JP2012237574A

JP2012237574A - 被覆管及び原子炉

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Publication number: JP2012237574A
Application number: JP2011105043A
Authority: JP
Inventors: Yuji Uenohara; 雄二植之原
Original assignee: Individual
Current assignee: Individual
Priority date: 2011-05-10
Filing date: 2011-05-10
Publication date: 2012-12-06

Abstract

【課題】高温特性が高められ、発電効率の向上を図ることができる被覆管及びこれを備えた原子炉を提供する
【解決手段】本発明の実施形態に係る被覆管４０は、鉄系材料で構成された本体部４１と炭素系材料で構成された内層部４２との２層構造を有しており、原子燃料は、内層部よりも内側に収容される。鉄系材料は、ジルコニウム系材料と比較して、高温強度に優れるが中性子の吸収が大きい。一方、炭素系材料は、中性子吸収が極めて小さい。上記被覆管は、鉄系材料及び炭素系材料を組み合わせることで、ジルコニウム合金製被覆管と同等の中性子吸収と、ジルコニウム合金製被覆管よりも優れた高温特性及び機械的強度特性を実現する。これにより、被覆管の高温特性を高めることができる。また、高温特性の向上により、冷却材の高温・高圧化が可能となるため、発電効率の向上が図れるようになる。
【選択図】図３

Description

本発明は、原子炉燃料棒に使用される被覆管及びこれを備えた原子炉に関する。

原子炉としては、主として、圧力容器内で直接蒸気を生成する沸騰水型炉（ＢＷＲ）、圧力容器外の蒸気発生器で蒸気を生成する加圧水型炉（ＰＷＲ）等の軽水炉が知られている。これらの軽水炉はいずれも、圧力容器と、圧力容器内に設置された燃料集合体とを有する。燃料集合体は、原子燃料（核燃料）を封入した複数本の燃料棒の集合体で構成される。

各々の燃料棒は、原子燃料と、原子燃料を収容する被覆管とを有する。原子燃料には、主として二酸化ウランを円柱状に焼き固めた燃料ペレットが用いられている。被覆管は、核分裂生成物を封じ込め、核反応で発生した熱を効率よく取り出すために用いられる。被覆管としては、中性子吸収特性が小さく、高温高圧水に耐え得る耐久性を有することが要求される。特に、長時間高温高圧の水中に曝されるため、優れた水化学的特性も要求される。その他にも、接触する燃料ペレットとの相性、放射性気体からの耐食性等の、多くの特性が要求される。これらの特性を総合的に勘案して、現在ではジルコニウム合金（ジルカロイ）が広く用いられている。被覆管は、基本的にはジルカロイの単一素材で構成されているが、多くの改善がはかられている。例えば、ジルカロイ管の内面を異なる材料で構成した複雑な構造の被覆管も提案され、一部は実用に供されている。これらは、燃料ペレットが膨張して被覆管と接触する際に燃料ペレットの破損を防ぐ目的で提案されている（例えば特許文献１〜３参照）。

特公平６−５３１２号公報特公平８−１２２５９号公報特開２０１０−１４５２３５号公報

近年、軽水炉の発電効率の向上が求められている。軽水炉の発電効率は、冷却材である水の温度を更に高温・高圧化することで向上させることができる。しかしながら、冷却水の更なる高温・高圧化はジルコニウム合金製被覆管の高温特性の限界を超えてしまい、例えば３５０℃を超える高温下では強度不足が顕著となる。このため従来の被覆管では発電効率の向上を実現することができなかった。

高温特性に優れた材料として、鉄系のステンレススチールがある。軽水炉開発の過程では、ステンレススチールの被覆管を用いることが検討されたこともあった。しかし、ステンレススチールは熱中性子吸収が大きいために、軽水炉では、ステンレススチールの被覆管は実用化されなかった。また、現行よりも水温を上げると、中性子減速が促進されないため、Ｕ-235濃縮度を５％以上と大幅に上げなければならない。
しかし、現行の燃料ペレット製造工場（ウラン加工設備）では、燃料製造過程における臨界安全の問題から、５％以下の濃縮度に限定しているため、５％以上の濃縮度の燃料ペレットを製造できず、設備の大きな変更が必要となる。

以上のような事情に鑑み、本発明の目的は、高温特性が高められ、発電効率の向上を図ることができる被覆管及びこれを備えた原子炉を提供することにある。

上記目的を達成するため、本発明の一形態に係る被覆管は、筒状の本体部と、内層部とを具備する。
上記本体部は、原子燃料を収容可能であり、鉄系材料で構成される。
上記内層部は、上記本体部の内周面に形成され、炭素系材料で構成される。

本発明の一形態に係る原子炉は、圧力容器と、燃料集合体と、冷却材とを具備する。
上記燃料集合体は、複数の被覆管と、上記複数の被覆管各々に封入された原子燃料とを含み、上記圧力容器内に設置される。上記被覆管は、鉄系材料で構成された筒状の本体部と、上記本体部の内周面に形成され炭素系材料で構成された内層部とを有する。
上記冷却材は、上記圧力容器に加圧供給され、上記燃料集合体を冷却する。

本発明の一実施形態による原子炉の構成を示す概略図である。上記原子炉に適用される燃料集合体の要部の概略断面図である。本発明の一実施形態に係る原子燃料被覆管の概略断面図である。被覆管の構成材料を異ならせて評価した原子炉特性のシミュレーション結果である。被覆管の本体部と内層部の厚みを異ならせて評価した原子炉特性のシミュレーション結果である。ステンレススチール層とカーボンナノチューブ層との二層構造を有する被覆管とステンレススチール単層構造の被覆管との効果の違いを説明する図である。図４の例よりも被覆管（燃料棒）のピッチを大きくしたときの原子炉特性のシミュレーション結果である。

本発明の一実施形態に係る被覆管は、筒状の本体部と、内層部とを具備する。
上記本体部は、原子燃料を収容可能であり、鉄系材料で構成される。
上記内層部は、上記本体部の内周面に形成され、炭素系材料で構成される。

上記被覆管は、鉄系材料で構成された本体部と炭素系材料で構成された内層部との２層構造を有しており、原子燃料は、内層部よりも内側に収容される。鉄系材料は、ジルコニウム系材料と比較して、高温強度に優れるが中性子の吸収が大きい。一方、炭素系材料は、中性子吸収が極めて小さい。上記被覆管は、鉄系材料及び炭素系材料を組み合わせることで、ジルコニウム合金製被覆管と同等の中性子吸収と、ジルコニウム合金製被覆管よりも優れた高温特性及び機械的強度特性を実現する。これにより、被覆管の高温特性を高めることができる。また、高温特性の向上により、冷却材の高温・高圧化が可能となるため、発電効率の向上が図れるようになる。

鉄系材料は、例えば各種鉄鋼材料が挙げられ、典型的にはステンレススチールが採用可能である。ステンレススチールは、耐食性及び高温強度に優れるため、高温・高圧下においても優れた耐久性が得られる。ステンレススチールは、オーステナイト系、フェライト系等の各種ステンレススチールが採用可能である。一方、炭素系材料としては、黒鉛（グラファイト）、炭素系複合材料等が挙げられるが、カーボンナノチューブ、カーボンナノファイバ等のカーボンナノ材料が高温特性及び機械的強度特性に優れる。この場合、本体部の内周面に直接カーボンナノ材料を成長させることで、内層部を形成してもよい。

内層部の厚さは特に限定されず、被覆管の直径や厚さ等に応じて適宜設定可能である。例えば内層部は、本体部よりも大きな厚さで構成されてもよい。これにより、鉄系材料を含むことによる被覆管全体としての中性子吸収が抑えられ、ジルコニウム合金製被覆管と比較したときの中性子増倍係数（臨界固有値）の減少を抑制することができる。

本発明の一実施形態に係る原子炉は、圧力容器と、燃料集合体と、冷却材とを具備する。
上記燃料集合体は、複数の被覆管と、上記複数の被覆管各々に封入された原子燃料とを含み、上記圧力容器内に設置される。上記被覆管は、鉄系材料で構成された筒状の本体部と、上記本体部の内周面に形成され炭素系材料で構成された内層部とを有する。
上記冷却材は、上記圧力容器に加圧供給され、上記燃料集合体を冷却する。

上記原子炉によれば、被覆管の高温特性を改善できるため、冷却材の高温・高圧化が実現可能となり、これにより発電効率の向上が図れるようになる。上記原子炉には、通常の加圧水型炉や沸騰水型炉だけでなく、超臨界圧水炉なども含まれる。

以下、図面を参照しながら、本発明の実施形態を説明する。

図１は、本発明の一実施形態に係る原子炉を示す概略構成図である。ここでは沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）を例に挙げて説明するが、加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）等の他の軽水炉にも適用可能である。

本実施形態の原子炉１０は、圧力容器１と、燃料集合体２と、冷却水３（冷却材）と、タービン６と、熱交換器７と、ポンプ８とを有する。

圧力容器１は、内部を高圧状態に維持できる鋼鉄製の構造物であり、内部に燃料集合体２及び複数本の制御棒５を含む炉心を有する。燃料集合体２は、複数本の燃料棒４で構成される。各々の制御棒５は、燃料集合体２の間に配置され、図示しない制御棒駆動機構により移動自在に構成される。制御棒５は、燃料棒４の核分裂反応の制御に用いられる。冷却水３には軽水が用いられ、圧力容器１内において核反応により発熱した燃料棒４を冷却する。タービン６は、図示しない発電機に連結され、圧力容器１内で発生した冷却水３の蒸気で回転する。熱交換器７は、当該蒸気を液化させ、ポンプ８は、液化した冷却水３を加圧して圧力容器１内に供給する。

図２は、燃料棒４の配置例を示す上方から見た断面図である。図中、Ｘ軸及びＹ軸は水平方向、Ｚ軸は燃料棒の長さ方向をそれぞれ示している。図３は、燃料棒４の断面図である。

燃料集合体２は、圧力容器１内において２次元的に配置された複数本の燃料棒４で構成される。各燃料棒４は同一の構成を有し、縦方向（Ｘ軸方向）および横方向（Ｙ軸方向）に所定の間隔（ピッチ）Ｐ１で配置される。間隔Ｐ１の大きさは、要求される軽水炉の仕様、燃料棒４の寸法、使用される原子燃料（核燃料）の濃縮度、冷却水の圧力等に応じて適宜設定され、例えば、１２ｍｍ〜１４ｍｍである。

各々の燃料棒４は、原子燃料としての燃料ペレットＮと、燃料ペレットＮを収容する被覆管４０とを有する。原子燃料には、典型的には、核燃料である二酸化ウランが用いられている。

軽水炉では、被覆管４０の直径は概ね１０ｍｍ、長さは概ね４ｍ、肉厚は概ね１．５ｍｍである。燃料ペレットＮは直径概ね８ｍｍの円柱形状であり、被覆管４０との間に０．５ｍｍ程度の隙間ｇ（図３）がある。燃料ペレットＮの長さ（高さ）は概ね１０ｍｍであり、被覆管４０の中に複数積み重ねられるようにして複数の燃料ペレットＮが封入される。沸騰水型軽水炉は、加圧水型軽水炉よりも燃料棒の寸法は若干大きめであり、燃料棒が約１５ｍｍ間隔で図２に示すように正方格子状に配置される。

燃料ペレットＮには、例えば、ウランの同位体Ｕ-238及びＵ-235がおよそ９７対３の重量比で混合された焼結体が用いられる。ここでは、Ｕ-235の重量比は濃縮度を意味し、上記の例では濃縮度は約３％である。この約３％のＵ-235が主に核分裂を起こして発熱する。核分裂で生じた熱は、燃料棒４周囲の冷却水３の温度を上げる。沸騰水型軽水炉では、冷却水３が蒸気となり、タービン６を回転させる。加圧水型軽水炉では、高温の冷却水を熱交換器に導入し、二次系の冷却水を加熱して蒸気をつくり、タービンを回転させる。燃料棒４の直径、燃料棒４のピッチ、ウランの濃縮度等により、原子炉の能力は大きく変化する。

被覆管４０は、核分裂生成物を封じ込め、核反応で発生した熱を効率よく取り出すために用いられる。被覆管４０としては、中性子吸収特性が小さく、高温高圧水に対する耐久性が高いことが要求される。その構成材料として、従来ではジルコニウムにスズ等を添加して強度を増加させたジルコニウム合金が広く用いられていた。

軽水炉においては、高出力・長期間の運転が可能な燃料棒が理想とされる。燃料ペレット中のＵ-235の濃縮度を上げると高出力・長期間の運転は可能であるが、燃料としては高価となる。また、長期間高温高圧の水流にさらされるので、被覆管がその環境に耐えられない期間まで濃縮度を上げても実用的に意味がない。また、軽水炉を利用した原子力発電の欠点として、タービン蒸気の圧力が６〜７ＭＰａ、温度が約２８０℃と火力発電に比べて低く、発電効率が約３３％と火力発電の発電効率（約４０％）よりも劣ることにある。原子炉が発生する蒸気の質が火力よりも劣る大きな原因として、原子炉の冷却材である水の温度を上げられないことが挙げられる。水の温度を上げられない最大の理由は、燃料棒の被覆管に用いられているジルコニウム合金の高温特性にある。

例えば典型的な軽水炉の水温は、沸騰水型で２８０℃、加圧水型で３３０℃である。被覆管に用いられるジルコニウム合金は、３５０℃を超える水温で高温特性の低下が顕著となる。このため、現行の軽水炉では、被覆管の高温特性を理由に冷却水の高温化による発電効率の向上は、非常に困難であった。

一方、近年において超臨界水を用いた超臨界圧水炉（原子力百科辞典「ATOMICA」スーパー軽水炉（超臨界圧水冷却炉）の開発が進められている。超臨界圧水炉では、水温が約５００℃と通常の軽水炉よりも高いため、発電効率は４４％と試算される。このように、発電効率を改善するために原子炉の水温を上げることには大きな意義がある。

そこで本実施形態では、被覆管４０は、鉄系材料で構成された本体部４１と、炭素系材料で構成された内層部４２との２層構造を有している。鉄系材料は、ジルコニウム系材料と比較して、高温強度に優れるが中性子の吸収が大きい。一方、炭素系材料は、中性子吸収が極めて小さい。本実施形態の被覆管４０は、鉄系材料及び炭素系材料を組み合わせることで、ジルコニウム合金製被覆管と同等の中性子吸収と、ジルコニウム合金製被覆管よりも優れた高温特性及び機械的強度特性を実現する。これにより、被覆管の高温特性を高めることができる。また、高温特性の向上により、冷却材の高温・高圧化が可能となるため、発電効率の向上が図れるようになる。また、超臨界圧水炉のような冷却水温度の非常に高い環境下においても十分な耐久性を有するものと期待される。

本体部４１を構成する鉄系材料としては、例えば各種鉄鋼材料が挙げられ、典型的にはステンレススチールが採用可能である。ステンレススチールは、耐食性及び高温強度に優れるため、高温・高圧下においても優れた耐久性が得られる。ステンレススチールは、オーステナイト系、フェライト系等の各種ステンレススチールが採用可能である。

一方、内層部４２を構成する炭素系材料としては、黒鉛（グラファイト）、炭素系複合材料等が挙げられるが、本実施形態では、カーボンナノチューブ、カーボンナノファイバ等のカーボンナノ材料で内層部４２が構成される。カーボンナノ材料は、高温特性及び機械的強度特性に優れるため、高温・高圧水下においても十分な耐久性を得ることができる。

内層部４２は、本体部４１とは別に作製した後、本体部４１に内装されてもよいし、本体部４１の内部に直接形成されてもよい。本実施形態では、本体部４１の内周面に直接カーボンナノチューブを成長させることで、内層部４２を形成している。カーボンナノチューブは、炭化水素ガスを反応ガスとして熱ＣＶＤ法やプラズマＣＶＤ法等で鉄等の触媒金属上に成長させることができる。従って、例えば本体部４１をステンレススチール管で構成し、それをアセチレン等の炭化水素系ガスをその熱分解温度に加熱し、内部に当該炭化水素系ガスを導入することで、本体部４１の内面に内層部４２を形成することが可能である。
カーボンナノチューブの製造方法は上記の例に限られず、他の手法が採用されてもよい（例えば特許第４５８１１４６号公報参照）。

図３に示すように内層部４２は、内径Ｄ１を有する。内径Ｄ１は、燃料ペレットＮの外形よりも若干大きく形成されている。内層部４２と燃料ペレットＮとの間に形成される隙間ｇは、燃料ペレットＮの発熱時の膨張量を考慮して設定される。

本体部４１の内径をＤ２、外径をＤ３とする。図３の例では、本体部４１の肉厚は（Ｄ３−Ｄ２）／２、内層部４２の肉厚は（Ｄ２−Ｄ１）／２とそれぞれ表される。本体部４１及び内層部４２の厚さは特に限定されず、被覆管４０の直径や厚さ等に応じて適宜設定可能である。例えば内層部４２は、本体部４１よりも大きな厚さで構成されてもよい。これにより、鉄系材料を含むことによる被覆管全体としての中性子吸収が抑えられ、ジルコニウム合金製被覆管と比較したときの中性子増倍係数（臨界固有値）の減少を抑制することができる。また、本体部４１の肉厚を低減しつつ被覆管全体としての強度を確保することができる。

本実施形態において、本体部４１の肉厚は、被覆管４０の厚さ（（Ｄ３−Ｄ１）／２）の１／３程度とされる。例えば、被覆管４０の外径（Ｄ３）が１１ｍｍの場合、Ｄ１＝９．５ｍｍ、Ｄ２＝１０．５ｍｍとなる。本体部４１の厚み小さいほどよいが、被覆管として要求される強度が確保できる限りにおいて、その値は特に限定されない。一例として、本体部４１は０．１ｍｍ以上の厚さを有する。

図４は、被覆管の構成材料を異ならせて原子炉の特性を評価したシミュレーション結果の一例である。原子炉の特性を決める物理量として、中性子増倍係数（臨界固有値）がある。実際の原子炉の炉心は複雑な構造を有しているが、図２に示すように燃料棒が正方格子状に無限配置された仮想的な原子炉の中性子増倍係数を求めることで、原子炉の性能を比較することができる。

原子炉モデルには、超臨界圧水炉を用いた。標準的な加圧水型炉では、燃料棒の直径は約９ｍｍ、被覆管の肉厚が約０．６ｍｍ、被覆管内面と燃料ペレットとの隙間は約０．０５ｍｍである。この寸法で、燃料ペレットのＵ-235の濃縮度を１％から７％まで１％毎に変化させ、超臨界圧水炉の条件である水温約５００℃、水密度０．３［g/cc］から臨界固有値を求めた。超臨界圧水炉は、水温度と水密度とが現行の軽水炉と大きく異なるので、簡易手法で臨界固有値を正確に求めることは難しいが、連続エネルギーモンテカルロシミュレーションによって原子核反応のレベルにさかのぼって、実験に匹敵する精度で求めることができる。

図４において、縦軸は臨界固有値、横軸はＵ-235の濃縮度である。ここで、縦軸の臨界固有値は、Ｕ-235の濃縮度が３％、燃料ペレット温度と水温が２０℃、水密度が１［g/cc］、被覆管がジルコニウム合金（ジルカロイ-4：ジルコニウム98.4% スズ1.3% 鉄0.2% クロム0.1%）の一層構造であるときの臨界固有値（以下、基準臨界固有値ともいう。）との差で示した。燃料棒の配置間隔（ピッチＰ１）は、１２ｍｍとした。

図４において、Ｓ１〜Ｓ４は、シミュレーションに用いた直径９ｍｍ、厚さ０．６ｍｍの被覆管モデルを示す。ここで、サンプルＳ１は単層のカーボンナノチューブで構成された被覆管モデルを示し、サンプルＳ２は、通常の軽水炉で広く用いられている単層のジルコニウム合金で構成された被覆管モデルを示す。サンプルＳ３はステンレススチール（厚さ０．２ｍｍ）の外層とカーボンナノチューブ（厚さ０．４ｍｍ）の内層とを有する二層構造の被覆管モデルを示し、本実施形態の被覆管４０の構成に相当する。そしてサンプルＳ４は単層のステンレススチールで構成された被覆管モデルを示す。

図４に示すように、サンプルＳ１〜Ｓ４の臨界固有値はいずれも、基準臨界固有値よりも低い。その原因は、水密度が１［g/cc］から０．３［g/cc］と約１／３となることで中性子の減速が進まず、核分裂反応が少なくなることと、燃料ペレットのドップラー効果で中性子吸収が増えることによる。通常の軽水炉で期待される負の温度効果（温度が上がると反応が減る効果）が典型的に現れていることがわかる。

図４の結果から、サンプルＳ１、サンプルＳ２及びサンプルＳ３の臨界固有値はそれぞれ類似しているが、サンプルＳ４の臨界固有値はこれらよりも著しく低いことがわかる。このことから、ステンレススチール単層で被覆管を構成するよりも、ステンレススチールとカーボンナノチューブとの２層構造で被覆管を構成する方が、原子炉として特性が優れることが確認された。

ステンレススチールとカーボンナノチューブの二層構造からなる被覆管について、ステンレススチールの厚さを変えたときの臨界固有値を図５に示す。図５において、サンプルＳ５は、ステンレススチール層の厚さを０．１ｍｍ（カーボンナノチューブ層の厚さ０．５ｍｍ）とした被覆管モデルを示し、サンプルＳ６は、ステンレススチール層の厚さを０．３ｍｍ（カーボンナノチューブ層の厚さ０．３ｍｍ）とした被覆管モデルを示している。図５において比較として示すサンプルＳ１〜Ｓ４は、図４に示したサンプルＳ１〜Ｓ４と同一である。

ステンレススチール管の製造限界に近いと考えられるサンプルＳ５は、現行のジルコニウム被覆管（サンプルＳ２）と同等の臨界固有値となることがわかる。一方、ステンレススチール層の厚みとカーボンナノチューブ層の厚みが相互に等しいサンプルＳ６については、ステンレススチール単層構造の被覆管（サンプルＳ４）と比較して、臨界固有値の改善が著しいことが確認された。

次に図６を参照して、ステンレススチール層の厚さが０．２ｍｍ（カーボンナノチューブ層の厚さ０．４ｍｍ）の二層構造の被覆管（サンプルＳ３）と、ステンレススチール単層構造の被覆管（サンプルＳ４）との効果の違いを説明する。

サンプルＳ４でＵ-235の濃縮度７％の臨界固有値と等しくなるサンプルＳ３のＵ-235の濃縮度は、約５％となる。同様に、サンプルＳ４の濃縮度６％に相当する臨界固有値はサンプルＳ３の濃縮度で４．４％程度、サンプルＳ４の濃縮度５％に相当する臨界固有値は、サンプルＳ３の濃縮度で３．５％程度となる。このことから、厚さ０．２ｍｍのステンレススチール管にカーボンナノチューブを０．４ｍｍ程度内張りした被覆管を用いることで、５％以下のＵ-235の濃縮度の燃料で、ステンレススチール被覆管と５％超燃料と同等の効果を出せることがわかる。

続いて、燃料棒のピッチを１４ｍｍとして上述と同様な手法でサンプルＳ１〜Ｓ４の臨界固有値を評価したときのシミュレーション結果を図７に示す。

超臨界圧水炉は、水密度が現行の軽水炉の約１／２となるために、臨界固有値は低くなる。臨界固有値を決める重要な要素である水の量は、図２に示したような燃料棒４を頂点とする正方形の領域の面積で決まる。燃料棒ピッチが１２ｍｍのときと１４ｍｍのときとで比較すると、水の面積は約１．７５倍となる。これは、通常の加圧水型炉（燃料棒ピッチが１２ｍｍ）の水の量と同等か若干大きい。なぜならば、加圧水型炉では水の温度が約３００℃で水密度が０．５［g/cc］と超臨界圧水炉の０．３［g/cc］よりも大きくなるからである。

図７に示すように、燃料棒ピッチが１４ｍｍのときの臨界固有値は、燃料棒ピッチが１２ｍｍのときの臨界固有値よりも、５％程度増える。図７の例では、サンプルＳ１、サンプルＳ２、サンプルＳ３及びサンプルＳ４の順で臨界固有値は大きく、ウランＵ-235の濃縮度の増加に対する変化の割合も、図４に示した例と変わらない。
Ｕ-235濃縮度が５％以下の燃料ペレットを用いることができるので、現行のウラン加工設備で燃料を製造することができる。

以上のように本実施形態によれば、被覆管４０をステンレススチールとカーボンナノチューブの二層構造とすることにより、高温高圧水下においても良好な耐久性を得ることができる。これにより超臨界圧水炉のような過酷な冷却水条件下においても十分な耐久性を有する被覆管を提供することができるため、発電効率の改善を図ることができる。

また本実施形態によれば、中性子吸収の比較的小さい被覆管を構成することができるため、ウランの濃縮度を過度に増加させることなく現行の軽水炉と同等の原子炉特性を得ることができる。また、燃料棒のピッチを最適化することにより、現行の軽水炉よりも優れた原子炉特性を得ることも可能となる。

以上、本発明の実施形態について説明したが、本発明はこれに限定されることはなく、本発明の技術的思想に基づいて種々の変形が可能である。

例えば以上の実施形態では、本発明に係る被覆管を超臨界圧水炉に適用した例について主に説明したが、勿論これに限られず、現行の加圧水型炉や沸騰水型炉用の燃料被覆管にも、本発明は適用可能である。

また、被覆管を構成するステンレススチール層（本体部）とカーボンナノチューブ層（内層部）との厚み割合や、燃料棒ピッチ等は、上述の例に限られず、仕様に応じて適宜変更することが可能である。

１…圧力容器
２…燃料集合体
３…冷却水
４…燃料棒
５…制御棒
６…タービン
７…熱交換器
８…ポンプ
１０…原子炉
４０…被覆管
４１…本体部
４２…内層部
Ｎ…燃料ペレット

Claims

原子燃料を収容可能であり、鉄系材料で構成された筒状の本体部と、
前記本体部の内周面に形成され、炭素系材料で構成された内層部と
を具備する被覆管。
請求項１に記載の被覆管であって、
前記鉄系材料は、ステンレススチールである
被覆管。
請求項１又は請求項２に記載の被覆管であって、
前記炭素系材料は、カーボンナノチューブである
被覆管。
請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の被覆管であって、
前記内層部は、前記本体部よりも大きな厚みを有する
被覆管。
圧力容器と、
鉄系材料で構成された筒状の本体部と、前記本体部の内周面に形成され炭素系材料で構成された内層部とを有する複数の被覆管と、前記複数の被覆管各々に封入された原子燃料とを含み、前記圧力容器内に設置された燃料集合体と、
前記圧力容器に加圧供給され前記燃料集合体を冷却する冷却材と
を具備する原子炉。