JPH09251088A - 核燃料要素 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】ジルカロイ製被覆管の内面酸化と水素化物形成
による破損を低減した軽水炉用燃料要素と、共晶反応を
引き起こすことなく余剰酸素を吸収して鉄鋼製被覆管の
内面腐食を低減できる高速炉用燃料要素を提供する。 【解決手段】ジルコニウム合金製被覆管２内に顆粒状ウ
ラン酸化物燃料14を密封した核燃料要素において、顆粒
状ウラン酸化物燃料14に酸素ゲッター15として顆粒状ジ
ルコニウム，同ジルコニウム−ウラン合金、および同ジ
ルコニウム−チタン合金の少なくとも一種を混合するこ
と。鉄鋼製被覆管内に顆粒状のウランとプルトニウムの
混合酸化物を密封した高速炉用燃料要素において、顆粒
状混合酸化物燃料中にジルコニウム，チタンおよびジル
コニウム−チタン合金の少なくとも一種を混合するこ
と。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は軽水炉および高速炉
に使用される核燃料要素に係り、とくに被覆管内に顆粒
状の燃料を充填した核燃料要素に関する。

【０００２】

【従来の技術】図５（ａ）により従来の軽水炉用核燃料
要素の概略を説明する。すなわち複数個のペレット状酸
化物燃料１と水分ゲッター５とがジルカロイ被覆管２内
に積層されて装填されている。被覆管２内の上部にはプ
レナムが設けられ、このプレナムに挿入されたプレナム
スプリング16により燃料１は固定される。被覆管２の上
下両端は上部端栓６と下部端栓７により封止されてお
り、燃料１と被覆管２の内面との間にはギャップ４を有
している。

【０００３】ウラン酸化物（ＵＯ₂ ）やウランとプルト
ニウムの混合酸化物（（Ｕ，Ｐｕ）Ｏ₂ ）を用いた混合
酸化物燃料（ＭＯＸ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。

【０００４】軽水炉の場合、図５（ａ）のＣ部を拡大し
た図５（ｂ）に示すようにペレット状酸化物燃料１中の
余剰酸素８が主にジルコニウム合金であるジルカロイ被
覆管２と反応して被覆管２の内面に酸化物３を形成す
る。酸化物が形成されると、その分肉厚が減少して被覆
管２の強度が低下し、また、ジルカロイに比較して酸化
物の熱伝導度が悪いので、被覆管２の熱伝達性能が劣化
する。

【０００５】しかしながら、円柱状に形成したペレット
状ウラン酸化物燃料１の現在までの使用経験では、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いた
め、軽水炉では余剰酸素をジルカロイ製被覆管１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いのが
現状である。

【０００６】また、軽水炉の沸騰水型原子炉では、製造
時に酸化物燃料表面に吸着して混入した微量水分が、照
射中にジルカロイ製被覆管２の内面と反応して水素化物
を形成し、被覆管２を破損に至らしめる。このため、核
燃料要素の製造過程においてペレット燃料を十分に乾燥
させるとともに、図５に示したようにジルコニウム−チ
タン−ニッケル合金の細片をステンレス鋼製の管につめ
た水分９を吸収する水分ゲッター５を核燃料要素のプレ
ナム部に挿入している。

【０００７】つぎに高速炉用核燃料要素の構成を図６
（ａ）により説明する。図６（ａ）は鉄鋼製被覆管10内
にペレット状酸化物燃料１を積層してプレナムスプリン
グ16により固定し、被覆管10の上下両端を上部端栓６お
よび下部端栓７により封止した例を示しており、図６
（ｂ）は同（ａ）のＤ部を拡大し、余剰酸素８とセシウ
ム11の挙動を示している。

【０００８】高速炉の場合、余剰酸素と酸化物燃料が反
応して酸化物燃料中の酸素原子（Ｏ）数の金属（Ｕまた
はＵ＋Ｐｕ）原子（Ｍ）数に対する割合（以下、Ｏ／Ｍ
比と呼ぶ）を増加させる。

【０００９】このＯ／Ｍ比が増加すると、酸素ポテンシ
ャルが増加して図６（ｂ）に拡大して示すように余剰酸
素８と主に核分裂生成物のセシウム11が鉄鋼製の被覆管
10と反応して被覆管10の内面を腐食し、腐食層12を形成
して被覆管10の強度を低下させるようになる。

【００１０】このため、従来高速炉では、ペレット燃料
１を使用する場合、初期０／Ｍ比が低い（1.97程度）燃
料を使用し、また顆粒燃料を使用する場合、R.Herbigら
著の文献（J.Nucl.Mater.204(1993)93.)に記載されてい
るように余剰酸素を吸収するゲッターとして顆粒状（粉
末状）の金属ウランを燃料中に混合し、これによって余
剰酸素を吸収しＯ／Ｍ比の増加を抑えている。

【００１１】図７（ａ）は鉄鋼製被覆管10内に顆粒燃料
14を装填し、押えペレット13を介在し、プレナムスプリ
ング16により固定し、被覆管10の上下両端を上部端栓６
と下部端栓７により封止した例を示しており、図７
（ｂ）は（ａ）のＥ部を拡大し、酸素ゲッター15の挙動
を示している。なお、図中符号16は共晶反応を起こした
箇所を示している。

【００１２】

【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のほうが核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、ＵとＰｕの混合酸化
物燃料（以下、ＭＯＸ燃料と呼ぶ）を用いる場合、余剰
酸素量が多くなる。

【００１３】このため、軽水炉では被覆管２の内面に形
成される酸化物３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 燃料の場合も現行よりもよ
り高燃焼度まで照射するようになると、酸化物が厚くな
り、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。この課題はペレット燃料と顆粒
燃料の双方に共通している。

【００１４】また、顆粒燃料は、ペレット燃料に比べて
表面積が大きいため、製造時に吸着して混入する水分量
が多くなる可能性が高い。このため、顆粒燃料を沸騰水
型原子炉に使用する場合、ペレット燃料よりも効率よく
水分を吸収する必要があるが、プレナム部に設置されて
いる水分ゲッターは燃料から離れていて水分を吸収する
効率が低い。

【００１５】一方、鉄鋼製被覆管10を使用する高速炉の
場合、ＭＯＸ燃料のＯ／Ｍ比を低くして被覆管の内面腐
食が開始する時期（燃焼度）を遅らせて、内面腐食量を
低減しているが、実用的に製造可能なＯ／Ｍ比の下限は
1.94程度で、これよりＯ／Ｍ比の低いＭＯＸ燃料を製造
するためには、形状を問わず複雑な工程を必要とすると
されている。また、Ｏ／Ｍ比が1.94程度のＭＯＸ燃料を
使用しても、高燃焼度になると腐食が起こっている。

【００１６】また、高速炉において顆粒燃料を使用する
場合、図７に示すように酸素ゲッター15である金属のＵ
と鉄鋼製被覆管10がところどころで接する可能性があ
る。ＵとＦｅの２元合金が 725℃で共晶点を持つことは
知られている。

【００１７】しかしながら、 725℃以上の温度になると
酸素ゲッターの金属のＵと鉄鋼製被覆管中のＦｅが共晶
反応を引き起こし、鉄鋼製被覆管が溶けて肉厚が減少す
る可能性がある。高速炉の被覆管内面温度は、通常運転
時には 725℃を越えることはないが、過渡時には越える
可能性がある。

【００１８】本発明は、上記課題を解決するためになさ
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
するとともに、製造時に混入した水分を吸収して、ジル
カロイ製被覆管の内面酸化と水素化物形成による破損を
低減することができる軽水炉用核燃料要素を提供するこ
とと、共晶反応を引き起こすことなく、余剰酸素を吸収
して鉄鋼製被覆管の内面腐食を低減することができる高
速炉用核燃料要素を提供することにある。

【００１９】

【課題を解決するための手段】第１の発明は、ジルコニ
ウム合金製被覆管の内部に顆粒状のＵＯ₂ 燃料が密封さ
れている核燃料要素において、核分裂によって発生する
余剰酸素と製造時に吸着して混入した水分を吸収させる
ために、顆粒状ジルコニウム（Ｚｒ）、顆粒状ジルコニ
ウム（Ｚｒ）−ウラン（Ｕ）合金および顆粒状ジルコニ
ウム（Ｚｒ）−チタン（Ｔｉ）合金のうち少なくとも一
種を混合したことを特徴とする。

【００２０】顆粒状Ｚｒを混合する場合、顆粒状ＵＯ₂
燃料は、燃料１モル当たり0.01モル以上の割合で含有す
ることを特徴とする。Ｚｒのモル分率がｍの顆粒状Ｚｒ
−Ｕ合金を混合する場合、顆粒状ＵＯ₂ 燃料は、燃料１
モル当たり 0.007＋ 0.003／ｍモル以上の割合で含有す
ることを特徴とする。

【００２１】Ｚｒのモル分率が顆粒状Ｚｒ−Ｔｉ合金を
混合する場合、顆粒状ＵＯ₂ 燃料は、燃料１モル当たり
0.007(1-m)＋ 0.003／ｍモル以上の割合で含有すること
を特徴とする。

【００２２】また、第２の発明は、ジルコニウム合金製
被覆管内に顆粒状ウランとプルトニウムの混合酸化物
（ＭＯＸ）燃料が密封されている核燃料要素において、
核分裂によって発生する余剰酸素と製造時に吸着して混
入した水分を吸収させるために、顆粒状Ｚｒ、顆粒状Ｚ
ｒ−Ｕ合金および顆粒状Ｚｒ−Ｔｉ合金のうち少なくと
も一種を混合したことを特徴とする。

【００２３】顆粒状Ｚｒを混合する場合、顆粒状ＭＯＸ
燃料は、燃料１モル当たり 0.017モル以上の割合で含有
することを特徴とする。Ｚｒのモル分率がｍの顆粒状Ｚ
ｒ−Ｕ合金を混合する場合、顆粒状ＭＯＸ燃料は、燃料
１モル当たり 0.014＋ 0.003／ｍモル以上の割合で含有
することを特徴とする。

【００２４】Ｚｒのモル分率がｍの顆粒状Ｚｒ−Ｔｉ合
金を混合する場合、顆粒状ＭＯＸ燃料は、燃料１モル当
たり 0.0014(1-m)＋ 0.003／ｍモル以上の割合で含有す
ることを特徴とする。

【００２５】さらに、第３の発明は鉄鋼製被覆管の内部
に顆粒状ＭＯＸ燃料が密封されている核燃料要素におい
て、核分裂によって発生する余剰酸素を吸収させるため
に、顆粒状Ｚｒ、顆粒状Ｔｉおよび顆粒状Ｚｒ−Ｔｉ合
金のうち少なくとも一種を混合したことを特徴とする。

【００２６】顆粒状Ｚｒを混合する場合、顆粒状ＭＯＸ
燃料は、燃料１モル当たり 0.028モル以上の割合で含有
することを特徴とする。顆粒状Ｔｉを混合する場合、顆
粒状ＭＯＸ燃料は、燃料１モル当たり 0.056モル以上の
割合で含有することを特徴とする。Ｚｒのモル分率がｍ
の顆粒状Ｚｒ−Ｔｉ合金を混合する場合、顆粒状ＭＯＸ
燃料は、燃料１モル当たり 0.0028(1-m)モル以上の割合
で含有することを特徴とする。

【００２７】第１および第２の発明におけるジルコニウ
ム合金製被覆管の内部に顆粒状酸化物燃料が密封されて
いる核燃料要素において、核分裂によって発生する余剰
酸素と製造時に吸着して混入した水分が顆粒状Ｚｒ、顆
粒状Ｚｒ−Ｕ合金または顆粒状Ｚｒ−Ｔｉ合金と反応し
て消費されるため、ジルコニウム合金製被覆管の内面酸
化と内面の水素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。

【００２８】第３の発明における鉄鋼製被覆管の内部に
顆粒状の酸化物燃料が密封されている核燃料要素におい
て、核分裂によって発生する余剰酸素が顆粒状Ｚｒ、顆
粒状Ｔｉまたは顆粒状Ｚｒ−Ｔｉ合金と反応して消費さ
れるので、鉄鋼製被覆管の内面腐食を有効に低減するこ
とができ、また、顆粒状Ｚｒ、顆粒状Ｔｉまたは顆粒状
Ｚｒ−Ｔｉ合金は被覆管と共晶反応を起こす恐れがない
ので、被覆管の強度低下を防止でき、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。

【００２９】

【発明の実施の形態】図１により本発明に係る核燃料要
素の第１の実施の形態を説明する。図１（ａ）は本発明
の請求項１から８に対応する軽水炉用核燃料要素の構成
に適用するものである。

【００３０】すなわち、図１（ａ）において、ジルカロ
イ（ジルコニウム合金製）被覆管２内に顆粒燃料14が装
填され、顆粒燃料14の上端に押えペレット13が介在され
てプレナムスプリング16により押えペレット13は固定さ
れている。被覆管２の上下両端は上部端栓６および下部
端栓７により封止されている。図１（ｂ）は同（ａ）の
Ａ部を拡大して余剰酸素８と水分９の挙動を示してい
る。なお、符号15は酸素ゲッターである。

【００３１】請求項１から４に対応する発明では顆粒燃
料14は顆粒状ウラン酸化物燃料であり、この顆粒ウラン
酸化物燃料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、顆粒状ジルコニウム，顆粒状ジルコニウム
−ウラン合金および顆粒状ジルコニウム−チタン合金の
うち少なくとも一種を混合している。

【００３２】ここで、顆粒状ジルコニウムを混合する場
合には燃料１モル当たり0.01モル以上とし、顆粒状ジル
コニウム−ウラン合金を混合する場合にはジルコニウム
のモル分率がｍの顆粒状ジルコニウム−ウラン合金を燃
料１モル当たり 0.007＋ 0.003／ｍモル以上とし、顆粒
状ジルコニウム−チタン合金を混合する場合にはジルコ
ニウムのモル分率がｍの顆粒状ジルコニウム合金を、燃
料１モル当たり0.007(1-m)＋ 0.003ｍモル以上とする。

【００３３】請求項５から８に対応する発明では、顆粒
燃料14は顆粒状ウランとプルトニウムの混合酸化物（Ｍ
ＯＸ）燃料であり、このＭＯＸ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、顆粒状ジルコニ
ウム，顆粒状ジルコニウム−ウラン合金および顆粒状ジ
ルコニウム−チタン合金のうち、少なくとも一種を混合
している。

【００３４】ここで、顆粒状ジルコニウムを混合する場
合には燃料１モル当たり顆粒状ジルコニウムを 0.017モ
ル以上とし、顆粒状ジルコニウム−ウラン合金の場合に
はジルコニウムのモル分率がｍの顆粒状ジルコニウム−
ウラン合金を燃料１モル当たり 0.014＋ 0.003／ｍモル
以上とし、顆粒状ジルコニウム−チタン合金の場合には
ジルコニウムのモル分率がｍの顆粒状ジルコニウム−チ
タン合金を燃料１モル当たり0.014(1-m)＋ 0.003／ｍモ
ル以上とする。

【００３５】次に図２により本発明に係る核燃料要素の
第２の実施の形態を説明する。図２（ａ）は本発明の請
求項９から12に対応する高速炉用核燃料要素の構成に適
用するものである。

【００３６】すなわち、図２（ａ）において、鉄鋼製被
覆管10内に顆粒燃料14が装填され、顆粒燃料14の上端に
押えペレット13が介在されてプレナムスプリング16に押
えペレット13は固定されている。被覆管２の上下両端は
上部端栓６および下部端栓７により封止されている。図
２（ｂ）は同（ａ）のＢ部を拡大して余剰酸素８の挙動
を示している。なお、符号15は酸素ゲッターである。

【００３７】顆粒燃料14は顆粒状ウランとプルトニウム
の混合酸化物で、この混合酸化物中に顆粒状ジルコニウ
ム，チタンおよびジルコニウム−チタン合金のうち少な
くとも一種を混合する。

【００３８】ここで、燃料１モル当たり、顆粒状ジルコ
ニウムを 0.028モル以上混合するか、顆粒状チタンを
0.056モル以上混合するか、ジルコニウムのモル分率が
ｍの顆粒状ジルコニウム−チタン合金を0.028(1-m)モル
以上混合する。

【００３９】つぎに上記第１および第２の実施の形態の
作用を説明する。燃料等の金属の酸化物と気体の酸素間
に次式に示す平衡反応が成り立つ。

【化１】

【００４０】ただし、Ｍは金属で、この場合その原子価
は＋４価である。このときの平衡酸素分圧Ｐ_a は次式で
求められる。 ＲＴlnＰ_a ＝ΔＧ_f ・・・(2) ここで、Ｒは気体定数、Ｔは温度、ΔＧ_f は

【化１】(1) 式の反応標準自由エネルギー変化であり、
ＲＴlnＰ_a は平行酸素ポテンシャルと呼ばれる。

【００４１】図３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、図中線ａおよび線ｂはそれぞれ典
型的な未照射の軽水炉用ＵＯ₂ 燃料（Ｏ／Ｍ比約2.0 ）
および高速炉用ＭＯＸ燃料（Ｏ／Ｍ比約1.97）の平衡酸
素ポテンシャルである。また、軽水炉用ＭＯＸ燃料の平
衡酸素ポテンシャルも線ａおよび線ｂとほぼ同じ値であ
る。線ｃはＣｓ＋Ｃｒ＋Ｏ／Ｃｓ₄ ＣｒＯ₄ 、線ｄはＵ
／ＵＯ₂ 、線ｅはＺｒ／ＺｒＯ₂ 、線ｆはＴｉ／ＴｉＯ
の平衡酸素ポテンシャルである。

【００４２】この図において、ＵＯ₂ 燃料の平衡酸素ポ
テンシャルである線ａは、Ｏ／Ｍ比がこれ以上の酸素ポ
テンシャルになると増加し、これ以下の酸素ポテンシャ
ルになると減少することを示す。

【００４３】同様にＭＯＸ燃料の平衡酸素ポテンシャル
である線ｂは、Ｏ／Ｍ比がこれ以上の酸素ポテンシャル
になると増加し、これ以下の酸素ポテンシャルになると
減少することを示す。すなわち、照射が進み余剰酸素と
酸化物燃料が反応してＯ／Ｍ比が増加すると、燃料の平
衡酸素ポテンシャルが図３の値（線ａおよび線ｂ）より
も増加する。

【００４４】また、線ｃのＣｓ＋Ｃｒ＋Ｏ／Ｃｓ₄ Ｃｒ
Ｏ₄ は

【化２】 の反応の平衡酸素ポテンシャルを示し、Ｃｓがこの値以
上の酸素ポテンシャルでＣｒと反応してＣｓ₄ ＣｒＯ₄
になることを、この値以下の酸素ポテンシャルではＣｒ
と反応しないことを示す。

【００４５】また、線ｄのＵ／ＵＯ₂ は、

【化３】 の反応の平衡酸素ポテンシャルを示し、Ｕがこの値以上
の酸素ポテンシャルで酸化してＵＯ₂ になることを、こ
の値以下の酸素ポテンシャルで酸化しないことを示す。

【００４６】なお、この平衡酸素ポテンシャルで酸化し
て生成するＵＯ₂ のＯ／Ｍ比は燃料のＵＯ₂ のＯ／Ｍ比
（約２）に比べて低い値であるので、線ｄの値は線ａの
値よりも低い値となる。

【００４７】同様に、線ｅのＺｒ／ＺｒＯ₂ は、

【化４】 の反応の平衡酸素ポテンシャルを示し、Ｚｒがこの値以
上の酸素ポテンシャルで酸化してＺｒＯ₂ になること
を、この値以下の酸素ポテンシャルで酸化しないことを
示す。

【００４８】同様に線ｆのＴｉ／ＴｉＯは、

【化５】 の反応の平衡酸素ポテンシャルを示し、Ｔｉがこの値以
上の酸素ポテンシャルで酸化してＴｉＯになることを、
この値以下の酸素ポテンシャルで酸化しないことを示
す。

【００４９】500〜2500Ｋ温度範囲では、未照射の燃料
の平衡酸素ポテンシャル（線ａおよび線ｂ）は、Ｕ／Ｕ
Ｏ₂ ，Ｚｒ／ＺｒＯ₂ およびＴｉ／ＴｉＯの平衡酸素ポ
テンシャル（線ｄ，線ｅおよび線ｆ）よりも高い値であ
る。

【００５０】このため、図１および図２に示すように、
照射中に顆粒燃料14は、混合されている顆粒状のジルコ
ニウム，ウラン，チタンまたはこれらの金属の合金から
なる酸素ゲッター15と反応して、顆粒状のジルコニウ
ム，ウラン，チタンまたはこれらの金属の合金からなる
酸素ゲッターは酸化する。

【００５１】一方、燃料のＯ／Ｍ比は未照射の値よりも
低くなって、燃料の平衡酸素ポテンシャルは図３の値
（線ａおよび線ｂ）よりも低くなり、より多くの余剰酸
素と反応できるようになる。しかし、燃料内の温度分布
は燃料中心側が高く、周辺側（被覆管側）が低い。ま
た、一般に化学反応は温度が低いと進行が遅い。

【００５２】このため、燃料の低温側（被覆管側）では
顆粒状のジルコニウム，ウラン，チタンまたはこれらの
金属の合金はほとんど燃料と反応せずそのまま残る。し
たがって、余剰酸素は燃料の高温側では顆粒燃料14およ
び酸素ゲッター15と、また、低温側では主に酸素ゲッタ
ー15と反応して消費される。

【００５３】予め混合された顆粒状のジルコニウム，ウ
ラン，チタンまたはこれらの金属の合金の量が十分であ
れば、燃料のＯ／Ｍ比は製造時の値よりも高くなること
はなく、また、燃料の平衡酸素ポテンシャルは図３の値
（線ａまたは線ｂ）よりも高くなることはない。

【００５４】軽水炉では、前述したようにジルコニウム
合金が被覆管２として使用されている。Ｕ／ＵＯ₂ ，Ｚ
ｒ／ＺｒＯ₂ およびＴｉ／ＴｉＯの平衡酸素ポテンシャ
ル（図３の線ｄ，線ｅおよび線ｆ）は似通った値である
が、被覆管の温度は燃料よりも低いので、余剰酸素が被
覆管と反応する可能性は極めて低く、照射中に被覆管内
表面に酸化物が形成して、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は極めて低い。

【００５５】鉄鋼製被覆管10を使用する高速炉における
内面腐食は、核分裂生成物中のＣｓ，被覆管中のＣｒお
よび気体の余剰酸素が反応してＣｓ₂ ＣｒＯ₄ ，Ｃｓ₃
ＣｒＯ₄ およびＣｓ₄ ＣｒＯ₄ 等のセシウムのクロム酸
塩を生成する反応であり、このうちＣｓ₄ ＣｒＯ₄ を生
成する反応、すなわち、

【化２】(3) 式の反応の平衡酸素ポテンシャルが最も低
い値である。

【００５６】高速炉の被覆管内面温度は、 650〜 950Ｋ
である。この近傍の温度範囲で、未照射のＭＯＸ燃料の
平衡酸素ポテンシャルは、Ｃｓ＋Ｃｒ／Ｃｓ₄ ＣｒＯ₄
（図３の線ｃ）よりも低い値であり、また、照射によっ
ても燃料の平衡酸素ポテンシャルは未照射のそれよりも
高くなることはないので、照射中に被覆管の内面が腐食
することはない。なお、Ｕは鉄鋼製被覆管と共晶反応を
起こす恐れがあるので、高速炉では酸素ゲッターとして
使用することはできない。

【００５７】しかし、金属のＺｒも、金属のＵと同様に
鉄鋼製被覆管中のＦｅと共晶反応を引き起こすが、その
温度は共晶反応を引き起こす最低温度が 934℃と比較的
高く、過渡時においても共晶反応により被覆管を減肉さ
せて破損に至らしめることはない。また、Ｔｉは鉄鋼製
被覆管の合金元素としても用いられている金属であるの
で、共晶反応の恐れはない。

【００５８】核燃料要素内の環境において、酸素および
水素と反応して安定な酸化物として水素化物を生成する
ことができる金属または合金は、水分を吸収するゲッタ
ーとして使用することができる。上述のごとくＵ，Ｚ
ｒ，Ｔｉおよびこれらの金属の合金は安定な酸化物を生
成する。また、Ｕ，ＺｒおよびＴｉは水素化物を生成す
る金属としても知られている。

【００５９】図４に示すように、ＵおよびＴｉの水素化
物に比較してＺｒの水素化物は解離水素圧が低くて約 5
40℃まで安定である。ＢＷＲの燃料の被覆管近傍の温度
はこの温度以下であるので、被覆管近傍の顆粒状のＺｒ
または顆粒状のＺｒ合金中のＺｒは水分と反応して安定
な水素化物を生成することができる。

【００６０】このため、燃料から放出された微量水分
（図１の９）を、直ちに効率よく被覆管近傍の顆粒状の
ＺｒまたはＺｒ合金中のＺｒによって吸収される。ま
た、余剰酸素と合わせて水分を吸収させるためには、酸
素ゲッターはＺｒまたはその合金である必要がある。ま
た、これらを酸素ゲッターに用いればプレナムに水分ゲ
ッターを置く必要はなくなる。

【００６１】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。

【００６２】このため、燃焼度10GWd/t （約1at%の燃焼
度に相当）当たり生じる余剰酸素の量は、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。

【００６３】軽水炉並びに高速炉において高燃焼度化が
図られているが、当面の間燃焼度は、軽水炉で10GWd/t
を、また、高速炉で200GWd/tを越えることがないと考え
られるので、余剰酸素の量は最大でも、燃料１モルにつ
き、 （軽水炉ＵＯ₂ 燃料の場合） 0.0007×10＝ 0.007モル （軽水炉ＭＯＸ燃料の場合） 0.0014×10＝ 0.014モル （高速炉ＭＯＸ燃料の場合） 0.0014×20＝ 0.028モル である。

【００６４】したがって、この余剰酸素を吸収するのに
必要な混合物の量は、燃料１モルに対して、

【化３】，

【化４】および

【化５】の反応から、 （軽水炉ＵＯ₂ 燃料の場合） Ｚｒ ： 0.007×１＝ 0.007モル Ｚｒ−Ｕ合金 ： 0.007×１＝ 0.007モル Ｚｒ−Ｔｉ合金： 0.007×｛ｍ＋2(1-m)｝＝ 0.007(1-
m) モル となる。ただし、ｍはＺｒ−Ｔｉ合金中のＺｒｍモル分
率である、軽水炉ＭＯＸ燃料の場合上記の２倍の値とな
る。

【００６５】また、 （高速炉ＭＯＸ燃料の場合） Ｚｒ ： 0.028×１＝ 0.028モル Ｚｒ−Ｕ合金 ： 0.028×２＝ 0.056モル Ｚｒ−Ｔｉ合金： 0.028×｛ｍ＋2(1-m)｝＝ 0.028(1-
m) モル となる。ここで、ｍはＺｒ−Ｔｉ合金中のＺｒのモル分
率である。

【００６６】沸騰水型原子炉のペレット状酸化物燃料中
の水分量は、10ppm 以下とされている。顆粒燃料はペレ
ット燃料に比べて表面積が大きいため、製造時に吸着し
て混入する水分量が多くなる可能性が高く、倍程度の水
分を含むと予想される。この水分量は、燃料１モルにつ
き、 20/1000000× 270×1/18＝0.0003モル となる。

【００６７】ここで、 270および18はそれぞれ１モル当
たり燃料および水の質量である。水分のうち、水素がＺ
ｒＨ_1.8 の形でＺｒに吸収されるとすると、燃料１モル
当たり、 0.0003×1.8/2 ＝0.00027 モル のＺｒが必要となる。

【００６８】前述の如く、Ｚｒの水素化物は約 540℃ま
で安定である。顆粒燃料の場合、少なく見積もっても断
面の1/10の領域はこの温度以下である。したがって、水
素を吸収するＺｒとして、上記の10倍程度、すなわち、
燃料１モル当たり 0.003モル存在すれば十分である。ま
た、これだけの量のＺｒが存在すれば、水分中の酸素は
燃料の高温領域のＺｒによって吸収される。

【００６９】したがって、最終的に必要な混合物の量
は、燃料１モル当たり、 （軽水炉ＵＯ₂ 燃料の場合） Ｚｒ ： 0.007＋ 0.003＝0.01モル以上 Ｚｒ−Ｕ合金 ： 0.007＋ 0.003/mモル以上 Ｚｒ−Ｔｉ合金： 0.007(1-m) ＋ 0.003/mモル以上 （軽水炉ＭＯＸ燃料の場合） Ｚｒ ： 0.014＋ 0.003＝0.017 モル以上 Ｚｒ−Ｕ合金 ： 0.014＋ 0.003/mモル以上 Ｚｒ−Ｔｉ合金： 0.014(1-m) ＋ 0.003/mモル以上 （高速炉ＭＯＸ燃料の場合） Ｚｒ ： 0.028モル以上 Ｚｒ−Ｕ合金 ： 0.056モル以上 Ｚｒ−Ｔｉ合金： 0.028(1-m) モル以上 となる。ここで、ｍは合金中のＺｒのモル分率である。

【００７０】以上の説明からも明らかなように、本実施
の形態においては、被覆管としてジルコニウム合金を使
用する軽水炉の核燃料要素の場合、余剰酸素と水分が図
１に示したように顆粒状Ｚｒ，顆粒状Ｚｒ−Ｕ合金また
は顆粒状Ｚｒ−Ｔｉ合金からなる酸素ゲッターと反応し
て消費されるため、被覆管の内面酸化と内面の水素化が
起こる恐れはない。

【００７１】また、鉄鋼製被覆管を用いる高速炉の核燃
料要素の場合、余剰酸素が図２に示したように顆粒状Ｚ
ｒ，顆粒状Ｔｉまたは顆粒状Ｚｒ−Ｔｉ合金からなる酸
素ゲッターと反応して消費されるため、被覆管の内面腐
食が起こる恐れが少なくなり、また、これらのゲッター
は被覆管と共晶反応を起こす恐れがない。

【００７２】

【発明の効果】本発明によれば、ジルコニウム合金製被
覆管の余剰酸素による内面酸化と水分による内面の水素
化を防止することができ、また、鉄鋼製被覆管の余剰酸
素とセシウムによる内面腐食を低減することができ、軽
水炉および高速炉用核燃料要素の信頼性を向上させるこ
とができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】（ａ）は本発明に係るジルコニウム合金製被覆
管を用いる軽水炉用核燃料要素を示す縦断面図、（ｂ）
は（ａ）のＡ部を拡大して余剰酸素と水分の挙動を示す
概略断面図。

【図２】（ａ）は本発明に係る鉄鋼製被覆管を用いる高
速炉用核燃料要素を示す縦断面図、（ｂ）は（ａ）のＢ
部を拡大して余剰酸素の挙動を示す概略断面図。

【図３】未照射の酸化物燃料等の平衡酸素ポテンシャル
の温度変化を示す特性図。

【図４】水素化物の解離圧の温度変化を示す特性図。

【図５】（ａ）は従来のジルコニウム合金製被覆管を用
いる軽水炉用核燃料要素を示す縦断面図、（ｂ）は
（ａ）のＣ部を拡大して余剰酸素と水分の挙動を示す概
略断面図。

【図６】（ａ）は従来の鉄鋼製被覆管を用いる高速炉用
核燃料要素を示す縦断面図、（ｂ）は（ａ）のＤ部を拡
大して余剰酸素とセシウムの挙動を示す概略断面図。

【図７】（ａ）は従来の鉄鋼製被覆管を用いる高速炉用
核燃料要素を示す縦断面図、（ｂ）は（ａ）のＥ部を拡
大して酸素ゲッター（Ｕ）の挙動を示す概略断面図。

【符号の説明】

１…ペレット状酸化物燃料、２…ジルカロイ被覆管、３
…酸化物、４…ギャップ、５…水分ゲッター、６…上部
端栓、７…下部端栓、８…余剰酸素、９…水分、10…鉄
鋼製被覆管、11…セシウム、12…腐食層、13…押さえペ
レット、14…顆粒燃料、15…共晶反応を起こした箇所、
16…プレナムスプリング。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.⁶ 識別記号 庁内整理番号 ＦＩ 技術表示箇所 Ｇ２１Ｃ 3/26 Ｇ２１Ｃ 3/16 ＧＤＬＤ

Claims (12)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 ジルコニウム合金製被覆管内に顆粒状ウ
   ラン酸化物燃料を密封した核燃料要素において、前記顆
   粒状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、顆粒状ジルコニウム，顆粒
   状ジルコニウム−ウラン合金および顆粒状ジルコニウム
   −チタン合金のうち少なくとも一種を混合してなること
   を特徴とする核燃料要素。
2. 【請求項２】 前記顆粒状ウラン酸化物燃料中に、燃料
   １モル当たり0.01モル以上の顆粒状ジルコニウムを混合
   したことを特徴とする請求項１記載の核燃料要素。
3. 【請求項３】 前記顆粒状ウラン酸化物燃料中に、ジル
   コニウムのモル分率がｍの顆粒状ジルコニウム−ウラン
   合金を、燃料１モル当たり 0.007＋ 0.003／ｍモル以上
   混合したことを特徴とする請求項１記載の核燃料要素。
4. 【請求項４】 前記顆粒状ウラン酸化物燃料中に、ジル
   コニウムのモル分率がｍの顆粒状ジルコニウム−チタン
   合金を、燃料１モル当たり0.007(1-m)＋ 0.003／ｍモル
   以上混合したことを特徴とする請求項１記載の核燃料要
   素。
5. 【請求項５】 ジルコニウム合金製被覆管内に顆粒状ウ
   ランとプルトニウムの混合酸化物燃料を密封した核燃料
   要素において、前記顆粒状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、顆粒状
   ジルコニウム，顆粒状ジルコニウム−ウラン合金および
   顆粒状ジルコニウム−チタン合金のうち少なくとも一種
   を混合してなることを特徴とする核燃料要素。
6. 【請求項６】 前記顆粒状混合酸化物燃料中に、燃料１
   モル当たり顆粒状ジルコニウムを 0.017モル以上混合し
   たことを特徴とする請求項５記載の核燃料要素。
7. 【請求項７】 前記顆粒状混合酸化物燃料中に、ジルコ
   ニウムのモル分率がｍの顆粒状ジルコニウム−ウラン合
   金を、燃料１モル当たり 0.014＋ 0.003／ｍモル以上混
   合したことを特徴とする請求項５記載の核燃料要素。
8. 【請求項８】 前記顆粒状混合酸化物燃料中に、ジルコ
   ニウムのモル分率がｍの顆粒状ジルコニウム−チタン合
   金を、燃料１モル当たり0.014(1-m)＋ 0.003／ｍモル以
   上混合したことを特徴とする請求項５記載の核燃料要
   素。
9. 【請求項９】 鉄鋼製被覆管内に顆粒状ウランとプルト
   ニウムの混合酸化物燃料を密封した核燃料要素におい
   て、前記顆粒状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、ジルコニウム，チ
   タンおよびジルコニウム−チタン合金のうち少なくとも
   一種を混合してなることを特徴とする核燃料要素。
10. 【請求項１０】 前記顆粒状混合酸化物燃料中に、燃料
    １モル当たり、顆粒状ジルコニウムを 0.028モル以上混
    合したことを特徴とする請求項９記載の核燃料要素。
11. 【請求項１１】 前記顆粒状混合酸化物燃料中に燃料１
    モル当たり顆粒状チタンを 0.056モル以上混合したこと
    を特徴とする請求項９記載の核燃料要素。
12. 【請求項１２】 前記顆粒状混合酸化物燃料中に、ジル
    コニウムのモル分率がｍの顆粒状ジルコニウム−チタン
    合金を、燃料１モル当たり0.028(1-m)モル以上混合した
    ことを特徴とする請求項９記載の核燃料要素。