JPH0213280B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

本発明は、広くは核分裂原子炉の炉心に使用す
る核燃料要素、特に基体およびその内表面に冶金
的に結合した金属障壁を有する複合被覆を具える
優れた核燃料要素に関する。 現在設計、製造および運転されている原子炉に
おいては、核燃料を平板、管または棒のような
種々の幾何学的形状とし得る燃料要素中に収容し
ている。通常核燃料物質を耐食性、非反応性かつ
熱伝導性の容器または被覆内に封入する。燃料要
素を冷却材流れチヤネルまたは領域内に互に一定
間隔に格子状に集合し組立てて燃料集合体（燃料
アセンブリ）を形成し、これら燃料集合体を適当
数組合せて自己持続型核分裂反応の可能な核分裂
連鎖反応型集合体または炉心を形成する。この炉
心を冷却材の流通する原子炉容器内に入れる。 被覆（クラツデイング）は幾つかの目的で使用
され、その２つの主要目的のうち第一は、核燃料
と冷却材または減速材（減速材が存在する場合に
は減速材、または冷却材おび減速材の双方が存在
する場合にはこれら双方）との接触および化学反
応を防止することにある。第二の目的は、一部が
気体である放射性核分裂生成物が燃料から冷却材
または減速材または冷却材および減速材の双方が
存在する場合にはこれら双方の中にもれ出るのを
防止することにある。普通の被覆材料は、ステン
レス鋼、アルミニウムおよびその合金、ジルコニ
ウムおよびその合金、ニオブ（コロンビウム）、
ある種のマグネシウム合金などである。被覆の破
損、即ち漏れ密封性の喪失が生じると、冷却材ま
たは減速材およびその関連する系が放射性長寿命
生成物でプラントの運転を妨げる程に汚染される
恐れがある。 被覆材料としてある種の金属および合金を使用
して核燃料要素を製造および運転する場合、特定
の条件下でこれらの被覆材料に機械的または化学
的反応が生じることから種々の問題が起つてい
る。ジルコニウムおよびその合金は、平常条件下
では、優秀な核燃料被覆材である。その理由は、
ジルコニウムおよびその合金が、小さい中性子吸
収断面積を有し、さらに約705〓（約398℃）以下
の温度では、原子炉冷却材および減速材として普
通に使用される脱塩水または水蒸気の存在下で強
く、延性を有し、極めて安定で、かつ非反応性で
あるからである。 しかし、燃料要素の作動から、核燃料、被覆お
よび核分裂反応中に生成する核分裂生成物間の錯
綜した相互作用により被覆材に脆い割れが生じる
という問題が明らかになつた。この望ましくない
作動は、燃料―被覆の膨張差に基づく機械的応力
の局在化（被覆に生じる応力は核燃料の割れ目に
局在化される）によつて促進されることが確かめ
られた。腐食性核分裂生成物が核燃料から放出さ
れ、燃料の割れ目と被覆表面との交差部に集中す
る。核分裂生成物は、原子炉を運転する間、核分
裂連鎖反応中の核燃料に生成される。上記の局在
化応力は燃料と被覆との間の高い摩擦により拡大
される。 シールされた燃料要素内で、被覆とその内側の
残留水との遅い反応により水素ガスが発生し得、
この水素ガスがある程度のレベルまで増加し、こ
の結果、特定の条件下で被覆が局部的に水素化さ
れ、これと同時に被覆の機械的特性が局部的に劣
化することが起り得る。被覆は、広範囲の温度に
わたつて、酸素、窒素、一酸化炭素および二酸化
炭素のようなガスによつても悪影響をを受ける。 核燃料要素のジルコニウム被覆は、原子炉での
照射中に上述した１種またはそれ以上のガスおよ
び核分裂生成物にさらされ、このことは、これら
のガスが原子炉冷却材または減速材中に存在せ
ず、さらに被覆および燃料要素の製造時に周囲雰
囲気からできる限り除去されている事実があるに
もかかわらず生起する。核燃料として使用される
焼結耐火材およびセラミツク組成物、例えば二酸
化ウランおよび他の組成物は、加熱時、例えば燃
料要素の製造中に計量し得る量の上記ガスを放出
し、またさらに照射中に核分裂生成物を放出す
る。核燃料として使用される粒状耐火材およびセ
ラミツク組成物、例えば二酸化ウラン粉末および
他の粉末は、照射中に上記ガスを一層多量に放出
することが知れている。この放出ガスは核燃料を
収容したジルコニウム被覆と反応性である。 上述したところから明らかなように、原子力発
電所の運転に燃料要素を使用している期間全体に
わたつて燃料要素の内側から、被覆と反応性の
水、水蒸気および他のガス、特に水素による被覆
の侵食を最小にするが望ましい。このような目的
を達成するための１研究として、水、水蒸気およ
び他のガスと迅速に化学反応して水、水蒸気およ
び他のガスを被覆の内部か除去し得る材料を見つ
ける試みがなされている。このような材料はゲツ
タと称される。 他の研究として、米国特許第3108396号明細書
に記載されているように、核燃料材料をセラミツ
クで被覆して水分が核燃料材料と接触するのを防
止することが行われている。米国特許第3085059
号明細書に提案された燃料要素においては、核分
裂可能にセラミツク材料の１個またはそれ以上の
ペレツトを含有する金属ケーシングおよびセラミ
ツクペレツトに結合したガラス質材料の層を設
け、上記層をケーシングと核燃料との間に配置し
てペレツトからケーシングへの均一かつ良好な熱
伝導を保証している。米国特許第2873238号明細
書に提案された金属ケースに内蔵されたジヤケツ
ト付の核分裂可能ウランスラグにおいては、スラ
グのための保護ジヤケツトまたはカバーを亜鉛―
アルミニウム結合層としている。米国特許第
2849387号明細書には、核燃料の複数個の端部開
口ジヤケツト付本体部分よりなるジヤケツト付核
分裂可能本体が記載されており、上記本体部分
を、ウラン本体部分と容器（または被覆）との間
に有効な熱伝導性結合を形成する結合材料の溶融
浴中に浸漬している。良好な熱伝導特性を有する
任意の金属合金としてコーテイングが記載されて
おり、その例はアルミニウム―珪素および亜鉛―
アルミニウム合金が含まれる。特公昭47―46559
号（昭和47年11月24日）明細書には、各別の核燃
料粒子を高密度に滑らかな炭素含有コーテイング
で被覆することにより各別の核燃料粒子を炭素含
有母材の燃料組成物に固めることが記載されてい
る。他のコーテイングが特公昭47―114200号明細
書に記載されており、この場合には２群のペレツ
トのうち１群を炭化珪素の層でコーテイングし、
他の群を熱分解炭素または金属炭化物の層でコー
テイングする。 核燃料物質のコーテイングには、欠陥のない均
一なコーテイングを得るのが困難であるという信
頼性に関する問題がある。さらに、コーテイング
の劣化から、核燃料物質の長寿命作動に関する問
題が生じる。 米国特許出願第330152号（1973年２月６日出
願）明細書に記載された核燃料被覆の腐食防止法
においては、ニオブのような金属を燃料に添加す
る。この添加剤は、後続の燃料処理運転により金
属が酸化されないとすれば粉末の形態で添加で
き、あるいはまた燃料ペレツトの中、そのまわり
またはそれらの間に存在するワイヤ、シートまた
は他の形状として燃料要素内に入れることができ
る。 1964年２月付の文書GEAP―4555には、ジルコ
ニウム合金に冶金結合したステンレス鋼の内側ラ
イニングを有するジルコニウム合金の複合被覆が
記載されている。この複合複覆は、ステンレス鋼
の内側ライニングを有するジルコニウム合金の中
空ビレツトを押出し成形することによつて製造す
る。この被膜は、ステンレス鋼が脆弱相を発現
し、またステンレス鋼層の中性子吸収ペナルテイ
が同じ厚さのジルコニウム合金層のペナルテイの
10〜15倍であるという欠点を有する。 米国特許第3502549号明細書に記載されたジル
コニウムおよびその合金の保護方法においては、
クロムを電着して原子炉に有用な複合材料を形成
する。ジルカロイ―２の表面に銅を電着し、次い
で電着金属に表面拡散を行わせるために熱処理す
る方法が、「エネルギア・ニユークリア
（Energia Nucleare）」第11巻、第９号（1964年
９月）、第505〜508頁に記載されている。エフ・
プロツサ（F.Brossa）らの「ジルコニウム合金
に適用した水素障壁の安定性および融和性
（Stability and ompatibility of Hydrogen
Barriers Applied to Zirconium Alloys）」ヨー
ロツパ原子力共同体、合同原子核研究センター
（European Atomic Energy Community，Joint
Nuclear Research Center）EUR4098e（1969年）
に、種々のコーテイングの堆積方法およびその水
素拡散障壁としての効率が記載されており、Al
―Siコーテイングが水素拡散に対するもつとも有
望な障壁とされている。ダブリユ・シー・シツク
ナー（W.C.Schickner）らの「ジルコニウムおよ
びジルコニウム―錫への電気めつき
（Electroplating on Zirconium and Zirconium
―Tin）」テクニカル・インフオーメーシヨン・
サービス（Tichnical Information Service）
BMI―757（1952年）に、ジルコニウムおつよび
ジルコニウム―錫合金にニツケルを電気めつき
し、これらの合金を熱処理して合金拡散結合を形
成する方法が記載されている。米国特許第
3625821号明細書に燃料被覆管を有する原子炉用
燃料要素が記載されており、この燃料被覆管の内
表面にニツケルのような中性子捕獲断面積の小さ
い保持金属をコーテイングするとともに、可燃性
毒物の微細分散粒子を配置する。「原子炉開発計
画進行レポート（Reactor Development
Program Progress Report）」ANL―RDP―19
（1973年８月）に、ステンレス鋼被覆の内表面に
クロムの犠性層を設けた化学的ゲツタ配置が記載
されている。 他の方法では核燃料物質とこれを保持する被覆
との間に障壁を介在させる。このような方法は、
米国特許第3230151号（銅箔）、ドイツ連邦共和国
特許公告第DDAS1238115号（チタン層）、米国特
許第3212988号（ジルコニウム、アルミニウムま
たはベリリウムのさや）、米国特許第3018238号
（UO₂とジルコニウム被覆とと間に結晶質炭素の
障壁）、および米国特許第3088893号（ステンレス
鋼箔）に記載されている。障壁を設ける思想は有
望であるが、上述した文献の一部には核燃料また
は被覆または核分裂反応と適合し難い材料が含ま
れている。例えば核燃料に関しては、送素が核燃
料からの酸素と結合し得、被覆に関しては、銅お
よび他の金属が被覆と反応し得、被覆の特性を変
え、さらに核分裂反応に関しては、中性子吸収材
として作用し得る。上述した文献にはいずれも、
最近発見された核燃料および被覆間の局部的化学
的―機械的相互作用の問題への解決案が示唆され
ていない。 障壁の思想に沿つた他の研究として、米国特許
出願第441131号（1974年２月11日出願）には、耐
火物金属、例えばモリブデン、タングステン、レ
ニウム、ニオブおよびこれらの合金を単層または
多層の管または箔、または被覆の内表面上のコー
テイングの形状に設けることが、また米国特許出
願第441133号（1974年２月11日出願）には、ジル
コニウム、ニオブまたはこれらの合金のライナを
核燃料と被覆との間に設けるとともに、高潤滑性
材料のコーテイングをライナと被覆との間に設け
ることがそれぞれ記載されている。 従つて、上述した問題を最小に抑制した核燃料
要素を開発することが現在も望まれている。 本発明の原子炉の炉心に使用する特に有効な核
燃料要素は、基体およびその内表面に冶金結合し
た金属障壁を有する複合被覆を具え、上記金属障
壁により被覆内に保持された核燃料物質から基体
を遮蔽する。上記金属障壁は、被覆の厚さの約１
〜30％を構成するようにし、ほヾ純粋なジルコニ
ウムの低中性子吸収金属をもつて形成する。この
金属障壁は、核燃料要素の内部に存在する揮発性
不純物または核分裂生成物と優先的に反応する位
置として作用し、さらにこの態様で基体を揮発性
不純物または核分裂生成物への露出およびこれら
による侵食から保護する作用をなす。被覆の基体
部分は、原子炉に従来行われているところから設
計および機能の双方ともまつたく変らず、ジルコ
ニウム合金のような通常の被覆材料から選択す
る。本発明に係わる複合被覆を製造する方法にお
いては、(1)金属障壁の中空管を基体の中空ビレツ
ト内に嵌挿し、管をビレツトに爆発結合し、次い
でこの複合体を押出してから管縮小加工するか、
(2)金属障壁の中空管を基体の中空ビレツト内に嵌
挿し、管およびビレツトを圧縮荷重の下で加熱し
て管のビレツトへの拡散結合を形成し、次いでこ
の複合体を押出してから管縮小加工するか、また
は(3)金属障範の中空管を基体の中空ビレツト内に
嵌挿し、次いでこの複合体を押出してから管縮小
加工する。本発明は、被覆の基体が核分裂生成物
や腐食性ガスなどと接触するのが冶金結合した金
属障壁によつて防止されており、しかもその金属
障壁が認め得る程の中性子捕獲ペナルテイ、伝熱
ペナルテイまたは材料不適合問題を惹起しないと
いう顕著な利点を有する。この金属障壁は基体を
燃料―金属障壁界面に生じる局在応力からも保護
している。 本発明を一層よく理解できるようにするため
に、以下に図面を参照しながら本発明を説明す
る。 第１図に核燃料集合体１０を部分的に破断した
断面図として示す。この燃料集合体１０は、上端
に吊上げ取手１２を、下端に先端部材（集合体１
０の下部を省略したので図示されていない）をそ
れぞれ設けた普通正方形断面の管状流れチヤネル
１１を具える。チヤネル１１の上端には開口１３
が、また下端の先端部材には、冷却材流れ開口が
それぞれ設けられている。燃料要素または棒１４
の配列体はチヤネル１１内に入れられ、ここに上
端プレート１５および下端プレート（集合体１０
の下部を省略したので図示されていない）によつ
て支持されている。冷却液は通常、下端の先頭部
材の開口から入り、燃料要素１４のまわりを上方
に通過し、上部出口１３から沸騰形原子炉の場合
には部分的に蒸発した状態で、また加圧形原子炉
の場合には蒸発せぬ状態でかつ高温度で外へ出
る。 核燃料要素または棒１４はその端部が被覆管１
７に溶接された端部プラグ１８によつてシールさ
れ、プラグ１８にはスタツド１９が設けられ、こ
れにより燃料棒の集合体への装着を容易にしてい
る。燃料要素の一端に空隙スペースまたは空所２
０を設けて燃料物質が長さ方向に膨張し、また燃
料物質から放出されたガスが溜まり得るようにす
る。螺線部材の形状の核燃料物質保持部材２４を
空所２０内に配置して、特に燃料要素の取扱いお
よび輸送中にペレツト柱が軸方向に移動するもの
を制止する。 燃料要素は、被覆管および燃料物質が良好に熱
接触し、寄生的中性子吸収を最小にし、さらに冷
却材が高速度で流れることにより時々生じる反り
および振動に対して抵抗力を有するように設計す
る。 本発明に従つて構成した核燃料要素または棒１
４を第１図に一部を破断して示す。この燃料要素
は、本例では核分裂可能および／または燃料親物
質の複数個の燃料ペレツトとして示されている核
燃料物質の心または中央円筒形部分１６を構造用
被覆または容器１７内に配置して構成されてい
る。場合によつては、燃料ペレツトを円筒形ペレ
ツトまたは球のような種々の形状とすることがで
き、他の場合には粒状燃料のような異なる燃料形
状を使用することができる。燃料の物理的形状は
本発明にとつて重要でない。核燃料にはウラン化
合物、ブルトニウム化合物、トリウム化合物およ
びこれらの混合物を含む種々の核燃料物質を使用
することができる。好適な燃料は二酸化ウランま
たは二酸化ウランおよび二酸化プルトニウムより
なる混合物である。 第２図に第１図の燃料要素の１つの横断面を拡
大して示す。燃料要素１４の中央心を形成する核
燃料物質１６は被覆１７（以下「複合被覆」ある
いは「複合被覆容器」とも称する）でかこまれて
いる。複合被覆１７は基体２１を有する。この基
体２１を慣例の被覆材料、例えばステンレス鋼お
よびジルコニウム合金から選択し、本発明の好適
例においては基体をジルカロイ―２のような燃料
被覆用ジルコニウム合金とする。基体２１はその
内径で金属障壁２２に冶金結合し、従つて金属障
壁は基体と被覆内に保持された核燃料との間に遮
蔽を形成する。金属障壁は被覆の厚さの約５〜30
％をなすようにし、ほヾ純粋なジルコニウムの低
中性子吸収金属により形成する。金属障壁２２は
ガス状不純物および核分裂生成物の優先的反応位
置として作用し、かつ被覆の基体部を上記不純物
および核分裂生成物との接触および反応から保護
する。 金属障壁の金属の純度は重要な因子で、金属障
壁に特殊な性質を付与する作用をなす。一般に金
属壁の金属中に含まれる不純物を約1000ppm（百
万分率）以下、好ましくは約500ppm以下とする。
これら不純物のなかで酸素を約200ppm以下のレ
ベルに維持する。 本発明の製法にかかる複合被覆は基体に強固な
結合で冶金結合した金属障壁を有する。金属組織
学的な検査によれば、結合を形成するのに十分な
基体および金属障壁の交差拡散が存在するが、こ
の交差拡散は障壁自体を結合区域から離れてある
程度の範囲まで汚染する程ではない。 本発明者らは、複合被覆の金属障壁を形成する
ほヾ純粋なジルコニウム金属が高い耐放射線硬化
性を有し、これがため金属障壁が長期間の照射後
に降伏強さおよび硬さのような構造的特性を照射
前の普通のジルコニウム合金と同一のレベルに維
持し得ることを確かめた。実際に金属障壁は極め
て低い照射硬化特性を有し、このこととその当初
の低い降伏強さとによつて金属障壁が発電中に塑
性変形し、燃料要素内のペレツトによつて誘起さ
れた応力を解除し得るようになる。燃料要素内の
ペレツト誘起応力は、例えば原子炉運転温度
（300〜350℃）で核燃料のペレツトが膨潤してペ
レツトが被覆と接触することによつて生じ得るも
のである。 さらに、本発明者らは、ジルコニウムの金属障
壁を好ましくは被覆の厚さの約５〜15％程度、特
に好ましくは被覆の厚さの10％の厚さとしてジル
コニウム合金の基体に冶金結合した場合に、応力
が減少し、被覆の基体の破損を防止するのに十分
な障壁作用が得られることを確かめた。 本発明の核燃料要素に使用する複合被覆は以下
に説明する方法のうち任意の方法で製造すること
ができる。 １方法においては、金属障壁として選択された
金属の中空管を基体として選択された合金の中空
ビレツト中に挿入し、次いでこの組立体に爆発結
合を施こしてカラーをビレツトに結合する。通常
の管胴押出技術を用いてこの複合体を約1000〜
1400〓（約538〜750℃）の高温で押出す。次に押
出複合体に通常の管縮小加工処理を施こして所望
の寸法の被覆を得る。 他の方法においては、金属障壁として選択され
た金属の中空管を基体として選択された合金の中
空ビレツト中に挿入し、次いでこの組立体に加熱
処理［例えば1400〓（750℃）に約８時間］を施
こして管およびビレツト間に拡散結合を形成す
る。次に通常の管胴押出技術を用いてこの複合体
を押出し、押出複合体に通常の管縮小加工処理を
施こして所望の寸法の被覆を得る。 さらに他の方法においては、金属障壁として選
択された金属の中空管を基体として選択された合
金の中空ビレツト中に挿入し、次いで通常の管胴
押出技術を用いてこの組立体を押出す。次に押出
複合体に通常の管縮小加工処理を施こして所望の
寸法の被覆を得る。 本発明の複合被覆を製造する上述の方法は、被
覆の製造に用いられる電気めつきまたは蒸着のよ
うな他の方法よりも経済的である。 出発材料の寸法は、複合被覆の金属障壁および
基体部分の断面積の比によつて決まる。例えば、
最終被覆の全断面積は次式で与えられる。 ATF＝π／４（OD_TF ²―ID_TF ²） ここに、A_TFは最終生成物の面積、OD_TFは最終
生成物の外径、ID_TEは最終生成物の内径である。
所望の障壁の断面積は次式で与えられる。 A_BF＝π／４（OD_BF ²―ID_BF ²） ここに、A_BFは金属障壁の断面積、OD_BFは金属
障壁の外径、ID_BFは金属障壁の内径である。さら
に、基体の当初のビレツトの全断面積は次式で与
えられる。 A_TI＝π／４（OD_TI ²―ID_TI ²） ここに、A_TIは金属障壁を含む当初のビレツト
の全断面図、OD_TIは当初のビレツトの外径、ID_TI
は当初のビレツトの内径である。当初の障壁の所
要断面積は次式によつて決まる。 A_BI＝A_TI（A_BF／A_TF） 本発明の製法にかかる被覆容器から核燃料要素
を製造する場合、基体およびその内表面に冶金結
合した金属障壁を有する一端の開口した複合被覆
容器をつくり、この複合被覆容器にその開口端に
空所を残して核燃料物質を充填し、上記空所に核
燃料物質保持装置を挿入し、上記空所を核燃料と
連通させた状態で容器の開口端に閉止部材を設
け、次に被覆容器の端部を上記閉止部材に結合さ
せてこれらの間に緻密なシールを形成する。 本発明により核燃料要素に長い動作寿命を付与
する幾つかの利点が得られる。これらの利点と
は、被覆基体の化学的侵食を減少させること、被
覆基体に加わる局在化応力を最小にすること、被
覆基体に加わる応力ひずみ腐食を最小にするこ
と、被覆基体に割れ破損が生じる可能性を減少さ
せることである。さらに本発明によれば、核燃料
が膨張（または膨潤）して被覆基体と直接接触す
るのが防止され、このことにより被覆基体への局
在化応力、被覆基体の応力腐食の開始または加
速、および核燃料の被覆基体への結合が防止され
る。 本発明に係わる複合被覆の重要な性質は、上述
した種々の改良を中性子ペナルテイをほとんど増
加することなく実現できることにある。このよう
な被覆は原子炉に容易に使用できる。この理由
は、被覆が冷却材そう失事故または核制御棒が落
下するなどの事故の際に共融混合物を形成しない
からである。さらにこの複合被覆は、別個の箔ま
たはライナを燃料要素内に挿入した状態で生じる
ような熱伝達に対する熱障壁がないので、その熱
伝達ペナルテイが極めて小さい。また本発明の複
合被覆は、製造の種々の段階で通常の非破壊測定
法によつて検査することができる。 本発明を一層具体的に示すために、以下に本発
明の実施例を説明する。これらの実施例は例示に
すぎず、本発明を限定するものではない。 実施例 １および２ ビレツトおよび挿入管を機械加工し、清浄化
し、標準押出法に従つて合体させた。すべての寸
法を適当に選択して複合ビレツトを高熱押出プレ
スで押出し得るようにした。ビレツトはASTM
B353、グレードRA―１に適合する標準ジルカロ
イ―２で、挿入管は高純度（結晶棒）のジルコニ
ウムでつくつた。すべてのビレツト穴および挿入
管に80μ／cm（8mil／in）のテーパを付け、一緒
にプレスして隣接表面を確実かつ良好に接触させ
た。機械加工部品の寸法は次の通りであつた。 実施例 １ ビレツト 2.7m×14.6cm×6.20cm 長さ×外径×内径 （9.0ft×5.74in×2.44in） 金属障壁 6.20cm×4.22cm 外径×内径 （2.44in×1.66in） 実施例 ２ ビレツト 2.7m×14.6cm×6.20cm 長さ×外径×内径 （9.0ft×5.741in×2.44in） 金属障壁 6.20cm×4.22cm 外径×内径 （2.44in×1.66in） ビレツトと挿入管を組合せる前に、隣接する表
面に軽いエツチングを行つて痕跡量の不純物を除
去した。ジルカロイ―２および結晶棒ジルコニウ
ムに対して使用したエツチング液は、 70mlおよびH₂O 30mlのHNO₃および ５mlのHF よりなる溶液であつた。 押出時に挿入管とビレツトとの間に満足し得る
結合を得る可能性を高めるために、組立体を予備
結合することにした。予備結合は、テーパ付挿入
管をビレツトのテーパ付穴中に≦20μCmの真空
下でプレス嵌めし、ビレツト温度を1400〓（750
℃）に８時間維持することによつて行つた。最初
のプレスの間挿入管に14〜2000Kg（30〜45000lb）
の範囲の力を加えた。 熱処理後、２つのビレツトを結合に関して超音
波試験によつて試験した。試験結果から挿入管お
よびビレツト間の結合の範囲が界面面積の20〜25
％程度であることがわかつた。 押出の際の端部損失を減少させるために、２イ
ンチのジルカロイ―２のビレツト片を複合ビレツ
トの各端部に溶接し、両者を平坦に機械加工し
た。 ビレツトの管胴への押出を次のパラメータを用
いて行つた。 押出速度15cm／min（6in／min） 縮小比 ６：１ 温 度 600℃（1100〓） 押出力 3500t 穴および遊動マンドレル以外のすべてのビレツ
ト表面を水溶性潤滑材で滑らかにし、潤滑材を
700℃（1300〓）で１時間焼付けた。管胴の両端
を清浄に切断し、内径をホーニングして表面傷を
除去するとともに仕上げを改善した。管胴の最終
寸法は次の通りであつた。 外 径 6.35cm（2.500in） 内 径 4.166cm（1.640in） 長 さ 1.5m（５ft） 管胴の燃料管への最終成形を標準工程に従つて
行つた。標準工程では４回の縮小加工を行い１回
毎に清浄化および焼鈍を行う。この工程における
種々のパラメータを第１表に示す。

【表】

【表】 エツチングを行つて
1.255cm
0.071cm 1.112cm

(0.494in) (0.
028in) (0.438in)
Qeは壁厚の変化割合(パーセント)対平均直
径の変化割合(パーセント)の比と
して定義される。
最終生成物の寸法を第２表に示す。

【表】 各管胴から106m（350ft）以上の高品質燃料管
が得られ、界面はすべて良好に結合されていた。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に従つて構成された核燃料要素
を有する核燃料集合体を示す部分破断断面図、お
よび第２図は第１図の核燃料要素を拡大して示す
横断面図である。 １０……核燃料集合体、１１……チヤネル、１
４……核燃料要素、１６……核燃料、１７……被
覆、１８……端部プラグ、２０……空所、２１…
…基体、２２……金属障壁、２４……保持装置。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 燃料被覆用ジルコニウム合金の基体部分と該
   基体部分の内側の障壁とからなる核燃料要素用ジ
   ルコニウム複合被覆容器の製法において、不純物
   が重量で1000ppm以下であるジルコニウム金属か
   らなる障壁用中空管を、燃料被覆用ジルコニウム
   合金の基体部分用中空ビレツト内に挿入し、該障
   壁用中空管と基体部分用中空ビレツトを一緒に管
   胴押出加工を行つて複合管体を作り、該複合管体
   に管縮小加工を行つて、前記障壁の厚さが複合被
   覆容器の厚さの５〜30％となるジルコニウム複合
   被覆容器を形成することを特徴とする核燃料要素
   用ジルコニウム複合被覆容器の製法。