zh) 1994-12-29 1995-12-29 制备核燃料组件用管的方法

Country Status (11)

Country Link
US (1) US5648995A (zh)
EP (1) EP0720177B1 (zh)
JP (1) JP4018169B2 (zh)
KR (1) KR100364093B1 (zh)
CN (2) CN1226751C (zh)
DE (2) DE29521748U1 (zh)
ES (1) ES2114284T3 (zh)
FR (1) FR2729000A1 (zh)
RU (1) RU2155997C2 (zh)
TW (1) TW311227B (zh)
ZA (1) ZA9511004B (zh)

Families Citing this family (28)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2730089B1 (fr) * 1995-01-30 1997-04-30 Framatome Sa Tube en alliage a base de zirconium pour assemblage combustible de reacteur nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube
FR2737335B1 (fr) 1995-07-27 1997-10-10 Framatome Sa Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube
US7985373B2 (en) 1998-03-31 2011-07-26 Framatome Anp Alloy and tube for nuclear fuel assembly and method for making same
FR2776821B1 (fr) * 1998-03-31 2000-06-02 Framatome Sa Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire
FR2791804B1 (fr) * 1999-03-30 2001-06-15 Framatome Sa Procede de fabrication d'elements minces en alliage a base de zirconium et plaquettes ainsi realisees
FR2789795B1 (fr) * 1999-02-15 2001-05-25 Framatome Sa Procede de fabrication d'elements minces en alliage a base de zirconium et plaquettes ainsi realisees
RU2239892C2 (ru) * 1999-02-15 2004-11-10 Фраматом Анп Способ получения тонких элементов из сплава на основе циркония и пластины, получаемые этим способом
RU2141539C1 (ru) 1999-04-22 1999-11-20 Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара Сплав на основе циркония
DE10026241B4 (de) * 2000-05-26 2007-06-28 Eckard Steinberg Herstellung eines Hüllrohrs eines Druckwasser-Reaktor-Brennstabs, Hüllrohr und entsprechendes Brennelement
KR100392503B1 (ko) * 2000-12-20 2003-08-19 한국수력원자력 주식회사 저항 발열체를 이용한 가연성 중·저준위 방사성폐기물유리화용 저온 용융로의 초기 점화 수단
KR100382997B1 (ko) † 2001-01-19 2003-05-09 한국전력공사 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법
KR100461017B1 (ko) * 2001-11-02 2004-12-09 한국수력원자력 주식회사 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 제조방법
SE525808C2 (sv) * 2002-10-30 2005-05-03 Westinghouse Atom Ab Förfarande, användning och anordning avseende kapslingrör för kärnbränsle samt en bränslepatron för en nukleär tryckvattenreaktor
FR2860803B1 (fr) * 2003-10-08 2006-01-06 Cezus Co Europ Zirconium Procede d'elaboration d'un produit plat en alliage de zirconium, produit plat ainsi obtenu et grille de reacteur de centrale nucleaire realisee a partir de ce produit plat
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
KR100831578B1 (ko) * 2006-12-05 2008-05-21 한국원자력연구원 원자력용 우수한 내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법
KR20080074568A (ko) * 2007-02-09 2008-08-13 한국원자력연구원 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금조성물 및 이의 제조방법
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
JP5585883B2 (ja) 2007-12-26 2014-09-10 トリウム・パワー、インク 核燃料集合体、核燃料集合体を含む軽水炉、及び核燃料集合体の使用方法
HUE043364T2 (hu) 2008-12-25 2019-08-28 Thorium Power Inc Fûtõelem és egy fûtõelem elkészítési eljárása egy nukleáris reaktor egy fûtõelem-egysége számára
CN101704178B (zh) * 2009-10-29 2012-07-25 西北锆管有限责任公司 一种核反应堆专用锆合金薄壁管的制造方法
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
WO2011143172A1 (en) 2010-05-11 2011-11-17 Thorium Power, Inc. Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof
KR101557391B1 (ko) 2014-04-10 2015-10-07 한전원자력연료 주식회사 우수한 저수소흡수성 및 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄합금의 제조방법 및 우수한 저수소흡수성 및 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄합금 조성물
AR110991A1 (es) 2018-02-21 2019-05-22 Comision Nac De Energia Atomica Cnea Aleaciones de circonio con resistencia a la corrosión y temperatura de servicio mejoradas para usar en el revestimiento del combustible y las partes estructurales del núcleo de un reactor nuclear
CN112481522B (zh) * 2020-04-13 2021-11-12 国核宝钛锆业股份公司 锆合金以及锆合金和锆合金型材的制备方法

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS53106621A (en) * 1977-03-02 1978-09-16 Sumitomo Metal Ind Ltd Ni-cr type austenitic steel with excellent stress corrosion cracking resistance
FR2557145B1 (fr) * 1983-12-21 1986-05-23 Snecma Procede de traitements thermomecaniques pour superalliages en vue d'obtenir des structures a hautes caracteristiques mecaniques
FR2575764B1 (fr) * 1985-01-10 1992-04-30 Cezus Co Europ Zirconium Procede de fabrication d'un feuillard en alliage de zirconium zircaloy 2 ou zircaloy 4 restaure, et feuillard obtenu
US4717534A (en) * 1985-02-19 1988-01-05 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel cladding containing a burnable absorber
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
FR2624136B1 (fr) * 1987-12-07 1992-06-05 Cezus Co Europ Zirconium Tube, barre ou tole en alliage de zirconium, resistant a la fois a la corrosion uniforme et a la corrosion nodulaire et procede de fabrication correspondant
JP2548773B2 (ja) * 1988-06-06 1996-10-30 三菱重工業株式会社 ジルコニウム基合金とその製造方法
WO1994023081A1 (en) * 1993-03-04 1994-10-13 Vnii Neorga Zirconium-based material, article made of the said material for use in the active zones of atomic reactors, and a process for obtaining such articles
US5366690A (en) * 1993-06-18 1994-11-22 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with tin, nitrogen, and niobium additions

Also Published As

Publication number Publication date
TW311227B (zh) 1997-07-21
KR960025810A (ko) 1996-07-20
EP0720177B1 (fr) 1998-04-15
DE69502081D1 (de) 1998-05-20
CN1226751C (zh) 2005-11-09
US5648995A (en) 1997-07-15
DE29521748U1 (de) 1998-06-10
FR2729000B1 (zh) 1997-03-07
RU2155997C2 (ru) 2000-09-10
ES2114284T3 (es) 1998-05-16
EP0720177A1 (fr) 1996-07-03
ZA9511004B (en) 1997-06-30
KR100364093B1 (ko) 2003-02-11
CN1135534A (zh) 1996-11-13
FR2729000A1 (fr) 1996-07-05
CN1079118C (zh) 2002-02-13
JPH08239740A (ja) 1996-09-17
JP4018169B2 (ja) 2007-12-05
DE69502081T2 (de) 1998-08-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1226751C (zh) 核反应堆燃料组件的壳管或导管
US4689091A (en) Process for producing zirconium-based alloy
CN1061161C (zh) 核燃料棒及其覆盖层的制作方法
US4798632A (en) Ni-based alloy and method for preparing same
CN1119817C (zh) 用于核燃料组件的管子及其制造方法
US4450020A (en) Method of manufacturing cladding tubes of a zirconium-based alloy for fuel rods for nuclear reactors
EP0487803A1 (en) Titanium alpha-beta alloy fabricated material and process for preparation
KR20010047592A (ko) 니오븀이 첨가된 핵연료피복관용 지르코늄 합금의 조성물
CN103650659B (zh) 一种核反应堆用锆基合金板材的制备方法
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
JP2001262260A (ja) 原子炉用の改良されたジルコニウム−ニオブ−錫合金
CN1131526C (zh) 用于核反应堆燃料组件的锆基合金管及其生产工艺
EP0405172B1 (en) Single peak radial texture zircaloy tubing
US5735978A (en) Sheathing tube for a nuclear fuel rod
JPS6234095A (ja) 核燃料被覆管
KR20020062742A (ko) 물과 수증기에 의한 내식성과 수소화에 대한 내성이우수한 지르코늄 합금 및 당해 합금의 가공열 변태방법
CN1172317C (zh) 用于核燃料组件的锆基合金、管及其管的制备方法
JPH10501846A (ja) 原子炉のためのジルコニウム基合金の管の製造方法及びその用途
EP0425465A1 (en) A method of manufacturing cladding tubes for fuel rods for nuclear reactors
EP0501938B1 (en) Zirconium-gallium alloy and structural components made thereof for use in nuclear reactors
CN1735705A (zh) 制造扁平产品用的锆合金半成品的生产方法及其用途
JPS59226158A (ja) 高耐食燃料構造部材の製造法
JP2001262259A (ja) 高耐食性ジルコニウム合金、原子炉炉心用構造材およびその製造方法
CN118147489A (zh) 一种低成本抗蠕变的耐硝酸腐蚀Zr-3M锆合金及其制备方法
JPH0421746B2 (zh)

Legal Events

Date Code Title Description
ASS Succession or assignment of patent right

Owner name: PHARMATON ANP CO.,LTD.; SEZSY, EUROPE ZIRCONIUM

Free format text: FORMER OWNER: FRAMATOME; NUCLEAR MATERIAL CORPORATION; SEZSY, EUROPE ZIRCONIUM CO.,LTD.

Effective date: 20031211

C41 Transfer of patent application or patent right or utility model
TA01 Transfer of patent application right

Effective date of registration: 20031211

Applicant after: Framatome ANP

Applicant after: Compagnie Europeenne Du Zirconium Cezus

Applicant before: Framatome Corp.

Applicant before: Nuclear Materials Corp.

Applicant before: COMPAGNIE EUROPEENNE DU ZIRCONIUM-CEZUS

C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
CX01 Expiry of patent term

Granted publication date: 20051109

EXPY Termination of patent right or utility model