RU2155997C2 - Способ изготовления трубчатой оболочки стержней ядерного топлива и трубчатая оболочка, полученные указанным способом - Google Patents
Способ изготовления трубчатой оболочки стержней ядерного топлива и трубчатая оболочка, полученные указанным способом Download PDFInfo
- Publication number
- RU2155997C2 RU2155997C2 RU95122479/06A RU95122479A RU2155997C2 RU 2155997 C2 RU2155997 C2 RU 2155997C2 RU 95122479/06 A RU95122479/06 A RU 95122479/06A RU 95122479 A RU95122479 A RU 95122479A RU 2155997 C2 RU2155997 C2 RU 2155997C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- weight
- heat treatment
- less
- tubular
- nuclear fuel
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 7
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 8
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims description 7
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims abstract description 31
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 30
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 17
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims abstract description 17
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims abstract description 15
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 11
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 10
- 239000010955 niobium Substances 0.000 claims abstract description 10
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 10
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 9
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 9
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 claims abstract description 9
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 claims abstract description 9
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 9
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 6
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- 239000010703 silicon Substances 0.000 claims abstract description 5
- 238000005097 cold rolling Methods 0.000 claims abstract description 4
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 abstract description 9
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 abstract description 9
- 238000007789 sealing Methods 0.000 abstract description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 6
- 239000011257 shell material Substances 0.000 description 4
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000012736 aqueous medium Substances 0.000 description 3
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 3
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 238000005096 rolling process Methods 0.000 description 3
- 238000004381 surface treatment Methods 0.000 description 3
- 229910001257 Nb alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000007654 immersion Methods 0.000 description 2
- 230000006698 induction Effects 0.000 description 2
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000000052 comparative effect Effects 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 1
- 238000005242 forging Methods 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 238000001953 recrystallisation Methods 0.000 description 1
- 238000005488 sandblasting Methods 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
- G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Heat Treatment Of Steel (AREA)
- Extrusion Of Metal (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Metal Extraction Processes (AREA)
- Heat Treatment Of Articles (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
Abstract
Способ позволяет изготавливать трубы, предназначенные для герметизации стержня ядерного топлива. Изготавливают брусок из сплава на основе циркония с содержанием 50 - 250 вес.ч. железа, 0,8-1,3 вес.% ниобия, менее 1600 вес. ч. кислорода, менее 200 вес.ч. углерода и менее 120 вес.ч. кремния. Погружают брусок в воду после нагрева при 1000 - 1200oС, выдавливают заготовку после нагрева при 600 - 800oС, проводят холодную прокатку заготовки, по меньшей мере, в четыре этапа для получения трубки, с промежуточными этапами термообработки при 560 - 620oС и осуществляют заключительную термообработку при 560 - 620oС, причем все этапы термической обработки осуществляются в инертной атмосфере или в вакууме. Технический результат - высокая коррозионная прочность трубчатых оболочек в водной среде при высоких температурах и достаточное сопротивление текучести. 2 с. и 6 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Настоящее изобретение касается труб из сплава на основе циркония, предназначенных для формирования полной оболочки стержня ядерного топлива либо внешней ее части или направляющей трубы. Оно находит важное, хотя и не единственное, применение в области изготовления труб для герметизации стержня ядерного топлива, предназначенных для водных реакторов высокого давления.
До настоящего времени использовались, в основном, оболочки из сплава на основе циркония, так называемый "Zircaloy-4", с содержанием в вес.%: 1,20-1,70% - олова, 0,18-0,24% - железа, 0,07-0,13% - хрома, причем общее содержание железа и хрома составляет от 0,28 до 0,37 вес.%. В классическом варианте соотношение содержания железа и хрома составляет, приблизительно, от 1,38 до 3,42.
Содержание кислорода в "Zircaloy-4" обычно не превышает 0,16% и, как правило, значительно ниже.
Механическая прочность оболочек из "Zircaloy-4" достаточно высока, однако их подверженность коррозии в результате действия напорной воды при высокой температуре ограничивает их срок службы в реакторе.
Уже предлагались оболочки из сплава Zr-Nb приблизительно с 2,5% ниобия (US-A-4717534), который показал высокую коррозийную прочность в водной среде при высокой температуре. Однако такой сплав имеет невысокое сопротивление текучести при высоких температурах. Оно может быть улучшено путем повышения содержания кислорода в сплаве до 0,10-0,16 вес.% и путем осуществления заключительной термообработки оболочки перекристаллизацией. Однако сопротивление текучести такого сплава при высоких температурах остается ниже, чем у других материалов оболочки.
Настоящее изобретение касается, в частности, способа изготовления труб для герметизации, позволяющего получить трубу, имеющую одновременно высокую коррозийную прочность в водной среде при высоких температурах и достаточное сопротивление текучести при высоких температурах, и в то же время не создающего сложностей при его осуществлении, ведущих к высокой степени отходов.
Для этого предлагается, в частности, способ изготовления труб из сплава на основе циркония с содержанием 50 - 250 вес. ч. железа, 0,8 -1,3 вес.% ниобия, менее 1600 вес. ч. кислорода, менее 200 вес. ч. углерода и менее 120 вес. ч. кремния, причем этот процесс включает:
- горячую обработку давлением болванки (например, ковкой или прокаткой) для получения бруска;
- погружение бруска в воду после нагрева в электрической печи или после индукционного нагрева при температуре от 1000 до 1200oC;
- вытяжку полой заготовки после нагрева при температуре от 600 до 800oC;
- при необходимости, термообработку заготовки при температуре от 560 до 620oC;
- по меньшей мере четыре этапа холодной прокатки по форме трубы с уменьшением толщины, с промежуточными этапами термообработки и заключительной термообработкой при температуре от 560 до 620oC, причем вое этапы термообработки осуществляются в инертной атмосфере или в вакууме.
- горячую обработку давлением болванки (например, ковкой или прокаткой) для получения бруска;
- погружение бруска в воду после нагрева в электрической печи или после индукционного нагрева при температуре от 1000 до 1200oC;
- вытяжку полой заготовки после нагрева при температуре от 600 до 800oC;
- при необходимости, термообработку заготовки при температуре от 560 до 620oC;
- по меньшей мере четыре этапа холодной прокатки по форме трубы с уменьшением толщины, с промежуточными этапами термообработки и заключительной термообработкой при температуре от 560 до 620oC, причем вое этапы термообработки осуществляются в инертной атмосфере или в вакууме.
Полученную таким образом трубу в дальнейшем не подвергают термообработке, изменяющей ее металлургическую структуру, вплоть до момента ее использования в качестве трубы для герметизации или направляющей трубы. Вместе с тем производят однократную обработку поверхности с последующим тестированием. Обработка поверхности может, в частности, включать пескоструйную обработку и химическую декапировку с последующей промывкой. Обработка поверхности может дополняться шлифовкой с помощью вращающейся ленты или колеса. Контроль осуществляется классическим способом.
Важно, чтобы содержание железа не превысило 250 вес. ч. Был получен неожиданный эффект, заключающийся в том, что сопротивление текучести при высокой температуре резко снижается, если содержание железа превышает 250 вес. ч. На практике содержание железа от 100 до 200 вес. ч. дает хорошие результаты с точки зрения сопротивления текучести. На чертеже показаны результаты испытаний, показывающие величины деформаций по диаметру при различных процентных содержаниях железа в условиях, типичных для оболочки, при 1%-ном содержании ниобия.
Важно также не подвергать сплав термообработке при температуре выше 620oC после вытяжки. Термообработка при большей температуре ведет к значительному снижению коррозийной прочности при высоких температурах, что показывают нижеследующие результаты тестирования на коррозию сплавов циркония с содержанием 1% ниобия, осуществляющегося в автоклаве в среде водяного пара при 500oC.
Пример 1
- промежуточные этапы обработки: 2 часа при 580oC,
- заключительная обработка: 2 часа при 580oC.
- промежуточные этапы обработки: 2 часа при 580oC,
- заключительная обработка: 2 часа при 580oC.
Пример 2
- промежуточные этапы обработки: 2 часа при 700oC,
- заключительная обработка: 2 часа при 580oC.
- промежуточные этапы обработки: 2 часа при 700oC,
- заключительная обработка: 2 часа при 580oC.
Пример 3
- промежуточные этапы обработки: 2 часа при 700oC,
- заключительная обработка: 2 часа при 700oC.
- промежуточные этапы обработки: 2 часа при 700oC,
- заключительная обработка: 2 часа при 700oC.
При тестировании в автоклаве получены оболочки массой:
- пример 1 - 48 мг/дм2;
- пример 2 - 57 мг/дм2;
- пример 3 - 63 мг/дм2.
- пример 1 - 48 мг/дм2;
- пример 2 - 57 мг/дм2;
- пример 3 - 63 мг/дм2.
Образцы в трех примерах имели содержание железа 150 вес. ч.
Было установлено, что сплав обладал феноменом памяти, т. е. последствия даже одной обработки после первого прохода прокатки при температуре выше 620oC полностью не устраняются.
Как правило, промежуточные этапы термообработки осуществлялись при рекомендуемой температуре от 565 до 605oC, а температура выше 580oC для промежуточных этапов термообработки и около 580oC при заключительной обработке оказалась достаточной для большей части соединений.
Изготовление трубки из заготовки после вытяжки может осуществляться, в частности, в четыре или пять отдельных проходов путем термообработки при 560oC - 620oC, предпочтительно около 620oC.
Содержание кислорода порядка 1200 вес. ч. оказывается достаточным для оказания благоприятного эффекта на сопротивление текучести перекристаллизованного сплава.
В изобретении предлагается также герметизирующая или направляющая труба для соединения топлива ядерного реактора, охлажденного и замедленного водой под давлением, выполненная из сплава на основе циркония с полностью перекристаллизованном состоянии, с содержанием железа 50-250 вес. ч., 0,8-1,3 вес.% ниобия, 1000/1600 вес. ч. кислорода, менее 200 вес. ч. углерода, менее 120 вес. ч. кремния, а также циркония, кроме неизбежных загрязнений.
Анализ разработанного сплава выявил отсутствие уравнения осадков β Zr, вредных с точки зрения коррозии.
Было проведено сравнительное тестирование сплавов с содержанием ниобия от 0,86 до 1,3% и железа от 100 до 150 вес. ч.
Ниже приведены типовые этапы, применяемые при изготовлении изделия из кованого стержня диаметром 177 мм:
- погружение в воду после нагрева в течение 1 часа при 1050oC;
- механическая обработка заготовки с внешним диаметром 168 мм и внутренним диаметром 48 мм;
- вытяжка после индукционного нагрева при 650oC для получения внешнего диаметра 80 мм и внутреннего диаметра 48 мм;
- прокатка труб в пять циклов, включающее промежуточные этапы термообработки в течение 2 часов при 580oC;
- заключительная термообработка в течение двух часов при 580oC.
- погружение в воду после нагрева в течение 1 часа при 1050oC;
- механическая обработка заготовки с внешним диаметром 168 мм и внутренним диаметром 48 мм;
- вытяжка после индукционного нагрева при 650oC для получения внешнего диаметра 80 мм и внутреннего диаметра 48 мм;
- прокатка труб в пять циклов, включающее промежуточные этапы термообработки в течение 2 часов при 580oC;
- заключительная термообработка в течение двух часов при 580oC.
Испытания выявили стойкость к общей коррозии в водной среде при высокой температуре, типичной для условий водного реактора высокого давления, сравнимую с коррозийной стойкостью известных сплавов Zr-Nb с высоким содержанием ниобия; тестирование также выявило сопротивление текучести при высоких температурах, значительно более высокое, чем у известных сплавов, и сравнимое с лучшими сплавами "Zircaloy-4": таким образом, после 240 часов при 400oC и при 130 МПа можно измерить следующие деформации текучести по диаметру:
- Zr, 1%, 150 вес. ч. Fe, перекристаллизированный: 0,5%;
- перекристаллизованный "Zircaloy-4" оптимальной композиции с точки зрения текучести: ≤ 1,0%.
- Zr, 1%, 150 вес. ч. Fe, перекристаллизированный: 0,5%;
- перекристаллизованный "Zircaloy-4" оптимальной композиции с точки зрения текучести: ≤ 1,0%.
Claims (8)
1. Способ изготовления трубчатой оболочки стержней ядерного топлива, являющейся полной оболочкой, либо внешней частью оболочки указанного стержня, либо трубчатой направляющей стержня ядерного топлива, отличающийся тем, что изготавливают брусок из сплава на основе циркония с содержанием 50 - 250 вес. ч. железа, 0,8 - 1,3 вес.% ниобия, менее 1600 вес. ч. кислорода, менее 200 вес. ч. углерода и менее 120 вес. ч. кремния, погружают брусок в воду после нагрева при 1000 - 1200oC, вытягивают заготовку после нагрева при 600 - 800oC, осуществляют холодную прокатку заготовки, по меньшей мере, в четыре этапа для получения трубки, с промежуточными этапами термообработки при 560 - 620oC, осуществляют заключительную термообработку при 560 - 620oC, причем все этапы термообработки осуществляют в инертной атмосфере или в вакууме.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что трубчатую оболочку получают в результате четырех или пяти проходов холодной прокатки из заготовки, подвергнутой вытяжке.
3. Способ по п.1 и 2, отличающийся тем, что вытяжка заготовки осуществляется с последующей термообработкой при 560 - 620oC.
4. Способ по пп.1, 2 и 3, отличающийся тем, что промежуточные этапы термообработки осуществляют при рекомендуемой температуре от 560 до 605oC.
5. Способ по одному из пп.1 - 4, отличающийся тем, что заключительная термообработка осуществляется предпочтительно при температуре около 580oC.
6. Способ по одному из пп.1 - 5, отличающийся тем, что содержание железа составляет приблизительно 150 вес. ч.
7. Способ по одному из пп.1 - 6, отличающийся тем, что содержание кислорода составляет 1000 - 1600 вес. ч.
8. Трубчатая герметичная оболочка или трубчатая направляющая стержня ядерного топлива реактора, охлажденного и замедленного водой под давлением, выполненные из сплава на основе циркония в полностью перекристаллизованном состоянии, с содержанием железа 50 - 250 вес. ч. 0,8 - 1,3 вес.% ниобия, 1000 - 1600 вес. ч. кислорода, менее 200 вес. ч. углерода, менее 120 вес. ч. кремния, а также циркония, кроме неизбежных загрязнений.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR9415874 | 1994-12-29 | ||
| FR9415874A FR2729000A1 (fr) | 1994-12-29 | 1994-12-29 | Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire et tubes conformes a ceux ainsi obtenus |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU95122479A RU95122479A (ru) | 1998-02-27 |
| RU2155997C2 true RU2155997C2 (ru) | 2000-09-10 |
Family
ID=9470418
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU95122479/06A RU2155997C2 (ru) | 1994-12-29 | 1995-12-28 | Способ изготовления трубчатой оболочки стержней ядерного топлива и трубчатая оболочка, полученные указанным способом |
Country Status (11)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5648995A (ru) |
| EP (1) | EP0720177B1 (ru) |
| JP (1) | JP4018169B2 (ru) |
| KR (1) | KR100364093B1 (ru) |
| CN (2) | CN1079118C (ru) |
| DE (2) | DE29521748U1 (ru) |
| ES (1) | ES2114284T3 (ru) |
| FR (1) | FR2729000A1 (ru) |
| RU (1) | RU2155997C2 (ru) |
| TW (1) | TW311227B (ru) |
| ZA (1) | ZA9511004B (ru) |
Families Citing this family (28)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2730089B1 (fr) * | 1995-01-30 | 1997-04-30 | Framatome Sa | Tube en alliage a base de zirconium pour assemblage combustible de reacteur nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube |
| FR2737335B1 (fr) | 1995-07-27 | 1997-10-10 | Framatome Sa | Tube pour assemblage de combustible nucleaire et procede de fabrication d'un tel tube |
| US7985373B2 (en) | 1998-03-31 | 2011-07-26 | Framatome Anp | Alloy and tube for nuclear fuel assembly and method for making same |
| FR2776821B1 (fr) * | 1998-03-31 | 2000-06-02 | Framatome Sa | Procede de fabrication d'un tube pour assemblage de combustible nucleaire |
| CN1139938C (zh) * | 1999-02-15 | 2004-02-25 | 法玛通公司 | 制造薄的平元件的方法及其生产的带 |
| FR2789795B1 (fr) * | 1999-02-15 | 2001-05-25 | Framatome Sa | Procede de fabrication d'elements minces en alliage a base de zirconium et plaquettes ainsi realisees |
| FR2791804B1 (fr) * | 1999-03-30 | 2001-06-15 | Framatome Sa | Procede de fabrication d'elements minces en alliage a base de zirconium et plaquettes ainsi realisees |
| RU2141539C1 (ru) * | 1999-04-22 | 1999-11-20 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара | Сплав на основе циркония |
| DE10026241B4 (de) * | 2000-05-26 | 2007-06-28 | Eckard Steinberg | Herstellung eines Hüllrohrs eines Druckwasser-Reaktor-Brennstabs, Hüllrohr und entsprechendes Brennelement |
| KR100392503B1 (ko) * | 2000-12-20 | 2003-08-19 | 한국수력원자력 주식회사 | 저항 발열체를 이용한 가연성 중·저준위 방사성폐기물유리화용 저온 용융로의 초기 점화 수단 |
| KR100382997B1 (ko) | 2001-01-19 | 2003-05-09 | 한국전력공사 | 고연소도 핵연료 용 니오븀 함유 지르코늄 합금 관재 및판재의 제조방법 |
| KR100461017B1 (ko) * | 2001-11-02 | 2004-12-09 | 한국수력원자력 주식회사 | 우수한 내식성을 갖는 니오븀 함유 지르코늄 합금핵연료피복관의 제조방법 |
| SE525808C2 (sv) | 2002-10-30 | 2005-05-03 | Westinghouse Atom Ab | Förfarande, användning och anordning avseende kapslingrör för kärnbränsle samt en bränslepatron för en nukleär tryckvattenreaktor |
| FR2860803B1 (fr) * | 2003-10-08 | 2006-01-06 | Cezus Co Europ Zirconium | Procede d'elaboration d'un produit plat en alliage de zirconium, produit plat ainsi obtenu et grille de reacteur de centrale nucleaire realisee a partir de ce produit plat |
| US10221475B2 (en) | 2004-03-23 | 2019-03-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance |
| US9284629B2 (en) | 2004-03-23 | 2016-03-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Zirconium alloys with improved corrosion/creep resistance due to final heat treatments |
| KR100831578B1 (ko) * | 2006-12-05 | 2008-05-21 | 한국원자력연구원 | 원자력용 우수한 내식성을 갖는 지르코늄 합금 조성물 및이의 제조방법 |
| KR20080074568A (ko) * | 2007-02-09 | 2008-08-13 | 한국원자력연구원 | 우수한 내식성을 갖는 고농도 철 함유 지르코늄 합금조성물 및 이의 제조방법 |
| UA98370C2 (ru) | 2007-12-26 | 2012-05-10 | Ториум Пауэр Инк. | Ядерный реактор (варианты), топливная сборка из зажигающе-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 |
| JP5755568B2 (ja) | 2008-12-25 | 2015-07-29 | トリウム・パワー、インクＴｈｏｒｉｕｍ Ｐｏｗｅｒ，Ｉｎｃ． | 軽水炉核燃料集合体および軽水炉 |
| CN101704178B (zh) * | 2009-10-29 | 2012-07-25 | 西北锆管有限责任公司 | 一种核反应堆专用锆合金薄壁管的制造方法 |
| 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 |
| KR101557391B1 (ko) | 2014-04-10 | 2015-10-07 | 한전원자력연료 주식회사 | 우수한 저수소흡수성 및 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄합금의 제조방법 및 우수한 저수소흡수성 및 수소취화 저항성을 갖는 지르코늄합금 조성물 |
| AR110991A1 (es) | 2018-02-21 | 2019-05-22 | Comision Nac De Energia Atomica Cnea | Aleaciones de circonio con resistencia a la corrosión y temperatura de servicio mejoradas para usar en el revestimiento del combustible y las partes estructurales del núcleo de un reactor nuclear |
| CN112481522B (zh) * | 2020-04-13 | 2021-11-12 | 国核宝钛锆业股份公司 | 锆合金以及锆合金和锆合金型材的制备方法 |
Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU253947A1 (ru) * | Ю. А. Соловьев , И. Н. Соколов | Чехол сборки тепловыделяющих элементов | ||
| CH644709A5 (de) * | 1979-06-04 | 1984-08-15 | Gen Electric | Verfahren zum herstellen eines behaelterrohres fuer kernbrennstoff-elemente, sowie ein nach diesem verfahren hergestelltes verbundrohr. |
| US4717534A (en) * | 1985-02-19 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel cladding containing a burnable absorber |
| US5073336A (en) * | 1989-05-25 | 1991-12-17 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron |
| FR2686445A1 (fr) * | 1992-01-17 | 1993-07-23 | Framatome Sa | Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de la gaine d'un tel crayon. |
| US5247550A (en) * | 1992-03-27 | 1993-09-21 | Siemens Power Corporation | Corrosion resistant zirconium liner for nuclear fuel rod cladding |
| EP0624882A1 (en) * | 1993-04-23 | 1994-11-17 | General Electric Company | Zircaloy tubing having high resistance to crack propagation |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS53106621A (en) * | 1977-03-02 | 1978-09-16 | Sumitomo Metal Ind Ltd | Ni-cr type austenitic steel with excellent stress corrosion cracking resistance |
| FR2557145B1 (fr) * | 1983-12-21 | 1986-05-23 | Snecma | Procede de traitements thermomecaniques pour superalliages en vue d'obtenir des structures a hautes caracteristiques mecaniques |
| FR2575764B1 (fr) * | 1985-01-10 | 1992-04-30 | Cezus Co Europ Zirconium | Procede de fabrication d'un feuillard en alliage de zirconium zircaloy 2 ou zircaloy 4 restaure, et feuillard obtenu |
| FR2599049B1 (fr) * | 1986-05-21 | 1988-07-01 | Cezus Co Europ Zirconium | Procede de fabrication d'un feuillard en zircaloy 2 ou zircaloy 4 partiellement recristallise et feuillard obtenu |
| FR2624136B1 (fr) * | 1987-12-07 | 1992-06-05 | Cezus Co Europ Zirconium | Tube, barre ou tole en alliage de zirconium, resistant a la fois a la corrosion uniforme et a la corrosion nodulaire et procede de fabrication correspondant |
| JP2548773B2 (ja) * | 1988-06-06 | 1996-10-30 | 三菱重工業株式会社 | ジルコニウム基合金とその製造方法 |
| WO1994023081A1 (fr) * | 1993-03-04 | 1994-10-13 | Vnii Neorga | Materiau a base de zirconium, article constitue dudit materiau destine a etre utilise dans les zones actives de reacteurs atomiques et procede de fabrication desdits articles |
| US5366690A (en) * | 1993-06-18 | 1994-11-22 | Combustion Engineering, Inc. | Zirconium alloy with tin, nitrogen, and niobium additions |
-
1994
- 1994-12-29 FR FR9415874A patent/FR2729000A1/fr active Granted
-
1995
- 1995-12-26 ES ES95402944T patent/ES2114284T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1995-12-26 DE DE29521748U patent/DE29521748U1/de not_active Expired - Lifetime
- 1995-12-26 DE DE69502081T patent/DE69502081T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1995-12-26 EP EP95402944A patent/EP0720177B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1995-12-27 US US08/579,372 patent/US5648995A/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-12-28 RU RU95122479/06A patent/RU2155997C2/ru active
- 1995-12-28 JP JP34378495A patent/JP4018169B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 1995-12-28 ZA ZA9511004A patent/ZA9511004B/xx unknown
- 1995-12-28 KR KR1019950062099A patent/KR100364093B1/ko not_active Expired - Lifetime
- 1995-12-29 CN CN95119460A patent/CN1079118C/zh not_active Expired - Lifetime
- 1995-12-29 CN CNB011030925A patent/CN1226751C/zh not_active Expired - Lifetime
-
1996
- 1996-01-03 TW TW085100064A patent/TW311227B/zh not_active IP Right Cessation
Patent Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| SU253947A1 (ru) * | Ю. А. Соловьев , И. Н. Соколов | Чехол сборки тепловыделяющих элементов | ||
| CH644709A5 (de) * | 1979-06-04 | 1984-08-15 | Gen Electric | Verfahren zum herstellen eines behaelterrohres fuer kernbrennstoff-elemente, sowie ein nach diesem verfahren hergestelltes verbundrohr. |
| US4717534A (en) * | 1985-02-19 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel cladding containing a burnable absorber |
| US5073336A (en) * | 1989-05-25 | 1991-12-17 | General Electric Company | Corrosion resistant zirconium alloys containing copper, nickel and iron |
| FR2686445A1 (fr) * | 1992-01-17 | 1993-07-23 | Framatome Sa | Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de la gaine d'un tel crayon. |
| US5373541A (en) * | 1992-01-17 | 1994-12-13 | Framatome | Nuclear fuel rod and method of manufacturing the cladding of such a rod |
| US5247550A (en) * | 1992-03-27 | 1993-09-21 | Siemens Power Corporation | Corrosion resistant zirconium liner for nuclear fuel rod cladding |
| EP0624882A1 (en) * | 1993-04-23 | 1994-11-17 | General Electric Company | Zircaloy tubing having high resistance to crack propagation |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Самойлов А.Г. и др. Дисперсионные твэлы. Материалы и технологии. - М.: Энергоиздат, 1982, т. 1, с.27-53. * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN1135534A (zh) | 1996-11-13 |
| JP4018169B2 (ja) | 2007-12-05 |
| EP0720177B1 (fr) | 1998-04-15 |
| TW311227B (ru) | 1997-07-21 |
| CN1226751C (zh) | 2005-11-09 |
| FR2729000B1 (ru) | 1997-03-07 |
| FR2729000A1 (fr) | 1996-07-05 |
| CN1079118C (zh) | 2002-02-13 |
| DE69502081T2 (de) | 1998-08-06 |
| DE69502081D1 (de) | 1998-05-20 |
| EP0720177A1 (fr) | 1996-07-03 |
| ES2114284T3 (es) | 1998-05-16 |
| KR100364093B1 (ko) | 2003-02-11 |
| DE29521748U1 (de) | 1998-06-10 |
| US5648995A (en) | 1997-07-15 |
| CN1516201A (zh) | 2004-07-28 |
| ZA9511004B (en) | 1997-06-30 |
| JPH08239740A (ja) | 1996-09-17 |
| KR960025810A (ko) | 1996-07-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2155997C2 (ru) | Способ изготовления трубчатой оболочки стержней ядерного топлива и трубчатая оболочка, полученные указанным способом | |
| US4450020A (en) | Method of manufacturing cladding tubes of a zirconium-based alloy for fuel rods for nuclear reactors | |
| KR100441979B1 (ko) | 핵연료 어셈블리용 튜브 및 그 튜브의 제조방법 | |
| US4450016A (en) | Method of manufacturing cladding tubes of a zirconium-based alloy for fuel rods for nuclear reactors | |
| US4938921A (en) | Method of manufacturing a zirconium-based alloy tube for a nuclear fuel element sheath and tube thereof | |
| EP0198570B1 (en) | Process for producing a thin-walled tubing from a zirconium-niobium alloy | |
| RU95122479A (ru) | Способ изготовления трубчатой оболочки стержней ядерного топлива и трубчатая оболочка, полученные указанным способом | |
| US4360389A (en) | Zirconium alloy heat treatment process | |
| EA009703B1 (ru) | Способ изготовления трубчатой топливной оболочки для ядерного реактора и трубчатая оболочка, изготовленная этим способом | |
| EP0196286A1 (en) | Method of manufacturing tubes of zirconium alloys with improved corrosion resistance for thermal nuclear reactors | |
| US5887045A (en) | Zirconium alloy tube for a nuclear reactor fuel assembly, and method for making same | |
| US5876524A (en) | Method for the manufacture of tubes of a zirconium based alloy for nuclear reactors and their usage | |
| US5735978A (en) | Sheathing tube for a nuclear fuel rod | |
| CA1080513A (en) | Zirconium alloy heat treatment process and product | |
| JPH03209191A (ja) | 核燃料棒用クラッドチューブの製法 | |
| US4512819A (en) | Method for manufacturing a cladding tube of a zirconium alloy for nuclear reactor fuel of a nuclear reactor fuel assembly | |
| RU2145739C1 (ru) | Способ изготовления трубы и труба, служащая защитной оболочкой стержня ядерного топлива | |
| JPS59226158A (ja) | 高耐食燃料構造部材の製造法 | |
| RU2172527C2 (ru) | Трубка для ядерной топливной сборки и способ изготовления такой трубки | |
| JPH07173587A (ja) | ジルコニウム合金溶接部材の製造方法 | |
| JP4615134B2 (ja) | 高強度およびすぐれた耐食性を有するＺｒ合金製原子炉燃料被覆管 | |
| JPS62226090A (ja) | ライナ−付き核燃料被覆管の製造方法 | |
| JPS63140057A (ja) | 耐応力腐食割れ性に優れたＮｉ基合金及びその製造方法 | |
| JPS61272360A (ja) | ジルコニウム基合金製被覆管の製造方法 | |
| JPH04329855A (ja) | ジルコニウム合金の製造方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| TK4A | Correction to the publication in the bulletin (patent) |
Free format text: AMENDMENT TO CHAPTER -PD4A- IN JOURNAL: 12-2005 |
|
| PC4A | Invention patent assignment |
Effective date: 20050701 |