JPH07181278A - Nuclear fuel element - Google Patents
Nuclear fuel elementInfo
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- JPH07181278A JPH07181278A JP5324370A JP32437093A JPH07181278A JP H07181278 A JPH07181278 A JP H07181278A JP 5324370 A JP5324370 A JP 5324370A JP 32437093 A JP32437093 A JP 32437093A JP H07181278 A JPH07181278 A JP H07181278A
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉に使用される核
燃料要素に関する。FIELD OF THE INVENTION This invention relates to nuclear fuel elements used in nuclear reactors.
【０００２】[0002]
【従来の技術】ウラン酸化物（ＵＯ2 ）やウラン酸化物
とプルトニウム酸化物（ＰｕＯ2 ）の混合物を用いた酸
化物燃料は、１回の核分裂当たり２個の酸素を遊離す
る。遊離した酸素は、核分裂生成物と結合してその多く
が消費されるが、一部余剰になる。軽水炉の場合、図４
に示されるように、酸化物燃料１中のこの余剰酸素２が
ジルカロイ被覆管３と反応して被覆管内表面に酸化物４
を形成する。なお、図４において、符号５は酸化物燃料
１とジルカロイ被覆管３との間のギャップである。 2. Description of the Related Art An oxide fuel using uranium oxide (UO 2 ) or a mixture of uranium oxide and plutonium oxide (PuO 2 ) releases two oxygens per nuclear fission. The liberated oxygen combines with fission products to consume most of it, but it becomes a part of surplus. Figure 4 for a light water reactor
As shown in Fig. 3, this excess oxygen 2 in the oxide fuel 1 reacts with the zircaloy cladding tube 3 to cause oxide 4 on the inner surface of the cladding tube.
To form. In FIG. 4, reference numeral 5 is a gap between the oxide fuel 1 and the zircaloy cladding tube 3.
【０００３】このように余剰酸素により被覆管内表面に
酸化物が形成されるが、現在までのウラン酸化物燃料使
用経験では、形成される酸化物の層は薄く、酸化物の形
成による熱伝達性能が劣化したり被覆管の強度が低下す
る可能性が低かったため、余剰酸素を被覆管以外のもの
に吸収させるという対策は未だとられていなかった。As described above, an oxide is formed on the inner surface of the cladding tube by the excess oxygen, but in the experience of using uranium oxide fuel to date, the oxide layer formed is thin and the heat transfer performance due to the formation of the oxide is high. Since there is little possibility that the oxygen will deteriorate and the strength of the cladding tube will decrease, measures to absorb excess oxygen into something other than the cladding tube have not yet been taken.
【０００４】[0004]
【発明が解決しようとする課題】ところで、核分裂収率
上Ｕに比べてＰｕの方が燃料要素内の環境下では、酸素
と結合しない核分裂生成物であるＴｃやＲｕ、Ｒｈ等の
貴金属をより多く生成するので、ＵＯ2 とＰｕＯ2 の混
合酸化物燃料（以下、ＭＯＸ燃料という。）を用いる場
合、余剰酸素量が多くなって、被覆管内表面に形成され
る酸化物の厚さがＵＯ2 燃料の場合よりも厚くなり、熱
伝達性能が劣化したり被覆管の強度が低下する可能性が
ある。また、ＵＯ2 燃料の場合もより高燃焼度になる
と、遊離する酸素量が多くなるため、同様に熱伝達性能
が劣化したり被覆管の強度が劣化する可能性が高くな
る。By the way, compared to U in terms of fission yield, under the environment of Pu in the fuel element, Pu is more sensitive to noble metals such as Tc, Ru, and Rh which are fission products that do not bond with oxygen. Since a large amount is produced, when a mixed oxide fuel of UO 2 and PuO 2 (hereinafter referred to as MOX fuel) is used, the excess oxygen amount increases and the thickness of the oxide formed on the inner surface of the cladding tube becomes UO 2. It becomes thicker than in the case of fuel, and there is a possibility that heat transfer performance deteriorates and the strength of the cladding tube decreases. Further, in the case of UO 2 fuel as well, when the burnup becomes higher, the amount of released oxygen increases, and the heat transfer performance and the cladding tube strength are likely to deteriorate similarly.
【０００５】本発明は、かかる点に対処してなされたも
ので、核分裂によって遊離した酸素のうち核分裂生成物
との結合により消費されなかった余剰酸素を吸収し、ジ
ルカロイ被覆管の内面酸化を低減することができる核燃
料要素を提供することを目的とする。The present invention has been made in consideration of such a point, and absorbs excess oxygen, which has not been consumed by the combination with fission products, of oxygen liberated by fission, and reduces the inner surface oxidation of the zircaloy cladding tube. The purpose is to provide a nuclear fuel element that can.
【０００６】[0006]
【課題を解決するための手段】すなわち、本発明は、被
覆管の内部にＵＯ2 燃料が密封されている核燃料要素に
おいて、ＵＯ2 燃料中に、核分裂によって発生する余剰
酸素を吸収させるために、ニオブ（Ｎｂ）、セリウム
（Ｃｅ）、二酸化ニオブ（ＮｂＯ2 ）および酸化第一セ
リウム（Ｃｅ2 Ｏ3 ）のうち少なくとも一種を添加した
ことを特徴とする。That is, the present invention provides a nuclear fuel element in which UO 2 fuel is sealed inside a cladding tube in order to absorb excess oxygen generated by nuclear fission in UO 2 fuel. At least one of niobium (Nb), cerium (Ce), niobium dioxide (NbO 2 ) and cerium oxide (Ce 2 O 3 ) is added.
【０００７】ＮｂおよびＣｅを添加した場合でも、ＵＯ
2 燃料の製造中にそれぞれＮｂＯ2およびＣｅ2 Ｏ3 に
変わるため、核燃料要素のＵＯ2 燃料中にはＮｂＯ2 お
よびＣｅ2 Ｏ3 の形態で存在する。ＮｂＯ2 およびＣｅ
2 Ｏ3 は、燃焼度が高くなると、余剰酸素と反応してそ
れぞれＮｂ2 Ｏ5 およびＣｅＯ2 に変化する。Even when Nb and Ce are added, UO
It exists in the form of NbO 2 and Ce 2 O 3 in the UO 2 fuel of the nuclear fuel element because it is converted into NbO 2 and Ce 2 O 3 , respectively during the production of the 2 fuel. NbO 2 and Ce
When the degree of burnup of 2 O 3 increases, it reacts with excess oxygen and changes to Nb 2 O 5 and CeO 2 , respectively.
【０００８】ＮｂＯ2 を含有する場合、ＵＯ2 燃料は、
予め目標とする燃焼度に応じて燃焼度10 GWd/t当たり0.
13重量％以上の割合で含有することが好ましい。When containing NbO 2 , the UO 2 fuel is
0 per burnup of 10 GWd / t according to the target burnup.
It is preferable that the content is 13% by weight or more.
【０００９】また、Ｃｅ2 Ｏ3 の場合は、ＵＯ2 燃料
は、予め目標とする燃焼度に応じて燃焼度10 GWd/t当た
り0.17重量％以上の割合で含有することが好ましい。Further, in the case of Ce 2 O 3 , it is preferable that the UO 2 fuel is contained in a proportion of 0.17% by weight or more per 10 GWd / t of burnup according to the target burnup in advance.
【００１０】また、本発明は、被覆管内部にウランとプ
ルトニウムの混合酸化物燃料が密封されている核燃料要
素において、この混合酸化物燃料中に、核分裂によって
発生する余剰酸素を吸収させるために、Ｎｂ、Ｃｅ、Ｎ
ｂＯ2 およびＣｅ2 Ｏ3 のうち少なくとも一種を添加し
たことを特徴とする。Further, in the present invention, in a nuclear fuel element in which a mixed oxide fuel of uranium and plutonium is sealed inside a cladding tube, in order to absorb excess oxygen generated by nuclear fission in the mixed oxide fuel, Nb, Ce, N
At least one of bO 2 and Ce 2 O 3 is added.
【００１１】この場合も、ＮｂおよびＣｅの添加物は、
混合酸化物燃料の製造中にそれぞれＮｂＯ2 およびＣｅ
2 Ｏ3 に変わる。Also in this case, the additives of Nb and Ce are
NbO 2 and Ce respectively during the production of mixed oxide fuel
Change to 2 O 3 .
【００１２】この混合酸化物燃料中のＮｂＯ2 の含有量
は、予め目標とする燃焼度に応じて好ましくは燃焼度10
GWd/t当たり0.26重量％以上となるようにする。The content of NbO 2 in this mixed oxide fuel is preferably 10 depending on the target burnup.
It should be 0.26% by weight or more per GWd / t.
【００１３】また、Ｃｅ2 Ｏ3 を混合酸化物燃料中に含
有させる場合、その含有量は、予め目標とする燃焼度に
応じて好ましくは燃焼度10 GWd/t当たり0.34重量％以上
となるようにする。Further, when Ce 2 O 3 is contained in the mixed oxide fuel, the content thereof is preferably 0.34% by weight or more per 10 GWd / t of burnup according to the target burnup. To
【００１４】[0014]
【作用】上記構成により、酸化物燃料の燃焼度に応じて
増加する余剰酸素がＮｂＯ2 またはＣｅ2 Ｏ3 と反応し
て消費されるため、ジルカロイ被覆管の内面酸化を有効
に低減することができ、熱伝達性能の劣化と被覆管の強
度低下を防止することができる。したがって、核燃料要
素の信頼性および健全性を向上させることができる。With the above structure, the excess oxygen, which increases according to the burnup of the oxide fuel, is consumed by reacting with NbO 2 or Ce 2 O 3 , so that the inner surface oxidation of the zircaloy cladding tube can be effectively reduced. Therefore, it is possible to prevent deterioration of heat transfer performance and reduction of strength of the cladding tube. Therefore, the reliability and soundness of the nuclear fuel element can be improved.
【００１５】[0015]
【実施例】以下、本発明の実施例を図面を参照して説明
する。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.
【００１６】本実施例の核燃料要素は、図１に示すよう
に、核分裂により遊離し余剰となった酸素２と反応する
ＮｂＯ2 またはＣｅ2 Ｏ3 ６を酸化物燃料１中に含有さ
せるものである。As shown in FIG. 1, the nuclear fuel element of the present embodiment contains NbO 2 or Ce 2 O 3 6 which reacts with excess oxygen 2 liberated by nuclear fission in oxide fuel 1. is there.
【００１７】酸化物燃料と気体の酸素間に次式に示す平
衡反応が成り立つ。An equilibrium reaction represented by the following equation is established between the oxide fuel and gaseous oxygen.
【化１】 ただし、ＭはＵまたはＵ＋Ｐｕである。[Chemical 1] However, M is U or U + Pu.
【００１８】このときの平衡酸素分圧Ｐa は次式で求め
られる。 ＲＴlnＰa ＝ΔＧf ここで、ΔＧf は［化１］式の反応の標準自由エネルギ
ー変化であり、またＲＴlnＰa は平衡酸素ポテンシャル
と呼ばれる。The equilibrium oxygen partial pressure P a at this time is obtained by the following equation. RTlnP a = ΔG f Here, ΔG f is the standard free energy change of the reaction of [Formula 1], and RTlnP a is called the equilibrium oxygen potential.
【００１９】図２は、温度による平衡酸素ポテンシャル
の変化を示すもので、図中直線ａおよび直線ｂはそれぞ
れ軽水炉で用いられる未照射のＵＯ2 燃料およびＭＯＸ
燃料の平衡酸素ポテンシャル、直線ｃおよび直線ｄはそ
れぞれＮｂＯ2 ／Ｎｂ2 Ｏ5およびＣｅ2 Ｏ3 ／ＣｅＯ
2 の平衡酸素ポテンシャルの一例を示す。FIG. 2 shows changes in the equilibrium oxygen potential with temperature. In the figure, straight lines a and b are the unirradiated UO 2 fuel and MOX used in the light water reactor, respectively.
Equilibrium oxygen potential of fuel, straight line c and straight line d are NbO 2 / Nb 2 O 5 and Ce 2 O 3 / CeO, respectively.
An example of the equilibrium oxygen potential of 2 is shown.
【００２０】この図において、直線ｃのＮｂＯ2 ／Ｎｂ
2 Ｏ5 の酸素ポテンシャルは、In this figure, the straight line c of NbO 2 / Nb
The oxygen potential of 2 O 5 is
【化２】 の反応の平衡酸素ポテンシャルを示し、Ｎｂがこの値以
上の酸素ポテンシャルで主にＮｂ2 Ｏ5 、この値以下の
酸素ポテンシャルで主にＮｂＯ2 の形で存在することを
示す。同様に、直線ｄのＣｅ2 Ｏ3 ／ＣｅＯ2 の酸素ポ
テンシャルは、[Chemical 2] 2 shows the equilibrium oxygen potential of the reaction of Nb, and shows that Nb exists mainly in the form of Nb 2 O 5 at an oxygen potential above this value and mainly in the form of NbO 2 at an oxygen potential below this value. Similarly, the oxygen potential of Ce 2 O 3 / CeO 2 on the straight line d is
【化３】 の反応の平衡酸素ポテンシャルを示し、この値以上の酸
素ポテンシャルで主にＣｅＯ2 、この値以下の酸素ポテ
ンシャルで主にＣｅ2 Ｏ3 の形で存在することを示す。[Chemical 3] 2 shows the equilibrium oxygen potential of the above reaction, and it is shown that an oxygen potential above this value exists mainly in the form of CeO 2 , and an oxygen potential below this value exists mainly in the form of Ce 2 O 3 .
【００２１】未照射の酸化物燃料の平衡酸素ポテンシャ
ルは、組成に若干のばらつきがあるため、図２に示す値
（直線ａ、ｂ）を若干上回ることがあるが、500 〜2500
Ｋの温度範囲ではＮｂＯ2 ／Ｎｂ2 Ｏ5 およびＣｅ2 Ｏ
3 ／ＣｅＯ2 酸素ポテンシャル（直線ｃ、ｄ）を越える
ことはない。このため、未照射のＵＯ2 燃料とＭＯＸ燃
料中では、ＮｂおよびＣｅは500 〜2500Ｋの温度範囲で
主にそれぞれＮｂＯ2およびＣｅ2 Ｏ3 の形で存在す
る。The equilibrium oxygen potential of the unirradiated oxide fuel may slightly exceed the values (straight lines a and b) shown in FIG. 2 due to a slight variation in composition, but it is 500 to 2500.
NbO 2 / Nb 2 O 5 and Ce 2 O in the temperature range of K
It does not exceed the 3 / CeO 2 oxygen potential (straight lines c, d). Therefore, in the UO2 fuel and MOX fuel in unirradiated, Nb and Ce are present mainly each in the form of NbO 2 and Ce 2 O 3 in a temperature range of 500 ~2500K.
【００２２】核分裂生成物のうちＹやＣｅなどの希土類
元素は、核分裂によって遊離した酸素と結合し、酸化物
として酸化物燃料中に固溶する。これらの元素の原子価
は主に＋３価でありＵやＰｕの原子価＋４価に比べて低
いため、これらの元素が酸化物燃料中に固溶すると酸素
ポテンシャルが増加するとされている。すなわち、図３
に示すように、ＵＯ2 燃料（実線ｅ）およびＭＯＸ燃料
（実線ｆ）の酸素ポテンシャルは燃焼度とともに増加
し、ＮｂＯ2 ／Ｎｂ2 Ｏ5 （破線ｇ）およびＣｅ2 Ｏ3
／ＣｅＯ2 （破線ｈ）の酸素ポテンシャルを越える。こ
のため、未照射の酸化物燃料中ではＮｂＯ2 およびＣｅ
2 Ｏ3 の形で存在したＮｂおよびＣｅは、燃焼度が高く
なると、さらに酸素を吸収してそれぞれＮｂ2 Ｏ5 およ
びＣｅＯ2に変わる。Among the fission products, rare earth elements such as Y and Ce are combined with oxygen liberated by fission and are dissolved as solid oxides in the oxide fuel. Since the valence of these elements is mainly +3, which is lower than the valence of U or Pu +4, it is said that when these elements form a solid solution in the oxide fuel, the oxygen potential increases. That is, FIG.
As shown in, the oxygen potentials of the UO 2 fuel (solid line e) and the MOX fuel (solid line f) increase with burnup, and NbO 2 / Nb 2 O 5 (broken line g) and Ce 2 O 3
/ CeO 2 (broken line h) is exceeded. Therefore, in unirradiated oxide fuel, NbO 2 and Ce
Nb and Ce existing in the form of 2 O 3 absorb oxygen further and become Nb 2 O 5 and CeO 2 , respectively, when the burnup becomes higher.
【００２３】したがって、未照射のＵＯ2 燃料あるいは
ＭＯＸ燃料の平衡酸素ポテンシャルを若干上回る酸素ポ
テンシャルでより高い値の原子価の酸化物に変わる酸化
物を添加することにより、燃焼度が高くなった場合余剰
酸素を吸収することができる。このような酸化物として
上記ＮｂＯ2 およびＣｅ2 Ｏ3 が挙げられる。なお、酸
化物燃料の製造中にＮｂおよびＣｅはそれぞれＮｂＯ2
およびＣｅ2 Ｏ3 に変わるので、金属ＮｂあるいはＣｅ
の形で燃料中に添加しても効果は同じである。Therefore, when the burnup is increased by adding an oxide that changes to a valence oxide having a higher value with an oxygen potential slightly higher than the equilibrium oxygen potential of the unirradiated UO 2 fuel or MOX fuel. It can absorb excess oxygen. Examples of such oxides include NbO 2 and Ce 2 O 3 . It should be noted that during the production of the oxide fuel, Nb and Ce are respectively NbO 2
And Ce 2 O 3 so that metal Nb or Ce
The effect is the same even if it is added to the fuel in the form of.
【００２４】ＵＯ2 燃料の場合、核分裂収率および核分
裂生成物の酸化物燃料中の化学形態から、１回の核分裂
で遊離した酸素の約7 ％が余剰になるといわれている。
またＰｕの核分裂を主体とするＭＯＸ燃料の場合、燃料
要素内の環境下では酸素と結合しない核分裂生成物であ
るＴｃやＲｕ、Ｒｈ等の貴金属がより多く生成されるの
で、余剰酸素はＵＯ2 燃料の倍程度になると推測され
る。In the case of UO 2 fuel, it is said that about 7% of oxygen liberated by one nuclear fission is surplus due to the fission yield and the chemical form of fission products in the oxide fuel.
Further, in the case of MOX fuel mainly composed of Pu fission, more precious metals such as Tc, Ru, and Rh, which are fission products that do not combine with oxygen, are produced in the environment of the fuel element, and thus the surplus oxygen is UO 2 It is estimated to be about twice as much as fuel.
【００２５】したがって、発生する余剰酸素の全てを吸
収しようとすれば、燃焼度10 GWd/t当たり、ＵＯ2 燃料
の場合、ＮｂＯ2 が0.13重量％（Ｎｂに換算すると0.10
重量％）以上あるいはＣｅ2 Ｏ3 が0.17重量％（Ｃｅに
換算すると0.15重量％）以上含まれる必要があり、ま
た、ＭＯＸ燃料の場合、ＮｂＯ2 が0.26重量％（Ｎｂに
換算すると0.20重量％）以上あるいはＣｅ2 Ｏ3 が0.34
重量％（Ｃｅに換算すると0.29重量％）以上含まれる必
要がある。Therefore, if it is attempted to absorb all of the surplus oxygen generated, in the case of UO 2 fuel, 0.13% by weight of NbO 2 (0.10% when converted to Nb) per burnup of 10 GWd / t.
Or more) or 0.17% by weight of Ce 2 O 3 (0.15% by weight when converted to Ce) or more, and in the case of MOX fuel, 0.26% by weight of NbO 2 (0.20% by weight when converted to Nb). ) Or more or Ce 2 O 3 is 0.34
It should be contained in an amount of at least wt% (0.29 wt% when converted to Ce).
【００２６】余剰酸素を吸収するに必要な上記含有量は
次のような計算によって求められる。The above-mentioned content required to absorb the excess oxygen can be calculated by the following calculation.
【００２７】まず１モルの酸素（Ｏ2 ）を吸収するのに
必要な添加物のモル数は、［化２］および［化３］の反
応式から ＮｂＯ2 ：４モル Ｎｂ ：４モル Ｃｅ2 Ｏ3 ：２モル Ｃｅ ：４モル となる。First, from the reaction formulas of [Chemical Formula 2] and [Chemical Formula 3], the number of moles of the additive necessary to absorb 1 mol of oxygen (O 2) is NbO 2 : 4 mol Nb: 4 mol Ce 2 O 3 : 2 mol Ce: 4 mol.
【００２８】１回の核分裂当たり２個の酸素が遊離し、
このうちＵＯ2 燃料の場合約7 ％、またＭＯＸ燃料の場
合その倍程度の酸素が余剰となるから、燃焼度10 GWd/t
（約１ａｔ％の燃焼度に相当）当たりに生ずる余剰酸素
の量は、燃料１モルにつき、 （ＵＯ2 燃料の場合） 1/100 ×7/100 ＝0.0007モル （ＭＯＸ燃料の場合） 1/100 ×14/100＝0.0014モル となる。Two oxygen atoms are liberated per fission,
Of this, about 7% of UO 2 fuel and about twice that of MOX fuel become excess oxygen, so the burnup is 10 GWd / t.
The amount of excess oxygen generated per (corresponding to a burnup of about 1 at%) is 1/100 × 7/100 = 0.0007 mol (in case of MOX fuel) 1/100 (in case of UO 2 fuel) per 1 mol of fuel. × 14/100 = 0.0014 mol.
【００２９】したがって、この余剰酸素を吸収するのに
必要な添加物の量は、燃料１モルに対して、 （ＵＯ2 燃料の場合） ＮｂＯ2 ：4 ×0.0007×125.0 ＝0.350 ｇ Ｎｂ ：4 ×0.0007× 92.9 ＝0.260 ｇ Ｃｅ2 Ｏ3 ：2 ×0.0007×328.2 ＝0.459 ｇ Ｃｅ ：4 ×0.0007×140.1 ＝0.392 ｇ となる。また、ＭＯＸ燃料の場合上記の約２倍の値とな
る。Therefore, the amount of the additive necessary to absorb the excess oxygen is (in the case of UO 2 fuel) NbO 2 : 4 × 0.0007 × 125.0 = 0.350 g Nb: 4 × with respect to 1 mol of fuel. 0.0007 × 92.9 = 0.260 g Ce 2 O 3 : 2 × 0.0007 × 328.2 = 0.459 g Ce: 4 × 0.0007 × 140.1 = 0.392 g. In the case of MOX fuel, the value is about twice the above value.
【００３０】ＵＯ2 燃料およびＭＯＸ燃料ともにその分
子量は約270 であるから、例えばＵＯ2 燃料の必要な添
加物ＮｂＯ2 の含有量は、 0.350 ／(270＋0.350)×100 ＝0.13重量％ となる。Since the molecular weight of both UO 2 fuel and MOX fuel is about 270, the content of necessary additive NbO 2 in UO 2 fuel is 0.350 / (270 + 0.350) × 100 = 0.13% by weight. .
【００３１】同様にして計算すると、各含有量は次のよ
うになる。 （ＵＯ2 燃料） ＮｂＯ2 ：0.13重量％ Ｎｂ ：0.10重量％ Ｃｅ2 Ｏ3 ：0.17重量％ Ｃｅ ：0.15重量％ （ＭＯＸ燃料） ＮｂＯ2 ：0.26重量％ Ｎｂ ：0.20重量％ Ｃｅ2 Ｏ3 ：0.34重量％ Ｃｅ ：0.29重量％ 以上の説明からも明らかなように、本実施例において
は、酸化物燃料の酸素ポテンシャルや照射により増加し
てＮｂＯ2 ／Ｎｂ2 Ｏ5 あるいはＣｅ2 Ｏ3 ／ＣｅＯ2
の酸素ポテンシャルを越えると、図１に示すように、Ｎ
ｂＯ2 あるいはＣｅ2 Ｏ3 ６が酸素を吸収してＮｂ2 Ｏ
5 あるいはＣｅＯ2 になる反応により、余剰酸素２が吸
収され、ジルカロイ被覆管３の内面がさらに酸化するこ
とはない。When calculated in the same manner, the respective contents are as follows. (UO 2 fuel) NbO 2 : 0.13% by weight Nb: 0.10% by weight Ce 2 O 3 : 0.17% by weight Ce: 0.15% by weight (MOX fuel) NbO 2 : 0.26% by weight Nb: 0.20% by weight Ce 2 O 3 : 0.34 % By weight Ce: 0.29% by weight As is clear from the above description, in the present example, the oxygen potential of the oxide fuel or NbO 2 / Nb 2 O 5 or Ce 2 O 3 / CeO 2 is increased by irradiation.
When the oxygen potential of N is exceeded, as shown in FIG.
bO 2 or Ce 2 O 3 6 absorbs oxygen and Nb 2 O
Due to the reaction of 5 or CeO 2 , the excess oxygen 2 is absorbed and the inner surface of the zircaloy-coated tube 3 is not further oxidized.
【００３２】[0032]
【発明の効果】上記したように、本発明によれば、酸化
物燃料中に生ずる余剰酸素によるジルカロイ被覆管の内
面酸化を低減することができ、核燃料要素の信頼性を向
上させることができる。As described above, according to the present invention, it is possible to reduce the inner surface oxidation of the zircaloy cladding tube due to the excess oxygen generated in the oxide fuel, and it is possible to improve the reliability of the nuclear fuel element.
【図１】本発明の核燃料要素の余剰酸素の挙動を示す概
略断面図である。FIG. 1 is a schematic cross-sectional view showing the behavior of excess oxygen in a nuclear fuel element of the present invention.
【図２】未照射の酸化物燃料および添加物の各平衡酸素
ポテンシャルの温度変化を示すグラフである。FIG. 2 is a graph showing temperature changes of equilibrium oxygen potentials of unirradiated oxide fuel and additive.
【図３】酸化物燃料の平衡酸素ポテンシャルの燃焼度依
存性を示すグラフである。FIG. 3 is a graph showing burnup dependency of equilibrium oxygen potential of oxide fuel.
【図４】従来の核燃料要素の余剰酸素の挙動を示す概略
断面図である。FIG. 4 is a schematic cross-sectional view showing the behavior of excess oxygen in a conventional nuclear fuel element.
１………酸化物燃料 ２………余剰酸素 ３………ジルカロイ被覆管 ４………酸化物 1 ………… Oxide fuel 2 ………… Excess oxygen 3 ………… Zircaloy cladding tube 4 ………… Oxide
Claims (10)
した核燃料要素において、 前記ウラン酸化物燃料中に、核分裂によって発生する余
剰酸素を吸収させるために、ニオブ、セリウム、二酸化
ニオブおよび酸化第一セリウムのうち少なくとも一種を
添加したことを特徴とする核燃料要素。1. A nuclear fuel element in which a uranium oxide fuel is sealed inside a cladding tube, wherein niobium, cerium, niobium dioxide and an oxide oxide are included in the uranium oxide fuel in order to absorb excess oxygen generated by nuclear fission. A nuclear fuel element characterized by adding at least one of cerium.
した核燃料要素において、 前記ウラン酸化物燃料が、予め目標とする燃焼度に応じ
て燃焼度10 GWd/t当たり0.13重量％以上の割合で含有す
ることを特徴とする核燃料要素。2. A nuclear fuel element in which a uranium oxide fuel is sealed in a cladding tube, wherein the uranium oxide fuel has a proportion of 0.13% by weight or more per burnup of 10 GWd / t according to a target burnup in advance. A nuclear fuel element characterized by being contained in.
した核燃料要素において、 前記ウラン酸化物燃料が、予め目標とする燃焼度に応じ
て燃焼度10 GWd/t当たり0.17重量％以上の割合で酸化第
一セリウムを含有することを特徴とする核燃料要素。3. A nuclear fuel element in which a uranium oxide fuel is sealed inside a cladding tube, wherein the uranium oxide fuel has a proportion of 0.17% by weight or more per burnup of 10 GWd / t according to a target burnup in advance. A nuclear fuel element characterized by containing cerium oxide.
した核燃料要素において、 前記ウラン酸化物燃料中に、予め目標とする燃焼度に応
じて燃焼度10 GWd/t当たり0.10重量％以上の割合で金属
ニオブを添加したことを特徴とする核燃料要素。4. A nuclear fuel element having a uranium oxide fuel sealed inside a cladding tube, wherein the uranium oxide fuel contains 0.10% by weight or more per burnup of 10 GWd / t according to a target burnup. A nuclear fuel element characterized by containing niobium metal in a proportion.
した核燃料要素において、 前記ウラン酸化物燃料中に、予め目標とする燃焼度に応
じて燃焼度10 GWd/t当たり0.15重量％以上の割合で金属
セリウムを添加したことを特徴とする核燃料要素。5. A nuclear fuel element in which a uranium oxide fuel is hermetically sealed inside a cladding tube, wherein the uranium oxide fuel contains 0.15% by weight or more per burnup of 10 GWd / t according to a target burnup. A nuclear fuel element characterized by adding metal cerium in a ratio.
合酸化物燃料を密封した核燃料要素において、 前記混合酸化物燃料中に、核分裂によって発生する余剰
酸素を吸収させるために、ニオブ、セリウム、二酸化ニ
オブおよび酸化第一セリウムのうち少なくとも一種を添
加したことを特徴とする核燃料要素。6. A nuclear fuel element in which a mixed oxide fuel of uranium and plutonium is sealed inside a cladding tube, wherein niobium, cerium and niobium dioxide are contained in the mixed oxide fuel in order to absorb excess oxygen generated by nuclear fission. And a nuclear fuel element characterized by adding at least one of cerium oxide.
合酸化物燃料を密封した核燃料要素において、 前記混合酸化物燃料が、予め目標とする燃焼度に応じて
燃焼度10 GWd/t当たり0.26重量％以上の割合で二酸化ニ
オブを含有することを特徴とする核燃料要素。7. A nuclear fuel element in which a mixed oxide fuel of uranium and plutonium is hermetically sealed inside a cladding tube, wherein the mixed oxide fuel is 0.26% by weight per burnup of 10 GWd / t according to a target burnup in advance. A nuclear fuel element characterized by containing niobium dioxide in the above proportions.
合酸化物燃料を密封した核燃料要素において、 前記混合酸化物燃料が、予め目標とする燃焼度に応じて
燃焼度10 GWd/t当たり0.34重量％以上の割合で酸化第一
セリウムを含有することを特徴とする核燃料要素。8. A nuclear fuel element in which a mixed oxide fuel of uranium and plutonium is hermetically sealed inside a cladding tube, wherein the mixed oxide fuel is 0.34% by weight per burn rate of 10 GWd / t according to a target burnup. A nuclear fuel element comprising cerium oxide in the above proportions.
合酸化物燃料を密封した核燃料要素において、 前記混合酸化物燃料中に、予め目標とする燃焼度に応じ
て燃焼度10 GWd/t当たり0.20重量％以上の割合で金属ニ
オブを添加したことを特徴とする核燃料要素。9. A nuclear fuel element in which a mixed oxide fuel of uranium and plutonium is hermetically sealed inside a cladding tube, wherein 0.20 weight per burn rate of 10 GWd / t is set in the mixed oxide fuel according to a target burn rate. A nuclear fuel element characterized by containing metallic niobium in a proportion of at least%.
混合酸化物燃料を密封した核燃料要素において、 前記混合酸化物燃料中に、予め目標とする燃焼度に応じ
て燃焼度10 GWd/t当たり0.29重量％以上の割合で金属セ
リウムを添加したことを特徴とする核燃料要素。10. A nuclear fuel element in which a mixed oxide fuel of uranium and plutonium is sealed inside a cladding tube, wherein 0.29 weight per burn rate of 10 GWd / t is set in the mixed oxide fuel according to a target burn rate. A nuclear fuel element characterized by being added with cerium metal in a proportion of not less than%.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5324370A JPH07181278A (en) | 1993-12-22 | 1993-12-22 | Nuclear fuel element |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5324370A JPH07181278A (en) | 1993-12-22 | 1993-12-22 | Nuclear fuel element |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07181278A true JPH07181278A (en) | 1995-07-21 |
Family
ID=18165036
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5324370A Withdrawn JPH07181278A (en) | 1993-12-22 | 1993-12-22 | Nuclear fuel element |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07181278A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2015534087A (en) * | 2012-11-08 | 2015-11-26 | コミサリヤ・ア・レネルジ・アトミク・エ・オ・エネルジ・アルテルナテイブ | Oxide nuclear fuel as a regulator of corrosive fission products with at least one redox system added |
-
1993
- 1993-12-22 JP JP5324370A patent/JPH07181278A/en not_active Withdrawn
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2015534087A (en) * | 2012-11-08 | 2015-11-26 | コミサリヤ・ア・レネルジ・アトミク・エ・オ・エネルジ・アルテルナテイブ | Oxide nuclear fuel as a regulator of corrosive fission products with at least one redox system added |
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