JP2016176961A

JP2016176961A - 核燃料棒のための開孔を有する固体インターフェースジョイント

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Publication number: JP2016176961A
Application number: JP2016111168A
Authority: JP
Inventors: マキシムザビーゴ; Zabiego Maxime; パトリックダヴィッド; David Patrick; アランラヴネ; Ravenet Alain; デニロシェ; Rochais Denis
Original assignee: Commissariat a lEnergie Atomique CEA; Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Current assignee: Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Priority date: 2010-06-16
Filing date: 2016-06-02
Publication date: 2016-10-06
Anticipated expiration: 2031-06-16
Also published as: KR101832356B1; KR20130112857A; CN103098142B; WO2011157782A1; UA106802C2; JP2016186491A; CA2802472A1; RU2567874C2; JP2013530397A; RU2013101773A; US20130208848A1; FR2961624B1; JP5977232B2; FR2961624A1; EP2583284A1; CN103098142A; EP2583284B1; JP6188872B2; US9620251B2; JP6255446B2

Abstract

【課題】核燃料棒において被覆管とペレット集積体の間に配置される新規なインターフェースを提供する。【解決手段】中性子を透過する材料からなり、高い熱伝導率と空隙率を有し、厚み方向への圧縮に伴う変形が可能とされた構造３を有するインターフェースジョイントが、被覆管１とペレット集積体５の間に、当該集積体の高さを上回らないように挿入される。また本発明は、対応する製造方法に関する。【選択図】図１

Description

本発明は、原子炉で用いられる核燃料棒中における、ペレットの集積体とこれを包囲する被覆管のインターフェースに関するものである。

本発明が想定する用途としては、以下のものが含まれる。
・加圧ヘリウムのようなガスの形態をなす冷却剤を用いて動作し、セラミック複合材料（ＣＭＣ）製の被覆管を備える核燃料棒、およびウラン・プルトニウム混合炭化物型燃料ペレットを使用する、第４世代原子炉と呼ばれるガス冷却型原子炉（ＧＦＲ；非特許文献７参照）
・ナトリウム冷却剤を用いて動作する高速中性子炉（ＳＦＲ；非特許文献１０参照）
・加圧水型原子炉（ＰＷＲ）または沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）

また本発明は、円筒形状と円形の断面を備えた燃料棒に関するものである。

本願明細書においては、「原子炉」という用語を、現時点において理解されているその通常の意味で用いる。すなわち、燃料エレメントを用いた核分裂反応に基づいてエネルギを発生するためのパワープラントを意味している。この核分裂反応において熱出力の放出が生じる。熱出力は、燃料エレメントを冷却する冷却流体との熱交換により燃料エレメントから除去される。

本願明細書においては、「核燃料棒」という語は、例えば、Dictionnaire des Sciences et Techniques Nucleaires（原子力科学技術辞書）において定義されている、その公式の意味で用いる。すなわち核分裂性物質を収容して原子炉の炉心の一部を形成し、両端が閉じた細管を意味する。「核燃料棒」は、本発明において頻出する語である。

稼働条件および原子炉の性能に応じて、様々なタイプの燃料棒が存在する。

核燃料エレメントによって発揮される主たる機能は、次の通りである。
・核反応による熱発生の制御を可能にする。当該制御には、性能上の制約（核分裂性核種の濃度、中性子に対する構造材料の透過性、燃焼率等）、および安全上の制約（核反応度および冷却の制御に必要な形状安定性）が課せられている。
・核反応から生じる放射性生成物の封じ込めを確実にする。被覆管は、原子炉の通常稼働時において放射性生成物を外部に漏らさない状態を維持することを要する。事故時においても、放射性生成物の漏出は、所定の限界値内に収まることを要する。
・核反応によって放出されるエネルギ除去の制御を保証する。当該制御には、性能上の制約（冷却剤への伝達を劣化させうる熱障壁の制限）、および安全上の制約（冷却剤チャネルの完全性、燃料の溶融までの裕度、構造に過剰な機械的負荷をもたらしうる寸法伸縮を生じる温度勾配の制限など）が課せられている。

原子力施設で通常用いられる基本的な燃料エレメントは、その形状に応じて、次のように分類されうる。
・球状：例えば高温原子炉（ＨＴＲ）に用いられる粒子状または球状の燃料
・円筒状：例えばＦＮＲ原子炉またはＰＷＲ原子炉に用いられる燃料棒
・板状：例えば実験用原子炉に用いられるミクロ構造板、またはＧＦＲ原子炉に用いられるマクロ構造板

本発明は、とりわけ円筒形状と円形の断面を有する核燃料棒に関する。当該核燃料棒内においては、円形断面を有する円筒形状のペレットが、封止された被覆管内に集積されている。このとき被覆管の一端には、エクスパンションベッセルと呼ばれる、ペレットの存在しない領域が確保される。これは核反応により生成され、照射時において燃料ペレットにより放出されるガスを蓄えるためのものである。この円筒構造には、集積されたペレットの柱と被覆管との間にインターフェースが存在する。組立時においてインターフェースは、接触面のみ、あるいは機能的間隙に相当する程度まで小さくすることができる。機能的隙間は、少なくとも一種のガス状または液状の材料からなる少なくとも一つの層から構成される。

発明者らは、燃料エレメントにおけるこのインターフェースによって発揮される機能のリストを以下の通り作成した。

一次的機能：
（ｆ１）集積されたペレットの柱の径方向および軸方向に沿った自由膨張を可能にすることにより、燃料ペレットと被覆管の間の機械的分離を管理して、ペレットと被覆管の間の機械的相互作用（以後ＰＣＭＩと称する）を制限する。
（ｆ２）燃料エレメントの軸方向端に配置されたエクスパンションベッセルまで燃料エレメントによって放出される核分裂生成ガスを輸送可能にする。
（ｆ３）燃料と被覆管の間の熱結合を管理する。
（ｉ）燃料の過剰な温度上昇を阻止するため、とりわけ径方向に沿った熱障壁を最小限に抑える。
（ｉｉ）とりわけ被覆管にかかる大きい機械的負荷を誘発する寸法伸縮を生じさせうる温度不均一性を最小限に抑えるため、とりわけ軸方向およびアジマス方向について本機能の連続性を保証する。

環境によって誘発される機能：
（ｆ４）原子炉の炉心の性能を保持するため、一次的機能（ｆ１〜ｆ３）を発揮して、インターフェースにおける中性子の衝撃を最小限に抑える。
（ｉ）形状寸法を最小限に抑えることにより発揮する。
（ｉｉ）（とりわけ高速スペクトルにおける）中性子との相互作用断面が小さい材料を利用することにより発揮する。
（ｆ５）一次的機能（ｆ１〜ｆ３）を発揮して、その環境に対するインターフェースの化学的適合性を保証する。
（ｉ）被覆管との化学的適合性を保証する（例えば事故状況下において、高温での稼働速度が上昇しない）。
（ｉｉ）燃料との相互作用の化学的適合性を保証する（例えば、燃料の溶融までの裕度を低下させうる「低温」共晶が生じない）。

二次的機能：
（ｆ６）燃料由来の成分（とりわけ放出される核分裂生成物）の被覆管への輸送を制限し、脆化を引き起こしうる内部腐食のリスクを阻止する（これは一次的機能ｆ１に関連した機能である）。
（ｆ７）被覆管にホットポイントを生じ、かつ被覆管の機械的負荷を増大させる温度不均一性を最小限に抑えるため、燃料／被覆管のセンタリングを最適化する（これは、一次的機能ｆ１およびｆ３に関連した二次的機能である）。
（ｆ８）燃料と被覆管の隙間（もしあれば）に燃料の破片が入り込むリスクを最小限に抑える（生じないようにする）。すなわち、この間隙が歪み差の影響下（熱膨張およびスウェリング）で狭まることにより、被覆管のオーバリングやパンチングによって被覆管全体に欠陥を生じさせうるリスク最小限に抑える（これは、一次的機能ｆ１に関連する機能である）。

補助的機能：
（ｆ９）通常の経済的制約条件を満足する。
（ｉ）寿命：一次および二次的機能を発揮して、目標の経済パフォーマンスに適合する燃料稼働時間を実現する。
（ｉｉ）材料の調達および製造方法の実施に関する許容度を満足する。
（ｉｉｉ）コストを満足する。
（ｆ１０）事故状態において、安全性に対する重大な被害をなくす（例えば、炉心劣化が進行中の炉心における、インターフェースの構造材料に対する化学的反応度）。
（ｆ１１）技術上・製造上の問題、とりわけ燃料エレメント組立工程（燃料、インターフェース、および被覆管）の実施時における問題を最小限に抑える。
（ｆ１２）核反応サイクルの出力側における分離および再利用に係る要件を、最小限の制約で満足する。

通常、円筒形状と円形断面を有する燃料エレメントにおけるペレットと被覆管のインターフェースは、ガス（一般にはヘリウム）の形態をなしている。それは利用可能性のあるガスの中で、熱伝導率（機能ｆ３のｉ）、中性子に対する透過性（機能ｆ４のｉｉ）、化学的中立性（機能ｆ５）、および補助的機能（機能ｆ９〜ｆ１２）に関して最適な特性を有するものである。燃料ペレットと被覆管の機械的分離機能（機能ｆ１）、および核分裂ガスのエクスパンションベッセルへの輸送機能（機能ｆ２）は、ガス状のインターフェースにより理想的に発揮される。そのようなインターフェースは、製造時においてペレットと被覆管の間に十分な機能的隙間が形成されることにより得られ、ペレットと被覆管の歪み差により照射時において隙間が塞がることを防止する（非特許文献５参照）。

しかしながら、円筒形状および円形の断面、ならびにガス状のインターフェースを備える燃料棒は、拮抗作用を示す。非常に厳しい性能的制限の範囲内である場合を除いて、機能ｆ１とｆ２を、そして機能ｆ３のｉとｆ４のｉを同時に発揮することができないためである。中性子の振る舞いに悪影響を及ぼす寸法上の制約条件（燃料エレメント中における核分裂性物質の濃度）を超えると、ガスインターフェースの熱伝導率が低下する。したがって、ペレットと被覆管との間の機能的隙間が増大すると、それにより形成される熱障壁が増し、燃料の温度が上昇することになる。安全要件が損なわれること（とりわけ燃料溶融までの裕度の低下）によって温度上昇が生じるという場合は別として、燃料の温度上昇にはペレットの三次元スウェリングが伴い、照射を受ける隙間が狭まる傾向にある。したがって、インターフェースの厚みを増しても燃料エレメントの寿命が延ばすことが難しくなる。

この熱被害を軽減するための解決手段の一つが、特許文献１に開示されており、様々な照射プログラム（非特許文献８、９参照）に基づく実験がなされている。この解決手段においては、ガス状のインターフェースは用いられておらず、燃料エレメントの使用条件下で融点の低い液状の金属（一般にはナトリウム）により、インターフェースが形成されている。金属の伝導率はガスよりも高く、よってインターフェースの熱伝導性に係る問題を大幅に軽減することが可能である。したがって、燃料エレメントの熱平衡には影響をほとんど与えることなく、インターフェースの厚みを増すことが可能となる。

液体金属からなるインターフェースを備えることの別の利点は、その優れた熱伝導率のため、被覆管に対して生じうる燃料ペレットの偏心によりもたらされる周方向の熱不均一性問題が軽減するという点である。この同心性に係る要件（機能ｆ７）は、ガスまたは液体金属からなるインターフェースによって保証されることはない。ガスや液体金属は、本来的に十分な剛性を有するものではないためである。偏芯は、必ず周方向の熱流束を不均一にする。この熱不均一性の影響（熱歪み差によって誘発される被覆管のホットポイントおよび機械的負荷）は、インターフェースが液体金属からなる場合には緩和される。液体金属と被覆管の間において、また液体金属とペレットの間において、熱伝達が良好なためである。

しかしながら、液体金属からなるインターフェースの形成にあたっては、幾つかの問題が避けられない。

第一に、環境との適合性（例えば化学的側面：機能ｆ５）は極めて限定的であることが知られている。例えば、ナトリウム（ＳＦＲに通常用いられる）の場合、明らかに冷却水との不適合性（ＰＷＲ）、および高温で稼働される原子炉との不適合性を有している。結果として、ナトリウム（沸点８８０℃程度）が沸騰する恐れに対する裕度が不十分になる（例えばＧＦＲの場合には、裕度が無くなりさえする）。

熱不均一性（機能ｆ３のｉｉ）に関しては、液体金属中に気泡（製造中に形成されたり、照射を受けて放出される核分裂ガスによって形成される気泡）が存在することにより誘発されるインターフェースの不連続部のため、この解決手段の熱的有利性が損なわれることになることが明らかである。この問題は実験照射中に観測され、被覆管の初期破損のために、燃料エレメントの寿命が短縮されうることが分かった（非特許文献９参照）。

燃料成分輸送の制限（機能ｆ６）に関しては、ヘリウムおよびナトリウムのインターフェースの挙動を比較することを目的として、ＳＦＲ型原子炉における炭化物燃料の実験照射が行なわれた。その結果、液体金属の場合、浸炭が被覆管の脆化の一因となることが明らかになった。被覆管の侵炭は、燃料から生じてナトリウムを通過する炭素の輸送が増大することによって誘発される。この問題は、偏心によるペレットと被覆管の接触が生じない限り、ヘリウムによっては生じることがないように思われる（非特許文献９参照）。

機能ｆ８に関しては、本来的なジョイントの剛性不足により、燃料の破片の移動が可能になる。インターフェースに進入した燃料破片は、照射中にペレットと被覆管の間で圧縮されることにより、被覆管のオーバリングやパンチングを生じさせる可能性がある。こうしたパンチングは、被覆管の完全性や封止安全機能の早期損失をもたらす。一方オーバリングは、近傍の燃料エレメント間における熱交換および機械的相互作用（もし存在すれば）に影響を与え、性能を劣化させる。燃料エレメントの照射に関する運用実績によれば、ペレットと被覆管との間における径方向の機能隙間の初期値が燃料ペレットの半径の約４％未満であれば、燃料破片がインターフェースに入り込む確率が制限され、パンチングによる被覆管破損のリスクを最小限に抑えうる（非特許文献１１参照）。

しかしながら、安全面から要請されるこの制限は、燃料エレメントの動作寿命にとって比較的不利になることが立証されている。ＰＣＭＩなしに動作寿命が大幅に短縮されるためである。経済パフォーマンスに必要な原子炉における燃料の長期使用のためには、寿命が尽きる前の期間においてＰＣＭＩを伴う動作が避けられない。燃料ペレットと被覆管とが直接接触すると、反跳エネルギにより数マイクロメートルの厚さを越えて被覆管に突入する核分裂生成物が、被覆管の損傷問題を生じることになる。

経済パフォーマンスおよび安全性能に関して、ＰＣＭＩを伴う動作を許容可能にするために、様々な解決手段が提案されている。

当該解決手段は、ガス状のインターフェースでも液体金属状のインターフェースでも個別に解決できない、以下に示す二つの未解決問題の克服を目的としている。
・燃料との接触状況において被覆管にかかる機械的負荷を軽減
・熱化学的侵食および核分裂ピークによる被覆管の脆化を最小限に抑える

提案された全ての解決手段においては、インターフェースの少なくとも一部として、少なくとも一層の中間材料層を付着させている。

特許文献２には、ＦＮＲ原子炉内において少なくとも７００℃の温度で動作し、金属被覆管を備える燃料棒のために、燃料ペレットと被覆管との間に金属ウランをベースにした中間層を用いることが開示されている。当該文献には、以下に列挙する事項についての記載がある。
・中間層と被覆管の間の密着
・中間層と被覆管の間において温度に係る機能を発揮する、一般にはナトリウムで形成されるインターフェースの別の部分
・中間層と被覆管の間において化学適合性に係る機能を発揮する、一般にはアルミナの追加層
・燃料と中間層の間で真空領域を形成する溝
・中間層や燃料ペレットの空隙率がとりうる値は、理論上８５％を超えない
・中間層の構成エレメントとしてのウラン合金、またはウランとモリブデンによる合金

ＰＷＲ原子炉に用いられる、ジルコニウムベースの被覆管を備える燃料棒について、同様の解決手段が開示されている。

例えば、特許文献３には、消耗品の中性子毒（^１０Ｂで濃縮したホウ化物）をベースにしたライナの形成方法が開示されている。燃料ペレットは、ＰＣＭＩを緩和するため、厚さ１０μｍ〜１００μｍの中性子毒でコートされる。

特許文献４には、被覆管の内面に付着される金属ライナの形成方法が開示されている。金属ライナは、応力腐食割れやペレットと被覆管の機械的相互作用によって誘発される被覆管の穿孔や破損のリスクを防ぐためのものである。

特許文献５には、被覆管の内面のライナ（厚さ４μｍ〜５０μｍ）と燃料ペレット表面のライナ（厚さ１０μｍ〜２００μｍ）の組合せを形成する方法が開示されており、黒鉛のような材料による被覆管の内面のライナは、とりわけ「潤滑材」の役割を果たす。

特許文献６には、溝が形成された延性中間層の形成方法が開示されている。この層は、潜在的なＰＣＭＩによって誘発される応力を吸収するためのものであり、塑性変形可能である。したがって、被覆管内面における亀裂の伝播が回避される。

特許文献７には、ＨＴＲ原子炉に用いられる球形状の燃料粒子も記載されている。多層構造は、中心に位置する燃料ボールとこれを包囲する被覆管からなり、燃料ボールの核分裂ガスの封止と機械的完全性をもたらしている。燃料ボールと被覆管の間には、緩衝機能を発揮する多孔質熱分解炭素層が配置されている。これは核分裂ガスと燃料ボールの膨張容積を確保するためのものである。

特許文献８には、金属網状（当該文献の図１、２に示された実施形態）または金属リボン状（当該文献の図３、４に示された実施形態）を呈するスリーブの利用が開示されている。当該スリーブは、燃料ペレット柱と被覆管の間に挿入されて燃料ペレット柱の周りに螺旋状に巻き付けられ、燃料ペレット柱の両端で閉塞エレメントに固定されている。当該文献に記載の解決手段は、ペレット断片または破片が生じた場合に、これを封じ込めることのみを目的としている。したがって、当該スリーブの唯一の機能は、燃料ペレット破片を封じ込めることであり、ペレットと被覆管との間で熱を伝達する機能は、ナトリウムのような充填流体（例えば、当該文献の第４欄、第２３〜３０行に記載）によって行なわれる。

ペレットの三次元スウェリングを吸収する機能は、当該文献の請求項１に極めて明確に表現されているように、当該目的に適合する寸法の機能隙間を、スリーブと被覆管との間に強制的に設けることによって行なわれる。換言すると、当該文献が開示する解決手段は、スリーブと熱伝導液の間に形成される複合的なインターフェースである。スリーブは、ペレット柱の両端に固定されている。熱伝導液はペレット柱と被覆管の間において十分な厚みを有しており、ペレットの三次元スウェリングを十分に吸収しうる大きさの機能隙間を形成している。なお当該複合的インターフェースは構成が複雑であり、再現性に劣るというリスクが伴う。スリーブが燃料ペレット柱の両端で閉塞エレメントに固定されるため、核燃料棒の製造において追加の工程が必要となるためである。

特開平１１−１８３６７４号公報英国特許第１１８７９２９号公報米国特許第４８１８４７７号公報米国特許第３９６９１８６号公報米国特許第４７８３３１１号公報特開平３−６８８９５号公報国際公開第２００９／０７９０６８号公報米国特許第４２３５６７３号公報

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本発明の全般的な目的は、上記の先行技術を参照して説明した欠点のない、円筒形状と円形断面を有する核燃料棒におけるペレットと被覆管との間に形成される、改良されたインターフェースを提案することにある。

本発明の別の目的は、円形断面を備えた既存の核燃料棒を製造するために設けられた産業施設にも適用可能な、改良されたペレットと被覆管のインターフェースを備える核燃料棒を製造するための方法を提案することにある。

上記の目的を達成するために、本発明が対象とするものは、長手方向に延びる核燃料棒であって、柱状に集積された複数の燃料ペレットと、中性子を透過する材料からなり、前記柱状のペレットを包囲する被覆管と、中性子を透過するとともに開孔を有する材料からなり、前記被覆管と前記柱状のペレットの間に挿入されたインターフェースジョイントとを備え、前記ペレット、前記被覆管、および前記インターフェースジョイントは、前記長手方向を横切る円形断面を有し、前記インターフェースジョイントは、前記柱状のペレットを少なくとも上回る高さを有する。

本発明によれば、前記インターフェースジョイントは、前記被覆管および前記柱状のペレットと機械的に結合しておらず、熱伝導率の高い固体構造を有し、前記固体構造は、照射を受けた前記ペレットの三次元スウェリング効果による、その厚み方向への圧縮に伴う変形が可能とされており、前記インターフェースジョイントの初期厚さと圧縮比は、照射を受けた前記ペレットにより前記被覆管へ伝達される機械的負荷が所定の閾値よりも小さくなるように定められている。

高い熱伝導率とは、ペレット柱と被覆管の間で熱を伝達するのに十分な高さの熱伝導率を意味している。好ましくは、熱伝達をヘリウムのようなガスの少なくとも１０倍に高めるためである。

よって本発明に係るインターフェースジョイントは、高い空隙率を有する固体構造を備えている。好ましくは、低温状態における空隙率は、ジョイントの体積の３０〜９５％である。原子炉の公称稼働温度に達するまで下記の機能を発揮可能とするためである。
・圧縮による過剰な機械的負荷が被覆管にかからないようにして、照射を受ける集積された燃料ペレットの径方向の膨張を可能にする。
・構造の連続性を損なわない変形により、被覆管に過剰な機械的負荷がかからないようにし、高温かつ照射にさらされた状態で、集積されたペレットとそれらを包囲する被覆管との間における軸方向の歪み差を吸収可能にする。
・被覆管に沿って循環する冷却剤に対する、ペレット内の核反応によって生じる熱の一様な伝達を促進する。
・被覆管の端部に配置されており、核分裂性物質が存在しないエクスパンションベッセルへの、照射を受けて放出される核分裂ガスやヘリウムの輸送を可能にする。
・反跳核分裂生成物を減衰させることにより、ペレット内の燃料によって放出されて被覆管を腐食させうる固体かつ揮発性の核分裂生成物を保持することにより、あるいは燃料のストイキオメトリを制御することにより、ペレット内の燃料との適合性問題から被覆管を保護する。

冷却剤が加圧される原子炉（例えばＧＦＲ）や、加圧を伴わない原子炉で用いられるあらゆる核燃料棒に、本発明に係るインターフェースジョイントを適用しうる。冷却剤が加圧される場合、稼働中に被覆管が燃料ペレットに接触しないようにするため、使用される被覆管がクリープ変形に対して十分な耐性を有していることが保証されるように、注意が払われる。一般に、ＣＭＣからなる被覆管が最適である。

本発明に係るインターフェースジョイントを備える燃料棒は、電力、（厳しい制約を受けて）熱や中性子束の発生に用いるか、または燃料サイクルの管理手段として用いることが可能である（照射にさらされて生じる大量のヘリウムにより、さらに厳しくなるスウェリングストレスに鑑み、変換対象に少量のアクチニドが用いられる）。

想定される全ての用途において、開孔を有する固体インターフェースジョイントは、被覆管に過剰な機械的負荷をかけることなく、長期にわたり燃料の三次元膨張を可能にする。これにより燃焼率は、局所的には５〜２０ａｔ％に達する。なお「ａｔ％」は、燃焼した核分裂性原子の割合を示す単位として、従来より定義されている。「過剰な負荷」とは、核燃料に関する通常の設計基準によって課せられる制限を超える可能性のある、とりわけ周方向における負荷を表わすものである（非特許文献１２参照）。熱に係る制約（性能や不連続部がないこと）、中性子に係る制約（中性子に対する透過性や寸法）、およびエクスパンションベッセルに放出される核分裂ガスの輸送に関する制約についても考慮を要する。

燃料と被覆管材料との間の非機械的相互作用を重要視しなくても済むようにするために、少なくとも一つの材料を本発明に係るインターフェースジョイントに用いうる。よって中性子損傷に関しては、インターフェースジョイントは、被覆管の厚みの範囲内（内面から数μｍ）で損傷を生じうる反跳核分裂生成物の少なくとも一部を吸収しうる。

また開孔を有する固体インターフェースジョイントは、以下に列挙する事項を可能とする。
・燃料から放出される固体かつ揮発性の核分裂生成物は、被覆管と化学反応してその機械的性能を劣化（例えばストレス腐食問題）させうる。ジョイントは、広い交換表面積により当該核分裂生成物の少なくとも一部を捕獲する。
・融点の低い金属沈殿物の形成を回避することによって、燃料の局所的溶融に対して大きい裕度を維持するのに寄与しうる、燃料と被覆管材料の間の「化学的障壁」としてふるまう。これにより燃料のストイキオメトリを制御することが可能である。特に、現在のところＧＦＲ原子炉に関して想定されている、ウラン・プルトニウム混合炭化物型燃料について当てはまる。

稼働実験（非特許文献９参照）は、よい性能に必須である燃料の初期ストイキオメトリは、照射を受けて低下する傾向にあることを示している。核分裂生成物、および被覆管との化学反応により、炭素が「消費」されるためである。炭素をベースとするインターフェースジョイントは、燃料の脱炭を制限しうる効率の良い遊離炭素源ともなりうる。

ジョイントの開孔、および燃料ペレットと被覆管の少なくとも一方からインターフェースジョイントを分離する間隙には、ヘリウムのようなガスとナトリウムのような液体金属の少なくとも一方を充填してもよい。

本発明に係る固体インターフェースジョイントは、その生来の剛性（圧縮が始まる機械的負荷の閾値に至るまでの堅さ）により、被覆管内における燃料ペレットのセンタリングを確実なものにし、燃料片のいかなる移動も阻止する。

１５〜２０ａｔ％までの局所的燃焼率に関してＰＣＭＩの発生を長期にわたり遅らせる方法の一つとして、厚さ数百μｍ（ガスまたは液体金属のジョイントについて典型的な値）の固体インターフェースジョイントを用いることが考えられる。いずれにせよ、その熱特性が燃料の温度制御（例えば溶融までの裕度）を保証することに注意が払われる。場合によっては、充填されるガスや液体金属の熱特性も考慮される。

固体インターフェースジョイントは、目的に見合った機械的特性を確実に備えるように注意が払われる。例えば、十分に高い圧縮歪み許容性を備えるように注意が払われる。すなわち、燃料棒の径方向について、および燃料棒の剪断方向（棒の周方向および回転軸に平行な向き）について、照射を受ける燃料ペレットと被覆管の歪み差を、被覆管に過剰な機械的負荷をかけることなく、またジョイントの軸方向および周方向の不連続性を伴うことなく吸収するように注意が払われる。

上記の機械的特性は、１００〜２００ｄｐａ−Ｆｅ程度の線量（フルエンス換算で２〜４×１０^２７ｎ／ｍ^２）に至るまで保証されることを要する。燃料ペレットは、三次元スウェリングに供されることにより、その直径および長さが増す。被覆管のスウェリングは、本来的に燃料のスウェリングよりも大幅に小さいため、ペレットと被覆管の間のインターフェースは、照射中に縮小する。またペレットの集積体は、被覆管よりも大幅に長く延伸するため、それらの間に長手方向の剪断応力を生ずる。

したがって、インターフェースジョイントが以下に列挙する事項を確実に行なうことができるように注意が払われる。
・圧縮歪みにより、被覆管の機械的強度に適合する剛性を備えたインターフェースの縮小を補償する。これにより、局所的に密な領域の存在（製造方法や照射中の焼しまり等から生じる欠陥）を排除する。
・径方向の圧縮や剪断変形（被覆管と燃料の少なくとも一方に表面が付着することにより、被覆管の機械的強度に対応する軸方向の力が伝達されるとの仮定に基づく）による延伸（ポアソン比の効果）によって、および／または径方向圧縮の作用に基づく軸方向の粘性押し出し流によって、燃料柱と被覆管の間の長手方向の滑り変形を補償する。

本発明に係るインターフェースジョイントは、その全高にわたって連続的に形成される。軸方向の不連続部を生ずることなく、上述の長手方向滑り変形を補償するためである。

インターフェースジョイントとペレットとの粘着によって、表面を介した核分裂ガスの放出が阻止されないことを保証するための注意が払われる。

ジョイントの変形モードが、ジョイントの破砕を生じることがないように、注意が払われる。一般に原子炉の稼働停止中（予定されたものであるかは問わず）にインターフェースが部分的に再開放されたとき、後に例えば出力や温度の上昇時において被覆管にパンチングが生ずるリスクを誘発する破砕片の移動が生ずる可能性があるためである。

固体インターフェースジョイントの中性子特性は、原子炉の炉心における中性子バランスに影響を及ぼす可能性を最小限にするような特性であることを保証するように、注意が払われる。したがって本発明に係るジョイントの高い空隙率は、完全に圧縮された後のジョイントの容積が最小になるようにすることを狙いとしている。燃料棒の場合、固体インターフェースジョイントのために想定される材料が、中性子に対してできる限り透過性であることを保証するように、注意が払われる。

製造により得られる構造の空隙率の高さは、照射時における効率を大きく低下させることなく、燃料エレメントの上部近くに配置されたエクスパンションベッセルへの放出された核分裂ガスの輸送を促進することを要する程度とされる（構造を圧縮すると、全空隙率および開孔比率を低下させることになる）。

この構造によって得られる交換表面積の大きさは、照射を受けた燃料によって放出されて応力腐食による被覆管の脆化の一因となりうる固体核分裂生成物の保持を促進することを要する程度とされる。

本発明に係る構造的インターフェースジョイントによれば、ペレットと被覆管の間で通常用いられるインターフェースよりも厚みを増すことができ、燃料ペレットの寿命を延ばすことが可能である。その結果、安全性に影響を与えることなく（例えば、核燃料の溶融までの裕度を確保しつつ）、大幅な経済的節約をもたらす。

本発明に係るインターフェースジョイントの開孔の体積は、製造後におけるインターフェースジョイントの全体積の３０％以上としうる。好ましくは、３０〜９５％であり、より好ましくは、５０〜８５％である。

インターフェースジョイントに係る上述の空隙率および形状寸法は、低温状態、すなわち製造により得られ、原子炉で使用される前のインターフェースジョイントのものであることは自明である。本発明に係る燃料棒の他のエレメントについても同様である。

本発明に係る空隙率は、例えば、ブレイズおよび繊維に関する密度測定や、例えばＸ線断層撮影、光学顕微鏡法または光学肉眼検査による画像解析といった、様々な既知の測定技法によって定量化しうる。

前記長手方向を横切る向きの断面における前記インターフェースジョイントの厚さは、前記ペレットの半径の４％を上回るようにするとよい。

インターフェースジョイントは、ブレイズ、フェルト、ウェブ、ファブリック、ニットの少なくとも一つを含む、少なくとも一つの繊維構造からなる構成としてもよい。ここで体積百分率が１５〜５０％の繊維を有しているとよい。この値は５０〜８５％の空隙率に対応している。ジョイントに要求される圧縮率と高い熱伝導率を両立し、形成されうる燃料破片の有効な封じ込めが可能である。

一実施形態として、インターフェースジョイントは、炭素繊維層、および当該炭素繊維層に重ねられた炭化珪素繊維を含む層を備えるブレイズからなる構成としうる。あるいは、フォームを含むハニカム材料からなる構成としうる。インターフェースジョイントは、セラミックまたは金属をベースにしてもよい。

ガス冷却型原子炉（ＧＦＲ）に用いられる場合、被覆管の基本材料は、ＳｉＣ−ＳｉＣ_ｆのような耐火性セラミック複合材料（ＣＭＣ）とすることが好ましい。ＣＭＣは、場合により耐熱金属合金をベースにしたライナと組み合わせられる。燃料ペレットの基本材料は、（Ｕ、Ｐｕ）Ｃ、（Ｕ、Ｐｕ）Ｎ、または（Ｕ、Ｐｕ）Ｏ_２のようなセラミック材料製とすることが好ましい。

ナトリウム冷却型高速原子炉（ＳＦＲ）に用いられる場合、金属材料製の被覆管と、（Ｕ、Ｐｕ）Ｃ、（Ｕ、Ｐｕ）Ｎ、または（Ｕ、Ｐｕ）Ｏ_２のようなセラミック材料製、もしくは（Ｕ、Ｐｕ）Ｚｒのような金属材料製の燃料ペレットの組合せを想定しうる。

変形例の一つとして、インターフェースジョイントの開孔、ならびに被覆管、ペレット、および燃料棒閉塞エレメント間の隙間は、ガス（好ましくはヘリウム）で充填される。集積されたペレットの柱が燃料棒の下部の閉塞エレメントと接触している別の変形例においては、原子炉の稼働中は、インターフェースジョイントの開孔、ならびに被覆管、ペレット、および燃料棒の下部の閉塞エレメント間の隙間にナトリウムが充填され、ペレット柱の上部と閉塞エレメントの間の隙間にはヘリウムが充填される。

加圧水型原子炉（ＰＷＲ）または沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に用いられる場合、被覆管は、耐火性セラミック複合材料（ＣＭＣ）で形成することが好ましい。燃料ペレットは、ＵＯ_２、（Ｕ、Ｐｕ）Ｏ_２のようなセラミック材料で製造しうる。

本発明は、上述のように複数の燃料棒を含み、互いに格子の形態をなすように配列された核燃料集合体にも適用しうる。

本発明は、以下の工程を含む核燃料棒の製造方法にも関する。
ａ）中性子を透過するとともに良好な熱伝導率と開孔を有する材料からなり、厚み方向への圧縮に伴う変形が可能とされた構造を有するジョイントの少なくとも一部を作製する工程
ｂ）中性子を透過する材料からなり、円形状の断面を有し、両端の少なくとも一方が開放された円筒状の被覆管に、前記少なくとも一部が作製されたジョイントを挿入する工程
ｃ）前記被覆管に挿入された前記ジョイントの内側に、高さが前記ジョイントを上回らないように、複数の核燃料ペレットを挿入する工程
ｄ）前記ジョイントの全部が作製された後に、前記被覆管を完全に閉塞する工程

第１の実施形態として、前記工程ａ）は、炭化珪素繊維を含むブレイズ層を、マンドレルに被せた炭素繊維ブレイズ層に重ねる工程と、前記二つのブレイズ層を円筒形の金型内で圧縮する工程と、前記圧縮されたブレイズに可溶性バインダを添加する工程と、溶剤を蒸発させる工程とをさらに備える。前記工程ｂ）は、前記ブレイズが被せられた前記マンドレルを用いて行なわれた後、当該マンドレルが取り外される。前記工程ｃ）では、前記バインダを除去するために真空下で熱処理が行なわれることにより、前記ジョイントは、柱状に集積された前記複数のペレットおよび前記被覆管と接触する。前記ブレイズ層は、前記マンドレルの軸に対してブレイズ角が４５度とされた二次元タイプのものとしうる。

炭素繊維は、Thornel（登録商標）P-100 type（それぞれ２０００本のフィラメントを含み、解して使用）としうる。炭化ケイ素繊維は、HI-NICALON（商標）type S（それぞれ５００本のフィラメントを含む）である。可溶性バインダは、ポリビニルアルコールを用いるとよい。

第２の実施形態として、前記工程ａ）は、マンドレルに被せられたチューブ状の炭素繊維ウェブに対してニードルボンディングを施す工程と、前記チューブに熱処理を行なう工程と、前記熱処理されたチューブを円筒形の金型内で圧縮する工程と、前記圧縮されたチューブに可溶性バインダを添加する工程と、溶剤を蒸発させる工程とをさらに備える。前記工程ｂ）は、前記チューブが被せられた前記マンドレルを用いて行なわれた後、当該マンドレルが取り外される。前記工程ｃ）では、前記バインダを除去するために真空下で熱処理が行なわれることにより、前記ジョイントは、柱状に集積された前記複数のペレットおよび前記被覆管と接触する。

炭素繊維は、Thornel（登録商標）P-25 typeを用いうる。第１の実施形態と同様に、可溶性バインダは、ポリビニルアルコールを用いるとよい。

第３の実施形態として、前記工程ａ）は、ハニカム開孔からなる炭素フォームチューブを作製する工程と、Ｗ−Ｒｅ合金を前記炭素フォームチューブに化学蒸着（ＣＶＤ）を施す工程とをさらに備える。

本発明の他の利点および特性については、添付の図１および図１Ａを参照しながら、本発明に係る核燃料棒の詳細な説明を読むことにより明らかになるであろう。

本発明に係る核燃料棒の部分縦断面図である。図１による核燃料棒の横断面図である。本発明に係るインターフェースジョイントの繰返し圧縮試験を示す図である。負荷モードは、（出力変動により非定常状態にある）原子炉照射下での稼働を表わすものである。

図示のエレメントは、核燃料棒である。このエレメントは、低温状態、すなわち最終製造済みの燃料棒が原子炉での利用前の状態で示されている。

本発明に係る核燃料棒は、外側から内側へ向かい、以下のものを備えている。
・金属またはＣＭＣ（セラミック複合材料）製の被覆管１。その内壁は、場合によりライナでコートされている。
・第１アセンブリセット２（上述のバインダ蒸発プロセスに続く製造中に、場合により除去される限りにおいて、任意）。
・本発明に係る、開孔を有する固体ジョイント３。
・第２アセンブリセット４（上述のバインダ蒸発プロセスに続く製造中に、場合により除去される限りにおいて、任意）。
・核燃料棒用に柱状に集積された核燃料ペレット５。

開孔を有する固体ジョイント３は、集積されたペレット５の柱の高さを上回る高さを有している。多孔質の固体ジョイント３と集積されたペレット５の柱との高さの差は、稼働原子炉の照射でスウェリングによって延伸する柱が、軸方向についてジョイントと対向し続けることを保証しうるように定められている。例えば、ＧＦＲ原子炉に用いられるウラン・プルトニウム混合炭化物型燃料ペレットの場合、発明者らは、最も過酷な負荷を受けた燃料棒におけるペレット柱の平均的な延伸が、０．５／ａｔ％程度であると確信している。すなわち目標燃焼率の場合で１０％程度延伸することを示している。したがって、集積されたペレット５の柱の高さを少なくとも１０％上回る値に等しい多孔質固体ジョイント３が用いられる。

幾つかのタイプの材料が、本発明に係る多孔質固体ジョイント３の製造に適する可能性がある。繊維構造であって、場合により当該構造にマトリックスを付着させたものや、開孔を有するハニカム材料が有利である。

適性のある繊維構造には、ブレイズ、フェルト、ウェブ、ファブリック、またはニット、もしくはそれらの組合せが含まれる。当該繊維構造は、焼き締め前において体積百分率が少なくとも１５％（フェルトの場合は少なくとも５％）の繊維を含んでいる。繊維は、セラミック化合物（炭素、炭化物、窒化物、または酸化物）製、もしくは金属化合物（Ｗ、Ｗ−Ｒｅ合金、Ｍｏ−Ｓｉ_２等）製とすることが可能である。本発明に係る多孔質固体ジョイント３に適した繊維構造の製造方法の一つとしては、従来のブレイジング、フェルト形成、ウェビング、ニードルボンディング、ウィービングまたはニッティング技法を用いることが考えられる（非特許文献４参照）。

耐熱性の化合物（セラミック化合物または金属化合物）を繊維に付着させることによって、材料の熱伝導率を高めたり、繊維を保護することを考えうる。付着の度合いは、最終材料（付着により補強された構造）の空隙率が３０〜８５％（フェルトの場合は９５％にも達する）というように、体積百分率で表わされる。付着は、化学蒸着（ＣＶＤ）法（非特許文献１参照）、セラミックポリマ前駆体の含浸、熱分解等のような他の技法により行なわれうる。

ジョイント３をペレット５の周りに配置してから、ジョイント３とペレット５のアセンブリを被覆管１に挿入する。あるいは、ジョイント３を被覆管１に挿入してから、ペレット５をジョイント３内に挿入する。

ジョイント３の方が膨張率が高いため、原子炉内の温度上昇時における熱膨張差によって、先ず被覆管１とジョイント３の間で物理的接触が形成され、次いでジョイント３とペレット５の間で物理的接触が形成される。物理的接触を実現する別の方法は、ジョイント３の径方向への圧縮である。この場合、アセンブリ（被覆管１−ジョイント３−ペレット５）の設置後、かつ燃料棒が使用される原子炉にて当該アセンブリが稼働に供される前においても、ジョイント３は膨張可能である。

適性のあるハニカム材料またはフォームは、空隙率が３０％〜８５％で、直径がペレットの「マクロ片」の移動を阻止するために１００μｍ未満、かつ気孔の相互接続には十分な大きさのものである。これらの材料の組成は、セラミック化合物または金属化合物ベースとすることが可能である。本発明に係る多孔質固体ジョイント３に適したハニカム材料を作製するには、溶融材料または前駆体化合物（炭素用の有機樹脂）中に気泡、あるいは気泡を発生させる化合物を注入したり、化合物や粒子による粉末冶金、基材となるフォームへの化合物付着といった従来技術を用いる（非特許文献２、６参照）。化合物（セラミック化合物または金属化合物）の付着によって補強されるフォーム基材の性質は、フォーム化合物と同一であっても相違してもよい。化合物の付着は、例えば化学蒸着（ＣＶＤ）によって行なわれうる（非特許文献１参照）。

本発明に係る核燃料棒の三つの実施例を以下に示す。全ての例において、燃料棒は、核燃料ペレット５の集積体と、これを包囲する被覆管１を備えている。核燃料ペレット５の直径は６．４ｍｍであり、被覆管１の内径は７．２ｍｍである。すなわちアセンブリの径方向における隙間の幅は、４００μｍ（低温時）となる。

比較例としてのＧＦＲ用炭化物燃料においては、間隙がヘリウムジョイントで充填される場合、最大で７．５ａｔ％程度の燃焼率を実現できるように、径方向における隙間の幅は、１５０μｍ（低温時）が選択される。

本発明に係る多孔質固体ジョイントの場合、（燃料ペレットの三次元スウェリングによる圧縮によって）ジョイントの空隙率が完全に消失することで到達する寿命の終りを考慮すると、製造時空隙率の設計値から想定可能な燃焼率の利得を評価することが可能である。厚さが１５０μｍから４００μｍに変化する場合、厚さ１５０μｍのヘリウムジョイントと同等の燃焼率を実現し、上述の利点（被覆管内におけるペレットのセンタリング、隙間内への燃料破片の侵入阻止）を得るために、ジョイントの空隙率に必要とされる値は、一般に１５０／４００の比率に等しい値、すなわち４０％程度（ジョイントの構成材料の理論的密度が６０％）である。なお、ジョイントによって誘発される熱効果は無視されている（燃料のスウェリング比に関して二次的な効果であることが、計算により示されている）。

したがって、ジョイントの厚みを２倍にすることによって、すなわち隙間幅を８００μｍにすることによって、空隙率が４０％の場合の燃焼率を２倍にすることができる。一方で、ジョイントの製造時空隙率を増すことによって、隙間幅を小さくすることができる。空隙率が７５％程度の多孔質固体ジョイントの場合、厚さ４００μｍで燃焼率を２倍にすることを想定しうる。

（実施例１：ＳｉＣ層／Ｃ層を備えるブレイズ）
第１ブレイズ層は、下記の特性を有する炭素繊維（Thornel（登録商標）P-100 type；それぞれ２０００本のフィラメントを含み、糸径を小さくするために解される）をマンドレルに被せて形成される。
・内径：６．５ｍｍ
・外径：７．０ｍｍ
・ブレイジングタイプ：２Ｄ
・ブレイジング角：４５°

第２ブレイズ層は、下記の特性を有する炭化ケイ素繊維（HI-NICALON（商標）typeＳ；それぞれ５００本のフィラメントを含む）で前述のブレイズ層の上に形成される。
・内径：７．０ｍｍ
・外径：７．４ｍｍ
・ブレイジングタイプ：２Ｄ
・ブレイジング角：４５°

こうして形成された二層ブレイズ３は、内径が７．１ｍｍの円筒形金型内で圧縮される。次いで除去可能な可溶性バインダ（この場合はポリビニルアルコール）がブレイズに添加された後、溶剤が蒸発させられる。

次に、ブレイズ３が脱型され、内径が７．２ｍｍの金属被覆管１に挿入される。次に、中央のマンドレルが除去され、直径６．４ｍｍの燃料ペレット５の柱が、ブレイズ３に挿入される。真空下でアセンブリを熱処理することにより、バインダが除去され、ブレイズ３が膨張し、燃料ペレット５および被覆管１と物理的に接触する。

したがって、製造されたブレイズ３の厚さは、被覆管１とペレット５の間のアセンブリ隙間の全幅、すなわち４００μｍに等しい。

次に、例えば溶接によって、被覆管１の両端が閉塞されうる。図示は省略するが、最終的な閉塞工程の実施前に、圧縮コイルバネが、エクスパンションチャンバあるいはベッセル６内に収容される。このときバネの下端がペレット５の集積体（不図示の不活性パッキングまたはスペーサ）に接触し、バネの上端は上部プラグに接触する。このバネの主たる機能は、長手軸ＸＸ′の方向に沿ってペレット５の集積体を保持し、ペレット５の長手方向スウェリングの影響下で燃料柱の経時的延伸を吸収することである。

こうして本発明に係る多孔質固体ジョイント３を備えるように製造された核燃料棒は、原子炉に用いることが可能になる。

（実施例２：ニードルボンディングを施された炭素構造）
炭素繊維層（商標名Thornel（登録商標）P-25）は、黒鉛マンドレルに被せられ、内径６．５ｍｍで外径７．４ｍｍのチューブ形状を呈するようにニードルボンディングを施される。

次に、アルゴンの雰囲気中において、３２００℃で集合体に熱処理が施される。こうして形成されたチューブは、内径が７．１ｍｍの円筒形金型内で圧縮される。次に、除去可能な可溶性バインダ（この場合ポリビニルアルコール）が当該構造に添加された後、溶剤が蒸発させられる。

こうして得られた多孔質ジョイント３が脱型され、内径が７．２ｍｍの被覆管１に挿入される。次に、中心マンドレルが除去され、直径６．４ｍｍの燃料ペレット５の柱が、ジョイント３と被覆管１の組付構造内に挿入される。

真空下でアセンブリを熱処理することにより、バインダが除去され、ジョイント３が膨張し、集積された燃料ペレット５および被覆管１と物理的に接触する。

次に、例えば溶接によって、被覆管１の両端が閉塞されうる。図示は省略するが、最終的な閉塞工程の実施前に、圧縮コイルバネが、プレナムとも呼ばれるエクスパンションチャンバあるいはベッセル６内に収容される。このときバネの下端がペレット５の集積体（不図示の不活性パッキングまたはスペーサ）に接触し、バネの上端は上部プラグに接触する。このバネの主たる機能は、長手軸ＸＸ′の方向に沿ってペレット５の集積体を保持し、ペレット５の長手方向スウェリングの影響下で燃料柱の経時的延伸を吸収することである。こうして本発明に係る多孔質固体ジョイント３を備えるように製造された核燃料棒は、原子炉に用いることが可能になる。

（実施例３：Ｗ−Ｒｅ５％合金でコーティングされた炭素フォーム）
直径４０μｍのハニカム孔により構成された炭素フォームからなる、内径６．４ｍｍで外径７．２ｍｍのチューブが、化学蒸着（ＣＶＤ）炉内に配置される。

フォームを形成するリガメントに対し、タングステンおよびハロゲン化レニウム化合物の混合物を分解することにより得られるＷ−Ｒｅ５％合金が、約７μｍの厚さで付着される。

次に、このフォームチューブが内径７．２ｍｍの被覆管１に挿入され、さらに直径６．４ｍｍの燃料ペレット５の柱が、当該フォームチューブに挿入される。

次に、例えば溶接によって、被覆管１の両端が閉塞されうる。図示は省略するが、最終的な閉塞工程の実施前に、圧縮コイルバネが、エクスパンションチャンバあるいはベッセル６内に収容される。このときバネの下端がペレット５の集積体（不図示の不活性パッキングまたはスペーサ）に接触し、バネの上端は上部プラグに接触する。このバネの主たる機能は、長手軸ＸＸ′の方向に沿ってペレット５の集積体を保持し、ペレット５の長手方向スウェリングの影響下で燃料柱の経時的延伸を吸収することである。こうして本発明に係る多孔質固体ジョイント３を備えるように製造された核燃料棒は、原子炉に用いることが可能になる。

本発明の範囲を越えることなく、考えうる改良を行なうことができる。例えば、上述の実施例１〜３の全てにおいて、多孔質固体ジョイント３の製造時の厚み、すなわち被覆管１が閉塞され、燃料棒の使用準備が整った後の厚さは、被覆管１と燃料ペレット５の柱の間のアセンブリ隙間設計値に等しい。

図１に符号２、４で示すように、燃料棒の準備ができた後でも、隙間が維持されていてもよいことは明らかである。当該隙間は、製造方法や条件（とりわけ第一に被覆管１と多孔質固体ジョイント３の熱膨張差、第二に当該ジョイント３と燃料ペレット５との熱膨張差）により生ずるものである。

図１に符号２、４で示された隙間は、予めガス（好ましくはヘリウム）で充填されている。照射下で放出される核分裂ガスの希釈率を高めるために、製造中にヘリウムは加圧可能であり、これによりジョイントの、ひいては燃料エレメントの熱特性を向上させうる。この場合、本発明に係る多孔質固体ジョイント３および核燃料ペレット５の開孔は、必然的に当該ガスで満たされる。

しかしながら本発明によれば、先行技術の解決手段（とりわけ特許文献８に記載のもの）とは異なり、アセンブリ隙間は必須ではない。よって照射を受ける燃料ペレットの三次元スウェリングを吸収するための機能的隙間を設ける必要がない。

また、上述の実施例における多孔質固体ジョイントの形成に用いられるマンドレルは、黒鉛や石英のように、ジョイントに用いられる材料に適合する様々な材料からなるものを用いうる。

また、製造工程における被覆管が閉塞される前の最終ステップとして、実施例１〜３では圧縮コイルバネを配置するとしている。より一般的には、被覆管を最終的に閉塞する工程に先んじる工程においては、核の分野で現在「内部システム」と呼ばれている、バネ、スペーサ、不活性パッキング等の部品アセンブリを利用しうる。その機能は、被覆管内でペレット柱の軸方向における位置決めを行ない、加圧冷却剤を用いる場合においては、被覆管のバックリング（被覆管がエクスパンションベッセル側へ潰れること）を阻止することにある。

図２は、本発明に係るインターフェースジョイントの圧縮挙動を示す。このジョイントは、空隙率が高く、ＳｉＣ材料製のブレイズまたはフェルトをベースにしている。

より具体的には、繰返し圧縮試験の結果が示されている。繰返しの各サイクルは、図２において歪み−応力平面に負荷ループとして示されている、交番する負荷状態と無負荷状態からなる。

横軸は、ジョイントの厚み方向における圧縮比の値（％で表した歪み）を示す。縦軸は、圧縮の影響下においてジョイントによって伝達される機械的負荷の値（ＭＰａで表わした応力）が示されている。

正確には上記の応力は、集積された燃料ペレットの三次元スウェリングにより核燃料棒の被覆管に加えられる径方向の機械的負荷σ_ｒに相当する。当該応力は、ペレットと被覆管の間に位置するジョイントの圧縮により、被覆管に直接伝達される。この径方向の負荷によって、周方向の制御負荷σ_θが生じる。その強さは径方向の負荷の強さに係数を乗じたものに相当する。当該係数は、被覆管の平均半径ｒ_Ｇの厚さｅ_Ｇに対する比にほぼ等しく（σ_θ≒（ｒ_Ｇ／ｅ_Ｇ）σ_ｒ）、一般に５〜１０の値となる。

よって図２は、本発明に係るインターフェースジョイントが、応力吸収体のごとく機能しうるという事実を示している。すなわち、伝達される負荷が顕著となるのは、十分に高い圧縮比の場合のみであり、その値は、圧縮比とともに漸増する伝達負荷が、（突然変化することなく）許容限界負荷の閾値に達することで超える比の値である。図２に示すブレイズとフェルトについては、それぞれ４０％程度と７０％程度の圧縮率において負荷σ_ｒが顕著（１ＭＰａから）になると考えられる。

原子炉照射を行なう稼動状態においては、被覆管破損が生じないことを保証する限界値を機械的負荷が下回らなければ、燃料棒の被覆管は当該負荷に耐えることができない。よって例えば、周方向の許容負荷σ_θの閾値が１００ＭＰａ（通常の許容負荷としては妥当な値）、すなわち径方向負荷σ_ｒが１０程度（ｒ_Ｇ／ｅ_Ｇ比が１０程度のとき）とした場合、図２は、上記のブレイズ型ジョイントとフェルト型ジョイントが、それぞれ６０％と９５％の圧縮比を許容可能、すなわち機械的負荷を被覆管へ伝達可能であることを示している。

図２に示した試験によれば、ブレイズとフェルトをベースとした本発明に係るインターフェースジョイントは、その完全性を維持した。すなわち、ブレイズあるいはフェルト構造は、燃料棒におけるペレットと被覆管の間に再形成される隙間に侵入する可能性があるジョイントの破片を生ずることなく保持される。

燃料棒が、できる限り長期にわたって最大の許容出力密度で原子炉内に保持されれば、経済パフォーマンスが最適化されうる。このようなパフォーマンスは、安全指針を充足するために、様々な稼働上の制約によって低下することが常である。最も厳しい制約の一つは、あらゆる状況下において燃料棒の被覆管に機械的完全性を保証する必要によって課せられる。これにより、被覆管にかかる許容可能な制限負荷（それを超えると、被覆管の完全性を保証できなくなる応力や歪み）の定義が導き出される。しかしながら、照射を受けた燃料ペレットは、連続的な三次元スウェリングの影響を受ける。これによりペレットと被覆管の機械的相互作用（ＰＣＭＩ）がもたらされ、被覆管に容認できない負荷がかかりうる。

したがって燃料棒の動作寿命は、こうした過剰な相互作用が生じる期間に大きく左右される。上述の本発明に係るインターフェースジョイントは、より長期にわたるペレットの膨張または三次元スウェリングを可能にするので、満足のゆく応答を示す。ペレットの三次元スウェリングが一定の場合、耐久性は、ジョイントの初期厚と圧縮比に依存する。ここで圧縮比とは、被覆管が容認できない機械的負荷の伝達をもたらす圧縮状態に至る前の許容値を表す。取り付けられるジョイントの初期厚は、許容可能な圧縮比が高くなるにつれて薄くなる。

図２は、上記したブレイズ型またはフェルト型のジョイントの圧縮限界に到達するには非常に高い圧縮比が必要であることを示している。すなわち、適切な厚みのジョイントを設置すれば、照射期間を長くすることができることを意味している。許容圧縮比が６０％の場合、本発明に係るインターフェースジョイントは、先行技術のように流体のみからなるジョイント（ヘリウムやナトリウムをペレット径の４％程度の厚さとしたもの）と比較して、２倍の厚みを有し、従来の照射期間を２０％程度延ばすことが可能である。発明者らは、この事実が使用燃料の節約に寄与すると確信している。

さらに、厚さ約１ｃｍの本発明に係る繊維構造に対し、温度４００℃において１００μｍ程度の繰返し変位に相当する力を加える剪断試験を実施した。１％の延伸の場合、繊維構造は全く損なわれていなかった。発明者らは、通常用いられる高さ約１６５ｃｍのペレット柱の場合、初期厚が１ｍｍの本発明に係る繊維構造を用いてペレット柱および被覆管の双方と機械的結合がなされていなければ、通常の照射温度において１０ｃｍ程度の延伸が生じても、被覆管は長期にわたり無傷であろうことを確信している。

Claims

長手方向（ＸＸ’）に延びる核燃料棒であって、
柱状に集積された複数の燃料ペレット（５）と、
中性子を透過する材料からなり、前記柱状のペレットを包囲する被覆管（１）と、
中性子を透過するとともに開孔を有する材料からなり、前記被覆管と前記柱状のペレットの間に挿入されたインターフェースジョイントとを備え、
前記ペレット、前記被覆管、および前記インターフェースジョイントは、前記長手方向を横切る円形断面を有し、
前記インターフェースジョイントは、前記柱状のペレットを少なくとも上回る高さを有し、
前記インターフェースジョイントは、前記被覆管および前記柱状のペレットと機械的に結合しておらず、熱伝導率の高い構造（３）を有し、
前記固体構造は、照射を受けた前記ペレットの三次元スウェリング効果による、その厚み方向への圧縮に伴う変形が可能とされており、
前記インターフェースジョイントの初期厚さと圧縮比は、照射を受けた前記ペレットにより前記被覆管へ伝達される機械的負荷が所定の閾値よりも小さくなるように定められている、核燃料棒。
前記開孔の体積は、製造後における前記インターフェースジョイントの全体積の３０％以上である、請求項１に記載の核燃料棒。
前記開孔の体積は、製造後における前記インターフェースジョイントの全体積の３０〜９５％である、請求項２に記載の核燃料棒。
前記開孔の体積は、製造後における前記インターフェースジョイントの全体積の５０〜８５％である、請求項３に記載の核燃料棒。
前記長手方向を横切る向きの断面における前記インターフェースジョイントの厚さは、前記ペレットの半径の４％を上回る、請求項１から４のいずれか一項に記載の核燃料棒。
前記インターフェースジョイントは、ブレイズ、フェルト、ウェブ、ファブリック、ニットの少なくとも一つを含む、少なくとも一つの繊維構造からなる、請求項１から５のいずれか一項に記載の核燃料棒。
前記繊維構造からなる前記インターフェースジョイントは、体積百分率が１５〜５０％の繊維を有している、請求項４を引用する請求項６に記載の核燃料棒。
前記インターフェースジョイントは、炭素繊維層、および当該炭素繊維層に重ねられた炭化珪素繊維を含む層を備えるブレイズからなる、請求項６に記載の核燃料棒。
前記インターフェースジョイントは、フォームを含むハニカム材料からなる、請求項１から５のいずれか一項に記載の核燃料棒。
前記インターフェースジョイントは、セラミックをベースにしている、請求項１から９のいずれか一項に記載の核燃料棒。
前記インターフェースジョイントは、金属をベースにしている、請求項１から９のいずれか一項に記載の核燃料棒。
ガス冷却型原子炉（ＧＦＲ）に用いられる場合、前記被覆管の基本材料は、ＳｉＣ−ＳｉＣ_ｆのような耐火性セラミック複合材料（ＣＭＣ）であり、前記ＣＭＣは、耐熱金属合金をベースにしたライナと組み合わせられ、前記ペレットの基本材料は、（Ｕ、Ｐｕ）Ｃ、（Ｕ、Ｐｕ）Ｎ、または（Ｕ、Ｐｕ）Ｏ_２のようなセラミック材料である、請求項１から１０のいずれか一項に記載の核燃料棒。
ナトリウム冷却型高速原子炉（ＳＦＲ）に用いられる場合、前記被覆管は金属材料からなり、前記燃料ペレットは、（Ｕ、Ｐｕ）Ｃ、（Ｕ、Ｐｕ）Ｎ、または（Ｕ、Ｐｕ）Ｏ_２のようなセラミック材料製、もしくは（Ｕ、Ｐｕ）Ｚｒのような金属材料からなる、請求項１から９、および１２のいずれか一項に記載の核燃料棒。
前記インターフェースジョイントの前記開孔、ならびに前記被覆管、前記ペレット、および燃料棒閉塞エレメント間の隙間は、ガス（好ましくはヘリウム）で充填される、請求項１３に記載の核燃料棒。
集積された前記柱状のペレットが燃料棒の下部の閉塞エレメントと接触しており、
原子炉の稼働中は、前記インターフェースジョイントの前記開孔、ならびに前記被覆管、前記ペレット、および前記閉塞エレメント間の隙間（２、４）にナトリウムが充填され、前記柱状のペレットの上部と前記閉塞エレメントの間の隙間（６）にはヘリウムが充填される、請求項１３に記載の核燃料棒。
加圧水型原子炉（ＰＷＲ）または沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に用いられる場合、前記被覆管は、耐火性セラミック複合材料（ＣＭＣ）からなり、前記燃料ペレットは、ＵＯ_２、（Ｕ、Ｐｕ）Ｏ_２のようなセラミック材料からなる、請求項１から１０のいずれか一項に記載の核燃料棒。
請求項１から１６のいずれか一項に記載の前記核燃料棒を複数備え、それらが格子を形成するように配列されている、核燃料集合体。
ａ）中性子を透過するとともに、良好な熱伝導率と開孔を有する材料からなり、厚み方向への圧縮に伴う変形が可能とされた構造（３）を有するジョイントの少なくとも一部を作製する工程と、
ｂ）中性子を透過する材料からなり、円形状の断面を有し、両端の少なくとも一方が開放された円筒状の被覆管（１）に、前記少なくとも一部が作製されたジョイントを挿入する工程と、
ｃ）前記被覆管に挿入された前記ジョイントの内側に、高さが前記ジョイントを上回らないように、複数の核燃料ペレットを挿入する工程と、
ｄ）前記ジョイントの全部が作製された後に、前記被覆管を完全に閉塞する工程とを備える、核燃料棒の製造方法。
前記工程ａ）は、
炭化珪素繊維を含むブレイズ層を、マンドレルに被せた炭素繊維ブレイズ層に重ねる工程と、
前記二つのブレイズ層を円筒形の金型内で圧縮する工程と、
前記圧縮されたブレイズに可溶性バインダを添加する工程と、
溶剤を蒸発させる工程とをさらに備え、
前記工程ｂ）は、前記ブレイズが被せられた前記マンドレルを用いて行なわれ、
前記工程ｃ）では、前記バインダを除去するために真空下で熱処理が行なわれることにより、前記ジョイントは、柱状に集積された前記複数のペレットおよび前記被覆管と接触する、請求項１８に記載の製造方法。
前記ブレイズ層は、前記マンドレルの軸に対してブレイズ角が４５度とされた、二次元タイプのものである、請求項１９に記載の製造方法。
前記炭素繊維は、それぞれ２０００本のフィラメントを含むThornel（登録商標）P-100 typeであり、解して使用される、請求項１９または２０に記載の製造方法。
前記炭化ケイ素繊維は、それぞれ５００本のフィラメントを含むHI-NICALON（商標）type Sである、請求項１９から２１のいずれか一項に記載の製造方法。
前記可溶性バインダは、ポリビニルアルコールである、請求項１９から２２のいずれか一項に記載の製造方法。
前記工程ａ）は、
マンドレルに被せられたチューブ状の炭素繊維ウェブに対してニードルボンディングを施す工程と、
前記チューブに熱処理を行なう工程と、
前記熱処理されたチューブを円筒形の金型内で圧縮する工程と、
前記圧縮されたチューブに可溶性バインダを添加する工程と、
溶剤を蒸発させる工程とをさらに備え、
前記工程ｂ）は、前記チューブが被せられた前記マンドレルを用いて行なわれ、
前記工程ｃ）では、前記バインダを除去するために真空下で熱処理が行なわれることにより、前記ジョイントは、柱状に集積された前記複数のペレットおよび前記被覆管と接触する、請求項１８に記載の製造方法。
前記炭素繊維は、Thornel（登録商標）P-25 typeである、請求項２４に記載の製造方法。
前記可溶性バインダは、ポリビニルアルコールである、請求項２４または２５に記載の製造方法。
前記工程ａ）は、
ハニカム開孔からなる炭素フォームチューブを作製する工程と、
Ｗ−Ｒｅ合金を前記炭素フォームチューブに化学蒸着（ＣＶＤ）を施す工程とをさらに備える、請求項１８に記載の製造方法。