JPH07244180A

JPH07244180A - 核燃料要素

Info

Publication number: JPH07244180A
Application number: JP6038295A
Authority: JP
Inventors: Shinji Ishimoto; 慎二石本; Koichi Yanai; 康一梁井; Ryoichi Yuda; 良一油田; Masaki Amaya; 政樹天谷
Original assignee: Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
Current assignee: Nippon Nuclear Fuel Development Co Ltd
Priority date: 1994-03-09
Filing date: 1994-03-09
Publication date: 1995-09-19

Abstract

(57)【要約】【目的】核燃料被覆管の破損事故時おいて、従来よりも
安全な、核燃料要素を得る。【構成】核燃料ペレット１における酸素原子の数と金属
原子の数との比が２.００〜２.２５の範囲内にあるよう
に、核燃料ペレット１に４価のウランよりも低原子価の
金属の酸化物を固溶し、また、核燃料ペレット１の表面
温度における酸素ポテンシャルが−２５０ｋＪ／ｍｏｌ
以上に、核燃料ペレット１の中心部における酸素ポテン
シャルが−３００ｋＪ／ｍｏｌ以下に、それぞれ維持で
きるようなガス２を、ジルコニウムを主成分とする核燃
料被覆管３に封入してある。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、核分裂性物質を含む酸
化物からなる核燃料ペレットを、ジルコニウムを主成分
とする核燃料被覆管に封入してなる核燃料要素に関す
る。

【０００２】

【従来の技術】軽水炉では、二酸化ウランからなる核燃
料ペレット、又は二酸化ウランに可燃性毒物として酸化
ガドリニウムを添加した核燃料ペレットを、ジルコニウ
ムを主成分とする核燃料被覆管に封入した核燃料要素が
多く用いられている。

【０００３】従来、核燃料ペレットと核燃料被覆管との
相互作用（ＰＣＩ）による核燃料要素の破損が問題視さ
れている。ＰＣＩ破損は、核燃料ペレットと核燃料被覆
管との機械的相互作用（ＰＣＭＩ）に加え、化学的相互
作用（ＰＣＣＩ）で生じた応力腐食割れ（ＳＣＣ）によ
って発生すると考えられている。（以下、これを一次破
損と略称する。）一次破損では、ピンホール状の割れ、
Ｘマーク状の割れ、又は軸方向につながる割れが観察さ
れているが、このような割れが核燃料被覆管を貫通した
場合には、冷却水が核燃料被覆管内に侵入して、核燃料
被覆管の内面の水素化、及び核燃料ペレットの酸化膨張
などが発生する。（以下、これを二次破損と略称す
る。）二次破損を回避するには、核燃料ペレット及び核
燃料被覆管の両方に対して、酸化及び腐食の発生を防止
する必要がある。しかし従来では、一次破損対策に重点
がおかれていた。

【０００４】すなわち、核燃料被覆管の内面の水素化、
及び過剰の酸化を防止するため、核燃料要素のプレナム
部に水素ゲッタ等を用いる方法が特開昭４８−８０９９
２号公報などに開示され、また、核燃料被覆管の内面を
酸化させて酸化物を形成する方法が特開昭５４−４２５
９９号公報などに開示されている。

【０００５】更に、核燃料被覆管の内面を酸化物でコー
ティングする方法、及び腐食の原因となる元素のゲッタ
となる物質を核燃料ペレットに添加する方法が、特開昭
５５−１５１２９１号公報、及び特開昭５６−１４１８
７号公報などに開示されている。

【０００６】また、核燃料ペレットの酸素原子の数とウ
ラン原子の数との比（＝Ｏ／Ｕ）を２より大きくした核
燃料ペレットを用い、運転時に過剰の酸素を放出させ、
核燃料被覆管の内面に酸化膜を形成させる方法が、特開
昭５３−７６２９９号公報などに開示されている。

【０００７】また、核燃料ペレットのＯ／Ｕを２.１５
〜２.２５とし、封入ガスとして炭酸ガスを用い、運転
時に核燃料被覆管の内面に酸化膜を形成させ、かつ運転
時に核燃料ペレットのＯ／Ｕを２.１５〜２.２５に維持
する方法が、特開昭５５−１５２４９４号公報に開示さ
れている。

【０００８】また、２価及び３価の低原子価の金属の酸
化物を二酸化ウランに添加する方法が、特開昭５５−８
７９９３号公報に開示されている。

【０００９】更に、二酸化ウランに酸化カルシウムを添
加し、Ｏ／Ｕを２より大きくした核燃料ペレットが特開
昭５５−１４３４８８号公報に開示されている。

【００１０】

【発明が解決しようとする課題】しかし、上述の公知例
において、特開昭４８−８０９９２号公報、特開昭５４
−４２５９９号公報、特開昭５５−１５１２９１号公
報、及び特開昭５６−１４１８７号公報などの場合は、
二次破損に対しては特別に考慮されておらず、核燃料ペ
レットの破損時における核燃料ペレットの酸化及び膨張
の防止対策については述べられていない。

【００１１】特開昭５３−７６２９９号公報などの場合
は、核燃料被覆管の内面に酸化膜を形成した後は、核燃
料ペレットのＯ／Ｕはほぼ２となり、核燃料ペレット
は、従来の核燃料ペレットと同様の動作を示すことにな
る。

【００１２】特開昭５５−１５２４９４号公報の場合
は、二酸化ウランからなる核燃料ペレットの酸素ポテン
シャルは、Ｏ／Ｕの増加に伴い、高くなる。したがっ
て、Ｏ／Ｕの高い核燃料ペレットは、Ｏ／Ｕが２である
従来の核燃料ペレットに比べて耐酸化性を有し、二次破
損に対しても有効である。しかしその反面、Ｏ／Ｕの高
い、二酸化ウランからなる核燃料ペレットでは、高次の
酸化ウラン（Ｕ₄Ｏ₉等）が析出し、体積が膨張したり、
クラックが形成されたりする。

【００１３】特開昭５５−８７９９３号公報の場合は、
低原子価の金属イオンを固溶して、核分裂生成ガスの拡
散速度を低下させ、核分裂生成ガス（ＦＰガス）の放出
率を低減することを目的としているが、近年、照射下で
は、照射によって拡散が加速され、低原子価の酸化物の
固溶効果が失われることが明らかになってきている。

【００１４】また、酸素原子の数と金属原子の数との比
（＝Ｏ／Ｍ）が同じである核燃料ペレットでは、低原子
価の酸化物の固溶量の増加に伴い、酸素ポテンシャルが
高くなることがわかっており、低原子価の酸化物を固溶
する方法は、耐酸化性という点で効果がある。しかし、
通常の燃料運転条件では、低原子価の酸化物を固溶した
二酸化ウランからなる核燃料ペレットは還元され、酸素
ポテンシャルは低下し、二次破損初期の耐酸化性の効果
は低減することになる。

【００１５】特開昭５５−１４３４８８号公報の場合
は、通常の燃料運転条件で還元され、酸素ポテンシャル
が低下してしまうか、又は核燃料ペレットの全体のＯ／
Ｕが高いときには特に核燃料ペレット中心部分における
ＦＰガスの拡散が促進され、ＦＰガス放出率を高めてし
まうことになる。更に、非核燃料物質の添加により核分
裂性物質密度は低下し、燃料サイクルコストが増加する
ことになる。

【００１６】本発明は、上記のような状況に鑑みなされ
たものであり、核燃料被覆管の破損事故時において、従
来よりも安全な、核燃料要素を提供することを目的とす
る。

【００１７】

【課題を解決するための手段】上記目的は、次のように
して達成することができる。

【００１８】（１）核分裂性物質を含む酸化物からなる
核燃料ペレットを、ジルコニウムを主成分とする核燃料
被覆管に封入してなる核燃料要素において、核燃料ペレ
ットには４価のウランよりも低原子価の金属の酸化物が
固溶され、核燃料ペレットにおける酸素原子の数と金属
原子の数との比が全体平均として２.００〜２.２５の範
囲内にあり、核燃料被覆管にはガスが封入され、核燃料
ペレットの表面温度における酸素ポテンシャルが−２５
０ｋＪ／ｍｏｌ以上に、核燃料ペレットの中心温度にお
ける酸素ポテンシャルが−３００ｋＪ／ｍｏｌ以下に、
それぞれ維持されていること。

【００１９】（２）（１）において、核燃料ペレットに
おける４価のウランを除く他のウランイオン及び低原子
価イオンの平均イオン半径が、４価のウランの平均イオ
ン半径よりも小さくなるように、核燃料ペレットにおけ
る、核燃料ペレットに固溶される低原子価の金属の酸化
物の濃度と、酸素原子の数と金属原子の数との比とを組
み合わせてあること。

【００２０】

【作用】本発明では、核分裂性物質を含む酸化物よりな
る核燃料ペレットを、ジルコニウムを主成分とする核燃
料被覆管に封入してなる核燃料要素において、耐酸化性
を有する核燃料ペレットを用い、その効果が照射下でも
維持できるようなガスを核燃料ペレット内に封入してあ
る。

【００２１】すなわち、核燃料ペレットにおけるＯ／Ｍ
が２.００〜２.２５の範囲内にあるように、核燃料ペレ
ットに４価のウランよりも低原子価の金属の酸化物を固
溶し、更に、核燃料被覆管内にガスを封入し、核燃料ペ
レットの表面温度における酸素ポテンシャルが−２５０
ｋＪ／ｍｏｌ以上に、核燃料ペレットの中心温度におけ
る酸素ポテンシャルが−３００ｋＪ／ｍｏｌ以下に、そ
れぞれ維持できるようにしてある。

【００２２】したがって、従来の核燃料ペレットに比
べ、特に核燃料ペレットの表面近傍において高酸素ポテ
ンシャルを維持することができ、非核燃料物質の添加に
よる核分裂性物質密度の低下を防止又は抑制することが
できる。

【００２３】すなわち、二次破損が生じた場合でも、酸
化の進行速度が遅いか、酸化の反応量が少ないか、又は
酸化しないため、従来の核燃料ペレットに比べて、核燃
料ペレットの健全性を保つことができる。更に、照射中
でも耐酸化性を維持することができる。特に、核燃料ペ
レット表面近傍における耐酸化性が強化され、かつそれ
が維持され、核燃料ペレットの中心部分におけるＦＰガ
スの拡散速度を従来通りに維持することができる。

【００２４】また、固溶する低原子価の酸化物の濃度
と、Ｏ／Ｍとの組合わせを選ぶことにより、核燃料ペレ
ットにおける４価のウランを除く他のウランイオン及び
低原子価イオンの平均イオン半径が、４価のウランのイ
オン半径よりも小さくなるようにしてある。

【００２５】したがって、核燃料ペレットの格子定数は
小さくなり、単位体積あたりの金属原子数を増加させる
ことができるので、非核燃料物質である低原子価の金属
の固溶による核分裂密度の低下を防止又は抑制すること
ができる。

【００２６】

【実施例】本発明の一実施例を、図１を用いて説明す
る。図１は本発明の一実施例である核燃料要素の要部縦
断面図である。

【００２７】本実施例では、核燃料ペレット１には、Ｏ
／Ｍが２.００〜２.２５の範囲内にあるように、４価の
ウランよりも低原子価の金属の酸化物を固溶してあり、
また、核燃料ペレット１の表面温度における酸素ポテン
シャルが−２５０ｋＪ／ｍｏｌ以上に、核燃料ペレット
１の中心部における酸素ポテンシャルが−３００ｋＪ／
ｍｏｌ以下にそれぞれなるようなガス２を、ジルコニウ
ムを主成分とする核燃料被覆管３に封入している。

【００２８】このような構成になる核燃料要素に二次破
損が生じた場合は、核燃料ペレット１は高酸素ポテンシ
ャルの下にさらされるが、核燃料ペレット１は、照射中
でも、核燃料ペレット１の表面では高酸素ポテンシャル
を維持し、核燃料ペレット１の酸化の進行速度が遅い
か、酸化の反応量が少ないか、又は酸化しないため、従
来の核燃料ペレットに比べて核燃料ペレット１の健全性
を維持し、安全性を高めることができる。

【００２９】本実施例では、核燃料ペレット１に固溶す
る低原子価の酸化物として、二酸化ウランに固溶する２
価及び３価の金属のうちの少なくとも一つの酸化物を用
いた。すなわち、酸化マグネシウム、酸化カルシウム、
酸化ストロンチウム、酸化イットリウム、酸化ランタ
ン、酸化ネオジム、酸化サマリウム、酸化ユーロピウ
ム、酸化ガドリニウム、酸化テルビウム、酸化ジスプロ
シウム、酸化ホルミウム、酸化エルビウム、酸化ツリウ
ム、酸化イッテルビウム、酸化ルテチウムのうちの少な
くとも一つを用いた。

【００３０】このうち、熱中性子吸収断面積が二酸化ウ
ランと同程度か、又は二酸化ウランより小さなものが、
核燃料ペレット１の中性子経済上での効果を示し、それ
らには、酸化マグネシウム、酸化カルシウム、酸化スト
ロンチウム、酸化イットリウム、酸化ツリウムがある。
また、酸化ガドリニウムは、反応度制御用の可燃性毒物
として広く用いられ、近年、酸化ガドリニウムの添加量
が増大する傾向にある。

【００３１】なお、核燃料ペレット１における低原子価
の酸化物の固溶量、及びＯ／Ｍの増加に伴い、核燃料ペ
レット１の酸素ポテンシャルは高くなるが、低原子価の
酸化物の過剰の固溶は、核分裂性物質密度の低下を招く
ことになる。

【００３２】本実施例では、核燃料ペレット１における
４価のウランを除く他のウランイオン、及び低原子価イ
オンの平均イオン半径が、４価のウランのイオン半径よ
りも小さくなるように、低原子価の酸化物の固溶量とＯ
／Ｍとを組み合わせた。

【００３３】その結果、核燃料ペレット１の格子定数は
小さくなり、単位体積あたりの金属原子数を増加させる
ことができた。特に、酸化物が、金属イオンのイオン半
径と４価のウランのイオン半径との差が４価のウランの
イオン半径、及び５価のウランのイオン半径よりも小さ
な低原子価の場合に、核燃料物質密度の低下の防止及び
抑制に効果的であった。

【００３４】また、Ｏ／Ｍの過剰の増加は、高次のウラ
ン酸化物の生成を招くことになり、低原子価の酸化物を
固溶した核燃料ペレットにおける二酸化ウランは、純粋
な二酸化ウランに比べて、比較的広いＯ／Ｍで蛍石型の
結晶構造を有すると考えられ、Ｏ／Ｍが２.２５を超え
た場合には、二酸化ウランと同様に高次の酸化物を形成
する可能性がある。

【００３５】したがって、Ｏ／Ｍは２.２５以下である
ことが望ましく、また、従来の二酸化ウランからなる核
燃料ペレットのＯ／Ｕがほぼ２であり、同じＯ／Ｍをも
つ場合は、低原子価の酸化物を固溶した二酸化ウランか
らなる核燃料ペレットのほうが、酸素ポテンシャルは高
い。したがって、低原子価の酸化物を固溶した核燃料ペ
レットはＯ／Ｍが２以上で、従来の核燃料ペレットより
も耐酸化性を示すことになる。

【００３６】次に、本実施例における核燃料ペレットの
製造方法について説明する。すなわち、核燃料ペレット
におけるＯ／Ｍが２.００〜２.２５の範囲内にあるよう
に、核燃料ペレットに４価のウランよりも低原子価の金
属の酸化物を固溶する。次いで、この低原子価の酸化物
粉末と二酸化ウラン粉末とを混合した後、これを成形す
る。更に、この成形したものを、酸素ポテンシャルが−
４００ｋＪ／ｍｏｌ以上となる雰囲気中で焼結した後、
核燃料ペレットのＯ／Ｍが２.００〜２.２５となるよう
な酸素ポテンシャル下で焼鈍する。すなわち、このよう
にして、所要の核燃料ペレットを製造した。

【００３７】通常、低原子価の酸化物を固溶した核燃料
ペレットにおける二酸化ウランの焼結速度は、純粋の二
酸化ウランの焼結速度より遅いが、上述のように酸化物
粉末と混合する際、本実施例では、焼結助剤として酸化
アルミニウムと酸化ケイ素との両方を含む混合粉末又は
化合物粉末を少量添加した。その結果、低原子価の酸化
物の固溶性が向上し、核燃料ペレット内に低原子価の金
属が均一に固溶され、かつ、結晶粒径の大きな核燃料ペ
レットが得られた。

【００３８】図２は、核燃料ペレットの酸素ポテンシャ
ルに関する本実施例と従来との比較線図であり、横軸に
核燃料ペレットの温度、縦軸に酸素ポテンシャルを、そ
れぞれとっている。

【００３９】本実施例の核燃料ペレットの酸素ポテンシ
ャル４は、従来の二酸化ウランからなる核燃料ペレット
の酸素ポテンシャル５における温度依存性の勾配とは、
逆の向きの勾配をもち、かつ核燃料ペレットの全体平均
で高く、特に、核燃料ペレットの表面近傍で著しく高く
なっている。

【００４０】二次破損が生じた場合、核燃料被覆管内に
冷却水が侵入し、核燃料ペレットの表面で高圧の水蒸気
が生成すると考えられる。すなわち、水蒸気は、平衡下
では、

【００４１】

【化１】２Ｈ₂＋Ｏ₂＝２Ｈ₂Ｏ ……………………………………（１）の反応における平衡濃度をもつ。二次破損で生じた水蒸
気により核燃料ペレットが酸化した場合には、酸化反応
において同時に生成される水素がジルコニウムと反応
し、破損を更に拡大するものと考えられる。

【００４２】従来の二酸化ウランからなる核燃料ペレッ
トの酸素ポテンシャル５は、水蒸気／水素が１のときの
水素−酸素−水蒸気ガスの酸素ポテンシャル６よりも低
くなるので、従来の核燃料ペレットはこのガスで酸化す
ることになる。

【００４３】一方、本実施例の核燃料ペレットの酸素ポ
テンシャル４は、水蒸気／水素が１のときの水素−酸素
−水蒸気ガスの酸素ポテンシャル６よりも高温となる中
心部分を除く、核燃料ペレットのほぼ全体にわたって高
くなるので、核燃料ペレットの表面の酸化を防止するこ
とができる。

【００４４】また、本実施例の核燃料ペレットの酸素ポ
テンシャル４は、水蒸気／水素が１０⁷のときの水素−
酸素−水蒸気ガスの酸素ポテンシャル７よりも核燃料ペ
レットの表面近傍で高くなるので、高圧の水蒸気が生成
した場合でも核燃料ペレットの表面の酸化を防止するこ
とができる。

【００４５】核燃料ペレットの表面の酸素ポテンシャル
が−２００ｋＪ／ｍｏｌ以上であれば、水蒸気／水素が
１０⁸のガスにさらされても核燃料ペレットの表面は酸
化しない。一方、Ｏ／Ｕが２.００の二酸化ウランから
なる核燃料ペレットの中心部の酸素ポテンシャルは−４
００〜−３００ｋＪ／ｍｏｌとなる。したがって、少な
くとも従来と同程度のＦＰガスの拡散挙動を示すには、
核燃料ペレットの中心部の酸素ポテンシャルは−３００
ｋＪ／ｍｏｌ以下である必要がある。

【００４６】核燃料ペレットの表面の酸素ポテンシャル
を−２５０ｋＪ／ｍｏｌ以上にし、核燃料ペレットの中
心部の酸素ポテンシャルを−３００ｋＪ／ｍｏｌ以下に
するガスとしては、一酸化炭素とヘリウムとの混合ガス
がある。また、一酸化炭素及び一酸化珪素の各ガスのう
ちの少なくとも一つと、酸素、窒素、硫黄、リン、及び
それらの酸化ガスのうちの少なくとも一つとからなるガ
スをあげることができる。

【００４７】また、一酸化炭素及び一酸化珪素の各ガス
のうちの少なくとも一つを用いるかわりに、炭素（グラ
ファイト）又は珪素の固体粉末を、核燃料ペレットの表
面に付着させるか、もしくは内部に分散させ、封入ガス
として酸素ガス等を用いることができる。例えば、炭素
（固体）、珪素（固体）、窒素ガス及び酸素ガスを用
い、次のような平衡、すなわち、

【００４８】

【化２】Ｃ＋０.５Ｓｉ＋０.２５Ｎ₂＋Ｏ₂＝ＣＯ＋０.５ＳｉＯ＋０.５ＮＯ…（２）を成立させると、核燃料ペレットの表面近傍における酸
素ポテンシャルは約−２００ｋＪ／ｍｏｌ、核燃料ペレ
ット中心部における酸素ポテンシャルは約−３５０〜−
４００ｋＪ／ｍｏｌとなる。

【００４９】更に、核燃料被覆管としては、次のような
構成のものが望ましく、本実施例では、そのなかから選
択した。すなわち、それらは、（１）ジルコニウム合金
からなる核燃料被覆管の内面に酸化ジルコニウムの薄膜
を生成させたもの、（２）ジルコニウム合金からなる核
燃料被覆管の内面に酸化ジルコニウムの薄膜をコーティ
ングしたもの、（３）ジルコニウム合金からなる核燃料
被覆管の内面にジルコニウム金属のライナー層を設け、
その表面を酸化させたもの、（４）ジルコニウム合金か
らなる核燃料被覆管の内面にジルコニウム金属のライナ
ー層を設け、その表面に酸化ジルコニウムをコーティン
グしたもの、（５）ジルコニウム合金からなる核燃料被
覆管、又はジルコニウム合金からなる核燃料被覆管の内
面にライナー層を設けたジルコニウム合金からなる核燃
料被覆管の内面に、酸化アルミニウム、酸化ベリリウム
及び酸化ケイ素などの高低酸素ポテンシャル下で化学的
に安定な酸化物をコーティングしたもの、である。

【００５０】また、内面にジルコニウム酸化物を固溶す
る核燃料被覆管では、酸素の拡散係数を小さくする元
素、例えばリン等をジルコニウム酸化物に添加して、耐
酸化性を、より向上させることができる。

【００５１】

【発明の効果】本発明によれば、核燃料ペレットの酸化
の防止又は抑制が可能となるので、核燃料被覆管の破損
時において、従来よりも安全な、核燃料要素を得ること
ができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施例の核燃料要素の要部縦断面図
である。

【図２】本発明の一実施例と従来との核燃料ペレットの
酸素ポテンシャルに関する比較線図である。

【符号の説明】

１…核燃料ペレット、２…ガス、３…核燃料被覆管、４
…本発明の一実施例における核燃料ペレットの酸素ポテ
ンシャル、５…従来の二酸化ウランからなる核燃料ペレ
ットの酸素ポテンシャル、６…水蒸気／水素が１のとき
の水素−酸素−水蒸気ガスの酸素ポテンシャル、７…水
蒸気／水素比が１０⁷のときの水素−酸素−水蒸気ガス
の酸素ポテンシャル。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者天谷政樹茨城県東茨城郡大洗町成田町2163番地日本核燃料開発株式会社内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】核分裂性物質を含む酸化物からなる核燃
料ペレットを、ジルコニウムを主成分とする核燃料被覆
管に封入してなる核燃料要素において、前記核燃料ペレ
ットには４価のウランよりも低原子価の金属の酸化物が
固溶され、前記核燃料ペレットにおける酸素原子の数と
金属原子の数との比が全体平均として２.００〜２.２５
の範囲内にあり、前記核燃料被覆管にはガスが封入さ
れ、前記核燃料ペレットの表面温度における酸素ポテン
シャルが−２５０ｋＪ／ｍｏｌ以上に、前記核燃料ペレ
ットの中心温度における酸素ポテンシャルが−３００ｋ
Ｊ／ｍｏｌ以下に、それぞれ維持されていることを特徴
とする核燃料要素。
【請求項２】前記核燃料ペレットにおける前記４価の
ウランを除く他のウランイオン及び低原子価イオンの平
均イオン半径が、前記４価のウランの平均イオン半径よ
りも小さくなるように、前記核燃料ペレットにおける、
前記核燃料ペレットに固溶される前記低原子価の金属の
酸化物の濃度と、酸素原子の数と金属原子の数との比と
を組み合わせてある請求項１記載の核燃料要素。