SE462307B - Nuclear fuel elements with composite casing containers and composite casing containers with zirconium alloy cladding - Google Patents

Description

507 moderator närvarar, eller båda dessa om både kylmedel och moderator närvarar, och för det andra att förhindra att radio- aktiva klyvningsprodukter, av vilka vissa är gasformiga, fri- ges från bränslet till kylmedlet eller moderatorn eller båda dessa om både kylmedel och moderator närvarar. Vanliga kaps- lingsmaterial är rostfritt stål, aluminium och legeringar där- av, zirkonium och legeringar därav, niob, vissa magnesiumlege- ringar, och andra. Förstöring av kapslingen, d v s förlust av läcktäthet, kan medföra förorening av kylmedlet eller modera- torn och därmed förorena system med långlivade radioaktiva produkter i sådan grad att det stör anläggningens funktion. 507 moderator is present, or both of these if both coolant and moderator is present, and secondly to prevent radio active fission products, some of which are gaseous, given from the fuel to the coolant or moderator or both these if both coolant and moderator are present. Common capsules materials are stainless steel, aluminum and alloys zirconium and its alloys, niobium, certain magnesium alloys rings, and others. Destruction of the enclosure, ie loss of leakage tightness, may cause contamination of the coolant or moderate to pollute systems with long-lived radioactive ones products to such an extent that it interferes with the operation of the plant.

Problem har uppkommit vid tillverkning och vid drift av kärn- bränsleelement som använder vissa metaller och legeringar så- som kapslingsmaterial p g a mekaniska eller kemiska reaktioner av dessa kapslingsmaterial under vissa betingelser. Zirkonium och legeringar därav ger under normala betingelser mycket goda kärnbränslekapslingar eftersom de har låg neutronabsorptions- tvärsektion och vid temperaturer under ca 3980C är starka, duktila, extremt stabila och relativt icke-reaktiva i närvaro av avmineraliserat vatten eller vattenånga som allmänt använ- des såsom kylmedel och moderatorer för reaktorer.Problems have arisen in the manufacture and operation of fuel elements using certain metals and alloys as encapsulation material due to mechanical or chemical reactions of these encapsulation materials under certain conditions. Zirconium and alloys thereof give very good conditions under normal conditions nuclear fuel enclosures because they have low neutron absorption cross section and at temperatures below about 3980C are strong, ductile, extremely stable and relatively non-reactive in presence of demineralized water or water vapor commonly used in as coolants and moderators for reactors.

Användning av bränsleelement har emellertid avslöjat ett prob- lem med sprödbrott av kapslingen p g a den kombinerade inbör- desinverkan mellan kärnbränslet, kapslingen och klyvningspro- dukter som bildas under kärnklyvningsreaktionen. Det har visat sig att dessa oönskade anläggningsegenskaper gynnas av lokaliserade mekaniska spänningar p g a skillnader i fråga om utvidgning av bränsle och kapsling (spänningar i kapslingen koncentreras vid sprickor i kärnbränslet). Korrosiva klyv- ningsprodukter friges från kärnbränslet och närvarar vid skärningen av bränslebrickorna med kapslingsytan. Sådana klyvningsprodukter bildas i kärnbränslet under kärnsklyvnings- reaktionen under drift av kärnreaktorn. De lokaliserade spänningarna ökas genom hög friktion mellan bränslet och kaps- lingen. hö (_14 _) *<1 I det inre av ett tillslutet bränsleelement kan vätgas bildas genom långsam reaktion mellan kapslingen och kvarvarande vat- ten inuti kapslingen. Denna vätgas kan uppbyggas till halter vilka under vissa betingelser kan medföra lokaliserad hydre- ring av kapslingen med därav följande lokal förstöring av de mekaniska egenskaperna hos kapslingen. Kapslingen pâverkas även oförmånligt av sådana gaser som syre, kväve, kolmonoxid och koldioxid genom ett vidsträckt temperaturområde. Zirko- niumkapslingen hos kärnbränsleelement utsättes för en eller fler av de gaser som anges ovan och klyvningsprodukter under be- strålning i en kärnreaktor och detta äger rum trots att dessa gaser eventuellt icke närvarar i reaktorkylmedlet eller mode- ratorn och vidare kan ha uteslutits så långt som möjligt från den omgivande atmosfären under tillverkningen av kapslingen och bränsleelementet. Sintrade eldfasta och keramiska kompo- sitioner, såsom urandioxid och andra kompositioner som använ- das såsom kärnbränsle, avger mätbara mängder av de förutnämnda gaserna vid apphettning, exempelvis under tillverkning av bränslet och avger vidare klyvningsprodukter under bestrål- ning. Partikelformiga eldfasta och keramiska kompositioner, exempelvis urandioxidpulver och andra pulver som användas så- som kärnbränsle, har visat sig avge en Större mängå av de förutnämnda gaserna under bestrålning. Dessa frigivna gaser kan reagera med zirkoniumkapslingen som innesluter kärnbräns- let.However, the use of fuel elements has revealed a problem. member with brittle fracture of the enclosure due to the combined impact between nuclear fuel, encapsulation and fission products formed during the nuclear fission reaction. It has have been shown to benefit from these undesirable plant properties localized mechanical stresses due to differences in expansion of fuel and enclosure (voltages in the enclosure concentrated at cracks in the nuclear fuel). Corrosive fissile products are released from nuclear fuel and are present at the cutting of the fuel washers with the housing surface. Such fission products are formed in the nuclear fuel during the fission the reaction during operation of the nuclear reactor. They located the stresses are increased by high friction between the fuel and the lingen. hay (_14 _) * <1 Hydrogen can form in the interior of a closed fuel element by slow reaction between the enclosure and the remaining water inside the enclosures. This hydrogen can be built up to concentrations which under certain conditions may result in localized ring of the enclosure with consequent local destruction of the mechanical properties of the enclosure. The enclosure is affected also unfavorable by such gases as oxygen, nitrogen, carbon monoxide and carbon dioxide through a wide temperature range. Circular the nium enclosure of nuclear fuel elements is exposed to one or more of the gases listed above and fission products during the radiation in a nuclear reactor and this takes place despite these gases may not be present in the reactor coolant or mode ratator and further may have been excluded as far as possible from the surrounding atmosphere during the manufacture of the enclosure and the fuel element. Sintered refractory and ceramic components such as uranium dioxide and other compositions used in as a nuclear fuel, emits measurable amounts of the aforementioned the gases during heating, for example during the manufacture of the fuel and further emits fission products during irradiation ning. Particulate refractory and ceramic compositions, for example uranium dioxide powder and other powders used as a nuclear fuel, has been shown to emit a larger amount of them the aforementioned gases during irradiation. These released gases can react with the zirconium enclosure enclosing the nuclear fuel let.

Med hänsyn till det föregående har det sålunda visat sig önskvärt att minimera angreppet på kapslingen av vatten, vattenånga och andra gaser, i synnerhet väte, som reagerar med kapslingen från insidan av bränsleelementet under hela den tidrymd bränsleelementent användes i drift i kärnkraftanlägg- ningar. En sådan åtgärd har varit att finna material som reagerar hastigt kemiskt med vatten, vattenånga och andra gaser för att eliminera dessa från det inre av kapslingen.In view of the foregoing, it has thus been shown desirable to minimize the attack on the enclosure of water, water vapor and other gases, in particular hydrogen, which react with the housing from the inside of the fuel element throughout it time-consuming fuel elements were used in operation in nuclear power plants. nings. One such measure has been to find materials such as reacts rapidly chemically with water, water vapor and others gases to eliminate them from the interior of the enclosure.

Sådana material kallas "getter-material".Such materials are called "getter materials".

Ett annat tillvägagångssätt har varit att belägga kärnbränsle- materialet med något av en mångfald material för att förhindra 507 att fukt kommer i kontakt med kärnbränslematerialet. Belägg- ning av kärnbränslematerial medför tillförlitlighetsproblem beträffande åstadkommandet av likformiga beläggningar som är fria från felställen, vilket är svårt. Vidare kan förstöring av beläggningen medföra problem med långtidsegenskaperna hos kärnbränslematerialet.Another approach has been to coat nuclear fuel the material with any of a variety of materials to prevent 507 that moisture comes into contact with the nuclear fuel material. Evidence- Nuclear fuel materials pose reliability problems concerning the production of uniform coatings which are free from misplacements, which is difficult. Furthermore, destruction can of the coating cause problems with the long-term properties of the nuclear fuel material.

"Document GEAP-4555", daterad februari, 1964, beskriver en kompositkapsling av en zirkoniumlegering med en innerbeklädnad av rostfritt stål som är metallurgiskt bunden till zirkonium- legeringen, och kompositkapslingen tillverkas genom sträng- pressning av ett ihâligt ämne av zirkoniumlegeringen med en innerbeklädnad av rostfritt stål. Denna kapsling har den olägenheten, att det rostfria stålet utvecklar spröda faser, och skiktet av rostfritt stål medför en neutronabrorptionsför- lust av ca 10 - 15 gånger förlusten för en zirkoniumlegering med samma tjocklek."Document GEAP-4555", dated February, 1964, describes a composite enclosure of a zirconium alloy with an inner lining of stainless steel metallurgically bonded to zirconium the alloy, and the composite enclosure is manufactured by pressing a hollow blank of the zirconium alloy with a inner lining of stainless steel. This enclosure has it the inconvenience, that the stainless steel develops brittle phases, and the stainless steel layer results in a neutron abrasion lust of about 10 - 15 times the loss of a zirconium alloy with the same thickness.

US patentet 3.502.549 beskriver ett förfarande för att skydda zirkonium och legeringar därav genom elektrolytisk avsättning av krom för att ge ett kompositmaterial som är användbart för kärnreaktorer. Ett förfarande för elektrolytisk avsättning av koppar på Zircaloy-2- tor och efterföljande värmebehandling för âstadkommande av ytdiffusion av den elektrolytiskt avsatta metallen anges i Energia Nucleare, volym 11, nr i (september 1964).på sidorna 505 - 508. I Stability and Compatibility of Hydrogen Barriers Applied to Zirkonium Alloys av F. Brossa et al (European Atomic Energy Community, Joint Nuclear Research Center, EUR 4098e, 1969) beskrives metoder för avsättning av olika beläggmingar och dessas effektivitet såsom vätediffu- sionsbarriärer samt en Al-Si-beläggning såsom den mest lovande barriären mot vätediffusion. Metoder för elektroplätering av nickel på zirkonium och zirkonium-tennlegeringar och värmebe- handling av dessa legeringar för âstadkommande av legerings- diffusionsbindningar anges i Electroplating on Zirconium and Zirconium-Tin av W.C. Schickner et al (BMI-757, Technical Information Service- 1952).U.S. Patent 3,502,549 discloses a method of protection zirconium and alloys thereof by electrolytic deposition of chromium to provide a composite material useful for nuclear reactors. An electrolytic deposition process of copper on Zircaloy-2 tor and subsequent heat treatment to effect surface diffusion of the electrolytically deposited the metal is listed in Energia Nucleare, Volume 11, No. i (September 1964) .on pages 505 - 508. In Stability and Compatibility of Hydrogen Barriers Applied to Zirconium Alloys by F. Brossa et al (European Atomic Energy Community, Joint Nuclear Research Center, EUR 4098e, 1969) describes methods for depositing different coatings and their effectiveness as hydrogen diffusers barriers and an Al-Si coating as the most promising the barrier to hydrogen diffusion. Methods for electroplating of nickel on zirconium and zirconium-tin alloys and heat action of these alloys to achieve alloying diffusion bonds are given in Electroplating on Zirconium and Zirconium-Tin by W.C. Schickner et al (BMI-757, Technical Information Service- 1952).

US-patentet 3,625,821 beskriver ett bränsleelement för en kärnreaktor med ett bränslekapslingsrör med innerytan av röret belagd med en metall med låg neutroninfångningstvärsektion, såsom nickel och med findispergerade partiklar av ett bränn- bart gift anordnade däri. Reactor Development Program Progress Report av augusti 1973 (ANL-RDP-19) beskriver ett kemiskt getter-materialarrangemang med ett offerskikt av krom på innerytan av en kapsling av rostfritt stål.U.S. Patent 3,625,821 discloses a fuel element for a nuclear reactor with a fuel enclosure tube with the inner surface of the tube coated with a low neutron capture cross section metal, such as nickel and with finely dispersed particles of a combustible bare poison arranged therein. Reactor Development Program Progress Report of August 1973 (ANL-RDP-19) describes a chemical goats material arrangement with a sacrificial layer of chrome on the inner surface of a stainless steel housing.

Ett annat tillvägagångssätt har varit att införa en barriär mellan kärnbränslematerialet och kapslingen som innehålle kärnbränslematerialet, såsom anges i US patentet 3,230,15L (kopparfolie), tyska patentpublikationen DAS 1,238,115 (titan- skikt), US patentet 3,212,988 (skikt av zirkonium, aluminium eller beryllium), US patentet 3,018,238 (barriär av kris- tallint kol mellan UO2 och zirkoniumlegeringskapsling), och US patentet 3,088,893 (folie av rostfritt stål). Användningen av barriärskikt har ansetts lovande, men vissa av de i det föregående nämnda publikationerna beskriver användning av icke kombinerbara material med antingen kärnbränslet (exempel- vis kol som kan beredas med syre från kärnbränslet) eller med kapslingen (exempelvis koppar och andra metaller som kan reagera med kapslingen, förändra egenskaperna hos kapslingen), eller med kärnklyvningsreaktionen (exempelvis genom att verka såsom neutronabsorbatorer). Icke någon av de angivna publika- tionerna beskriver lösningar av problemet med lokaliserad kemisk-mekanisk inbördes inverkan mellan kärnbränslet och kapslingen.Another approach has been to introduce a barrier between the nuclear fuel material and the enclosure that contains the nuclear fuel material, as disclosed in U.S. Patent 3,230,15L (copper foil), German patent publication DAS 1,238,115 (titanium layer), U.S. Patent 3,212,988 (layer of zirconium, aluminum or beryllium), U.S. Patent 3,018,238 (barrier of crisis tall carbon between UO2 and zirconium alloy enclosure), and U.S. Patent 3,088,893 (stainless steel foil). The use of barrier layers have been considered promising, but some of those in it the aforementioned publications describe the use of incompatible materials with either the nuclear fuel (e.g. certain coal that can be prepared with oxygen from the nuclear fuel) or with the enclosure (for example, copper and other metals that can react with the enclosure, change the properties of the enclosure), or with the nuclear fission reaction (for example by acting such as neutron absorbers). None of the listed publications The solutions describe solutions to the problem of localized chemical-mechanical interaction between nuclear fuel and the enclosure.

Ytterligare försök med användning av barriärer anges i US paten- tet 3,969,186 (eldfast metall, såsom molybden, volfram, renium, niob och legeringar därav i form av ett rör eller folie med ett eller fler skikt eller en beläggning på innerytan av kapslin- gen), och US patentet 3,925,151 (beklädnad av zirkonium, niob eller legeringar därav mellan kärnbränslet och kapslingen med en beläggning av ett material med hög smörjförmåga mellan be- klädnaden och kapslingen).Additional attempts to use barriers are set forth in U.S. Pat. 3,969,186 (refractory metal such as molybdenum, tungsten, rhenium, niobium and alloys thereof in the form of a tube or foil with a or more layers or a coating on the inner surface of the capsule gene), and U.S. Patent 3,925,151 (zirconium cladding, niobium or alloys thereof between the nuclear fuel and the enclosure with a coating of a material with a high lubricity between the clothing and the enclosure).

US patentet 4,045,288 beskriver en kompositkapsling av ett zirkoniumlegeringssubstrat med en metallbarriär som är metal- lurgiskt bunden till substratet och ett innerskikt av zirko- niumlegering som är metallurgiskt bundet till metallbarriären.U.S. Patent 4,045,288 discloses a composite housing of a zirconium alloy substrate with a metal barrier that is metallic surgically bonded to the substrate and an inner layer of circulatory nium alloy metallurgically bonded to the metal barrier.

Barriären väljes från en grupp av niob, aluminium, koppar, nickel, rostfritt stål och järn. Det inneslutna (begravda) metallbarriärskiktet minskar korrosion p g a klyvningsproduk- ter och korrosiva gaser men utsättes för spänningskorrosions- sprickning och smält metall-försprödning.The barrier is selected from a group of niobium, aluminum, copper, nickel, stainless steel and iron. The enclosed (buried) the metal barrier layer reduces corrosion due to fission products. and corrosive gases but are exposed to stress corrosion cracking and molten metal embrittlement.

US patentet 4,200,492 beskriver en kompositkapsling av ett zirkoniumlegeringssubstrat med en beklädnad av zirkoniumsvamp.U.S. Patent 4,200,492 discloses a composite housing of a zirconium alloy substrate with a coating of zirconium sponge.

Den mjuka zirkoniumbeklädnaden minskar lokaliserade spänningar samt minskar spänningskorrosionssprickningen och förspröd- ningen av smält metall, men utsättes för produkter genom honing och liknande under tillverkningen och p g a oxidation.The soft zirconium coating reduces localized stresses and reduces stress corrosion cracking and embrittlement of molten metal, but exposed to products by honey and the like during production and due to oxidation.

Om vidare en spricka i kapslingen skulle uppkomma som tillåter att vatten och/eller vattenånga inträder i bränslestaven, har zirkoniumbeklädnaden en tendens att oxideras hastigt.Furthermore, if a crack in the enclosure should arise that allows that water and / or water vapor enters the fuel rod, has the zirconium coating tends to oxidize rapidly.

Det har sålunda blivit önskvärt att utveckla kärnbränsleelement som minskar de ovan diskuterade problemen.It has thus become desirable to develop nuclear fuel elements which reduces the problems discussed above.

Kärnbränsleelement enligt uppfinningen för användning i härden i en kärnreaktor har en kompositkapsling med en inner- beklädnad av utspädd zirkoniumlegering som är metallurgiskt bunden till innerytan av substratet. Den utspädda zirkonium- legeringen innefattar från ca 0,1 % till ca 0,5 %, räknat på vikten, av niob och företrädesvis från ca 0,2 till ca 0,4 viktprocent niob, varvid resten utgöres av zirkonium.Nuclear fuel elements according to the invention for use in the core of a nuclear reactor has a composite enclosure with an internal cladding of diluted zirconium alloy metallurgical bonded to the inner surface of the substrate. The diluted zirconium the alloy comprises from about 0.1% to about 0.5%, calculated on weight, of niobium and preferably from about 0.2 to about 0.4 weight percent niobium, the remainder being zirconium.

Substratet i kapslingen är helt oförändrat vad beträffar konstruktion och funktion jämfört med tidigare teknik för en kärnreaktor och väljes från konventionella kapslingsmaterial, exempelvis zirkoniumlegeringar. Ett zirkoniumlegeringa- kapslingssubstrat har en högre legeringshalt än den utspädda zirkoniumlegeringsbeklädnaden och företrädesvis högre niobhalt.The substrate in the enclosure is completely unchanged in terms of construction and function compared to previous technology for one nuclear reactor and selected from conventional encapsulation materials, for example zirconium alloys. A zirconium alloy encapsulation substrate has a higher alloy content than the diluted one the zirconium alloy cladding and preferably higher niobium content.

-!~\- ON Fx) Cr! CJ *(1 Beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering bildar en kontinuer- lig skärm mellan substratet och kärnbränslematerialet som hålles i kapslingen, liksom den skärm av zirkoniumlegeringen eller annat substrat för kapslingen från klyvningsprodukter och gaser. Beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering utgör från ca 1 till ca 20 % av kapslingens tjocklek.-! ~ \ - ON Fx) Cr! CJ * (1 The cladding of dilute zirconium alloy forms a continuous screen between the substrate and the nuclear fuel material which held in the enclosure, as well as the screen of the zirconium alloy or other substrate for the enclosure from fission products and gases. The cladding of dilute zirconium alloy constitutes from about 1 to about 20% of the thickness of the enclosure.

Beklädnaden förblir mjuk, i förhållande till substratet, under bestrålning och minskar lokaliserade spänningar inuti kärn- bränsleelementet och bidrar sålunda till att skydda kapslingen mot spänningskorrosionssprickning eller försprödning av smält metall. Beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering ger ett föredraget reaktionsställe för reaktion med flyktiga förore- ningar eller klyvningsprodukten som förefinnas inuti kärn- bränsleelementet och verkar på detta sätt till att skydda kapslingssubstratet mot angrepp av flyktiga föroreningar och klyvningsprodukter.The lining remains soft, relative to the substrate, underneath irradiation and reduces localized stresses inside the core the fuel element and thus helps to protect the enclosure against stress corrosion cracking or melt embrittlement metal. The cladding of dilute zirconium alloy gives a preferred reaction site for reaction with volatile contaminants or the fission product present inside the core the fuel element and acts in this way to protect the encapsulation substrate against the attack of volatile pollutants and cleavage products.

Uppfinningen medför såsom en väsentlig fördel att substratet i kapslingen skyddas mot spänningskorrosionssprickning och för- sprödning av smält metall, förutom mot kontakt med klyvnings- produkter, korrosiva gaser, etc, av beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering och beklädnaden inför icke några väsentliga neutroninfångningsförluster, värmeöverföringsförluster eller problem genom bristande kombinerbarhet mellan bränsle/bekläd- nadsmaterial. Dessutom ger beklädnadsmaterialet överlägsen beständighet mot oxidation av hett vatten eller vattenånga jämfört med olegerat zirkonium om ett brott uppträder i kapslingen.The invention has as a significant advantage that the substrate in the enclosure is protected against stress corrosion cracking and smelting of molten metal, except in contact with fission products, corrosive gases, etc., of the coating of diluted zirconium alloy and the cladding face no significant neutron capture losses, heat transfer losses or problems due to lack of compatibility between fuel / clothing material. In addition, the cladding material provides superior resistance to oxidation of hot water or water vapor compared to unalloyed zirconium if a break occurs in the enclosure.

Beskrivning av ritningsfigurerna Det föregående och andra ändamål med uppfinningen framgår för fackmannen vid läsning av beskrivningen och patentkraven under hänvisning till bifogade ritningsfigurer, på vilka: Figur 1 är en vy, delvis i sektion, av en kärnbränslepatron innehållande kärnbränsleelement konstruerade i enlighet med uppfinningen. 707 m n: w Figur 2 är en förstorad tvärsektion av kärnbränsleelementet enligt figur 1 och åskådliggör särdragen hos uppfinningen.Description of the drawing figures The foregoing and other objects of the invention will become apparent those skilled in the art upon reading the specification and claims with reference to the accompanying drawing figures, in which: Figure 1 is a view, partly in section, of a nuclear fuel assembly containing nuclear fuel elements designed in accordance with the invention. 707 m n: w Figure 2 is an enlarged cross-section of the nuclear fuel element according to Figure 1 and illustrates the features of the invention.

På figur 1 visas, delvis i sektion, en vy av en kärnbränsle- patron 10. Denna bränslepatron 10 utgöres av en rörformig strömningskanal 11 med i huvudsak kvadratisk tvärsektion, som vid den övre änden är försedd med en lyftögla 12 och vid den nedre delen av patronen ett nosstycke (icke visat p g a att den nedre delen av patronen 10 är utesluten). Den över änden av kanalen 11 är öppen vid utloppet 13 och den nedre änden av nosdelen är försedd med kylmedelsflödesöppningar. En grupp av bränsleelement eller stavar 14 är innesluten i kanalen 11 och stödes i denna med hjälp av en övre ändplåt 15 och en lägre ändplåt (icke visad p g a att den nedre delen är utesluten).Figure 1 shows, partly in section, a view of a nuclear fuel cartridge 10. This fuel assembly 10 is a tubular one flow channel 11 with substantially square cross section, which at the upper end is provided with a lifting loop 12 and at it lower part of the cartridge a nosepiece (not shown due to the lower part of the cartridge 10 is excluded). The one over the end of the channel 11 is open at the outlet 13 and the lower end of the nose part is provided with coolant flow openings. A group of fuel elements or rods 14 are enclosed in the channel 11 and supported in this by means of an upper end plate 15 and a lower one end plate (not shown due to the lower part being excluded).

Det vätskeformiga kylmedlet inträder normalt genom öppningarna i den nedre änden av nosdelen, passerar uppåt runt bränsle- elementen 14 och bortgår genom det övre utloppet 13 vid en förhöjd temperatur i ett delvis förångat tillstånd för kok- reaktorer eller i icke förångat tillstånd för tryckreaktorer.The liquid coolant normally enters through the openings at the lower end of the nose part, passes upwards around the fuel elements 14 and exits through the upper outlet 13 at a elevated temperature in a partially evaporated state for boiling reactors or in the non-evaporated state for pressure reactors.

Kärnbränsleelementen eller stavarna 14 är tillslutan vid ändarna med hjälp av ändpluggar 18 svetsade till kapslingen 17, som kan innefatta bultar 19 för att underlätta monteringen av bränslestavarna i patronen. Ett tomt utrymme eller plenum är utformat vid ena änden av elementet för att tillåta ut- vidgning i längdriktningen av bränslematerialet och ansamling av gaser som avges från bränslematerialet. Ett kärnbränsle- materialkvarhållningsorgan 24 i form av ett skruvlinjeformat organ är anordnat i utrymmet 20 för att ge en mothållande kraft mot den axiella rörelsen av bränslekutspelaren, i synnerhet under hantering och transport av bränsleelementet.The nuclear fuel elements or rods 14 are closed at the ends by means of end plugs 18 welded to the housing 17, which may include bolts 19 to facilitate assembly of the fuel rods in the cartridge. An empty space or plenary is designed at one end of the element to allow discharge longitudinal expansion of the fuel material and accumulation of gases emitted from the fuel material. A nuclear fuel material retaining means 24 in the form of a helical format means are provided in the space 20 to provide an abutment force against the axial movement of the fuel player, i especially during handling and transport of the fuel element.

Bränsleelementet är konstruerat för att ge mycket god termisk kontakt mellan kapslingen och bränslematerialet, ett minimum av parasitisk neutronabsorption och beständighet mot böjning och vibration som tillfälligt orsakas av flöde av kylmedlet med hög hastighet.The fuel element is designed to provide very good thermal contact between the housing and the fuel material, a minimum of parasitic neutron absorption and resistance to bending and vibration temporarily caused by flow of the coolant with high speed.

Ett kärnbränsleelement eller stav 14 konstruerat enligt upp- finningen visas delvis i sektion på figur 1. Bränsleelementet innefattar en kärna en central cylindrisk del av kärnbränsle- material 16, vilket på figuren visas såsom ett flertal bräns- lekutsar av klyvbart och/eller fertilt material anordnade i en strukturell eller bärande kapsling eller behållare 17. I vissa fall kan bränslekutsarna har olika former, såsom cylind- riska bränslekutsar eller sfäriska och, i andra fall, kan olika bränsletyper, såsom partikelformigt bränsle användas.A nuclear fuel element or rod 14 constructed in accordance with the finding is shown partly in section in figure 1. The fuel element a core comprises a central cylindrical part of the nuclear fuel material 16, which is shown in the figure as a plurality of fuels play pots of fissile and / or fertile material arranged in a structural or load-bearing enclosure or container 17. I In some cases, the fuel pellets may have different shapes, such as cylinders. risky fuel pellets or spherical and, in other cases, may different types of fuel, such as particulate fuel are used.

Den fysiska formen av bränslet är oväsentlig för uppfinningen.The physical form of the fuel is irrelevant to the invention.

Olika kärnbränslematerial kan användas, inkluderande uranföre- ningar, plutoniumföreningar, toriumföreningar och blandningar därav. Ett föredraget bränsle är urandioxid eller en bland- ning innefattande urandioxid och plutoniumdioxid.Various nuclear fuel materials can be used, including uranium compounds, plutonium compounds, thorium compounds and mixtures hence. A preferred fuel is uranium dioxide or a mixture including uranium dioxide and plutonium dioxide.

Såsom visas på figur 2 bildar kärnbränslematerial 16 den centrala kärnan i bränsleelementet 14 och omges med en kaps- ling 17, vilken, enligt uppfinningen, även benämnes komposit- kapslingsbehâllare. Kompositkapslingsbehållaren innesluter den klyvbara kärnan med kvarlämnande av ett gap eller mellan- rum 23 mellan kärnan och kapslingen under användning i en kärnreaktor. Kompositkapslingsbehâllaren har ett yttre substrat 21 valt bland konventionella kapslingsmaterial, såsom rostfritt stål och zirkoniumlegeringar, och enligt en före- dragen utföringsform av uppfinningen är substratet en zirko- niumlegering, såsom Zircaloy-ágl Till insidan av substratet 21 är metallurgiskt bunden en be- klädnad av utspädd zirkoniumlegering 22 så att zirkoniumlege- ringsbeklädnaden bildar en kontinuerlig skärm för substratet mot kärnbränslematerialet 16 inuti kompositkapslingen. Be- klädnande av utspädd zirkoniumlegering utgör företrädesvis från ca 1 till ca 20 % av kapslingens tjocklek. Med uttrycket utspädd zirkoniumlegering avses härvid en zirkoniumlegering med en legeringshalt som är tillräckligt låg för att uppvisa större duktilitet än substratmaterialet.As shown in Figure 2, nuclear fuel material 16 forms it the central core of the fuel element 14 and is surrounded by a capsule 17, which, according to the invention, is also called the composite enclosure container. The composite enclosure container encloses the fissile core leaving a gap or intermediate space 23 between the core and the housing during use in a nuclear reactor. The composite enclosure container has an outer substrate 21 selected from conventional encapsulation materials, such as stainless steel and zirconium alloys, and according to a Embedded embodiment of the invention, the substrate is a circulating nium alloy, such as Zircaloy-ágl To the inside of the substrate 21 is metallurgically bonded a cladding of diluted zirconium alloy 22 so that zirconium alloy the ring cladding forms a continuous screen for the substrate against the nuclear fuel material 16 inside the composite housing. Ask- cladding of dilute zirconium alloy preferably constitutes from about 1 to about 20% of the thickness of the enclosure. With the expression Diluted zirconium alloy refers to a zirconium alloy with an alloy content low enough to exhibit greater ductility than the substrate material.

En beklädnad av utspädd zirkoniumlegering som bildar mindre än 462 507 ca 1 % av kapslingens tjocklek skulle vara svår att åstadkomma vid kommersiell produktion, och en beklädnad av utspädd zirko- niumlegering som bildar mer än 20 % av kapslingens tjocklek ger icke någon ytterligare fördel med den ökade tjockleken.A cladding of diluted zirconium alloy which forms less than 462 507 about 1% of the thickness of the enclosure would be difficult to achieve in commercial production, and a lining of diluted circulatory nium alloy which forms more than 20% of the thickness of the enclosure does not provide any additional benefit with the increased thickness.

Vidare innebär en beklädnad av mer än ca 20 % av tjockleken av kapslingen en samtidig minskning av tjockleken av substratet och eventuell försvagning av kapslingen.Furthermore, a cladding of more than about 20% of the thickness of the enclosure a simultaneous reduction in the thickness of the substrate and possible weakening of the enclosure.

Beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering verkar såsom ett föredraget reaktionsställe för gasformiga föroreningar och klyvningsprodukter samt skyddar substratdelen av kapslingen mot kontakt och reaktion med sådana föroreningar och klyv- ningsprodukter och minskar förekomsten av lokaliserade spän- ningar.The cladding of dilute zirconium alloy acts as one preferred reaction site for gaseous pollutants and fission products and protects the substrate part of the enclosure against contact and reaction with such contaminants and cleavage products and reduces the occurrence of localized voltages nings.

Beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering innefattar från ca 0,1 % till ca 0,5 %, räknat på vikten, av niob, och företrä- desvis frân ca 0,2 till 0,4 viktprocent niob, varvid resten är zirkonium.The cladding of dilute zirconium alloy comprises from approx 0.1% to about 0.5%, by weight, of niobium, and preferably from about 0.2 to 0.4% by weight of niobium, the remainder is zirconium.

En utspädd zirkoniumlegering innefattande från ca 0,1 % till ca 0,5 % av vikten niob uppvisar ökad beständighet mot korro- sion eller oxidation genom kontakt med hett vatten och vatten- ånga jämfört med olegerat zirkonium. Utspädda zirkoniumlege- ringar innefattande mindre än ca 0,1 viktprocent niob upp- visar icke någon signifikant ökning av korrosionsbeständighe- ten och är svåra att åstadkomma vid kommersiell tillverkning.A dilute zirconium alloy comprising from about 0.1% to about 0.5% of the weight of niobium shows increased resistance to corrosion or oxidation by contact with hot water and water steam compared to unalloyed zirconium. Diluted zirconium alloys rings containing less than about 0.1% by weight of niobium does not show a significant increase in corrosion resistance and are difficult to achieve in commercial manufacturing.

Niob är lösligt i zirkonium inom området från ca 0,1 % till över 0,5 % av vikten. En viss hållfasthetshöjning eller härdning i fast lösning äger rum p g a lösligheten av niob, men mängden är tillräckligt låg för att möjliggöra att den ut- spädda zirkoniumlegeringen motstår bränslestângförstöring p g a inbördes inverkan mellan bränslekuts och kapsling. över ca 0,5 viktprocent bildar niob fällningar som ökar håll- fastheten hos zirkoniumlegeringen och väsentligen minskar dess duktilitet eller plasticitet. En övre gräns av ca 0,5 462 307 11 viktprocent föredrages därför för att säkerställa att den ut- spädda zirkoniumlegeringen förblir i hög grad duktil och be- ständig mot bestrålningshärdning vilket möjliggör att bekläd- naden av utspädd zirkoniumlegering efter långvarig bestrålning bibehåller önskade strukturegenskaper, såsom sträckgräns och hårdhet vid nivåer som är väsentligt lägre än dessa för kon- ventionella zirkoniumlegeringar. Beklädnaden av utspädd zir- koniumlegering härdas icke lika mycket som konventionella zirkoniumlegeringar när den utsättes för bestrålning och detta tillsammans med dess ursprungligen låga sträckgräns, möjliggör att den utspädda zirkoniumlegeringsbeklädnaden deformeras plastiskt och utlöser av bränslekutsarna inducerade spänningar i kapslingen. Sådana spänningar kan åstadkommas exempelvis genom svällning av bränslekutsarna vid reaktorns arbetstempera- turer (300 - 350°C) så att bränslekutsarna kommer i kontakt med kapslingen.Niobium is soluble in zirconium in the range from about 0.1% to over 0.5% by weight. A certain strength increase or curing in solid solution takes place due to the solubility of niobium, but the quantity is low enough to enable it to be dilute zirconium alloy resists fuel rod destruction due to the mutual influence between the fuel tank and the housing. over about 0.5% by weight form niobium precipitates which increase the the strength of the zirconium alloy and substantially decreases its ductility or plasticity. An upper limit of about 0.5 462 307 11 weight percentage is therefore preferred to ensure that the the dilute zirconium alloy remains highly ductile and resistant to radiation curing, which makes it possible to coat diluted zirconium alloy after prolonged irradiation maintains desired structural properties, such as yield strength and hardness at levels significantly lower than those for conventional zirconium alloys. The cladding of diluted zir- conium alloy does not harden as much as conventional zirconium alloys when exposed to radiation and this together with its originally low yield strength, allows that the diluted zirconium alloy coating is deformed plastic and triggers the fuel pellets induced stresses in the enclosure. Such voltages can be provided, for example by swelling the fuel pellets at the operating temperature of the reactor. trips (300 - 350 ° C) so that the fuel pellets come into contact with the enclosure.

En beklädnad av utspädd zirkoniumlegering innefattande ca 0,2 till ca 0,4 viktprocent niob föredrages i synnerhet p g a att en utspädd zirkoniumlegering inom detta område uppvisar den föredragna kombinationen av korrosionsbeständighet och dukti- litet. Under ca 0,2 % niob i zirkoniumet börjar korrosionsbe- ständigheten att närma sig denna för svampzirkonium. I synner- het föredrages en maximal niobhalt av ca 0,4 % för att säker- ställa att beklädnaden icke ligger utanför löslighetsområdet i fast lösning oberoende av värmebehandlingen av bränslestången under lång tidrymd vilket säkerställer fortsatt duktilitet.A cladding of dilute zirconium alloy comprising about 0.2 to about 0.4% by weight of niobium is preferred in particular because a dilute zirconium alloy in this range exhibits it preferred combination of corrosion resistance and ductility small. Below about 0.2% niobium in the zirconium, corrosion the constantness of approaching this for fungal zirconium. In particular a maximum niobium content of about 0.4% is preferred to ensure ensure that the coating is not outside the solubility range in solid solution independent of the heat treatment of the fuel rod for a long period of time, which ensures continued ductility.

Beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering innehållande ca 0,1 - 0,5 viktprocent niob och företrädesvis från ca 0,2 - 0,4 vikt- procent niob, som utgör från ca 1 - 20 % av tjockleken av kapslingen och företrädesvis från ca 5 till 15 % av kapslingen bunden tillett konventionellt zirkoniumlegeringssubstrat ger spänningsminskning samtidigt med förbättrad korrosionsbestän- dighet, i synnerhet beständighet mot oxidation genom inverkan av hett vatten och vattenånga vid brott på kapslingen.The cladding of dilute zirconium alloy containing about 0.1 - 0.5% by weight of niobium and preferably from about 0.2 - 0.4% by weight. percent niobium, which makes up from about 1 - 20% of the thickness of the enclosure and preferably from about 5 to 15% of the enclosure bonded to conventional zirconium alloy substrate stress reduction while improving corrosion resistance in particular, resistance to oxidation by impact of hot water and water vapor in case of breakage of the enclosure.

Renhetsgraden hos den zirkoniummetall som legeras med niob är 462 507 12 betydelsefull ocllmedför speciella egenskaper hos beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering. I allmänlet ingår minst 1000 miljondelar (ppm) av vikten och mindre än 5000 ppm förore- ningar i zirkoniummetallen och företrädesvis mindre än 4200 ppm. Av dessa kan syre variera upp till ca 1000 ppm.The degree of purity of the zirconium metal alloyed with niobium is 462 507 12 significant and brings with it special properties of the clothing of dilute zirconium alloy. In general, at least 1000 are included parts per million (ppm) by weight and less than 5000 ppm zirconium metal and preferably less than 4200 ppm. Of these, oxygen can vary up to about 1000 ppm.

Kompositkapslingen hos kärnbränsleelement enligt uppfinningen innefattar en beklädnad av utspädd zirkoniumlegering som är metallurgiskt bunden till substratet. Metallografisk under- sökning visar att det förekommer tillräcklig tvärdiffusion mellan substratet och zirkoniumbeklädnaden för att bilda metallurgiska bindningar, men otillräckligt för tvärdiffusion för väsentligen legering med den utspädda zirkoniumlegerings- beklädnaden själv.The composite housing of nuclear fuel elements according to the invention comprises a cladding of dilute zirconium alloy which is metallurgically bonded to the substrate. Metallographic sub- search shows that there is sufficient cross-diffusion between the substrate and the zirconium cladding to form metallurgical bonds, but insufficient for cross-diffusion for substantially alloying with the diluted zirconium alloy the clothing itself.

Bland konventionella zirkoniumlegeringar som är användbara såsom lämpliga substrat finnes Zircaloy-Éæbch Zircaloy-4G! Zircaloy-Zæännehåller, på viktbasis, ca 1,5 % tenn, 0,12 % järn, 0,09 % krom och 0,09 % nickel och användes i stor om- fattning i vattenkylda reaktorer. Zircaloy- ar mindre nickel än Zircaloy-áhen innehåller något mer järn än Zircaloy-2E9,1Den kompositkapsling som användes i kärnbränsle- elementen enligt uppfinningen kan framställas med någon av följande metoder.Among conventional zirconium alloys that are useful as suitable substrates are Zircaloy-Éæbch Zircaloy-4G! Zircaloy-Zæänne contains, on a weight basis, about 1.5% tin, 0.12% iron, 0.09% chromium and 0.09% nickel and was widely used socket in water-cooled reactors. Zircaloy- ar smaller nickel than Zircaloy-hæen contains slightly more iron than Zircaloy-2E9,1The composite housing used in nuclear fuel the elements according to the invention can be produced with any of the following methods.

Enligt en metod införes ett rör av beklädnadsmaterialet av utspädd zirkoniumlegering i ett ihâligt ämne av det material som väljes såsom substrat, och därefter underkastas enheten explosionsbindning av röret till ämnet. Kompositprodukten strängpressas med användning av konventionell rörskalsträng- pressning vid förhöjda temperaturer av ca 538 - 76O0C. Där- efter underkastas den strängpressade kompositprodukten ett förfarande innefattande konventionell rörreduktion tills den* önskade tjockleken hos kapslingen uppnåtts. Den relativa väggtjockleken hos det ihåliga ämnet och beklädnadsröret av utspädd zirkoniumlegering väljes för att ge det önskade tjockleksförhållandet i det färdiga kapslingsröret. 4: c\ w (J. 1 ca ~<| 13 Enligt en annan metod införes ett rör av den utspädda zirko- niumlegeringen i ett ihâligt ämne av det material som väljes såsom substrat varefter enheten underkastas ett upphettnings- steg (exempelvis 75000 under 8 h) under tryckspänningar och för att säkerställa god metall-till-metall-kontakt och diffu- sionsbindning mellan röret och ämnet. Den diffusionsbundna kompositprodukten strängpressas med användning av konventio- nell rörskalsträngpressning, såsom beskrives ovan i det före- gående stycket. Därefter underkastas den strängpressade kom- positprodukten ett förfarande innefattande konventionell rör- reduktion tills den önskade dimensionen hos kapslingen upp- nåtts.According to one method, a tube of the cladding material is inserted off diluted zirconium alloy in a hollow substance of that material which is selected as the substrate, and then subjected to the unit explosion bonding of the pipe to the substance. The composite product extruded using conventional tubular shell extruder pressing at elevated temperatures of about 538 - 76O0C. Where- after the extruded composite product is subjected to a method comprising conventional pipe reduction until the * desired thickness of the enclosure has been achieved. The relative the wall thickness of the hollow blank and the casing of diluted zirconium alloy is selected to give the desired the thickness ratio in the finished enclosure tube. 4: c \ w (J. 1 ca ~ <| 13 According to another method, a tube of the diluted zirconium is inserted. the alloy in a hollow substance of the material selected as a substrate after which the unit is subjected to a heating steps (for example 75000 for 8 hours) under compressive stresses and to ensure good metal-to-metal contact and diffusion bond between the tube and the substance. The diffusion-bound the composite product is extruded using conventional tube shell extrusion, as described above in the foregoing walking paragraph. Thereafter, the extruded compound is subjected to the positive product a process comprising conventional reduction until the desired dimension of the enclosure is reached reached.

Enligt ytterligare en metod införes ett rör av beklädnadsmate- rialet av utspädd zirkoniumlegering i ett ihåligt ämne av det material som väljes såsom substrat, och enheten strängpressas med användning av konventionell rörskalsträngpressning såsom beskrives ovan. Därefter underkastas den strängpressade kom- positprodukten ett förfarande innefattande konventionell rör- reduktion tills den önskade dimensionen hos kapslingen erhål- lits.According to a further method, a tube of cladding material is inserted. of diluted zirconium alloy in a hollow substance thereof material selected as a substrate, and the unit is extruded using conventional tube shell extrusion such as described above. Thereafter, the extruded compound is subjected to the positive product a process comprising conventional reduction until the desired dimension of the enclosure is obtained lits.

De i det föregående angivna processerna för tillverkning av kompositkapslingen enligt uppfinningen ger ekonomiska fördelar jämfört med andra processer som användas vid tillverkning och kapsling, såsom elektroplätering eller ångavsättning. Ett kärnbränsleelement kan tillverkas eller smidas genom fram- ställning av en kompositkapslingsbehållare som är öppen vid ena änden, varvid kapslingsbehållaren har ett substrat och en invändig beklädnad av utspädd zirkoniumlegering metallurgiskt bunden till innerytan av substratet. Elementen kompletteras genom fyllning av kompositkapslingsbehållaren med kärnbränsle- material, med kvarlämnande av ett hâlrum vid den öppna änden, införing av ett fasthållningsorgan för kärnbränslematerialet i hålfummet, anbringande av ett tillslutningsorgan vid den öppna änden av behållaren med kvarlämnande av hâlrummet i förbindelse med kärnbränslet, och därefter bindning av änden av kapslings- behållaren till tillslutningsorganet så att en tät fog mellan 462 97 (_r~! 14 dessa âstadkommes.The processes specified above for the manufacture of the composite housing according to the invention provides economic advantages compared to other processes used in manufacturing and enclosure, such as electroplating or vapor deposition. One nuclear fuel elements can be manufactured or forged by position of a composite enclosure container that is open at one end, the enclosure container having a substrate and one interior cladding of diluted zirconium alloy metallurgically bonded to the inner surface of the substrate. The elements are supplemented by filling the composite housing container with nuclear fuel material, leaving a cavity at the open end, insertion of a holding means for the nuclear fuel material in the hollow fume, attaching a closure member to the open the end of the container leaving the cavity in communication with the nuclear fuel, and then bonding the end of the enclosure the container to the closure means so that a tight joint between 462 97 (_r ~! 14 these are achieved.

Föreliggande uppfinning erbjuder ett flertal fördelar som gynnar en lång användningslivslängd hos kärnbränsleelementet, inkluderande minskning av kemisk inverkan av eller på kaps- lingen, minimering av lokaliserade spänningar på zirkonium- legeringssubstratdelen av kapslingen, minimering av spännings- korrosion av kapslingens zirkoniumlegeringssubstratdel, och minskning av sannolikheten för förstöring genom sprickning av zirkoniumlegeringssubstratet.The present invention offers a number of advantages such as favors a long service life of the nuclear fuel element, including reduction of the chemical impact of or on the capsule minimization of localized stresses on the zirconium alloy substrate part of the enclosure, minimizing the voltage corrosion of the zirconium alloy substrate part of the enclosure, and reducing the likelihood of destruction by cracking the zirconium alloy substrate.

Förutom att minimera spänningar och spänningskorrosion hos substratet är beklädnaden av utspädd zirkoniumlegering beständig mot oxidation av vattenånga och hett vatten om kaps- lingen utsättes för brott, under det att olegerat zirkonium oxideras mycket hastigt under dessa betingelser. Den utspädda zirkoniumlegeringen uppvisar en plasticitet som är likartad med olegerat zirkonium och ger fördelarna med detta men ger även ökad beständighet mot korrosion, i synnerhet oxidation genom inverkan av hett vatten och vattenånga.In addition to minimizing stresses and stress corrosion in the substrate is lined with dilute zirconium alloy resistant to oxidation of water vapor and hot water if exposed to crime, while unalloyed zirconium oxidizes very rapidly under these conditions. The diluted the zirconium alloy exhibits a plasticity that is similar with unalloyed zirconium and provides the benefits of this but provides also increased resistance to corrosion, in particular oxidation by the influence of hot water and water vapor.

En betydelsefull egenskap hos kompositkapslingen enligt upp- finningen är att de i det föregående nämnda förbättringarna uppnås utan någon väsentlig ytterligare neutronförlust. En sådan kapsling accepteras väl i kärnreaktorer eftersom kaps- lingen icke uppvisar eutektikumbildning vid en olycka med för- lust av kylmedel eller en olycka innefattande tappning av en kärnkontrollstav. Vidare har kompositkapslingen en mycket ringa värmeöverföringsförlust eftersom det icke finnes någon termisk barriär mot överföring av värme såsom är fallet om en separat folie eller beklädnad införes i ett bränsleelement.A significant property of the composite housing according to The finding is that the aforementioned improvements achieved without any significant additional neutron loss. One such encapsulation is well accepted in nuclear reactors because does not show eutectic formation in an accident involving lust for refrigerant or an accident involving bottling of a core control rod. Furthermore, the composite housing has a lot small heat transfer loss because there is none thermal barrier against heat transfer as is the case if one separate foil or cladding is inserted into a fuel element.

Kompositkapslingen enligt uppfinningen är även inspekterbar med konventioneüa.icke-förstörande provningsmetoder under olika stadier av tillverkning och användning.The composite housing according to the invention is also inspectable with conventional non-destructive test methods under different stages of manufacture and use.

Såsom är uppenbart för fackmannen kan olika modifikationer och förändringar utföras på den beskrivna uppfinningen. vx (J)As will be apparent to those skilled in the art, various modifications and modifications may be made changes are made to the described invention. vx (J)

Claims (6)

ro m c:- -<1 m" 46, PATENTKRAVro m c: - - <1 m "46, PATENTKRAV l. _ Kärnbränsleelement innefattande en central kärna av en kropp av kärnbränslematerial vald från gruppen bestående av föreningar av uran, plutonium, torium och blandningar därav och en långsträckt kompositkapslingsbehållare, som innesluter kärnan och innefattar en yttre del som bildar ett substrat, samt en beklädnad av zirkoniumlegering, k ä n n e t e c k - n a t därav, att zirkoniumlegeringen innehåller från ca 0,1 till ca 0,5 viktprocent niob och företrädesvis från ca 0,2 till ca 0,4 viktprocent niob, varvid resten är zirkonium, samt är metallurgiskt bunden till innerytan av substratet, varvid beklädnaden av zirkoniumlegering innefattar från ca 1 till ca 20 % av kompositkapslingsbehållarens tjocklek.Nuclear fuel element comprising a central core of a body of nuclear fuel material selected from the group consisting of compounds of uranium, plutonium, thorium and mixtures thereof and an elongate composite enclosure container enclosing the core and comprising an outer portion forming a substrate, and a cladding of zirconium alloy, characterized in that the zirconium alloy contains from about 0.1 to about 0.5% by weight of niobium and preferably from about 0.2 to about 0.4% by weight of niobium, the remainder being zirconium, and being metallurgically bonded to the inner surface. of the substrate, the zirconium alloy coating comprising from about 1 to about 20% of the thickness of the composite enclosure container. 2. Kärnbränsleelement enligt patentkrav 1, k ä n n e - t e c k n a t därav, att beklädnaden av zirkoniumlegering innefattar från ca 5 till ca 15 % av kompositkapslingsbehålla- rens tjocklek.2. A nuclear fuel element according to claim 1, characterized in that the zirconium alloy coating comprises from about 5 to about 15% of the thickness of the composite enclosure container. 3. Kärnbränsleelement enligt patentkrav l eller 2, k ä n n e t e c k n a t därav, att substratet utgöres av en zirkoniumlegering och att kärnan av kärnbränslematerial delvis fyller behållaren med kvarlämnande av ett inre hålrum i behål- laren samt att ett tillslutningsorgan är helt fästat och för- slutet vid varje ände av behållaren, samt ett kärnbränslemate- rialkvarhållande organ är anordnat i hålrummet, varvid kaps- lingsbehållaren innesluter kärnan med kvarlämnande av ett gap mellan kärnan och kapslingen under användning i en kärnreak- tor.Nuclear fuel element according to claim 1 or 2, characterized in that the substrate consists of a zirconium alloy and that the core of nuclear fuel material partially fills the container leaving an internal cavity in the container and that a closing member is completely attached and closed at each end of the container, and a nuclear fuel retaining means are arranged in the cavity, the encapsulation container enclosing the core leaving a gap between the core and the enclosure during use in a nuclear reactor. 4. Kompositkapslingsbehållare för kärnbränsleelement innefattande en yttre del, som bildar ett substrat, samt en beklädnad av zirkoniumlegering, k ä n n e t e c k n a d därav, att zirkoniumlegeringen innehåller från ca 0,1 till ca 0,5 viktprocent niob och företrädesvis från ca 0,2 till ca 0,4 viktgrocent niob, varvid resten är zirkonium, samt är få 462 507 metallurgiskt bunden till innerytan av substratet, varvid beklädnaden av zirkoniumlegering innefattar från ca l till ca 20 % av kompositkapslingsbehållarens tjocklek.4. A composite encapsulation container for nuclear fuel elements comprising an outer portion forming a substrate, and a zirconium alloy cladding, characterized in that the zirconium alloy contains from about 0.1 to about 0.5 weight percent niobium, and preferably from about 0.2 to about 0.4% by weight of niobium, the remainder being zirconium, and few being metallurgically bonded to the inner surface of the substrate, the zirconium alloy coating comprising from about 1 to about 20% of the thickness of the composite enclosure container. 5. ' Kompositkapslingsbehållare enligt patentkrav 4, k ä n n e t e c k n a d därav, att beklädnaden av zirkonium- legering innefattar från ca 5 till ca 15 % av kompositkaps- lingsbehållarens tjocklek.5. A composite enclosure container according to claim 4, characterized in that the zirconium alloy coating comprises from about 5 to about 15% of the thickness of the composite enclosure container. 6. Kompositkapslingsbehållare enligt patentkrav 4 eller 5, k ä n n e t e c k n a d därav, att den såsom substrat använda zirkoniumlegeringen innehåller niob i en högre lege- ringshalt än beklädnaden av zirkoniumlegering. f)Composite enclosure container according to Claim 4 or 5, characterized in that the zirconium alloy used as a substrate contains niobium in a higher alloy content than the zirconium alloy cladding. f)