JPS58147676A - 核燃料要素 - Google Patents
核燃料要素Info
- Publication number
- JPS58147676A JPS58147676A JP57028976A JP2897682A JPS58147676A JP S58147676 A JPS58147676 A JP S58147676A JP 57028976 A JP57028976 A JP 57028976A JP 2897682 A JP2897682 A JP 2897682A JP S58147676 A JPS58147676 A JP S58147676A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- gas
- nuclear fuel
- fuel element
- corrosion cracking
- nuclear
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Glass Compositions (AREA)
- Catalysts (AREA)
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。
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、原子炉の核燃料要素の改良に関するものであ
る。
る。
第１図は原子炉に用いられている代表的な核燃料要素の
断面図を示し、１は核燃料要素で、核燃料４Ｉ索ｌは、
二酸化クラ／（ＵＯｔ）を焼結した燃料ペレット３を内
部に多数積層内蔵し上下趨を上部端栓４、下部端栓５に
より溶接密封された被覆管２により形成されている。核
燃料要素ｌ内には、ギャップガスとして熱伝導率のよφ
−・リウムガスが封入されて＆す、また、上部には燃料
ベレット３から放出される核分裂生成ガスによる核燃料
要素１内の圧力上昇を防ぐために、ガスプレナム６が設
けられている。ガスプレナム６内にはコイルばね７が配
置され、核燃料輸送時等に燃料ベレット３が被覆管２内
で上下移＃をしないように燃料ベレット３を押え付けて
いる。また、ニッケル、テタ／Ｉジルコニウム曾金より
なる水分ゲッター８がコイルば１ｔ２７内に配置され、
燃料ペレット製造時に吸収し原子炉運転初期に放出され
る水Ｓ、水分を吸収するようになってい石。
断面図を示し、１は核燃料要素で、核燃料４Ｉ索ｌは、
二酸化クラ／（ＵＯｔ）を焼結した燃料ペレット３を内
部に多数積層内蔵し上下趨を上部端栓４、下部端栓５に
より溶接密封された被覆管２により形成されている。核
燃料要素ｌ内には、ギャップガスとして熱伝導率のよφ
−・リウムガスが封入されて＆す、また、上部には燃料
ベレット３から放出される核分裂生成ガスによる核燃料
要素１内の圧力上昇を防ぐために、ガスプレナム６が設
けられている。ガスプレナム６内にはコイルばね７が配
置され、核燃料輸送時等に燃料ベレット３が被覆管２内
で上下移＃をしないように燃料ベレット３を押え付けて
いる。また、ニッケル、テタ／Ｉジルコニウム曾金より
なる水分ゲッター８がコイルば１ｔ２７内に配置され、
燃料ペレット製造時に吸収し原子炉運転初期に放出され
る水Ｓ、水分を吸収するようになってい石。
原子ｆＯｆ心に、このような核燃料！！素ｌを複数本Ｉ
ＩＬ期的に配置形成した核燃料果合体を多数装着し原子
炉０２１転を始めると、発熱中の燃料ベレット８は放物
１１に近い温度分ｉｔ−有し、この温度分布の友めに燃
料ベレット３はつづみ状に変形すると共に熱応力のため
に燃料ベレット３内に割れが発生し、燃料ベレット３が
再配置され燃料ペレツ）３と被覆管２との閣のギャップ
が塩められる。
ＩＬ期的に配置形成した核燃料果合体を多数装着し原子
炉０２１転を始めると、発熱中の燃料ベレット８は放物
１１に近い温度分ｉｔ−有し、この温度分布の友めに燃
料ベレット３はつづみ状に変形すると共に熱応力のため
に燃料ベレット３内に割れが発生し、燃料ベレット３が
再配置され燃料ペレツ）３と被覆管２との閣のギャップ
が塩められる。
核燃料要素ｌの出力ｔさらに増加させると、燃料ベレッ
ト３０熱膨張によって燃料ベレット３と被覆管２とが接
触し、機械的相互作用が生じる。
ト３０熱膨張によって燃料ベレット３と被覆管２とが接
触し、機械的相互作用が生じる。
一方、１ＨＯ１＆分裂によって２１１１１ｉ１の核分裂
生成物が生じ、その核分裂生成物のうち、約α３個が気
体状ＯＩｍ分裂生成物で、轡に、腐食性核分裂生ｇ＊ｘ
でぬるヨウ素は、核燃料要素ｌの１本轟り燃１１１ｊ１
１：１００１００Ｏ／Ｔにつき、約２０〜３０ｍｇｍｇ
される。このように燃料ベレット３の燃−と共に蓄積さ
れるｌｓ＊性核分裂生成ガスであるＷｔ累と前述しえ燃
料ベレット３及び被覆管２のの応力腐食割れ破損が生じ
る。この核燃料１！＄１の応力腐食割れｇＩＬ損を生じ
させるに必要な曹り素機度は、被覆管表面積に対し、３
Ｘ Ｉ Ｏ−’ ｇ／ｃｘｘ”、燃料ベレット３によ
る被覆管２の引張応力は２０ＧＭＰ、で、これ以下のヨ
ウ素一度、あるいは燃料ベレット３による被覆管２の引
張応力では、核燃料要素、ｌの応力腐食割れ破損は生じ
ないと云われている。しかしながら、一旦、核燃料要素
ｌに応力腐食割れ破損が生じると、被覆管２の役＠りで
ある燃料ベレット３と冷却水の接触及び化学反応を阻止
する機詑や、燃料ベレット３から放出された放射性核分
裂生成物が冷却水中に混入することを阻止するａｖＡが
損なわれ、冷却施設の放射能レベルが上昇する。
生成物が生じ、その核分裂生成物のうち、約α３個が気
体状ＯＩｍ分裂生成物で、轡に、腐食性核分裂生ｇ＊ｘ
でぬるヨウ素は、核燃料要素ｌの１本轟り燃１１１ｊ１
１：１００１００Ｏ／Ｔにつき、約２０〜３０ｍｇｍｇ
される。このように燃料ベレット３の燃−と共に蓄積さ
れるｌｓ＊性核分裂生成ガスであるＷｔ累と前述しえ燃
料ベレット３及び被覆管２のの応力腐食割れ破損が生じ
る。この核燃料１！＄１の応力腐食割れｇＩＬ損を生じ
させるに必要な曹り素機度は、被覆管表面積に対し、３
Ｘ Ｉ Ｏ−’ ｇ／ｃｘｘ”、燃料ベレット３によ
る被覆管２の引張応力は２０ＧＭＰ、で、これ以下のヨ
ウ素一度、あるいは燃料ベレット３による被覆管２の引
張応力では、核燃料要素、ｌの応力腐食割れ破損は生じ
ないと云われている。しかしながら、一旦、核燃料要素
ｌに応力腐食割れ破損が生じると、被覆管２の役＠りで
ある燃料ベレット３と冷却水の接触及び化学反応を阻止
する機詑や、燃料ベレット３から放出された放射性核分
裂生成物が冷却水中に混入することを阻止するａｖＡが
損なわれ、冷却施設の放射能レベルが上昇する。
破損しｆｅ核燃料要素１は、冷却水を放射性核分裂生成
−で汚染するだけでなく、冷却水汚染の拡大を阻止する
ため原子Ｆを停止させて破損した核燃料要素Ｉｔ含んだ
核燃料集合体を原子炉から取り出す必要があり、原子炉
の稼動率の低下中核燃料県會体Ｏ経済的損失ｔ４九らす
ことになる。
−で汚染するだけでなく、冷却水汚染の拡大を阻止する
ため原子Ｆを停止させて破損した核燃料要素Ｉｔ含んだ
核燃料集合体を原子炉から取り出す必要があり、原子炉
の稼動率の低下中核燃料県會体Ｏ経済的損失ｔ４九らす
ことになる。
ζＯ応力腐食割れによる核燃料要素ｌの破損を鋳ぐ九め
には、燃料ベレット３と被覆管２との機械的相互作用を
防止するか、ジルカロづ被覆管１を腐食性核分裂生成ガ
スで塾るｌつ素より防鰻する必要が奉る。そこで、核燃
料要素１内の冒つ素を除去し、被覆管２を腐食性核分裂
生成ガスより保臆するために、ジルカロイ被覆管２よ抄
ヨク素と化学反応し易いヨウ素ゲッターを核燃料要素ｌ
内Ｋｌｌ填するか、燃料ベレット３と被覆管２との間に
金属層を設け、ヨウ素と被覆管２との間に障ＩＩＩを作
る１函が考えられている。しかし、ヨウ素ゲッターでは
、核燃料要素１０大幅な出力上昇によってこれまで燃料
ベレット３内に蓄積されてい九核分曇生成ガスが放出さ
れることによる急激な璽り素濃直の変化に対処で叢なφ
、まえ、障壁材及び被覆管内ｇｋり材の６るものは、中
性子吸収断面積が大暑く、中性子経済性を低下させるし
、核燃１１）１！素の製造コストを上昇させると云う欠
点がある。 ″ ジルカロイ被覆管１内面の酸化被膜は腐食性核分裂生成
ガスであるヨウ素に対して強固な保躾被膜となｐ得る。
には、燃料ベレット３と被覆管２との機械的相互作用を
防止するか、ジルカロづ被覆管１を腐食性核分裂生成ガ
スで塾るｌつ素より防鰻する必要が奉る。そこで、核燃
料要素１内の冒つ素を除去し、被覆管２を腐食性核分裂
生成ガスより保臆するために、ジルカロイ被覆管２よ抄
ヨク素と化学反応し易いヨウ素ゲッターを核燃料要素ｌ
内Ｋｌｌ填するか、燃料ベレット３と被覆管２との間に
金属層を設け、ヨウ素と被覆管２との間に障ＩＩＩを作
る１函が考えられている。しかし、ヨウ素ゲッターでは
、核燃料要素１０大幅な出力上昇によってこれまで燃料
ベレット３内に蓄積されてい九核分曇生成ガスが放出さ
れることによる急激な璽り素濃直の変化に対処で叢なφ
、まえ、障壁材及び被覆管内ｇｋり材の６るものは、中
性子吸収断面積が大暑く、中性子経済性を低下させるし
、核燃１１）１！素の製造コストを上昇させると云う欠
点がある。 ″ ジルカロイ被覆管１内面の酸化被膜は腐食性核分裂生成
ガスであるヨウ素に対して強固な保躾被膜となｐ得る。
机在の核燃料要素の被覆管底面′は、あらかじめ製造段
階で数ミクロンの酸化被膜を付着させているが、照射中
における燃料ベレット３と被覆管２との機械的相互作用
により酸化被膜に傷がつけられる可能性がある。核燃料
要素ｌ内のガス雰囲気中ＶｃｅＩＲ素ガスが存在する場
合に、ジルカロイ被覆管２はヨウ素よりも早く酸化反応
し易いと云われている。そして、核燃料要素１中に最初
から１１２累を封入することは否開陥５３−１４０４９
３号公報で既に矧られており、また、習り累と反応して
酸Ｘを放出する酸化物を入れ九核燃料費嵩が考えられた
。
階で数ミクロンの酸化被膜を付着させているが、照射中
における燃料ベレット３と被覆管２との機械的相互作用
により酸化被膜に傷がつけられる可能性がある。核燃料
要素ｌ内のガス雰囲気中ＶｃｅＩＲ素ガスが存在する場
合に、ジルカロイ被覆管２はヨウ素よりも早く酸化反応
し易いと云われている。そして、核燃料要素１中に最初
から１１２累を封入することは否開陥５３−１４０４９
３号公報で既に矧られており、また、習り累と反応して
酸Ｘを放出する酸化物を入れ九核燃料費嵩が考えられた
。
しかしながら、従来の技術でるる核燃料要素ｌ内に最初
からＭ素ガスを封入した核燃料要Ｘ１では、酸素ガスの
混入によって燃料ベレット３と被覆管２との閣のギャッ
プガスであるへりクムガスの熱伝導率の低下をもたらし
、ひいては燃料ベレット３のｍ度上昇、熱膨張量の増加
による燃料ぺレット３と被覆管２とＯＩａ械的相互作用
の悪化、燃料ベレツト３からの核分裂生成ガス放出量増
加による環境の層化につながる。そして、原子炉運＠Ｏ
初期に燃料ベレット３から放出される水素及び水分を吸
収するために核燃料要素ｌ内に配置され九水分ゲッター
に対しても、ニッケル、チタン。
からＭ素ガスを封入した核燃料要Ｘ１では、酸素ガスの
混入によって燃料ベレット３と被覆管２との閣のギャッ
プガスであるへりクムガスの熱伝導率の低下をもたらし
、ひいては燃料ベレット３のｍ度上昇、熱膨張量の増加
による燃料ぺレット３と被覆管２とＯＩａ械的相互作用
の悪化、燃料ベレツト３からの核分裂生成ガス放出量増
加による環境の層化につながる。そして、原子炉運＠Ｏ
初期に燃料ベレット３から放出される水素及び水分を吸
収するために核燃料要素ｌ内に配置され九水分ゲッター
に対しても、ニッケル、チタン。
ジルプニクム合金よりなる水分ゲッター材と酸素とが反
応して水分ゲッター材の水素及び水分の吸収総力の低下
ｔｔたらす、また、核燃料要素内に酸化物を配置しても
、核燃料要素１の大幅な出力増Ｊｌによる燃料ベレット
からの大量のヨウ素放出で急激な櫨境悪化に対応できな
−とｉう欠点がある。
応して水分ゲッター材の水素及び水分の吸収総力の低下
ｔｔたらす、また、核燃料要素内に酸化物を配置しても
、核燃料要素１の大幅な出力増Ｊｌによる燃料ベレット
からの大量のヨウ素放出で急激な櫨境悪化に対応できな
−とｉう欠点がある。
本発明は上記の状況に鑑みなされたものであり、被覆管
の応力腐食割れによる破損を防止できて原子炉の安食性
、効果的な運転性を同上できる核燃料要素を提供するこ
とを目的としたものである。
の応力腐食割れによる破損を防止できて原子炉の安食性
、効果的な運転性を同上できる核燃料要素を提供するこ
とを目的としたものである。
本楯Ｉｊｌｉの核燃料要素は、仮積管内に燃料ベレット
が封入密閉されてなｐ１上上記覆管上端内部のガスブレ
ナム内に、応力腐食割れ抑制ガスが封入されると共に上
記銭燃料袂素内の核分裂生成ガスに基づく上記仮積管内
圧との差圧によって上記応力腐食割れ抑制ガスを放出す
るように形成場れ九カプセルが内蔵されてなるものであ
る。
が封入密閉されてなｐ１上上記覆管上端内部のガスブレ
ナム内に、応力腐食割れ抑制ガスが封入されると共に上
記銭燃料袂素内の核分裂生成ガスに基づく上記仮積管内
圧との差圧によって上記応力腐食割れ抑制ガスを放出す
るように形成場れ九カプセルが内蔵されてなるものであ
る。
以下本発明の核燃料要素の一実１ｆＡ？Ｉｌを従来と同
部品は同符号で示し同部分の説明は省略しｓ２図。
部品は同符号で示し同部分の説明は省略しｓ２図。
第３図により説明する。第２図は核燃料要素の縦断面図
、第３図は第２図の酸素封入カプセルの縦−面図である
。核燃料要素１は、内径１０．８■、肉厚α８６ｍ１全
長４ｍのジルカロイ−２の被覆’１２に外４！に１α５
６ｍのＵ Ｏｓ燃料ベレット３を＆６ｍに渡って装填し
、１気圧のヘリウムガスを封入し死後、その上下両端ｔ
ｍ栓４．５で溶接缶＊ｉれている。プレナム６部内には
、コイルばね７、水分ゲッター８及びＩ！ＩＸ封入カプ
セル９が収納されている。成木封入カプセル９は、第３
図にＰ細を示すように、外径６■、肉厚α２■、長さ２
０■のジルカロイの管１０と、管ｌＯの片側端に形成さ
れた厚さα０５−のジルカロイ製の薄膜１１と、薄１１
［１１に１ｍｌ！素封入カプセル９及び核燃料要素ｌと
の圧力差を利用して大金あけるように形成されたベネト
レータ１２と、内部に封入された喜気圧の酸素ガス１３
とからなっている。薄膜１１０厚さは腐食性核分裂生成
ガスであるヨウ素のギャップガス中の員直が応力腐食割
れ破損を起こすし哀１／’１１３ Ｘ Ｉ Ｇ −”
ｇ／ｍ”より小サイ２．５Ｘ１０’″”１１７ｅｘ”に
違したときに、核燃料要素１内の被分裂生成ガスによる
内圧と酸素封入カプセル９０内圧との差圧により薄ｊ［
１１に加わる圧力とベネトレータ−１２の鋭い針先によ
って穴があくように形ＩＩＬされている。
、第３図は第２図の酸素封入カプセルの縦−面図である
。核燃料要素１は、内径１０．８■、肉厚α８６ｍ１全
長４ｍのジルカロイ−２の被覆’１２に外４！に１α５
６ｍのＵ Ｏｓ燃料ベレット３を＆６ｍに渡って装填し
、１気圧のヘリウムガスを封入し死後、その上下両端ｔ
ｍ栓４．５で溶接缶＊ｉれている。プレナム６部内には
、コイルばね７、水分ゲッター８及びＩ！ＩＸ封入カプ
セル９が収納されている。成木封入カプセル９は、第３
図にＰ細を示すように、外径６■、肉厚α２■、長さ２
０■のジルカロイの管１０と、管ｌＯの片側端に形成さ
れた厚さα０５−のジルカロイ製の薄膜１１と、薄１１
［１１に１ｍｌ！素封入カプセル９及び核燃料要素ｌと
の圧力差を利用して大金あけるように形成されたベネト
レータ１２と、内部に封入された喜気圧の酸素ガス１３
とからなっている。薄膜１１０厚さは腐食性核分裂生成
ガスであるヨウ素のギャップガス中の員直が応力腐食割
れ破損を起こすし哀１／’１１３ Ｘ Ｉ Ｇ −”
ｇ／ｍ”より小サイ２．５Ｘ１０’″”１１７ｅｘ”に
違したときに、核燃料要素１内の被分裂生成ガスによる
内圧と酸素封入カプセル９０内圧との差圧により薄ｊ［
１１に加わる圧力とベネトレータ−１２の鋭い針先によ
って穴があくように形ＩＩＬされている。
核燃料要素ｉｔ−原子炉内に装架し原子炉の運転を始め
ると、ギャップガス中の曹つＸｌｌｌＩ度は燃料ぺレッ
ト３の温度、即ち、核燃料１！ＸＩの出力及びＳａｔに
よって決まる。ギャップガス中のヨウ素ｌｌ＆直が応力
腐食割れ破損を起こすしきい１［３Ｘ１０−ｇ／ａＩＩ
”以下ｏ ｚ ｓ ｘ １ｏ −’ ｇ／ｃｍ’に達す
るＷ＃Ｏ楓燃料賛素１０燃焼度は、核燃料要素１が、３
４Ｎ）Ｗ／ａｍの一定出力で運転された場合、約１００
００ ＭＷＤ／ Ｔｗｏ、 で、また、４００ Ｗ／
ｃＩ１１の一定出力で運転逼れ友場曾、約３０００ＭＷ
Ｄ／Ｔυ−である。この時、酸素封入カプセル９の外部
の圧力の万が萬くなり薄膜１１がベネトレータ−１２に
より破られ、は系封入カプセル９内に封入されていたＩ
Ｉ！素ガス１３が核燃料要素ｌ内に放出され、腐食性核
分裂生成ガスであるヨウ素による応力腐食割れ破損を防
止できる安全ガス雰囲気（ガスプレナム６内の［８分圧
は？ Ｔｏｒｒ以上）ｔ−作り出し、核燃料要素１の応
力腐食割れ破損を防止することができる。
ると、ギャップガス中の曹つＸｌｌｌＩ度は燃料ぺレッ
ト３の温度、即ち、核燃料１！ＸＩの出力及びＳａｔに
よって決まる。ギャップガス中のヨウ素ｌｌ＆直が応力
腐食割れ破損を起こすしきい１［３Ｘ１０−ｇ／ａＩＩ
”以下ｏ ｚ ｓ ｘ １ｏ −’ ｇ／ｃｍ’に達す
るＷ＃Ｏ楓燃料賛素１０燃焼度は、核燃料要素１が、３
４Ｎ）Ｗ／ａｍの一定出力で運転された場合、約１００
００ ＭＷＤ／ Ｔｗｏ、 で、また、４００ Ｗ／
ｃＩ１１の一定出力で運転逼れ友場曾、約３０００ＭＷ
Ｄ／Ｔυ−である。この時、酸素封入カプセル９の外部
の圧力の万が萬くなり薄膜１１がベネトレータ−１２に
より破られ、は系封入カプセル９内に封入されていたＩ
Ｉ！素ガス１３が核燃料要素ｌ内に放出され、腐食性核
分裂生成ガスであるヨウ素による応力腐食割れ破損を防
止できる安全ガス雰囲気（ガスプレナム６内の［８分圧
は？ Ｔｏｒｒ以上）ｔ−作り出し、核燃料要素１の応
力腐食割れ破損を防止することができる。
第４図は他の実施例を示し、戚索耐入カプセル９の薄Ｊ
［１１を破り易くするために、ｒＲ業ガス１３の圧力よ
り萬い圧力でベローズ１４内にヘリウムガスｌ５ｔ−封
入しておき、核燃料要素１を原子炉内に装架し、原子炉
の運転（冷却水温度：２８０Ｕ）を始めたときにペネト
レータ−１２がベローズ１４内圧の増〃Ωにより薄膜１
１に力を加えておく臘の酸素封入カプセル９も利用でき
、酸素封入カプセル９の外側の圧力が高くなるとペネト
レータ−１２により破られる。また、薄膜１１の厚さｔ
異にし次数−の酸素封入カプセル９を核燃料要素ｌのガ
スプレナム６に配置し、核燃料要素１０内圧の違いに１
って薄膜１１が違つ死時点で逐次破れるようにしてもよ
い。
［１１を破り易くするために、ｒＲ業ガス１３の圧力よ
り萬い圧力でベローズ１４内にヘリウムガスｌ５ｔ−封
入しておき、核燃料要素１を原子炉内に装架し、原子炉
の運転（冷却水温度：２８０Ｕ）を始めたときにペネト
レータ−１２がベローズ１４内圧の増〃Ωにより薄膜１
１に力を加えておく臘の酸素封入カプセル９も利用でき
、酸素封入カプセル９の外側の圧力が高くなるとペネト
レータ−１２により破られる。また、薄膜１１の厚さｔ
異にし次数−の酸素封入カプセル９を核燃料要素ｌのガ
スプレナム６に配置し、核燃料要素１０内圧の違いに１
って薄膜１１が違つ死時点で逐次破れるようにしてもよ
い。
陶、上記両実施伺とも、腐食性核分裂生成ガスでるゐ璽
り素による核燃料要素の応力腐食割れ破損Ｏ抑制に酸素
を使用し九場合について述べたが、酸素以外に、水嵩、
水蒸気、窒素でも同様の作用幼果を有する。ｔた、これ
ら水素、水蒸気、輩素番るーは緻累の混合ガスｔ１戚素
の代わ９としてカブ七ルに封入しても、！ＩＩ！素ガス
と同様に銭燃料畳嵩Ｏ応力腐食割れ破損を防止できる。
り素による核燃料要素の応力腐食割れ破損Ｏ抑制に酸素
を使用し九場合について述べたが、酸素以外に、水嵩、
水蒸気、窒素でも同様の作用幼果を有する。ｔた、これ
ら水素、水蒸気、輩素番るーは緻累の混合ガスｔ１戚素
の代わ９としてカブ七ルに封入しても、！ＩＩ！素ガス
と同様に銭燃料畳嵩Ｏ応力腐食割れ破損を防止できる。
以上記述した如く本発明の核燃料要素は、応力腐食割れ
による破損を防止できて原子Ｆ（Ｚ）安全性。
による破損を防止できて原子Ｆ（Ｚ）安全性。
９ａ釆的な運転性【向上で富る効果ｔ−１゛するもので
るる。
るる。
ｓ１図は従来の核燃料要素の縦＃面図、第２図は本発明
の核燃料！！素素置実施例縦断面図、第３図は第２図の
酸素封入カプセルの詳細図、第４図は本発明の核燃料要
素の他の夾厖例の第３図と同部品の１ＪｔＸ封入カプセ
ルの詳細図である。 １・・・核燃料要素、２・・・４１．６Ｉ管、３・・・
燃料ベレット、６・・・ガスプレナム、９・・・酸素封
入カプセル、１３第１図 舅２ 図
の核燃料！！素素置実施例縦断面図、第３図は第２図の
酸素封入カプセルの詳細図、第４図は本発明の核燃料要
素の他の夾厖例の第３図と同部品の１ＪｔＸ封入カプセ
ルの詳細図である。 １・・・核燃料要素、２・・・４１．６Ｉ管、３・・・
燃料ベレット、６・・・ガスプレナム、９・・・酸素封
入カプセル、１３第１図 舅２ 図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、被覆管内に燃料ベレットが封入密閉されてなる礁燃
料畳素において、上記仮覆管上端内部のガスプレナム内
に、応力腐食割れ抑制ガスが封入されると共に上記核燃
料要素内の核分裂生成ガスに基づ（上記砿覆管内圧との
差圧によって上記応力腐食割れ抑制ガスを放出するよう
に形成されたカプセルが内蔵されてなるととｔ−特徴と
する核燃料要素− ２、上記カプセルに、酸素、水素、ｉｉｌ素、水蒸気の
いずれか１１１以上の応力腐食割れ抑制ガスが封されて
いる特許請求の範囲第１項記載の截燃料要素。 ３、上記ガスプレナム内に、上記応力腐食割れ抑制ガス
【放出する際に破られるように形成される薄属Ｏ厚さが
それぞれ異なるように形成された上記★プ七ルが複数個
内蔵されている￥ｆｉｆｆ＃ｌＩ求の範８１１１項記載
の核燃料要素。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57028976A JPS58147676A (ja) | 1982-02-26 | 1982-02-26 | 核燃料要素 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57028976A JPS58147676A (ja) | 1982-02-26 | 1982-02-26 | 核燃料要素 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58147676A true JPS58147676A (ja) | 1983-09-02 |
Family
ID=12263446
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57028976A Pending JPS58147676A (ja) | 1982-02-26 | 1982-02-26 | 核燃料要素 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58147676A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60125588A (ja) * | 1983-11-16 | 1985-07-04 | ウエスチングハウス エレクトリック コ−ポレ−ション | 原子炉部材 |
| US7570728B2 (en) | 2002-12-20 | 2009-08-04 | Westinghouse Electric Sweden Ab | Nuclear fuel rod |
-
1982
- 1982-02-26 JP JP57028976A patent/JPS58147676A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60125588A (ja) * | 1983-11-16 | 1985-07-04 | ウエスチングハウス エレクトリック コ−ポレ−ション | 原子炉部材 |
| US7570728B2 (en) | 2002-12-20 | 2009-08-04 | Westinghouse Electric Sweden Ab | Nuclear fuel rod |
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