JPH0151794B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は核燃料棒を使用して原子炉を運転する
際に放出される核分裂性物質によつて核燃料棒被
覆管が腐食するのを防ぐ、可燃性プレートを備え
た改良された核燃料棒に関する。 核分裂の過程は、通常濃縮二酸化ウランである
核分裂性核燃料物質が２種又はそれ以上の低質量
数の核分裂生成物に壊変することを含むことは周
知である。特にこの核分裂の過程は、連鎖反応の
基礎となる利用できる遊離中性子数の増加をも含
む。原子炉をある期間以上運転したら、燃料集合
体は核分裂性物質が消耗するから最後に取り替え
なければならない。この取り替え工程は時間消費
的であり高価につくものであるから、実際には使
用できる限り所定燃料集合体の寿命を延ばすこと
が望ましい。従つて、計算値による少量の寄生的
中性子捕獲元素を核燃料に添加すると、熱中性子
炉に非常に有効な効果をもたらす。このような中
性子捕獲元素は通常これらが中性子吸収の高い可
能性（即ち高い中性子吸収断面積）をもち、新た
な即ち付加的な中性子を生じず、又は中性子吸収
の結果として新たな吸収材に変換しないとき、こ
れらの中性子捕獲元素は“可燃性吸収材”と呼ば
れる。原子炉運転中、可燃性吸収材は徐々にその
量が減少するので、その結果核分裂性物質の付随
的な減少とバランスされる。 燃料集合体の寿命は最初多量の核分裂性物質を
含ませ、これに計算量の可燃性吸収材を組合わせ
ることによつて延長される。このような燃料集合
体の運転初期の間は過剰分の中性子は可燃性吸収
材に吸収され、この可燃性吸収材は、燃料集合体
の有効性が低下した寿命の終期における該燃料集
合体の反応性に実質的に影響を与えない低中性子
断面積の元素に変換される。可燃性吸収材は燃料
集合体の寿命初期における大量の核分裂性物質と
バランスしているが、燃料集合体の寿命終期には
徐々に少くなつた吸収材が中性子を捕獲すること
によつて、相対的に一定の核分裂レベルでの燃料
集合体の長寿命が保証される。従つて、注意深く
調整した量の核燃料及び可燃性吸収材の両方を含
む燃料集合体の場合には中性子の相対的に一定な
生成及び反応性によつて燃料集合体の寿命の延長
を達成することができる。 従つて、燃料集合体中に可燃性吸収材を組合わ
せることは、原子炉分野では核燃料の能力を増大
させ、それによつて原子炉炉心の寿命を延長させ
る効果的な手段として認められてきた。可燃性吸
収材は均一に核分裂性物質と混合して使用する即
ち可燃性吸収材を核燃料（即ち分散された吸収
材）に分散させるか、又は炉心中に別の部材とし
て別な可燃性吸収材棒のように分離して配置され
ることによつて、これらの可燃性吸収材は燃料と
同じ速度で完全燃焼即ち枯掲する。従つて、炉心
の正味の反応性は炉心の活性寿命期間にわたつて
相対的に一定に維持される。 分散された吸収材として核燃料に混合される
種々の可燃性吸収材の中で、酸化ガドリニウムは
極めて高い熱吸収断面積を有するために優れた吸
収材であることが見出されている。従つて、Ｕ−
235同位体含量が高い濃縮ウラン及び濃縮ウラン
との混合物としての酸化ガドリニウムは、従来か
ら核燃料ペレツトとして使用されている。 核燃料ペレツトと共に別な本体又はペレツトの
可燃性毒物を使用することもまた提案されてい
る。米国特許第3334019号明細書において、例え
ばホウ素若しくはホウ素化合物、ジスプロシウム
若しくはサマリウム、カドミウム若しくはユーロ
ピウムを含有する毒物プレートの使用が提案され
ており、これらの毒物プレートは核分裂性物質を
含む燃料部材間に配置される。燃料部材間に毒物
プレートを介在させる目的は、原子炉の燃料部材
の反応性が運転寿命中に変化する傾向を制御する
ためである。米国特許第3119747号明細書におい
てもまた燃料部材が記載されており、この明細書
では可燃性毒物のウエフアーが燃料本体の各端部
に配置されており、減速材例えばグラフアイトの
シリンダーがウエフアーと燃料部材の各端部取付
具との間に配置される。 上述のように、原子炉運転中に核燃料ペレツト
から核分裂性物質が放出される。揮発性物質を含
むこれらの放出物質は、応力腐食及び場合により
金属被覆管を破損するといつた問題を生ずる。こ
の現象は一般に“ペレツト−被覆管相互作用
（PCI）”と呼ばれる。金属管と揮発性核分裂性物
質例えばヨウ素、カドミウム、又は他の揮発性元
素との反応と、被覆管の運転中に生じた応力とが
一緒になり、金属被覆管即ち管の応力腐食亀裂を
生じ、最終的には管壁の浸透が生ずることにな
る。このようなペレツト−被覆管相互作用を防止
するための試みは、例えば保護被膜で管内壁を被
覆することにより、又はジルカロイ管壁内側部分
に純粋なジルコニウムバリヤーを同時押出成形す
る試みがなされてきた。このような操作は高価と
なるため、満足できるものではない。 本発明の目的は、ペレツト−被覆管相互作用を
排除し、又は最小とした構造の核燃料棒を提供す
ることにある。 本発明の他の目的は、ペレツト−被覆管相互作
用による破損の排除又は最小化を可燃性毒物とい
う概念に組込んだ核燃料棒を提供することにあ
る。 本発明による金属被覆管とその中に含まれる多
数の核燃料ペレツトを備えた改良された核燃料棒
は、天然又は劣化二酸化ウラン及び酸化ガドリニ
ウムの混合物の焼結体であるセラミツクウエーフ
アーを多数含む。ウエフアーは隣接する大部分の
燃料ペレツト間に各々配置され、燃料ペレツトか
ら放出された揮発性核分裂生成物を凝縮
（freezingout）し、ペレツト−被覆管相互作用に
よる損傷を最小にし又は防止する。ウエフアーの
直径は燃料ペレツトに直径と実質的に同一であ
り、ウエフアーの厚さは約0.25〜2.5mm（10〜100
ミル）である。酸化ガドリニウムは上記混合物に
対して１〜８重量％の量で存在させる。ウエフア
ーは天然又は劣化二酸化ウランと酸化ガドリニウ
ムとを混合し、この混合物を焼結してセラミツク
ウエーフアーを形成することにより造られる。 本発明は可燃性毒物の概念にペレツト−被覆管
相互作用の防止を組み込んだ核燃料棒を提供する
ものである。 図に示すように、核燃料棒１は既知の金属被覆
管材料例えばジルカロイから形成される金属被覆
管３を備え、この金属被覆管３は両端が慣用のよ
うに閉塞手段（図示せず）により閉塞されてい
る。金属被覆管３中には複数の核燃料ペレツト５
が配置されている。核燃料ペレツトは、一般にＵ
−235同位体が濃縮された二酸化ウランの焼結ペ
レツトからなる。濃縮二酸化ウランの代わりに二
酸化ウラン−二酸化プルトニウムの混合物を使用
してもよい。これらの燃料ペレツトは一般に二酸
化ウランを濃縮し、二酸化ウラン単独又は二酸化
ウランと二酸化プルトニウムとの混合物を所定の
寸法と形状に圧縮し、次いでこれを核燃料棒に使
用するために緻密なペレツトに焼結することによ
り製造される。 核燃料ペレツトの長さは通常10.2〜15.2mm（0.4
〜0.6インチ）程度であり、長さ／直径の比は1.7
〜１以下であり、好適には約1.2／１である。核
燃料ペレツトは製造時には被覆管中に配置した核
燃料ペレツトの軸方向の対向面が凹面となるよう
に、核燃料ペレツト自身に凹面７を有する。 核燃料を装入した原子炉運転中に、揮発性核分
裂生成物が放出される。この揮発性核分裂生成物
の放出は、一般に温度依存性なので、揮発性核分
裂生成物が最も多く放出されるのは、図中の矢印
で示される核燃料ペレツトの凹面であることが見
出された。通常、金属被覆管の管壁に直接対向す
る核燃料ペレツトの側面からは、わずかな量しか
揮発性核分裂生成物を放出しない。従つて、本発
明は核燃料ペレツトの凹面から放出された核分裂
生成物を凝縮することによつて、ペレツト−被覆
管相互作用による破損の原因となる被覆管に対す
る攻撃を実質的に減少又は除去するものである。 揮発性核分裂生成物を凝縮するため、さらに、
原子炉システムの出力分布特性（power
shaping）を制御するために、複数のセラミツク
ウエフアー９が軸方向で隣接する大部分の核燃料
ペレツト間の軸方向に配置され、このウエフアー
は酸化ガドリニウム及び天然又は劣化二酸化ウラ
ンから形成されている。 セラミツクウエフアー９を形成するのに使用さ
れる二酸化ウランは、ウラン−235同位体を天然
二酸化ウラン中に存在する量以下含有している。
一般に、天然二酸化ウラン−235同位体を0.71重
量％程度含有している。核燃料として使用する濃
縮二酸化ウランの製造に際には、ウラン−235同
位体含有量を増加するために、この天然ウランを
処理する。この処理からのスケーリング又は残渣
は、天然ウランよりも少量のウラン−235同位体
を含有するウラン−235同位体が減少したウラン
で、本質的にはこの同位体は全く存在しないこと
もある。本発明のセラミツクウエフアーの形成に
使用できるのはこの劣化二酸化ウラン又は天然二
酸化ウランである。 天然又は劣化二酸化ウランには酸化ガドリニウ
ムが添加され、得られた混合物は焼結されたセラ
ミツクウエフアーを形成する。天然又は劣化二酸
化ウランに添加される酸化ガドリニウムの量は、
混合物基準で約１〜８重量％である。このように
形成されたセラミツクウエフアー９の直径は、図
に示すように核燃料ペレツト５の直径と実質的に
同一であるが、その厚さは遥かに小さい。セラミ
ツクウエフアーの厚さは約0.25〜2.5mm（10〜100
ミル）である。厚さ0.25mm未満のウエフアーは製
造が困難であり、取り扱い及び使用時に一体構造
を維持することができない。一方、2.5mmより厚
い厚さのウエフアーは核燃料ペレツト間の間隙を
あげることにより、出力ピーキングに関する問題
を生ずる傾向がある。 セラミツクウエフアー９は隣接する核燃料ペレ
ツト５の間すべてに配置させる必要はないが、隣
接する核燃料ペレツト５の間の大部分に配置すべ
きである。核燃料棒中に存在させるセラミツクウ
エフアーの数を変化させることにより原子炉シス
テムの出力分布特性（power shaping）の融通性
が達成される。例えば、一般に燃料棒の中央部で
ある高出力発生領域において隣接した核燃料ペレ
ツト各ペレツト間にセラミツクウエフアーを配置
することができ、一方、燃料棒端部領域又は他の
低出力発生領域においては隣接する核燃料ペレツ
ト間にセラミツクウエフアーを備えなくてもよ
い。さらに、原子炉システムの出力分布特性
（power shaping）を補助するために、全核燃料
棒中の特定のウエフアーは酸化ガドリニウムの存
在量を１〜８重量％の範囲で変えることができ
る。従つて、本発明による核燃料棒の使用はペレ
ツト−被覆管相互作用による破損を減少又は除去
することに加えて、核燃料ペレツト中の可燃性毒
物の必要を除去し且つ原子炉システム中に別な可
燃性毒物棒の使用を除去することができる。 天然又は劣化二酸化ウラン及び酸化ガドリニウ
ムのセラミツクウエフアーを含有する本発明の核
燃料棒において、セラミツクウエフアーからの出
力発生は極く僅かであり、セラミツクウエフアー
は核燃料ペレツト自体より相対的に低温であり、
核燃料ペレツトの凹面の端面から放出されるガス
状核分裂生成物の方に向いた前記ウエフアーの相
対的に低温度表面は揮発性核分裂生成物を凝縮
し、このような核分裂生成物が被覆管に到達する
ことを防止し、且つペレツト−被覆管相互作用に
よる破損を防止する。酸化ガドリニウムが完全燃
焼したのち、ウエフアー中の天然又は劣化二酸化
ウランはまだ低出力発生状態であり、有害な核分
裂生成物を凝縮する作用をする。

【図面の簡単な説明】

図は本発明によるセラミツクウエフアーを含有
した核燃料棒の断面図である。図中、 １……核燃料棒、３……金属管状被覆管、５…
…核燃料ペレツト、７……凹部、９……セラミツ
クウエフアー。

【特許請求の範囲】

１ 燃料集合体と制御棒とを配置して成る沸騰水
型原子炉炉心の核燃料を取扱う方法において、同
時期に交換すべき燃料集合体を配置するに際し、
上記同時期に交換すべき燃料集合体の内の４体を
互いに隣接させて２列、２行に配置し、かつ、該
２列、２行の配列によつて制御棒を取り囲まない
いように配列して装荷しておき、当該沸騰水型原
子炉を構成している多数の燃料集合体のうち、交
換時期に達した燃料集合体を交換する場合、前記
４体の燃料集合体を１組として移送することを特
徴とする、沸騰水型原子炉の核燃料取扱い方法。