CZ2193A3 - Nuclear fuel element and process for producing thereof - Google Patents
Nuclear fuel element and process for producing thereof Download PDFInfo
- Publication number
- CZ2193A3 CZ2193A3 CZ9321A CZ2193A CZ2193A3 CZ 2193 A3 CZ2193 A3 CZ 2193A3 CZ 9321 A CZ9321 A CZ 9321A CZ 2193 A CZ2193 A CZ 2193A CZ 2193 A3 CZ2193 A3 CZ 2193A3
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- oxygen
- content
- niobium
- outer layer
- zirconium
- Prior art date
Links
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22F—CHANGING THE PHYSICAL STRUCTURE OF NON-FERROUS METALS AND NON-FERROUS ALLOYS
- C22F1/00—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working
- C22F1/16—Changing the physical structure of non-ferrous metals or alloys by heat treatment or by hot or cold working of other metals or alloys based thereon
- C22F1/18—High-melting or refractory metals or alloys based thereon
-
- 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
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22C—ALLOYS
- C22C16/00—Alloys based on zirconium
-
- 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)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
- Laminated Bodies (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Heat Treatment Of Steel (AREA)
- Other Surface Treatments For Metallic Materials (AREA)
- Chemical Vapour Deposition (AREA)
- Pressure Welding/Diffusion-Bonding (AREA)
Description
Vynález se týká palivových článků určených k včleněni do palivových sestav pro jaderný reaktor chlazený a moderovaný vodou, zejména do sestav pro reaktor s tlakovou vodou.
Dosavadní stav techniky
Tyto reaktory jsou konstruovány pomocí palivových tablet uzavřených v ochranném obalu s malou absorpci neutronů. Pouzdro musí splňovat četné podmínky, z nichž řada je obtížně sladitelna. Musí uchovat svou těsnost a své mechanické vlastnosti při hořeni za vysoké teploty a vykazovat jen malé tečeni. Musí odolávat korozi ve vodném prostředí, které je obklopuje. Vzájemné působení mezi pouzdrem a jeho obsahem musí být sníženo.
Doposud se používala zejmena pouzdra slitinová na bázi zirkonia, tak zvaný Zircaloy 4, který obsahoval:
c e i kovy
i > | 20 | až 1, | 70¾ cinu, | |
- 0 , | 1 Ξ | až 0 | .24¾ železa, | |
- 0 , | \j / | až 0 , | ,12¾ ohromu, | |
obsah | že | leze. | a chrómu se pohyboval | mezi 0,23 |
Normy, vztahující se na Zircaloy doporučením UNSR 60304, omezuji obsah je zirconium a prvků výše uvedených s
4, určene rovněž jiných prvků než vý j i m k o u ky s i i ku .
.rca-
tředí za wsoke | teploty |
údržby reaktoru. | Fro od- |
navrženo použití | pouzder |
pro který je pouze zmíněno, že obsah musí být určen případ od případu. Obsah kyslíku v Zircaloy nepřekračuje 0,12¾ a je obecně velmi nízký.
Jestliže se mechanická odolnost pouzder loy 4 ukázala být vyhovující, lze naopak konstatovat, že jeho koroze ve vodním pi snížila poněkud přípustnou doi straněni teto nevýhody bylo ji tak zvaných duplex nebo triplex, viz FR-A-1537960;
ΞΡ-Α-212351; US-A-4649023, která obsahují alespoň jednu vnitřní vrstvu ze Zircaloy 4, nebo z podobné slitiny a jednu vrstvu vnější, zřetelně slabší, než jé vrstva vnitřní, ze slitiny na bázi zirconia, lépe odolávající korozi než Zircaloy 4.
Eyla zejména navržena pouzdra, obsahující vnitřní vrstvu ze Zircaloy 4 a vnější vrstvu ze slitiny na bázi zirocnia o sníženém nebo nulovém obsahu cínu, ale obsahující doplňkové prvky, které zlepšuji odolnost proti korozi, jako je niobium, vanadium a nikl. Již dlouho je rovněž známo, např.
4717534, že slitiny Zr-Nb až asi do 2 dobrou odolnost proti korozi ve vodním pr z US PAT. č.
:ia mají pr:
soks tec 1otě .
Složeni z b ý t tak o v e, ab prot1 ač ováním, etapě výroby.
tělně zhoršit ákladní slitiny y pouzdro bylo se zvýšenou
N3.víc nssrni ΌΓ mechanické vlas tvořící vnější vrstvu musí vyrobiteln^ /álcovánim nebo mírou překování při každé itomnos- vnější vrstvy matnosti pouzdra, uvažovaného ve svém celku. Jenže při prvním přiblíženi nické vlastnosti pouzdra sumou vlastnosti vyvážených faktorem, který představuje i tloušťky, odpovídající každé vrstvě. A je že obvykle slitiny zirconium-niobium, majíc obsah kyslíku, mají mnohem horši mechanické i? 5 š ξ ϊ u i n’’ s Θ Z i í?c 3.1 oy 4 jsou rcechaobou vrstev, ast celkové dobře známo, i velmi malý
V i 3.3^ΓΪ03^1
Vynalez má za cil vyřešit pouzdro pro jaderna palivové tyče, kde pouzdro obsahuje alespoň jednu vnitřní vrstvu ze Zircaloy 4 a jednu vnější vrstvu, slabší než je vnitřní vrstva, které odpovídá lépe než doposud známá pouzdra požadavkům praxe, zejména tím, že má znatelně zvýšenou odolnost proti korozi v okolním vodním prostředí a zcela zachovává své mechanické vlastnosti úplně porovnatelné s vlastnostmi celistvého pouzdra ze Zircaloy
Podstata vynálezu
Vynalez řeší jadernou palivovu tyč, jejíž pouzdro obsahuje alespoň jednu vnitřní část ze Zircaloy 4 a jednu část vnější ze slitiny na bázi zirconia, obsahující váhově kromě zirconia a nevyhnuté 1ných nečistot:
'„a; - od 0,35 do 0,65% cmu
- od 0,13 do 0,25% želez
- 0,07 až 0,13% chrómu a
- 0,19 až 0,23% kyslíku, přičemž souče- obsahu železa, chrómu, cínu a kyslíku je nižší než 1,25%,
- až do 200 ppm křemíku, (b) - a/nebo 0,80 až 1,20¾ niobia, přičemž obsah kyslíku
se pohybuje mez | i 0,10 a | 0,15¾ váhových a | tloušťka vnější |
vrstvy je mezi | 10 a 25¾ | celkové tloušťky | pouzdra. |
V jednom | přikladu | provedeni obsah | kyslíku, chrómu |
nebo niobia od | 0 do 0, | 0 5¾ je nahrazen e' | kvivalentnim ob- |
sáhem vanadia.
V případě, že vnější vrstva obsahuje cm a nemá měřitelný obsah niobia, obsah kyslíku, mnohem vyšší než v obvyklých slitinách typu Zircaloy 2, 3 a 4, umožňuje získat mechanické vlastnosti, které se blíží mechanickým vlastnostem Zircaloy 4 za podmínky, že je pouzdro v uvolněném stavu.
V případě vnější vrstvy, jejíž jediný přídavný kov (s výjimkou nevyhnutelných nečistot) je niobium, slitina v uvolněném stavu, zvláště silně -naplněná kyslíkem, vykazuje velice průměrnou (nedostatečnou) odolnost proti tepelnému tečení: tato nevýhoda je odstraněna tím, že se současně udržuje slitina dopovaná kyslíkem a současně se pouzdro podrobuje konečnému tepelnému zpracováním rekrystali zace.
Vynález rovněž řeší způsob výroby pouzdra využitelného v palivové tyči výše popsaného typu.
Aby se získala duplexní trubka pro palivovou tyč podle vynálezu, vyrobí se kompozitní polotovar, obsahující vnitřní část ze Zircaloy 4, zejména mající obsah cmu v nižších hodncrách normy: a vnější vrstvu ze slitiny zirconium-niobium-kys1ik nebo ze slitiny na bázi zirconia obsahující cín, železo, chrom a kyslík. Spojeni těchto dvou polotovarů se získá svařením na koncích.
Polotovary takto získané pro oba typy slitin jsou protlačovaný za tepla, zpravidla při 650°C. Pravě během teto operace společného protlačovaní se uskutečni metalurgické spojení mezi oběma zirkonicvými slitinami. Takto získané vrstvy duplexní trubky jsou dále upraveny sledem termomechanických cyklů a výsledkem jsou ukončené duplexní trubky. Rozměry ukončených duplexních trubek jsou většinou od 9,50 mm vnějšího průměru a 0,625 mm tloušťky nebo 10,75 a 0, 725 mm s vnější vrstvou ze slitiny na bázi zirconia, obsahující niobium a kyslík (nebo železo, chrom, cín, kyslík), jejichž tloušťka se pohybuje přibližně mezi 80pm a 140pm.
Rozsah úprav, uplatněných zejména válcováním za studená poutnickým krokem je stejný pro obě sledované slitiny pro všechny kroky v poměru stupně uberu průřezu a faktoru Q (poměr mezi změnami tloušťky a změnami průměru), zejména se zvýšeným stupněm deformace. Transformace se obejde bez obtíži, ani vady typu trhlinek se nevytváří. Zato prostředni rekrystalizačni žíhaní a konečné žíhaní jsou přizpůsobeny každá z obou slitin.
Pro slitinu zirkonium, cín, železo, ohrom, kyslík jsou prostředni rekrysnaii začni žíhaní prováděna mezi 700°C a 750°C; v případě pěti operaci jsou dvě první žíháni prováděná s výhodou asi při 735°C a tři poslední asi při 700°C, kdežto finální žínaní ié -nevaděno okolo
Pokud se týká slitiny zirkoma, .obia, kyslíku, pt27 O S X* 9ct — i 279 VS 3. 1 Z * u ' 1 *13 ΓΠ θ ~ x váni jsou provedeny nejdříve při 53O°C zahráni i o korozi v průběhu odpovídající ní; dři další mohou být při 700°C e 15 měl v reaktoru dobrou odolnost. Finálu vaděno při asi 5SQJC.
5V = a i omam ze proFozsahy termo-mechanicke transformace určena pro obě slitiny vedou na ukončené duplexní trubce k řezáni a rozdělování optimálních intermetalických sraženin hlavně proti běžné korozi a sice jemná sraženina (průměr sraženin běžné 50 nm) a homogenní pro slitinu zirkonia, niobia, kyslíku a homogenní sraženina a dostatečné velikosti (průměr největších intermetalických částic do 0,13 gm) pro slitinu zirkonia, cínu, železa, chrómu, ky s1 iku
Nyní uvedeme několik výsledků hodnost složeni pouzder podle ookusů. které dokážuPříklady provedení vynálezu
1. přiklad: Složeni obsahující cm, o m em obsahu nu a zvýšeném obsahu kyslíku.
Fokusy byly nejdříve pro sníženi obsahu cínu vzhledem k je v klasickém Zircaioy 4, 0,12% a slitin vnéíši vrstvy edenv pro určem následků obsahu, koerý se vyskvtu— mající obsah kyslíku od o malém obsahu cmu pro : v.e tem:
Nejdůležitějsi odchylky mají vliv na odpor tepelného tečeni v podmínkách typických pro reaktor při 400°C v průběhu 24 hodin pod tlakem 130 MPa.
Průměrová deformace byla tedy následující:
- slitina A : (Zircalov 4 do 1,5¾ cmu a 0,12¾ kyslíku:
t i na 3 : (Zircaloy 4 do , 5¾
- slinina C : (slitina do 0,5% pouze cm a 0 12% kyslík): 3,6%
- slitina D : (slitina do 0,5% cín a 0,19 až 0,2% kyslík): 1,7 až 1,3%
Tyto výsledky byly získány se slitinou V uvolněném stavu: je vidět, že podstatné zvýšení obsahu kyslíku umožňuje získat· - u slitiny o velmi nízkém obsahu cmu - odpor proti tepelnému tečeni a to při hoření téměř totožném jako u Zircaloy 4. Najdou se tedy hodnoty tečeni, vyhovující požadavkům koncepce palivové tyče. Navíc pokusy s tečením v podmínkách typických pro jádra APP? ukazuji, zvláště pro určité teploty ·; nad oblastí alfa, oblastmi a *· β a β) že chování tečeni při vysoké teplota slitiny D dopované O. je porovnatelné a lepši, než chováni Zircaloy 4 A a 3 na hranici okamžiku přetrženi
Pokusy měřeni meze pružnosti v tahu a v prasknuti, vždy při teplouš okolí, ukázaly rovněž velmi jasné sníženi vzhledem ke standardnímu Zircaloy 4 v případě smaž do 0 5% , s vyloučením zvýšení obsai nalezla tauaž mez pružnosti jako v případě Zircaloy 4 do 1 pckud uvolněná slitina obsahuje 0,19 až 0,20% kyslíku.
Tyto příznivé výsledky byly získaný v případě uvolněné slitiny: naopak, v případě rekrystalizované slitiny existuje zhoršeni odolnosti při tepelném tečeni, vybuzeném snížením obsahu cínu, dokonce i pro zvýšený obsah kvs1 iku.
A přece může byt v některých případech pro zajištěni stability v reaktoru a uděleni dobrých antikorozivních vlastností vnitřní vrstvě dána přednost rekrystalizovat celek rozsahu pomoci konečne tepelné úpravy. Tato úprava může tedy být provedena při 5S0°C+ 25°C.
Přiklad 2: Složeni obsahující rovněž křemík
Obsah křemíku, jdoucí až do 200 ppm může být přidán pro zlepšeni odolnosti proti obecné korozi, tedy když nebude mít dopad zejména na zrnitou korozi (s kterou se setkáváme nejvíce v reaktorech s vroucí vodou.)
Přiklad 3. Složení obsahující niobium o nízkém obsahu niobia a o proměnném obsahu kyslíku
V případě, že vnější vrstva· obsahuje cín a nemá měřitelný obsah niobia, obsah kyslíku, mnohem vyšší než v slitinách obvyklého typu Zircaloy 2, 2 a 4, umožňuje získat mechanické vlastnosti, blížící se mechanickým vlastnostem Zircaloy 4, zejména když je pouzdro v uvolněném stavu.
V případě vnější vrstvy jej jediný přídavný kov niobium (kromě nevyhnutelných nečistot), \· uvolněném stavu zvláště silně naplněná kyslíkem, vykazuje odolnost proti tepelném tečeni velice průměrnou. Tato nevýhoda je odstraněna udržováním slitiny dopované kyslíkem a současné podrobováním pouzdra konečné tepelné úpravě rekrysta1 izace. Navíc pro tuto slitinu ZrNb rekrystaii sace a přidám kyslíku umožní rovněž zlepšit významně odolnost proti korozi, působením přítomnosti jodu zvýšit hranici odolnosti proti únavě, zesílit obvyklé mechanické vlastnosti a znovu najit odolnost v ΆΡΒΡ (nehoda vinou ztráty primárního chíadiva) tak dobrou jako je odolnost Zircaloy 4 v rekrystalizovaném stavu.
Přiklad 4; Porovnání mezi námi obsahujícími niobium
Stejné porovnání, jako mezi jednou časti slitin
Ξ a F:
- slitina Ξ : 1% niobia a 0 slitinami Ziroaíoy 4 a slitivýše popsané, bylo provedeno
A a 3 a slitinami s niobiem ,08 až 0,10% kyslíku ,125% kyslíku zejména silné naplněné kyslístavu příliš nevýhodné tnechaečem, než abv se mohlo úva- slitina P : 1¾ niobia a 0 slitiny s pouze 1% niobia kem, vykazuji v uvolněném nicke vlastnosti, zejména z žovat o jejich využiti.
ha!;
Naopak pokusy uskutečněné na yicky rekrystalizovaném, u pádě slitiny P dopované kysl Byly totiž získány následuji slitinách ve stavu n.c · inily zajímavý objev kem.
i výsledky pro tepe i ne
tečeni při | 400 °C během 240 hodi | n pod tla | kem 130 MPa: |
- s i i p i na | A rekrystali zováná : | 0,5 až 0, | 6% |
- slitina | 3 rekrystalizovaná : | 1% | |
- slitina | E rekrystalizovaná : | 0,60% | |
- slitina | F rekrystalizovaná : | 0,2 o az 0 | , 30% |
Kromě toho | se měřením meze pru | .žnosti ob | j evi i o , -že zhor |
seni vlastno když ss pominou
slitina E, | je téměř | zcela vyro | vnanc slitinou |
Nyní | uvedeme | výs1edky | porovnaní mezi |
pouzdrem ze slitiny | A nebo B, | tj . ze Zircaloy |
xovým pouzdrem, majícím jednu vnitřní vr
F.
ce a
štvu, istvým duplepředstavuje 30% tloušťky a vnější vrstvu, představující 20% tloušťky, přičemž je vnitřní vrstva u slitiny A něho B a vnější vrstva u slitiny C, D nebo F.
Výsledky získané pro rekrystalizovaný stav jsou tedy nas1eduj ící:
Při tepelném tečení při 400°C, pod tlakem 130 MPa po dobu 240 hodin, byly typické průměrová deformace:
- slitina celistvá A : 0,30 - 0,40% : 1¾ .na celistvá
- duplex B/C : 1,3 - 1,45%
B ·' D : 1,1 - 1,25%
- dupl·
- duplex A/F ' 0.7 5 - 0,-3 5%
Meze pružnosti v Přetrženi oři 400°C jsou:
- slitina celistvá A : 215 MFa
- 3 L i i na cel i s tvá 3 : 132 MPa
- duplex 3/C : i“5 MPa
- duplex S/D : 194 MPa
- duplex A/F : 137 K?a
Analýza těchto výsledků ukazuje, že
2./ dopováni kyslíkem slitiny typu D, která vytváří vnější vrstvu duplexní trubky S/D umožňuje:
- zlepšit odolnost proti tepelnému tečeni a mechanické vlastnosti ve srovnaní s duplexem 3/C slabě legovaným kys iikem;
- přiváděn tyto viastnosni na stejnou úroveň jako jsou vlasnnosti získané pro celistvou slitinu 3.
b) zvýšený obsah kyslíku ve slitině F duplexu A/F:
- vede k zesíleni odolnosti mechanickým vlastnostem proti tečeni a ke zlepšeným
- umožňuje najit podonne vlastnosti, lepši nez jsou vlastnosti celistvé slitiny 3.
Navíc výběr rekrystalizovaného stavu kombinovaného obohacením kyslíkem pro duplex 3/D a A/F, umožní rovněž zlepšit odolnost proti korozi působením přítomnosti jodu a vývoj oři hořem a získat radiálnější strukturu rovin fáze krystalické mříže.
Obecné řečeno, obohacení kyslíkem zlepší mechanickou odolnost a zvláště elektrickou mez. Rekrystalizace v nitmi vr s t vy : ováním zlepši odolnost prcci korozi působením jódu, který vzniká z paliva. P.ekrvstaiizace celku, pokud ji vyvolá konečné zpracovaní, zlepši v horku celkovou odolnost pouzdra proti tečeni.
Claims (6)
- Palivová’tyč pro jaderny reaktor chlazený a moderovaný vodou, obsahující palivové tablety uzavřené
v pouzdře, v y z n a č u j i ci se t i m , že ma jednu vnitřní vrsť vu z s slitiny na bázi zirkc nia, obsahující - 1,20 až 1, 70% c í nu, -0,13 až 0, , 24% železa, - 0,07 až 0, , 13% chrómu, přičemž celkový obsah že leza a chrómu se pohybuje me zi 0,28 a 0,37% a má jednu vnější vrstvu ze slitiny na bázi zirkcnia obsahující kromě zirkonia a nevyhnutelných nečistot:(a) ~ od 0, 35 do 0,65% váhových cmu - od 0, 8 do 0,25% z e 1 eza - od 0, 07 dc 0,13% chrómu a - 0, 19 až 0,23% váhových kys i iku součet obsahu železa, chrómu, cínu a kyslíku je nižší než 1,26% váhových, b') a/nebo 0,80 až 1,20% váh. niobia, přičemž obsah kyslíku se pohybuje mezi 0,10 a 0,16% váhových a tloušťka vnější vrstvy je ve všech případech mezi 10 a 25% celkcve tloušťky pouzdra.O 921 - 93 - 2. ?álivc’'i tyč podle nároku 1, vyznačuj i c i se tom, že externí vrstva nemá -měřitelný cňsah niobia a tim, že pouzdro je ve stavu metalurgického uvolněni.Palivová tyč přísadou vnější j o o o se váno .podle nároku i. v niž jedinou kovovou vrstvy je niobium vyznačuí m , že pouzdro je rekrysta1 izoPalivová tyč tim, podle nároku 1, vyznačující že externí vrstva nemá upřesněný obsah niobia, ale obsahuje křemík o obsahu nepřekračujícím 200 ppm a že pouzdro je v metalurgickém uvolněném stavu pro zvýšeni meze pružnosti.
- 5. Palivová tyč podle kteréhokoliv z nároků i až 4 vyznačující se tim, že obsah železa, ohromu nebo niobia od 0 do 0,05% je nahrazen ekviva 1 er.-nim obsahem vanadia./ y z n s 1 ožený loy 4 ac. ípusoo vyroby z ačujici se tim, že se vyrobí polotovar, obsahující vnitřní část ze Zircavnějši vrstvu, tvořenou ze slitiny obsahující cm, železo, chrom a kyslík tak, že se spoji obě časti svařením na koncích, pak se polotovar protlačuje asi při 650°C, načež se takto získaný polotovar duplexni trubky transformuje následnými termodynamickými cykly a nakonec se· provede konečná .etapa žíháni .
- 7. Způsob výroby podle nároku 6, vyznačující se tim, že dokončovací žíhaní se provádí kolem teploty 485^0.
- 8. Způsob výroby podle nároku ó nebo 7, vyznačující se tim, že cykly obsahuji následná žíhání při teplotách asi 735°C a 700°C.
- 9. Palivová tyč podle nároku 6, vyznačující se tím, že dokončovací žíhání se provádí při teplotě 580°C + 25°C, čímž se vyvolá rekrystalizace vnitřní a vnější vrstvy.9. Způsob výroby pczdra palivové tyče podle nároku 3, vyznačující se tim. že se vyrobí složený polotovar, obsahující vnitřní část ze Zircaloy 4 a vnější vrstvu, tvořenou ze slitiny zirkonium-niobium-kys1ik svařením obou části na koncích, pak se polotovar protlačuje asi při 550°C, načež se takto získaný polotovar duplexní trubky transformuje následnými termometalurgickýmí cykly, zahrnujícími prostředni rekrystal izačm žíhám mezi (.oky válcováni a nakonec se provede dokončovací ezapa rekrvstali zace.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR9200486A FR2686445B1 (fr) | 1992-01-17 | 1992-01-17 | Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de la gaine d'un tel crayon. |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CZ2193A3 true CZ2193A3 (en) | 1993-09-15 |
CZ281896B6 CZ281896B6 (cs) | 1997-03-12 |
Family
ID=9425736
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CZ9321A CZ281896B6 (cs) | 1992-01-17 | 1993-01-12 | Jaderný palivový článek a způsob jeho výroby |
Country Status (14)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5373541A (cs) |
EP (1) | EP0552098B1 (cs) |
JP (1) | JPH06194473A (cs) |
KR (1) | KR930017045A (cs) |
CN (1) | CN1061161C (cs) |
CZ (1) | CZ281896B6 (cs) |
DE (1) | DE69304555T2 (cs) |
ES (1) | ES2092240T3 (cs) |
FI (1) | FI930181A (cs) |
FR (1) | FR2686445B1 (cs) |
HU (1) | HUT64431A (cs) |
SK (1) | SK17393A3 (cs) |
TW (1) | TW279990B (cs) |
ZA (1) | ZA93265B (cs) |
Families Citing this family (27)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5517540A (en) * | 1993-07-14 | 1996-05-14 | General Electric Company | Two-step process for bonding the elements of a three-layer cladding tube |
FR2713009B1 (fr) * | 1993-11-25 | 1996-01-26 | Framatome Sa | Procédé de fabrication d'un tube de gainage pour crayon de combustible nucléaire et tubes conformes à ceux ainsi obtenus. |
SE503349C2 (sv) * | 1994-09-09 | 1996-05-28 | Asea Atom Ab | Kärnbränsleelement innefattande en kapsling med ett yttre skikt av Zr-Sn-Fe-legering |
FR2737335B1 (fr) * | 1995-07-27 | 1997-10-10 | Framatome Sa | Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube |
US5711826A (en) * | 1996-04-12 | 1998-01-27 | Crs Holdings, Inc. | Functionally gradient cladding for nuclear fuel rods |
US6005906A (en) * | 1996-06-12 | 1999-12-21 | Siemens Power Corporation | Corrosion and hydride resistant nuclear fuel rod |
FR2776821B1 (fr) * | 1998-03-31 | 2000-06-02 | Framatome Sa | Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire |
SE513185C2 (sv) * | 1998-12-11 | 2000-07-24 | Asea Atom Ab | Zirkoniumbaserad legering och komponent i en kärnenergianläggning |
DE19942463C1 (de) * | 1999-09-06 | 2001-05-10 | Siemens Ag | Brennstab mit Kernbrennstoffsinterkörper und Hüllrohr, und Druckwasserreaktor-Brennelement mit einem solchen Brennstab |
DE19944509A1 (de) * | 1999-09-16 | 2001-04-19 | Siemens Ag | Kernbrennelementbauteile mit Schutzschichtsystem |
RU2262753C2 (ru) * | 2003-10-06 | 2005-10-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Министерство Российской Федерации по атомной энергии | Твэл реактора на быстрых нейтронах (варианты) и оболочка для его изготовления |
US9284629B2 (en) | 2004-03-23 | 2016-03-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments |
EP1730318A4 (en) * | 2004-03-23 | 2010-08-18 | Westinghouse Electric Corp | ZIRCONIUM ALLOYS WITH IMPROVED CORROSION RESISTANCE AND METHOD FOR PRODUCING ZIRCONIUM ALLOYS WITH IMPROVED CORROSION RESISTANCE |
US10221475B2 (en) | 2004-03-23 | 2019-03-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance |
SE530673C2 (sv) | 2006-08-24 | 2008-08-05 | Westinghouse Electric Sweden | Vattenreaktorbränslekapslingsrör |
FR2909798A1 (fr) * | 2006-12-11 | 2008-06-13 | Areva Np Sas | Procede de conception d'un assemblage de combustible optimise en fonction des contraintes d'utilisation en reacteur nucleaire a eau legere,et assemblage de combustible en resultant. |
US7815964B2 (en) * | 2007-03-29 | 2010-10-19 | Westinghouse Electric Co Llc | Method of applying a burnable poison onto the exterior of nuclear rod cladding |
EA015019B1 (ru) | 2007-12-26 | 2011-04-29 | Ториум Пауэр Инк. | Ядерный реактор (варианты), топливная сборка из запально-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты) и топливный элемент топливной сборки |
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 |
HUE043364T2 (hu) | 2008-12-25 | 2019-08-28 | Thorium Power Inc | Fûtõelem és egy fûtõelem elkészítési eljárása egy nukleáris reaktor egy fûtõelem-egysége számára |
US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | 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 |
CN102260841B (zh) * | 2011-07-13 | 2012-09-19 | 燕山大学 | 一种具有α/β双态组织锆铌合金的制备方法 |
FR3025929B1 (fr) | 2014-09-17 | 2016-10-21 | Commissariat Energie Atomique | Gaines de combustible nucleaire, procedes de fabrication et utilisation contre l'oxydation. |
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 |
US20230368931A1 (en) * | 2022-05-10 | 2023-11-16 | Westinghouse Electric Company Llc | Fuel cladding covered by a mesh |
Family Cites Families (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2219978B1 (cs) * | 1973-03-02 | 1976-04-30 | Commissariat Energie Atomique | |
CA1168769A (en) * | 1981-09-04 | 1984-06-05 | Ab Asea-Atom | Fuel rod for a nuclear reactor |
US4675153A (en) * | 1984-03-14 | 1987-06-23 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation |
US4717534A (en) * | 1985-02-19 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel cladding containing a burnable absorber |
JPS6224182A (ja) * | 1985-03-08 | 1987-02-02 | ウエスチングハウス・エレクトリック・コ−ポレ−ション | 原子炉燃料被覆管 |
DE3528545A1 (de) * | 1985-08-08 | 1987-02-19 | Kraftwerk Union Ag | Brennstab fuer ein kernreaktorbrennelement |
ES2023983B3 (es) * | 1987-07-21 | 1992-02-16 | Siemens Ag | Barra de combustible para un elemento de combustion de reactor nuclear |
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 |
FR2642215B1 (fr) * | 1989-01-23 | 1992-10-02 | Framatome Sa | Crayon pour assemblage combustible d'un reacteur nucleaire resistant a la corrosion et a l'usure |
US5024809A (en) * | 1989-05-25 | 1991-06-18 | General Electric Company | Corrosion resistant composite claddings for nuclear fuel rods |
US5112573A (en) * | 1989-08-28 | 1992-05-12 | Westinghouse Electric Corp. | Zirlo material for light water reactor applications |
-
1992
- 1992-01-17 FR FR9200486A patent/FR2686445B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
1993
- 1993-01-12 CZ CZ9321A patent/CZ281896B6/cs unknown
- 1993-01-13 ES ES93400071T patent/ES2092240T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1993-01-13 DE DE69304555T patent/DE69304555T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1993-01-13 EP EP93400071A patent/EP0552098B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1993-01-15 FI FI930181A patent/FI930181A/fi unknown
- 1993-01-15 KR KR1019930000501A patent/KR930017045A/ko not_active Application Discontinuation
- 1993-01-15 HU HU9300113A patent/HUT64431A/hu unknown
- 1993-01-15 ZA ZA93265A patent/ZA93265B/xx unknown
- 1993-01-16 CN CN93101736A patent/CN1061161C/zh not_active Expired - Fee Related
- 1993-01-18 JP JP5006190A patent/JPH06194473A/ja not_active Withdrawn
- 1993-01-19 US US08/005,433 patent/US5373541A/en not_active Expired - Fee Related
- 1993-02-04 TW TW082100799A patent/TW279990B/zh active
- 1993-03-09 SK SK17393A patent/SK17393A3/sk unknown
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CZ281896B6 (cs) | 1997-03-12 |
KR930017045A (ko) | 1993-08-30 |
EP0552098A1 (fr) | 1993-07-21 |
FI930181A (fi) | 1993-07-18 |
FR2686445B1 (fr) | 1994-04-08 |
DE69304555T2 (de) | 1997-02-27 |
FI930181A0 (fi) | 1993-01-15 |
DE69304555D1 (de) | 1996-10-17 |
US5373541A (en) | 1994-12-13 |
TW279990B (cs) | 1996-07-01 |
SK17393A3 (en) | 1993-09-09 |
HUT64431A (en) | 1993-12-28 |
FR2686445A1 (fr) | 1993-07-23 |
CN1061161C (zh) | 2001-01-24 |
ES2092240T3 (es) | 1996-11-16 |
ZA93265B (en) | 1994-07-15 |
CN1075815A (zh) | 1993-09-01 |
EP0552098B1 (fr) | 1996-09-11 |
JPH06194473A (ja) | 1994-07-15 |
HU9300113D0 (en) | 1993-04-28 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CZ2193A3 (en) | Nuclear fuel element and process for producing thereof | |
KR0178757B1 (ko) | 내부식성 및 내마모성을 갖는 원자로 연료 집합체용 연료봉 | |
US6125161A (en) | Method for making Zr alloy nuclear reactor fuel cladding having excellent corrosion resistance and creep properties | |
JPH07504500A (ja) | 二層型被覆管を有する原子炉燃料棒 | |
WO2005094504B1 (en) | Zirconium alloys with improved corrosion resistance and method for fabricating zirconium alloys with improved corrosion resistance | |
US4963323A (en) | Highly corrosion-resistant zirconium alloy for use as nuclear reactor fuel cladding material | |
TW200951988A (en) | A spacer grid | |
JPS61270360A (ja) | 耐食性の優れた原子炉用ジルコニウム合金被覆管の製造方法 | |
KR100710606B1 (ko) | 물과 수증기에 대한 내식성과 내수소화성이 우수한 지르코늄 합금, 당해 합금의 가공 열변태방법 및 당해 합금으로 제조된 구조재 | |
JPH06317688A (ja) | 複合核燃料容器およびそれの製造方法 | |
US5901193A (en) | Nuclear fuel element for pressurized-water reactors | |
RU2117711C1 (ru) | Продукт с наружной поверхностью из сплава циркония и способ его изготовления | |
JPH05247567A (ja) | 核燃料被覆隔壁用ジルコニウム‐ビスマス‐ニオブ合金 | |
KR19980081820A (ko) | 가압수로 핵연료 조립체 | |
JPH10282278A (ja) | 加圧水形原子炉用の核燃料棒 | |
US4863685A (en) | Corrosion resistant zirconium alloys | |
JPS6335750A (ja) | 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Zr合金 | |
JPH01301830A (ja) | 高耐食性ジルコニウム合金 | |
JPH0660364B2 (ja) | ビスマスを含有する耐食性ジルコニウム合金 | |
JPH08253828A (ja) | 高耐食性ジルコニウム合金 | |
US7715518B2 (en) | Method, use and device concerning cladding tubes for nuclear fuel and a fuel assembly for a nuclear boiling water reactor | |
JPH04128687A (ja) | 核燃料用被覆管の製造法 | |
JPH02173235A (ja) | 耐食性ジルコニウム合金 | |
JPH10282277A (ja) | 水冷及び/又は減速原子炉のための核燃料用の高強度のクラッディングチューブ | |
TW509725B (en) | High strength zirconium alloys containing bismuth and niobium |