JPS58142293A - 核燃料棒 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、使用済核燃料を再処理して得られる猛毒のプ
ルトニウムの有効利用の一環として、プルトニウムを含
有する略球形状の安定な二酸化物の核燃料粒子を用いる
核燃料棒に関し、更に詳しくは、原子炉の負荷追従運転
を可能とし、且つ。

高い燃焼度を得るために、可燃性中性子吸収材を二酸化
ウランに一定比率で均一・添加した焼結微粒子ないしは
粉末を、前記のプルトニウム含有略球形状の核燃料粒子
と均一に混合した上、金属製燃料被覆管内でマクロ空間
密度分布が一様となるように充填し、その両管端部が密
封された発電用原子炉の核燃料棒に関するものである。

従来の核燃料棒は第１図に示すように、多数筒の円柱状
をなす核燃料物質の焼結ペレｙ　ト（Ｐｅ１ｌｅｔ　）
１を燃料被覆管多の中に３〜４ｍ積層装填し２両管端部
を上部端栓３及び下部端栓」で密封した構造のものが４
発電用原子炉に採用されている。この場合、最下ペレッ
トと下部端栓との間にアルミナ（Ａｌ２Ｏ３）等の断熱
ペレット５が挿入され、最上ペレットと上部端栓との間
にはステンレス鋼製の抑え板（ディスク）旦に点溶接さ
れたコイル・スプリングＩが設けられていることが多い
。このように金属製燃料被覆管の内部に装填される円柱
状焼結ペレットは、第２図Ａに示すように、焼結したま
まの形状は砂時計（アワ・グ′ラス）形をしているので
、ペレットと被覆管内面との間隙（ギヤ。

プ値）を原子炉の炉型にもあるが半径にして０．０６〜
Ｏ，１５ｍの範囲で一様にするだめ、ペレットの円筒側
面を外周研磨しなければならない。

この研磨工程は、後述の「ペレットと被覆管の相互作用
Ｊ　（Ｐｅｌｌｅｔ−Ｃ１ａｄ　Ｉｎｔｅｒａｃｔｉｏ
ｎ　；　Ｐ　ＣＩと略称）を低減させる観点からも重要
であって省略できないものである。この外周研磨（セン
タレス・グラインダー）は、特に、毒性の極めて強いプ
ルトニウムなどを用いてウランとの混合酸化物の円柱状
ベレットを製造する際、核燃料物質使用量の約１％の研
磨層を生じて加工施設等の清浄保持の点から厄介な問題
となっている。その理由は、使用済核燃料の再処理によ
って得られる人工的元素のプルトニウムが、アルファ（
α）線を放射し人体に取込まれると骨髄等に沈着し１人
命にとって極めて微量でも死に至らしめる程に有害なた
めである。

また、このような円柱状ペレットを用いた核燃料棒は、
原子炉の頻繁な負荷追従運転モードに遭遇した場合に、
燃料の使用寿命の点で問題となる。

センタレス・グラインダーをかけた第２図Ｂのような直
円柱状ペレット↓は、原子炉内で使用されると、ペレッ
ト内部の半径方向あ大きな温度勾配のだめに、ペレット
両端面部の円周部に亀裂（クラック）が、核燃料棒の単
位長さめたシの発熱量に依存して２〜２０箇所でき、こ
のクラックを境界としてペレット片（フラグメント）が
生じる。なお、第１図及び第３図Ｂのペレノ）１の両端
面の角部には。

ＰＣＩを低減させるだめの面取り（チャンファ）がしで
ある。さて、フラグメントが生じることによって、使用
初期の状態では直円柱状であったペレットは、原子炉が
定格出力運転状態に入ると。

ペレットの中心温度が外周部よりも高いことによる効果
と、ペレット両端面近傍の酸化物燃料物質の密度が高さ
中央部よりも僅かに大きいことが関与して、第３図に示
すように、ペレット１のフラグメント８は、その中心軸
から外側に反り返えるように変形する。

とのことは、原子炉で使用中の円柱状ベレット１が包絡
面としては、やはり、アワ・グラス形状になることを意
味する。このため、第４図に示すように、ペレットのフ
ラグメント旦が燃料被覆管２の内面と強く接触して、燃
料ペレット１のクラック開口部旦に面する燃料被覆管♀
の内面には。

ペレットと被覆管の相互作用のＰＣＩが生じて。

局所的に応力が集中する。この応力集中部には核燃料物
質の燃焼によって生じ蓄積した核分裂生成物（以下、Ｆ
Ｐという）であるヨウ素（Ｉ２）、セシウム（Ｃｓ）等
を伴う高温の烈しい腐食環境のもとで、微細なヘア・ク
ラック１０が発生する。ヘア・クラ、り１０は、原子炉
の運転中に燃料被覆管の厚み方向に伸展して、遂には燃
料の設計寿命に達する以前に燃料被覆管２が破損してし
まう可能性が高いのである。

本発明の目的は、このような従来技術の現状に鑑みて為
されたものであって、長期間にわたる原子炉出力の負荷
追従運転に際しても燃料の健全性を維持し、可燃性中性
子吸収材の併用によって高い燃料の燃焼度を達成するこ
とができると共に。

極めて毒性の強いプル１ニウムの燃料加工施設の設備を
合理化でき、燃料の遠隔自動製造と検査にも適し、安全
、且つ安価に製造できる構造の発電用原子炉の核燃料棒
を提供することにある。

以下１図面に基づき本発明について詳述する。

第５図は本発明に係る核燃料棒の横断面の模式図であっ
て、同図において略球形状核燃料粒子Ｕと核分裂反応抑
制燃料の焼結微粒子または粉末挫が、一定の混合比率を
もって金属製燃料被覆管２の中にマクロ空間密度分布が
一様となるように充填された状況が、概念的に示されて
いる。

前記略球形状の核燃料粒子１１は、二酸化プルトニウム
（Ｐｕ０２）またはプルトニウムとウランとの安定な混
合二酸化物（Ｐｕ０ｚ　＋ＵＯ２）で造られていて。

その外径が０６〜１．５１ｍ１１程度のものである。こ
の種の球状核燃料粒子は、高温ガス冷却炉（ＨＴＧＣＲ
）の燃料に実用されていて本発明に係る略球形状核燃料
粒子の製造法も公知であるから、ここで、その製造法に
言及することは避ける。

核分裂反応抑制燃料は、可燃性中性子吸収材（Ｂｕｒｎ
ａｂｌｅ　Ｐｏ１ｓｏｎ　；以下、バーナプル・ポイズ
ンという）が１％ないし８０チの混合比率範囲で添加さ
れた安定な二酸化ウラン（ＵＯ２）の焼結微粒子。

または前記の混合比率範囲のバーナプル・ポイズンと二
酸化ウランの単なる混合粉末である。前記の焼結微粒子
の大きさとしては、略球形状核燃料粒子を、原子炉の炉
型にもよるが内径が５ｗ〜１８朋の金属製燃料被覆管１
内で“最密充填“状態にしたとき、該核燃料粒子相互間
の空隙に無理なく入り得る寸法が好ましく、この場合、
平均粒径は核燃料粒子直径の約１１５に相当する０、１
〜０．３　ｎ程度のものが適切である。主として、燃料
製造費用及び所望の核燃料棒の使用条件から、バーナプ
ル・ポイズンと二酸化ウラン粉末との一定比率の混合粉
末を用いるほうが９反って有利なこともある。

原子炉の炉心の核分裂反応を抑制するバーナプル・ポイ
ズンを用いる理由については、後はど詳しく述べること
として、バーナプル・ポイズンの材質としては、酸化ガ
ドリニウム（Ｇｄ２Ｏ３；ガドリニアと呼称）、酸化ジ
スプロシウム、酸化サマ　゛リウム等がある。然し、従
来から発電用原子炉の燃料に実用化されているのがガド
リニアであるから、以下９本発明に係るバーナプル・ポ
イズンもガドリニアであるとし、従って、第５図以下の
符号旦は、以後、［タドリニア含有撚料微粒子］（Ｇｄ
２０ａ　＋ＵＯ２）と略称する。

さて、第５図で明らかな通り、金属製燃料被覆管旦の内
面には略球形状の核燃料粒子゛ｙの多数箇とガドリニア
含有燃料微粒子１２が接触することになって、原子炉出
力の急激な上昇の際にも、従来技術の円柱状ペレットの
クランク開口部にみられたようなＰＣＩは全く生じない
。このため、燃料の設計寿命中に燃料が破損して放射性
の有害なＦＰないしはプルトニウムが、金属製燃料被覆
管の外部領域に放出されることも殆ど無くなる。

燃料被覆管を構成する材料としては、ジルコニウム、ジ
ルコニウム合金であるＺｒｙ−２，Ｚｒｙ−４及びＺｒ
−１％Ｎｂなどのほか、二、ケル、ニッケル合金、ステ
ンレス鋼またはバナジウム合金等がある。

通常、金属製燃料被覆管としては、これらの材料のうち
の単一素材を用いた単管が用いられているが、将来の改
良された核燃料棒においては、前記材料のうちの二種類
の材料から製造される複合二重管も利用される見通しで
ある。なお、複合二重管の内面に非金属材料の黒鉛ある
いはシリコン化合物などの薄膜層を設けて、　ＦＰに対
する燃料被覆管内面の防食バリアを形成することは一層
有効であろう。

ここで９本発明の基本構成に係り、原子炉の炉心の核分
裂反応を抑制するバーナプル・ポイズンの機能について
、原子炉の制御能力に数行して以下に述べる。

原子炉が、核燃料の新規補充と交換なしに一定期間継続
して運転可能であるためには、原子炉の炉心は、核分裂
連鎖反応を維持する限界値よりも大きな余剰反応度（Ｅ
ｘｃｅｓｓ　Ｒｅａｃｔｉｖｉｔｙ　）を有する必要が
ある。他方、余剰反応度の値は、原子炉の停止余裕（Ｒ
ｅａｃｔｏｒ　Ｓｈｕｔ−ｄｏｗｎ　Ｍａｒｇｉｎ）以
下でなければ、原子炉出力が暴走して危険な状態に到る
。つまり、原子炉の余剰反応度は、原子炉設備の固体制
御棒ないしは液体中性子吸収材によって補償（Ｃｏｍｐ
ｅｎｓａ−ｔｅ）可能な範囲内になければならない。換
言すると、余剰反応度は、原子炉の運転期間中は常に規
定値以内に維持される必要があるから、余剰反応度の値
には各原子炉の出力制御系統との関連で一定の上限値が
定められている。

核燃料の原子、炉内の滞在期間を６年〜８年位に長くし
て、燃料の燃焼度を高め核燃料棒あたシの核分裂エネル
ギーの総発生量を増加させようとの要請は、使用済核燃
料の再処理業務が、経済的及び国際政治的ないしは地域
の環境的な制約と困難性のために、今日においては一段
と緊要なこととなりつつある。

発電用原子炉の炉心に装荷される従来型の核燃料集合体
は、主として濃縮ウランの酸化物の円柱状ベレットを用
いた核燃料棒の多数本が、沸騰軽水冷却炉（ＢＷＲ）で
は（８Ｘ８）本が、また加圧軽水冷却炉（ＰＷＲ）では
（１７Ｘ１７）本が、スペーサ、上・下のタイ・プレー
ト等によって横断面が格子状配列の一体ものに組立てら
れている。核燃料棒に含有される核燃料物質の量、つま
り、核分裂性物質の含有量ないしはウランの濃縮度が、
前記核燃料集合体内の核燃料棒の組込まれる前述の格子
状配列の位置等によって異なる値を採用し、核燃料棒の
局所発熱ピークを抑制している場合が多い。

然しなから、核燃料棒の燃料ベレットにウラン濃縮度の
異なる値を採用するのみでは２期待する高い燃料の燃焼
度を経済的に達成することができない。何故ならば１通
常の原子炉・炉心の余剰反応度は、炉心の燃焼が進行す
るにつれて“単調減少関数“的に低下するので、燃料の
燃焼度を向上させようとして、初期ウラン濃縮度を高め
ると、原子炉・炉心の停止余裕も大きくする必要が生じ
る。

このことは、固体制御棒本数あるいは液体中性子吸収材
濃度を増加しなければならないことを意味し、このよう
にして、燃料の燃焼２度向上のだめのウラン濃縮度の増
加と原子炉・炉心の停止余裕との関係は、所謂“いたち
ごっこ“になってしまう。

ところで、核燃料物質の核分裂反応を抑制するバーナプ
ル・ポイズンを適切に添加した燃料ベレットを核燃料棒
に使用すると、バーナプル・ポイズンは中性子を吸収す
ることによってバーナプル・ポイズン物質の原子核が中
性子を吸収しない別の物質の原子核に転化するので、初
期余剰反応度を原子炉に固有の規定値以内に保ち、且つ
燃料の燃焼に伴ってバーナプル・ポイズンの濃度が徐々
に減少し、その減、少量だけ余計に燃料の核分裂反応が
盛んに進行することになる。

消滅するバーナプル・ポイズンと相対的な核燃料物質の
蘇生という平衡関係によって、横軸に燃料の燃焼度をと
り、縦軸を余剰反応度としたときの曲線は、初期炉心の
余剰反応度が抑制され、且つ。

ある燃焼度以降は”横ばい”ないしは中央部が若干とも
”上方に凸状態”となるように、バーナプル・ポイズン
と核燃料物質との混合比率を設定することができ、従っ
て燃料の燃焼度も向上させることが可能となる。

ＢＷＲ用燃料ペレットにおいては、その材質が二酸化ウ
ランのものと二酸化ウランにガドリニャを複数の混合比
率でベレット全体に均一に添加した複数種類のベレット
が用いられている。

従来技術と対比すると２本発明の特長が明瞭であって２
本発明によれば、略球形状の核燃料粒子はすべて同一種
類のものを製造し、これと混合する相対的に少量のガド
ＩＪ　ニア含有燃料微粒子の処方を微細に調合すること
によって、核燃料物質とバーナプル・ポイズンの含有比
率の調節された核燃料棒を容易に提供することができる
。

より具体的に述べると、ある仕様の略球形状核燃料粒子
のみを充填したとした時、その空隙の全体積にはｙ相当
する量のトリニア含有撚料微粒子が該略球形状核燃料粒
子と混合されることになるが。

その際、該ガドリニア含有燃料微粒子のＱｄ２０３とＵ
Ｏ２燃料との混合比率、及びＵＯ２燃料のウラン（ＩＪ
−２３５）の濃縮度との種々な組合せの中から適切な値
を選　　　”択することによって、所望の燃焼特性を有
する核燃料棒が容易に構成できるのである。

このことによる付随的メリットとしては、従来のＢＷＲ
用燃料ペレットでは、バーナプル・ポイズンを燃料ベレ
ットの全体に均一に混合し、しかも複数のバーナプル・
ポイズンの混合比率のべ・レットを採用しているので、
燃料加工施設内での取扱い量も多くなり１品質管理も釉
葎したものにならざるを得ない。これに反して１本発明
の場合にｉ、バーナプル・ポイズン含有燃料の加工設備
全般がコンパクトにできることから、加工ラインの組替
え所謂“ターン・アラウンド″（’Ｉ！ｕｒｎ−ａｒｏ
ｕｎｄ　）＋及び加工ラインの清掃・が極めて容易にな
る。

なお、、１９６０年代の中頃に、約２ｍ長さの燃料被覆
管に非球形状燃料粒子と燃料粉末とを混合し。

振動充填法（■ｂｒａｔｉｏｎ　Ｐａｃｋｉｎｇ　−Ｖ
ｉｐａｃ法）で核燃料棒が試作され、この試作核燃料棒
は実験炉で照射試験中に破損を生じた。こうした状況も
あって。

この種の非球形状燃料粒子の■１ｐａｃ燃料は現在のと
ころ実用化されていない。

つぎに２本発明の一実施例を第６図に示す。この実施例
において、下部端栓４が周溶接された長尺の燃料被覆管
♀の中に、前述の核燃料粒子旦とガドリニア含有燃料微
粒子１２とが均一に混合・充填されて、核燃料棒の有効
発熱部分を形成し、上りニア含有撚料微粒子民との均一
・混合燃料充填層１３の最下部分との間に黒鉛（グラフ
ァイト）″または金属のウールの下端部区画層１４が設
けられている。金属製ウールは、ステンレス鋼などのほ
か。

熱中性子吸収の少ないジルコニウムの線材またはストリ
ップ材にニッケル・メッキしたものなどがよい。

グラファイト・ウールまたは金属製ウールの下端部区画
層りは、原子炉の運転と停止に伴う均一・混合燃料充填
層旦と金属製燃料被覆管♀の長さ方向の熱膨張差に基づ
く相対的変位を緩和し、燃料被覆管２の長さ方向に過度
の応力が加わらないように作用する。また１本実施例に
おいては、核燃料粒子Ｕとガドリニア含有撚料微粒子叱
との均一・混合燃料充填層１３の最上部にもグラファイ
ト・ウールまたは金属製ウールの端部区画層Ｕが設けら
れている。この機能は、均一・混合燃料を燃料被覆管内
に充填した後、燃料被覆管内を真空びきをし不活性ガス
のヘリウムと置換して、上部端栓ユが燃料被覆管主に周
溶接されるのであるが、この真空びきの時に粉末状の核
燃料物質が、真空装置系を汚染することのないようにフ
ィルターの作用を為すことである。

上端部区画層１４に接して断熱ベレット（上部）■、こ
れに接してコイル・スプリングヱが上部端栓３との間に
挿入されている。コイル・スプリングヱは、燃料被覆管
主内の均一・混合燃料充填層１３を圧縮・保持し、この
ことによって、均一・混合燃料充填層ｕ内に核燃料の燃
焼に伴なう体積変化による空隙が生じないようにし、以
って、原子炉で使用中の核燃料棒の健全性を維持するの
に役立つ０ 本発明は、前述のように構成された核燃料棒であるから
、従来技術の円柱状ベレットのセンタレス・グラインダ
ーの工程がないので、猛毒のプルトニウムの研磨屑の発
生を伴うこともない。略球形状のプルトニウム含有核燃
料粒子とガドリニア含有燃料微粒子とは、何れも半流動
体と見做すことができて、連続工程によって金属製燃料
被覆管の中に遠隔自動操作で充填することが可能である
。このため、核燃料物質のスクラップ回収が容易となり
、核燃料棒を加工する全工程に着目すると、燃料加工従
事者の放射線被曝量は、プルトニウム含有ベレットの場
合よりも著しく逓減されることになる。

本発明の核燃料棒の大きな特長は、従来技術で問題とな
ったベレットと被覆管の相互作用のＰＣＩが全く生じな
いために、原子炉出力の負荷追従運転にも十分に耐え得
ることである。

また２本発明の核燃料棒は、パーナブル・ポイズンを用
い、特に、ガドリニア含有燃料微粒子と略球形状核燃料
粒子とが、適正な混合比率でもって均一に混合されて燃
料充填層を構成しているので。

バーナプル・ポイズンの濃度の調節が容易であり。

而して、高い燃焼度を燃料の健全性を損うことなく達成
できるという優れた性能を有している。

更に、経済性の面についても２本発明に係る核截料棒は
、既述のとおり、燃料加工施設の合理化と連続加工プロ
セスに由来する安価な燃料加工費に加えて、従来技術の
ベレットの外観１寸法、密度等の検査のだめの美大な人
員と時間を要しない利点がある。すなわち、核燃料粒子
の場合には、迅速な光学的粒径自動測定法９重力利用真
球度選別法等を適宜採用することによって、検査費は円
柱状ベレットよりも大巾に安価となるためである。

このように１本発明は、すでに商業化されている重水炉
（ＨＷＲ）あるいは軽水炉（ＢＷＲ及びＰＷＲ）に対し
て、原子炉出力の負荷追従運転にも十分耐えられる高性
能で安全性に優れ、然かも高い燃焼度を達成できるプル
トニウム含有の核燃料棒を提供するものであるから、将
来の原子力発電コストを低減させると共に、核燃料資源
の有効利用にとっても大きな貢献をなし得るものである
。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の円柱状ペレットを金属製燃料被覆管内に
装填した従来型の核燃料棒の図、第２図Ａは焼結したま
捷の円柱状ペレットが砂時計（アワ・グラス）形をして
いることを示す図、第２図Ｂは砂時計形の円柱状ペレッ
トの側面外周にセンタレス・グラインダーをかけて直円
柱状としたものを示す図、第３図は従来の直円柱状ペレ
ットを原子炉内で使用中の変形想定モデル図（包絡面が
アワ・グラス形状になる）、第４図は従来技術の核燃料
棒の燃料被覆管内面にみられるペレットと被覆管の相互
作用（ＰＣＩ　）の説明図、第５図は本発明に係る核燃
料棒の燃料被覆管の内面にはＰＣＩが生じないことの説
明図、第６図は本発明に係る核燃料棒の一実施例を示す
説明図である。 （数字符号と対応する名称） １・・・・・・・・・・・・円柱状ペレット２・・・・
・・・・・・・・金属製燃料被後管３・・・・・・・・
・・・・上部端栓 ４・・・・・・・・・・・・下部端栓 ５・・・・・・・・・・・・断熱ペレット（下部）６・
・・・・・・・・・・・抑え板（ディスク）７・・・・
・・・・・・・・コイル・スフリング８・・・・・・・
・・・・・ペレット片（フラグメント）９・・・・・・
・・・・・・原子炉内で使用中の円柱状ペレットのクラ
ック開口部 １０・・・・・・・・・・・・燃料被覆管内面に発生し
たヘア・クラック１１・・・・・・・・・・・・核燃料
粒子（ＰｕＯ２，ＰｕＯ２＋ＵＯ２）１２・・・・・・
・・・・・・ガド、、す１ニア含有撚料微粒子（Ｇｄ２
Ｏ３＋ＵＯ２）１３・・・・・・・・・・・・均一・混
合燃料充填層１４・・・・・・・・・・・・上、下の端
部区画層１５・・・・・・・・・・・・断熱ペレット（
上部）第１図　　　　　第２図 第４図　　　　　　　第６図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １）金属製燃料被覆管の中に、安定な二酸化プルトニウ
   ム（Ｐｕ０２）　またはプルトニウムとウランの安定な
   混合二酸化物（ＰｕＯ２＋　ＵＯ２）で造られた外径が
   ０．６　ｗＩＲないし１．５１１１１の範囲の略球形状
   核燃料粒子と、核分裂反応抑制燃料とを、一定比率で均
   一に混合した上。 前記金属製燃料被覆管内で゛のマクロ空間密度分布が一
   様となるように充填し、その両管端部が密封されている
   発電用原子炉の核燃料棒。 ２、特許請求の範囲１）に記載の核燃料棒において、核
   分裂反応抑制燃料は、可燃性中性子吸収材としての酸化
   ガドリニウム（Ｇｄ２０３　）が安定な二酸化ウラン（
   ＵＯ２）に１％から８０チの混合比率範囲で均一に添加
   され、その平均粒径が０．１■ないし０．３１１０１１
   程度の焼結微粒子、あるいは前記の混合比率範囲での酸
   化ガドリニウムと二酸化ウランとの均一な混合粉末であ
   る高燃焼度用の核燃料棒。