[go: up one dir, main page]

DE3881097T2 - Kern-brennelementzirkoniumhuellrohr fuer einen druckwasserreaktor. - Google Patents

Kern-brennelementzirkoniumhuellrohr fuer einen druckwasserreaktor.

Info

Publication number
DE3881097T2
DE3881097T2 DE8888105263T DE3881097T DE3881097T2 DE 3881097 T2 DE3881097 T2 DE 3881097T2 DE 8888105263 T DE8888105263 T DE 8888105263T DE 3881097 T DE3881097 T DE 3881097T DE 3881097 T2 DE3881097 T2 DE 3881097T2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
cladding
zirconium
tube
mpa
nuclear fuel
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.)
Revoked
Application number
DE8888105263T
Other languages
English (en)
Other versions
DE3881097D1 (de
Inventor
Harry Max Ferrari
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.)
Westinghouse Electric Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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=21920540&utm_source=google_patent&utm_medium=platform_link&utm_campaign=public_patent_search&patent=DE3881097(T2) "Global patent litigation dataset” by Darts-ip is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Application granted granted Critical
Publication of DE3881097D1 publication Critical patent/DE3881097D1/de
Publication of DE3881097T2 publication Critical patent/DE3881097T2/de
Anticipated expiration legal-status Critical
Revoked legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/16Details of the construction within the casing
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • G21C3/07Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Jet Pumps And Other Pumps (AREA)
  • Powder Metallurgy (AREA)
  • Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
  • Other Surface Treatments For Metallic Materials (AREA)

Description

  • Die vorliegende Erfindung bezieht sich auf eine verbesserte Kernbrennstabhülle zur Verwendung in Druckwasserreaktoren zur Erzeugung elektrischer Energie durch Kernspaltung.
  • Bei der Erzeugung elektrischer Energie aus Druckwasserkernreaktorsystemen liefert der Reaktor Wärme zur Erzeugung von Dampf, der zum Antrieb einer Turbine verwendet wird. Die im Druckwasserreaktor vorhandenen Brennkörper bzw. Brennstäbe weisen ein Behältnis- bzw. Hüllmaterial auf, das einen Kernbrennstoff wie beispielsweise Urandioxid enthält, wobei der Brennstoff in dem Behältnis eingeschlossen ist.
  • Während verschiedene Arten von Hüllmaterialien zur Verwendung bei der Herstellung der Umhüllung vorgeschlagen worden sind, sind die am meisten vorherrschenden Materialien Zikoniumbasislegierungen wegen der Festigkeit, der Korrosionbeständigkeit und der niedrigen Neutronenabsorption dieser Legierungen unter Betriebsbedingungen.
  • Die Konstrukteure solcher Brennstäbe haben herkömmlicherweise zweckgerichtet kleine Mengen an Legierungselementen und/oder Zwischengitterelemente wie beispielsweise Sauerstoff oder Kohlenstoff zum Zirkonium zugegeben, um die Festigkeit der Zirkoniumbasis-Hüllmaterialien zu steigern. Typischerweise geben gebräuchliche Spezifikationen einen Sauerstoffgehalt in einem Zirkoniumlegierung-Hüllmaterial wie beispielsweise einem Zirkaloy von zwischen etwa 1.000 bis 1.550 Gewichtsteilen pro Million an. Um solche Mengen zu erreichen, muß Sauerstoff zweckgerichtet einem Zirkaloybarren zugegeben werden, der zur Formung der Umhüllung verwendet wird.
  • Während die Zugabe von Sauerstoff in dem angegebenen Bereich die Festigkeit von Zirkaloy steigert, was eine wünschenswerte Eigenschaft ist, führt eine solche Anwesenheit von Sauerstoff allerdings auch zu einer Verringerung der Widerstandsfähigkeit der Umhüllung gegen auf Tabletten-Hüllrohr-Wechselwirkung (PCI) zurückzuführende Schäden. Wie in meiner parallelen Anmeldung Serial No. 919 943, angemeldet am 17. Oktober 1986, beschrieben ist, verursachen freigesetzte spaltbare Materialien aus dem Kernbrennstoff während des Betriebs eines Kernreaktors ein Problem hinsichtlich Spannungskorrosion und möglicher Schäden an der metallenen rohrförmigen Umhüllung. Die chemische Reaktion des Zirkoniumlegierungsrohrs mit den flüchtigen spaltbaren Materialien im Zusammenhang mit betriebsbedingten Spannungen in der Umhüllung können Spannungskorrosionsrißbildung des Zirkoniumlegierungshüllrohrs und eine sich ergebende Druchdringung der Rohrwand hervorrufen. Zur Verhinderung von Schäden durch Tabletten-Hüllrohr-Wechselwirkung ist es vorgeschlagen worden, an der Innenseite des Hüllrohrs ein Auskleidungsrohr zu verwenden, beispielsweise eine Zirkoniumauskleidung zwischen den Brennstofftabletten und einem Zirkaloy-Hüllrohr. Solche rohrförmigen Auskleidungen sind von der in der US 4 200 492 und der US 4 372 817 beschriebenen Bauart. Die US 4 200 492 beschreibt einen Kernbrennstab mit einem Hüllrohr aus einer Zirkoniumlegierung mit einer metallurgisch an die Innenoberfläche des Legierungsrohrs gebundenen Sperre aus Zirkoniumschwamm. Die Zirkoniumschwammsperre hat eine Dicke von 1 % bis 30 % der Dicke des Legierungsrohrs, um das Legierungsrohr vor Einwirkungen des darin enthaltenen Kernbrennstoffs zu schützen. Von der Zirkoniumschwammauskleidung wird gesagt, daß sie während der Bestrahlung weich bleibt und örtliche Spannungsbeanspruchungen des Kernbrennstabs möglichst klein hält und das Legierungsrohr gegen Spannungskorrosionsrißbildung oder Flüssigmetallversprödung schützt. Die Zirkoniumschwammauskleidung enthält 1.000 bis 5.000 ppm Verunreinigungen, wobei der Sauerstoffgehalt der Verunreinigungen etwa 200 bis 1.200 ppm ausmacht. Die US 4 372 817 stellt einen Parallelfall zur US 4 200 492 dar und beschreibt einen Kernbrennstab, der ähnlich demjenigen des früheren Patents ist. Der dortige Anspruch verlangt ein Zirkoniumlegierungsrohr, bei welchem andere Bestandteile als Zirkonium mit einem Anteil von mehr als 1.000 ppm vorhanden sind, während die kontinuierliche Sperrschicht aus Zirkoniummetall mit einem Verunreinigungsgehalt von weniger als 500 ppm besteht, wovon der Sauerstoffgehalt weniger als etwa 200 ppm ausmacht. Solche Auskleidungen werden als Sperrschichten beschrieben, die dazu dienen, ein Zirkoniumlegierungshüllrohr gegen Probleme im Zusammenhang mit Tabletten-Hüllrohr-Wechselwirkung zu schützen.
  • Die Verwendung einer hochreinen Zirkoniumauskleidung mit niedrigem Sauerstoffgehalt auf der Innenseite eines Zircaloy- Hüllrohrs schafft eine beträchtliche Zähigkeit, so daß, wenn kleine Risse sich an der Innenoberfläche des Zircaloy-Hüllrohrs infolge einer Wechselwirkung des Hüllrohrs mit dem Brennstoff und Spaltprodukten bilden, die Auskleidung die Fortpflanzung der Risse hemmt, so daß die Probleme im Zusammenhang mit Tabletten-Hüllrohr-Wechselwirkung verringert werden. Eine solche Rohrauskleidung ist allerdings teuer und führt für den Anwender zu zusätzlichen Kosten.
  • Andere Versuche zur Lösung des Problems der Tabletten-Hüllrohr-Wechselwirkung sind auch schon vorgeschlagen worden. Beispielsweise ist in der korrespondierenden Anmeldung EP-A-155 168 ein zusammengesetztes Kernbrennstabhüllrohr beschrieben, das gegen Tabletten-Hüllrohr-Wechselwirkung resistent ist und zwei konzentrische Schichten aus metallurgisch aneinander gebundenen Zirkoniumbasislegierungen aufweist. Das Außenrohr besteht aus einer herkömmlichen Zirkoniumbasislegierung hoher Festigkeit und ausgezeichneter Korrosionsbeständigkeit in Wasser, wie beispielsweise Zircaloy-2 oder Zircaloy-4, während die Innenschicht aus einer Zirkoniumlegierung mit etwa 0,2 bis 0,6 Gewichtsprozent Zinn, 0,3 bis 0,11 Gewichtsprozent Eisen, und bis zu 350 Teilen pro Million Sauerstoff besteht. Ein Brennstab mit diesem zusammengesetzten Hüllrohr enthält ein unter Druck stehendes Inertgas, wie beispielsweise Helium, unter einem Druck von etwa 2 bis 5 Atmosphären (29,4 bis 73,5 Pfund pro Quadratzoll bzw. 0,203 bis 0,507 MPa). Eine solche Heliumdruckbeaufschlagung dient hauptsächlich dem Zweck der Schaffung eines besseren Wärmeübergangs im Brennstab.
  • Als weiteres Beispiel ist in der DE-A-36 35 025 ein Hüllrohr beschrieben, das aus einer einzigen Zirkoniumbasislegierung besteht, vorzugsweise mit durchgehender kaltverformter und spannungsabbauend behandelter Mikrostruktur. Dieses Hüllrohr hat sowohl eine ausgezeichnete Korrosionsbeständigkeit in Wasser wie auch eine ausgezeichnete Resistenz gegen Tabletten-Hüllrohr-wechselwirkungsbedingte Rißausbreitung sowie auch gute mechanische Eigenschaften aufgrund der bestandteilmäßigen Zusammensetzung und des Vorhandenseins von nicht mehr als 10 Volumenprozent an rekristallisiertem gleichachsigem Korn in der Mikrostruktur, wobei vorzugsweise kein sichtbares rekristallisiertes Korn vorhanden ist. Der Verunreinigungsgehalt in der Zirkoniumbasislegierung beträgt weniger als 1.500 Teile pro Million nach Gewicht, wobei der Gehalt an Sauerstoffverunreinigung weniger als 600 Teile pro Million ausmacht und vorzugsweise bei weniger als 400 Teilen pro Million liegt.
  • Der vorliegedenden Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, einen Kernbrennstab zu schaffen, bei welchem ein einheitliches Zirkonium- oder Zirkoniumlegierungs-Hüllrohrmaterial Anwendung findet, ohne daß die Notwendigkeit einer Auskleidung oder eines Überzugs oder einer speziellen Kornstruktur für das Hüllrohr besteht.
  • Die Erfindung besteht in einem Druckwasserreaktor-Kernbrennstab, dessen Hüllrohrmaterial aus einer einzigen Schicht aus Zirkonium oder einer Zirkoniumlegierung besteht. Das Zirkonium bzw. die Zirkoniumlegierung muß, nach Gewicht, weniger als etwa 4 % Legierungsmaterialien und einen Sauerstoffgehalt von weniger als 600 Teilen pro Million haben. Um den aus der Verwendung einer solchen Legierung sich ergebenden Festigkeitsverlust auszugleichen, wird das den Kernbrennstoff enthaltende verschlossene Hüllrohr auf einen Druck von zwischen 150 und 500 Pfund pro Quadratzoll (1,03 bis 3,45 MPa) mit einer Heliumatmosphäre druckbeaufschlagt.
  • Die Erfindung geht aus der folgenden Beschreibung einer bevorzugten Ausführungsform deutlicher hervor, die lediglich beispielsweise in den anliegenden Zeichnungen gezeigt ist, in welchen zeigt:
  • Fig. 1 in schematischer Darstellung einen teilweisen Schnitt durch einen Druckwasserreaktor-Brennstab nach der vorliegenden Erfindung, und
  • Fig. 2 einen vergrößerten Schnitt durch den in Fig. 1 dargestellten Brennstab in einer diametralen Längsebene desselben.
  • Gemäß der vorliegenden Erfindung wird aufgrund der Erkenntnis, daß erstens zur Verhinderung von Tabletten-Hüllrohr- Wechselwirkungsschäden eine hohe Zähigkeit wichtiger als Festigkeit ist, und daß zweitens ein Verlust an Festigkeit in beträchtlichem Ausmaß durch innere Druckbeaufschlagung des Brennstabs mit Helium, um so die wirksame Beanspruchung des Hüllrohrs zu verringern, kompensiert werden kann, bei Verwendung eines einzigen Zirkonium-Hüllrohrmaterials eine wirksame Verhinderung von Tabletten-Hüllrohr-Wechselwirkungsproblemen erreicht, die normalerweise bei einem Zirkoniumlegierungshüllrohr auftreten. Die vorliegende Erfindung verwendet ein niedriglegiertes Zirkonium-Hüllrohrmaterial mit niedrigem Sauerstoffgehalt für einen Druckwasserreaktor-Brennstab, wobei der sich normalerweise aus einem so niedrigen Sauerstoffgehalt ergebende Festigkeitsverlust durch Verwendung einer Innendruckbeaufschlagung mit Heliumgas kompensiert wird.
  • Das verwendete metallene Hüllrohrmaterial ist Zirkonium oder eine Zirkoniumlegierung mit weniger als 4 Gewichtsprozent Legierungsbestandteilen einschließlich Sauerstoff, wobei der Sauerstoffgehalt weniger als 600 Gewichtsteile pro Million ausmacht. Solche Zirkoniumlegierungen können die Elemente Niob, Zinn, Eisen, Chrom, Nickel, Molybden, Kupfer, Vanadium und dergleichen, sowie Sauerstoff umfassen. Besonders brauchbare Legierungen sind eine Zirkoniumlegierung mit etwa 1 bis 3 Gewichtsprozent und vorzugsweise 2,5 Gewichtsprozent Niob, und Zirkoniumlegierungen, die etwa 1,2 bis 1,7 % Zinn, 0,07 bis 0,2 % Eisen, 0 bis 0,8 % Nickel und 0,05 bis 0,15 % Chrom enthalten. Beispiele der letzteren sind als Zircaloy-2 bekannte Legierungen, die, nach Gewicht etwa 1,2 bis 1,7 % Zinn, 0,07 bis 0,2 % Eisen, 0,05 bis 0,15 % Chrom und 0,03 bis 0,08 % Nickel enthalten, wobei der Rest Zirkonium ist, sowie Zircaloy-4, das, nach Gewicht, etwa 1,2 bis 1,7 % Zinn, 0,12 bis 0,18 % Eisen, und 0,05 bis 0,15 % Chrom enthält, wobei der Rest Zirkonium ist. Der Sauerstoffgehalt des Zirkoniums bzw. der Zirkoniumlegierung muß jedoch unterhalb von etwa 600 Teilen pro Million liegen, nämlich im Bereich von 50 bis 600 ppm.
  • Der Brennstab ist als Behälter aus dem oben beschriebenen Hüllmaterial ausgebildet und enthält einen abgeschlossenen Vorrat an Kernbrennstoff und unter Druck stehendes Helium. Der Kernbrennstoff kann Urandioxid, ein Urandioxid-Plutoniumdioxid-Gemisch oder mit dem U-235-Isotop angereichertes Urandioxid sein und liegt im allgemeinen in Form von scheibenartigen zylindrischen gesinterten Tabletten vor.
  • Wie oben beschrieben, führt der niedrige Sauerstoffgehalt des Zirkonium- bzw. Zirkoniumlegierung-Hüllrohrmaterials zu einem Verlust an Zugfestigkeit der metallenen Hülle. Beispielsweise hätte ein Hüllrohrmaterial mit etwa 1.200 ppm Sauerstoff eine Streckgrenze von etwa 45.000 Pfund pro Quadratzoll (psi) (310 MPa), während ein Material mit etwa 600 ppm Sauerstoffgehalt eine Streckgrenze von etwa 36.000 psi (248 MPa) hätte, und ein Material mit etwa 50 ppm Sauerstoffgehalt eine Streckgrenze von nur etwa 25.000 psi (172 MPa) hätte. Gemäß der vorliegenden Erfindung wird jedoch die Minderung der Streckgrenze des Hüllrohrmaterials durch Verwendung einer Heliumdruckgasatmosphäre in dem abgeschlossenen metallenen Behälter im wesentlichen kompensiert. Die in dem Hüllrohr eingeschlossene Heliumatmosphäre muß unter einem Minimaldruck von 150 Pfund pro Quadratzoll (10,2 Atmosphären bzw. 1,03 MPa) und einem Maximaldruck von 500 Pfund pro Quadratzoll (34 Atmosphären bzw. 3,45 MPa) bei Raumtemperatur (20ºC) stehen und steht vorzugsweise unter einem Druck zwischen 200 und 500 psi (1,38 bis 3,45 MPa). Im Betrieb eines Druckwasserreaktors nimmt der Druck innerhalb der Brennstäbe auf das etwa 2,5-fache des Drucks bei Umgebungs- bzw. Nichtbetriebsbedingungen zu. Deshalb reicht ein Anfangsdruck von 150 psi (1,03 MPa) als Substitut für die Festigkeit eines Hüllrohrmaterials aus, das sich aus dessen niedrigem Sauerstoffgehalt ergibt. Ein Druck von etwa 500 psi (3,45 MPa) würde also im Betrieb auf etwa 1.250 psi (8,62 MPa) ansteigen, und höhere Drücke sollen vermieden werden, um unter Berücksichtigung des Beitrags der während der Spaltreaktion erzeugten Gase zu den Druckverhältnissen übermäßige Drücke bzw. ein Reißen der Hüllrohrwand zu vermeiden.
  • Als Illustration zeigt Tafel I den Ausgleich des Streckgrenzenverlusts aufgrund der Verwendung eines Hüllrohrs mit niedrigem Sauerstoffgehalt durch Anwendung einer inneren Heliumdruckbeaufschlagung. Das System A stellt eine herkömmliche, nicht druckbeaufschlagte Hülle mit einem hohen Sauerstoffgehalt (etwa 1.200 ppm) und einer Streckgrenze (heiß) von etwa 45.000 psi (310 MPa) dar, während die Systeme B und C eine Hülle mit niedrigem Sauerstoffgehalt (etwa 600 ppm) und einer Streckgrenze von etwa 36.000 psi (248 MPa) darstellen. Der Festigkeitsverlust beträgt 9.000 psi (62 MPa) oder etwa 20 %, wenn das Hüllrohrmaterial mit dem niedrigen Sauerstoffgehalt verwendet wird. Tafel 1 Hüllrohrmaterial Steckgrenze heiß (psi) [MPa] Innendruck (psi) [MPa] Außendruck (psi) [MPa] Δ P heiß außen-innen (psi) [MPa] kalt heiß
  • Wie dargestellt, beträgt bei A die Druckdifferenz (heiß) 2250 psi (15,5 MPa). Im System B jedoch beträgt bei Verwendung eines Drucks von 200 psi (1,38 MPa) (kalt) die Druckdifferenz (heiß) 500/2250 psi (3,45/15,5 MPa) bzw. eine Verbesserung um etwa 22 %. Im System C beträgt unter Verwendung eines Drucks von 500 psi (3,45 MPa) (kalt) die Druckdifferenz (heiß) 1250/2250 psi (8,62/15,5 MPa) bzw. eine Verbesserung um 55 %, also mehr als nur eine Kompensation des Streckgrenzenverlustes aufgrund der metallischen Zusammensetzung des Hüllrohrs mit niedrigem Sauerstoffgehalt.
  • Der Druck des Heliums in der rohrförmigen Hülle wird also zum Ausgleich des Verlusts an Streckgrenze verwendet, die sich aufgrund der Verwendung eines Hüllrohrmaterials mit niedrigerem Sauerstoffgehalt ergibt. Der Innendruck sollte am oberen Ende des 150 bis 500 psi (1,03 bis 3,45 MPa) - Bereichs liegen, wenn im Hüllrohrmaterial ein niedrigerer Sauerstoffgehalt vorhanden ist, während der Innendruck im unteren Ende dieses Bereichs liegen kann, wenn der Sauerstoffgehalt im oberen Bereich des 50 bis 600 ppm-Bereichs liegt. Der Kern liegt darin, daß der sich durch Verwendung des gegenüber dem herkömmlichen niedrigeren Sauerstoffgehalt ergebende Strickgrenzenverlust des Hüllrohrmaterials durch eine Heliumdruckgasatmosphäre innerhalb des Brennstabs im wesentlichen kompensiert wird.
  • Ein Druckwasserreaktor-Kernbrennstab nach der vorliegenden Erfindung ist in den anliegenden Zeichnungen dargestellt. Wie in Fig. 1 gezeigt ist, weist ein Druckwasserreaktor-Kernbrennstab 1 ein metallenes Hüllrohr 3 auf, das einen Kernbrennstoff 5 enthält. Der Kernbrennstoff 5 hat im allgemeinen die Form gesinterter zylindrischer Tabletten 7 aus Urandioxid oder anderem Kernbrennstoff und wird im Hüllrohr 3 durch eine untere Endkappe 9, die aus Zirkonium oder einer Zirkoniumlegierung hergestellt und mit dem Hüllrohr verschweißt ist, und eine obere Endkappe 11 gehalten, die ebenfalls aus Zirkonium oder einer Zirkoniumlegierung besteht und ebenfalls mit dem Hüllrohr verschweißt ist. Zwischen der obersten Brennstofftablette 5' und der oberen Endkappe 11 ist ein leerer Raum bzw. eine Kammer 13 vorgesehen, in welche ein Vorspannorgan wie beispielsweise eine Feder 15 eingesetzt ist, die an der oberen Endkappe und der obersten Tablette anliegt, um die Tabletten im Hüllrohr zu fixieren.
  • Zwischen den Kernbrennstofftabletten 7 und der Innenoberfläche 19 des Hüllrohrmaterials ist ein Spielraum bzw. Spalt 17 vorgesehen. Dieser Spielraum ergibt sich dadurch, daß die Kernbrennstofftabletten mit einem Außendurchmesser hergestellt werden, der etwa 0,008 Zoll (0,020 Zentimeter) kleiner als der Innendurchmesser des Hüllrohrs 3 ist. Die Stirnenden 21 der zylindrischen Kernbrennstofftabletten sind im allgemeinen konkav ausgebildet, um die relative axiale Ausdehnung des mittleren Teils der Brennstofftabletten im Betrieb minimal zu halten. Außerdem sind die Enden 23 der Tabletten jeweils abgeschrägt, wie in Fig. 2 dargestellt ist.
  • Nach dem Einsetzen der Kernbrennstofftabletten in die rohrförmige Hülle und dem Einsetzen der Feder 15 wird das Innere des Hüllrohrs mit Heliumgas unter einen Druck zwischen 150 und 500 Pfund pro Quadratzoll (1,03 bis 3,45 MPa) bei Umgebungstemperatur gesetzt. wobei das Heliumgas sich durch den gesamten Leerraum 17 und in der Kammer 13 verteilt, um einen auswärts gerichteten Druck auf die Innenwand 19 des Hüllrohrs 3 auszuüben.
  • Um einige Dickenabmessungen eines solchen Kernbrennstabs anzugeben: der Außendurchmesser des Hüllrohrs 3 beträgt etwa 0,419 Zoll (1.06 cm), wobei die einfache Wandstärke des Hüllrohrs etwa 0,022 Zoll (0,057 cm) beträgt. Dies ergibt einen Innendurchmesser von etwa 0,374 Zoll (0,59 cm), und die aufgenommenen Kernbrennstofftabletten haben eine zylindrische Form mit einer Länge von etwa 0,4 bis 0,6 Zoll (1,02 bis 1,52 cm) und ein Längen/Durchmesser-Verhältnis von weniger als 1,7:1 und vorzugsweise von etwa 1,2:1, mit der Maßgabe, daß der Durchmesser der Tabletten um etwa 0,008 Zoll (0,020 cm) kleiner als der Innendurchmesser des Hüllrohrs ist, um so den Spalt 17 zwischen den Tabletten 7 und der Innenwandfläche 19 des Hüllrohrs freizulassen.

Claims (1)

  1. Kernbrennstab (1) für einen Druckwasserreaktor, mit einer länglichen abgeschlossenen rohrförmigen Umhüllung (3) mit einer Innenwand (19), wobei die Umhüllung (3) im wesentlichen aus einem aus Zirkonium oder einer Zirkoniumlegierung ausgewählten Hüllmaterial besteht, wobei weiter ein Kernbrennstoffmaterial (5) unter Vorsehen eines Spalts (17) zwischen dem Brennstoffmaterial (5) und der Innenwand (19) in der Umhüllung (3) eingeschlossen ist, und wobei eine Heliumgasatmosphäre in dem Spalt (17) der abgeschlossenen Umhüllung (3) vorhanden ist, dadurch gekennzeichnet, daß in Kombination miteinander das Hüllmaterial weniger als 4 Gewichtsprozent an Legierungsmaterialien einschließlich eines Sauerstoffgehalts von weniger als 600 Gewichtsteilen pro Million enthält und das Heliumgas unter einen Druck zwischen 1,03 bis 3,45 MPa (150 bis 500 Pfund pro Quadratzoll) bei Umgebungstemperatur gesetzt ist.
DE8888105263T 1987-04-24 1988-03-31 Kern-brennelementzirkoniumhuellrohr fuer einen druckwasserreaktor. Revoked DE3881097T2 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US07/042,190 US4778648A (en) 1987-04-24 1987-04-24 Zirconium cladded pressurized water reactor nuclear fuel element

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DE3881097D1 DE3881097D1 (de) 1993-06-24
DE3881097T2 true DE3881097T2 (de) 1993-09-02

Family

ID=21920540

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE8888105263T Revoked DE3881097T2 (de) 1987-04-24 1988-03-31 Kern-brennelementzirkoniumhuellrohr fuer einen druckwasserreaktor.

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4778648A (de)
EP (1) EP0287875B1 (de)
JP (1) JPS63284490A (de)
KR (1) KR970003770B1 (de)
DE (1) DE3881097T2 (de)
ES (1) ES2040771T3 (de)

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4986957A (en) * 1989-05-25 1991-01-22 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron
ES2094528T3 (es) * 1992-03-13 1997-01-16 Siemens Ag Barra combustible de reactor nuclear con tubo de vaina de dos capas.
US5524032A (en) * 1993-07-14 1996-06-04 General Electric Company Nuclear fuel cladding having an alloyed zirconium barrier layer
US5341407A (en) * 1993-07-14 1994-08-23 General Electric Company Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers
DE69602123T3 (de) * 1995-03-28 2007-03-29 General Electric Co. Legierung zur Verbesserung der Korrosionsbeständigkeit von Kernreaktorbauteile
SE513185C2 (sv) * 1998-12-11 2000-07-24 Asea Atom Ab Zirkoniumbaserad legering och komponent i en kärnenergianläggning
SE530673C2 (sv) * 2006-08-24 2008-08-05 Westinghouse Electric Sweden Vattenreaktorbränslekapslingsrör
WO2010038109A1 (en) * 2008-09-30 2010-04-08 Areva Np Nuclear reactor green and sintered fuel pellets, corresponding fuel rod and fuel assembly
US20100226472A1 (en) * 2009-03-06 2010-09-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel element and assembly
RU2566294C2 (ru) * 2010-01-13 2015-10-20 Эдвансд Риэктор Консептс Ллк Кольцевое металлическое ядерное топливо с защитной оболочкой
US20130272483A1 (en) * 2012-04-17 2013-10-17 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Lower end plug with temperature reduction device and nuclear reactor fuel rod including same
CA3194118A1 (en) 2014-04-14 2015-10-22 Advanced Reactor Concepts LLC Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix
CN113409964A (zh) * 2021-06-17 2021-09-17 中国核动力研究设计院 一种可有效减小燃料组件轴向载荷的压紧系统和燃料组件

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2813073A (en) * 1952-01-04 1957-11-12 Henry A Saller Neutron reactor fuel element utilizing zirconium-base alloys
US3243350A (en) * 1956-01-13 1966-03-29 Lustman Benjamin Clad alloy fuel elements
BE619189A (de) * 1962-06-20
GB997761A (en) * 1963-03-27 1965-07-07 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to zirconium base alloys
US3287111A (en) * 1965-10-14 1966-11-22 Harold H Klepfer Zirconium base nuclear reactor alloy
BE754855A (fr) * 1969-08-14 1971-02-15 Westinghouse Electric Corp Element combustible a pression interne
US4200492A (en) * 1976-09-27 1980-04-29 General Electric Company Nuclear fuel element
US4372817A (en) * 1976-09-27 1983-02-08 General Electric Company Nuclear fuel element
AU534257B2 (en) * 1980-05-29 1984-01-12 United Kingdom Atomic Energy Authority Nuclear reactor fuel elements
US4717434A (en) * 1982-01-29 1988-01-05 Westinghouse Electric Corp. Zirconium alloy products
US4664881A (en) * 1984-03-14 1987-05-12 Westinghouse Electric Corp. Zirconium base fuel cladding resistant to PCI crack propagation
US4675153A (en) * 1984-03-14 1987-06-23 Westinghouse Electric Corp. Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation
SE464267B (sv) * 1985-10-22 1991-03-25 Westinghouse Electric Corp Roerformig kaernbraenslekapsel

Also Published As

Publication number Publication date
ES2040771T3 (es) 1993-11-01
US4778648A (en) 1988-10-18
EP0287875B1 (de) 1993-05-19
KR880013175A (ko) 1988-11-30
JPS63284490A (ja) 1988-11-21
KR970003770B1 (ko) 1997-03-21
DE3881097D1 (de) 1993-06-24
EP0287875A3 (en) 1989-08-30
EP0287875A2 (de) 1988-10-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE68908196T2 (de) Kernbrennstoffelement mit oxidationsbeständiger Schicht.
US5026516A (en) Corrosion resistant cladding for nuclear fuel rods
DE3881097T2 (de) Kern-brennelementzirkoniumhuellrohr fuer einen druckwasserreaktor.
DE69304555T2 (de) Kernbrennstab und Verfahren zur Herstellung seiner Hülle
DE69405911T2 (de) Zirkaloy-Hüllrohr mit hoher Risswachstumsfestigkeit
DE69008374T2 (de) Abriebs- und korrosionsfester Stab für Kernreaktorbrennstabbündel.
DE69006914T2 (de) Korrosionsfeste Zirkoniumlegierungen, enthaltend Kupfer, Nickel und Eisen.
EP0155167B1 (de) Hüllen für Kernbrennstoff
DE69307257T2 (de) Adaptive Sperrwand zwischen einem metallischen Brennstoff und einer Hülle und Einsatzverfahren dazu
US5024809A (en) Corrosion resistant composite claddings for nuclear fuel rods
DE2501505A1 (de) Verbessertes kernbrennelement
DE60031804T2 (de) Umhüllung zum Einsatz in Kernreaktoren mit erhöhter Riss- und Korrosionsbeständigkeit
DE2550029C3 (de) Kernbrennstoffelement
DE3783428T2 (de) Gegen wechselwirkungen zwischen tabletten und huellrohre resistentes kernbrennelement.
DE69013255T2 (de) Kernbrennstoffelement und Verfahren zu seiner Herstellung.
DE19509388A1 (de) Gegen Hydridbeschädigung beständige Kernbrennstäbe
DE19509045A1 (de) Kernbrennstoffhülle mit einer Sperrschicht aus legiertem Zirkonium
DE2259569A1 (de) Kernbrennstoffelement
DE19509257B4 (de) Verbesserte Kernbrennstoffhülle aus Zirkoniumlegierung
DE3930511A1 (de) Kernbrennstoffelement
DE69417509T2 (de) Verfahren zur Verbesserung der Korrosionsbeständigkeit von Zirkon oder einer Zirkonlegierungsauskleidungsschicht
DE3027999A1 (de) Verfahren zum herstellen eines gefaesses fuer kernbrennstoff und kernbrennstoffgefaess
DE19509258A1 (de) Kernbrennstoffhülle mit einer Wasserstoff absorbierenden inneren Auskleidung
DE2527686A1 (de) Verbessertes kernbrennelement
DE3310054A1 (de) Kernbrennstoffelement und verbundbehaelter dafuer

Legal Events

Date Code Title Description
8363 Opposition against the patent
8331 Complete revocation