JP2014501907A - 炭化ケイ素(sic)で作られた撚り糸または繊維を有するシェルを含む金属核燃料ピン - Google Patents
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Abstract
Description
− 原子炉内の中性子束下でのその膨潤。これはクラッディングを損傷する強い相互作用(これは、現在の加圧水型原子炉内の酸化物燃料(燃料(またはペレット)−クラッディング相互作用)とジルカロイクラッディングとの間にも生じる「古典的」かつ再発性の問題である)を生じさせる。金属燃料形態に関しては、膨潤は今日、特別な目的のための金属燃料設計と金属アクチニド合金のより低密度の選択とにより、より耐性のあるクラッディングで制御されることができると考えられる。そのため、ガス状の核分裂生成物はプリナム(ピン内に残された自由空間)中に集団で漏洩する可能性があるが、生成された元の気孔率が変形に対処できるようになる、
− 反応暴走およびより一般的には温度暴走中に、それを先験的に弱いものとするその低融点(1000℃程度)、
− 極めて低い融点を有する、Fe、クラッディングの成分元素、核燃料物質からのUとPuとの共晶(2つの化学種または元素間の相互作用中の所与の組成物の混合物の形成)の存在(U−Fe共晶の725℃[Journal of Alloys and Compounds 271−273(1998年)636〜640頁]、Pu−Fe共晶の420℃[Journal of Nuclear Materials 383,Vol.1−2(2008年),112〜118頁]、UとPuがZrと合金される際のまたはクラッディングのグレードに依存した600℃程度)。これは薄くすることおよび安全性に関するマージンにより第1の障壁の性能を著しく劣化させることがある。この共晶はまた、達成可能な動作温度を最終的に制限し、熱力学の法則とカルノーサイクルに従って理論的に得ることができであろうエネルギー効率を低減する。共晶を形成するための手順では、Zrは、溶融に対する抵抗を増加させ、これによりマージンを増加させることができるので、極めて特殊な役割を有する。残念ながら、原子炉内の中性子束下では、燃料のZrは、その周辺部分のこの要素内で付随的に空乏化されるピンの中心に向かって移動する。
− 燃料合金の組成物の変更、
− 機械的強さ、放射に対する抵抗、共融温度の増加の間の最良の妥協を示すステンレスグレードの選択、
− 金属ライナーの使用、これは多くの特許の主題であり、そのうちのいくつかについて以下に注記する。
− 約500℃の動作温度における定格条件下での、燃料とクラッディングとの間の物理化学相互作、より具体的にはUPuZr金属燃料とFe−Cr−NiまたはFe−Crに基づくステンレスクラッディングとの間の共晶の物理化学相互作用、
− 「偶発的」条件下での、すなわち通常は1000℃程度であってよい燃料の融点より上の温度での、クラッディングの性能とその幾何学形状の維持を促進する一方で、核分裂性原子濃度を低減することにより局所中性子反応を低減することによる良好な熱的性質により、クラッディング内の固体状態における大きな体積分率を維持する可能性。
紡績糸または繊維の形態であるSiCマトリックスは、当業者らに周知の技術装置を使用してビレットに沿って織られるまたは編まれる。ビレットに接する第1層目の巻線は、予め酸化された繊維によりまたは編んだ石英繊維またはシリカSiO2繊維により生成されると有利である。
織物の形態のSiCマトリクスは、標準的なSiC繊維に基づく予め編まれたあまり密でないストリップを使用することによりビレットに沿ってひだを付けられる。織物の形態のSiCマトリクスは固定点PAにおけるクラッディング作業のために固定される。ビレットに接触した第1層は、有利には、中性子吸収物質(ガラス中のホウ素により決定される)の蓄積が求められる場合は、予め酸化されたストリップまたは繊維により、または編んだ石英繊維またはシリカSiO2繊維またはホウケイ酸ガラス繊維により、製造される。予め酸化した金属ビレットに接触する第1層はSiO2で構成される。
この温度範囲では、本出願人は、熱的および物理的性質が良好であるため、かつ膨潤が通常は所与の積算線量において0.5〜1%程度である特にこれらの温度範囲、すなわち約500℃、における放射下でのその優れた挙動のため、SiCを使用することを提案する。。金属燃料とSiCとの間の(それらの接触直後の)固体相互作用は零ではないが、金属燃料上に酸化前処理により形成されたMO2層に接触した織物上のSiO2(石英またはシリカ)の存在により動力学的に延期または遅延される。
UPuZr金属燃料の融点を越える、通常は1000℃を起点とする、高温では、関心があるのは溶融アクチニドによるSiCの高反応性と低耐食性である。SiCを使用する他の用途、適用、または発明のほとんどとは異なり、本出願人または発明者は、溶融アクチニドの合金と反応するために、そして耐火性炭化物と珪化物(これらはそれらを生じさせたUPuZr合金ほど密でない)を生じさせるために、消耗可能なものとして使用される低化学的不活性材料としてSiCを使用することを提案する。
Claims (15)
- ウラニウムおよび/またはプルトニウムに基づく金属核燃料物質(CNu)の線形要素と、FeとCrまたは少なくともこれらの2つの元素を含む合金を含むクラッディング(Go)と、を含む核燃料ピンにおいて、前記線形核燃料要素の周囲に配置された主シェルであって、SiCで作られた紡績糸または繊維(FSiC)主シェルも含むことを特徴とする、核燃料ピン。
- 請求項1に記載の核燃料ピンにおいて、前記クラッディングはまた加熱生産物を放出するための中空部分と前記線形金属核燃料要素から前記中空部分を分離する貯蔵槽とを含む、ことを特徴とする核燃料ピン。
- 請求項2に記載の核燃料ピンにおいて、前記貯蔵槽は溶融アクチニドの腐食に対し耐性がある物質で作られる環状領域(An)を含む、ことを特徴とする核燃料ピン。
- 請求項3に記載の核燃料ピンにおいて、前記環状領域はタンタル(Ta)で作られる、ことを特徴とする核燃料ピン。
- 請求項1乃至4のいずれか一項に記載の核燃料ピンにおいて、前記繊維を構成するSiCは立方β同素体種である、ことを特徴とする核燃料ピン。
- 請求項1乃至5のいずれか一項に記載の核燃料ピンにおいて、前記シェルはまた自由Si充填剤を含む、ことを特徴とする核燃料ピン。
- 請求項1乃至6のいずれか一項に記載の核燃料ピンにおいて、前記主シェルはSiC紡績糸または繊維を含むストリップを含む、ことを特徴とする核燃料ピン。
- 請求項1乃至7のいずれか一項に記載の核燃料ピンにおいて、前記主シェルは前記線形金属燃料材料要素に巻かれた一連の厚さのSiC繊維を含む、ことを特徴とする核燃料ピン。
- 請求項1乃至7のいずれか一項に記載の核燃料ピンにおいて、前記線形核燃料要素と前記主シェルの間に挿入されたシリカまたは石英繊維の一次シェルも含むことを特徴とする核燃料ピン。
- 請求項8または9に記載の核燃料ピンにおいて、前記一次シェルは前記線形金属燃料材料要素に巻かれた一連の厚さのシリカまたは石英繊維を含む、ことを特徴とする核燃料ピン。
- 請求項1乃至10のいずれか一項に記載の金属核燃料ピンの製造方法において、SiC繊維を織るまたは編むことにより前記線形金属核燃料要素の周囲に主シェルを生成することも含むことを特徴とする方法。
- 請求項1乃至10のいずれか一項に記載の金属核燃料ピンの製造方法において、前記線形金属核燃料要素に巻かれたSiC繊維のストリップにより主シェルを生成することを含むことを特徴とする方法。
- 請求項11または12のいずれか一項に記載の金属核燃料ピンの製造方法において、前記線形金属核燃料要素の表面酸化の従来工程も含むことを特徴とする方法。
- 請求項11乃至13のいずれか一項に記載の金属核燃料ピンの製造方法において、導電材料に基づく軟質ろう付け粉末を含む結合剤により前記線形要素を被覆する従来工程も含むことを特徴とする方法。
- 請求項11乃至14のいずれか一項に記載の金属核燃料ピンの製造方法において、前記線形金属核燃料要素と前記主シェル間の一次シェルを生成することも含み、前記一次シェルはシリカまたは石英繊維を含む、ことを特徴とする方法。
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