JPS58147678A - 核燃料要素 - 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】 本発明は核燃料要素に係ｐ１特に照射下でのジルコニウ
ム合金製被覆管の核分裂生成物であるヨウ素による応力
腐食割れｐ発生を防止するのに好適な核燃料要素に関す
るものである。

軽水炉用核燃料女系は、第１図に示すように、核燃料物
質、例えば、況結した二酸化ウラン（ＵＯｔ）または二
酸化ウランに可燃性毒物としてのガドリニウム（Ｇｄ）
を２〜５重量％固溶させて焼結してなる核燃料ペレット
をジルカロイ被覆管２内に充填して、被積管２の内部に
ヘリウムガスを封入して、被覆管２の両端を端栓３で閉
塞した構造になっている。なお、４はプレナム部、５は
プレナムスプリングで、核燃料要素の下部は図示を省略
しである。被覆管２の役目は、核燃料ペレツ）１と原子
炉内の冷却水との反応を防止し、かつ、放射性核分裂生
成物が冷却水中に混入するのを防止することにある。し
たがって、原子炉運転中に万−被積管２に破損が生じる
と、核分裂生成物が冷却水中に混入し、冷却水の放射能
レベルが上昇し、遂にはプラントの運転を妨害すること
になる０通常、ジルコニウム合金製被覆管２は、水およ
び水蒸気に対する耐腐食性に優れ、中性子断面積が小さ
く、かつ、照射下でも十分な延性をもっている。しかし
ながら、現在までの原子炉の運転経験によると、ジルコ
ニウム合金製被覆管であっても、中性子照射を受けるこ
とによる材料強度の低下と被分裂生成物との化学反応に
よる腐食ななどの相互作用に基づく脆性割れ（応力腐食
割れ）を発生する可能性がある。

このような好ましくない現象は、次のようにして発生す
るものと考えられる。すなわち、核燃料ベレット１で発
生した熱を被覆管２の外表面に効率よく伝えるには、被
覆管２の内表面と核燃料ベレット１との間に形成される
ギャップを数１０ずクロン以下に設定する必要があり、
一方、運転時節とともに核燃料ペレット１内に核分裂生
成物が蓄積して起る体積膨張などが原因して、第２図に
示すように、被覆管２がペレット１によって押し拡げら
れて引張応力を受ける。さらに、核分裂にともなってペ
レット１に蓄積されたヨウ素等の腐食性核分裂生成物が
一部ベレット１から放出され、被覆管２内の自由空間、
すなわち、クラック６などに集まる。したがって、被覆
管１に働く引張シ応力とヨウ素による腐食が重って、遂
には被覆管２に応力腐食割れと呼ばれる脆性破壊が発生
する。

この破壊を防止するため、核燃料ペレッ）１と被覆管２
との間に障壁を設けることが提案されており、障壁材と
しては、ステンレス鋼、ガラス質物、Ａｔ＊　Ｂ　＠＊
　Ｍ　ｇ　、　Ｃｕ等を用いることが知られている。ｔ
た、被覆管２の内面ＫＭＯ，Ｗ。

Ｈｂ、（’ｒ、Ｈｉ、ｐｃ、Ｍｇ、Ｃｕ、Ｚｒ。

ｋＡ、Ｈｌ−Ｃｒ合金等を内張すすることも周知で参る
。これらの従来技術は、障壁材もしくは内！ｌシ材によ
ってジルコニウム合金製被覆管２とヨウ素ガスとが直接
反応しないようにして、応力腐食割れが発生しないよう
にし九ものである。

しかしながら、上記したように障壁材ま念は内張）材を
設けたものは、中性子吸収断面積が大きくな９、炉の経
済性を低下させるなどの欠点がある。１＋、障壁材とし
て使用する材料が核燃料ベレットｌと両立し難い物質よ
りなるか、あるいは、被積管２と両立し暖い物質よシな
る場合がめり、最近問題となっている核燃料ベレット１
と被覆管２との閾Ｏ局部的な化学的、機械的相互作用に
対する根本的な鱗決法と軟ならない。

また、核燃料ベレット１として二酸化ウランにガドリニ
ウムを固溶させて焼結したガドリニウム入シ核燃料ペレ
ットを用いる場合、その製造方法を示すと第３図に示す
工程図のようになる。まず、粉末処理された二酸化ウラ
ン（Ｕｏｔ）粉末とガドリニア（Ｇ’ｔｏｓ）　粉末と
を機械混合法によって組成が均一になるまで混合し、こ
の混合粉体を圧縮装置を使用して理論密度的４５〜５５
％になるように圧縮して圧粉体を成形し、この圧粉体を
水素あるいは水素と窒素とよりなる環元性雰囲気中で１
７００〜１７５０ｔｌｌ’　の温度範囲で焼結し、理論
密度的９０〜９５％の焼結ペレットとする。その後、各
ペレットをセンタレスグラインダ等で円柱状に研摩し、
水洗後乾燥してガドリニクム入シ核燃料ペレットとする
。ＵＯ，粉末に加えるＧ’＊０＊粉末の割合は、原子炉
の炉心設計によって異なシ、２〜１０重量％のＧｄ、Ｏ
，粉末がＵＯ３粉末に加えられる。焼結雰囲気は通常の
Ｕ　Ｏを核燃料ベレットの場合と同様としてあり、ｕｏ
ｍペレットを１７ｏＯ〜１７５０　Ｃの温度範囲で環元
性雰囲気中で焼結すると、酸素対ウラン（υ）原子比（
０／Ｕ比）は２００の化学量論的組成になる。また、０
／Ｕ比が２００のとＩＵＯ，の熱伝導率が最屯大きく、
かつ融点が最も高いので、ＵＯ１核燃料ベレットのＯ／
Ｕ比は２００に近いことが望しく、例えば、製造仕様と
して０／Ｕ比がｚｏｏｏ±０．０１５の範囲が採用され
ている。しかし、ガドリニウム入シのもＯｔ−環元性雰
囲気中で焼結すると、酸素対金属原子比（０／Ｍ比）が
υＯ，ペレットの場合のように！Ｇｏとはならない。す
なわち、ＵＯ，中に固溶するＧ（ｌ原子価が３価のもの
のみであシ、一方、Ｕの原子価は４価であるため、Ｇｄ
が（１）。

中Ｋｌｌ博すルト、そノ０／Ｍ、ｌＨ２，００！　Ｆ）
小さくなる。例えば、ＵＯ，中に１０ｒｒＤ１％のＱｄ
が１１１１Ｌ九場合、Ｏ／Ｍ比が１．９５になる。また
、０／Ｍ比が２．ＱＯよル小さいベレットは、非常に酸
化され中すく、室温で空気中に放置するだけで、そ００
／Ｍ比が変化する。第４図はＵＯ，中に最高４０ｗａ１
％近＜ｔでＧｄｔ−ｍ加Ｌ、１７００ＣＣ）温度で４時
間水素中で焼結したベレットのＯ／Ｍ比とＧｄ、　０．
　（ｍｏ　１％）　との関係を示す線図である（Ｊ、　
Ａｍｅｒ、　Ｃｅｒａｍｉｃ　　Ｓｏｃ、４８　２７１
（１９６５）参照〕。このように０／Ｍ比のばらつき゛
が大きく、かつ、核燃料設計上好ましい０／Ｍ比の範囲
１．９９〜ＺＯＩに入っていない。したがって、ｔＪｏ
、中に可燃性毒物であるＱｄを固溶させて焼結したガド
リニウム入シ核燃料ペレットとして、Ｏ／Ｍ比が均−ｆ
、しかも、燃料設計上好ましい１．９９〜２０１の範囲
の０１Ｍ比となり、熱伝導率が大きく、それにともない
ジルコニウム合金製被覆管２に応九腐食割れが発生する
のを防止することができるものが望まれている。

本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目的とする
ところは、ジルコニウム合金製被覆管に引張ｐ応力が作
用しても被覆管に応力腐食−れが起る確率を大幅に低減
することができる核燃料要素を提供することにある。

本発明の第１の特徴は、核燃料ペレットを装填して密封
されたジルコニウム合金製被覆管内に二酸化炭素と一酸
化炭素との混合ガスを含む充填ガスを充填した構成の核
燃料要素とした点にろる。

第２０％黴は、ジルコニウム合金製被覆管内に装填する
二酸化クラ／に可燃性毒物としてのガドリニウムを固溶
させて焼結した核燃料ベレットは二酸化炭素と一酸化炭
素との混合ガス中で熱処理し九％ｔ）とした点にある。

以下本発明を第１図および第′５図〜第１０図を用いて
詳細に説明する。

まず、第１０実施例について説明する。第１の実施例は
、第１図に示すように、密封され九ジル；エク五合金製
被覆管２に核燃料ペレツ）１を装填し、かつ、充填ガス
を封入してなる核燃料要素において、上記充填ガス中に
一酸化炭素（ＣＯ）と二酸化炭素（Ｃｏｗ　）との混合
ガスを存在させるようにし友、この場合、充填ガスはＣ
Ｏとαλのみからなっていてもよいが、ＣＯとＣｏｔ以
外にヘリウム（Ｈ＠）を含む３成分混合ガスである方が
よい。

このようにし九の線、照射中のジルコニウム合金製被覆
管２内の核分裂生成物である１つ素の分圧が、被覆管２
内の酸素ポテンシャルに大きく依存することを実験的に
つきとめたからである。

被覆管２内の酸素ポテンシャルは、核燃料ペレット１の
０／Ｍ比と温度によって一義的に決まる。

Ｕ　Ｏを核燃料ペレットでは、金属原子はＵのみであり
、ＵＯ，−Ｇｄ、０．核燃料ペレットでは、金属原子は
ＵとＱｄである。第５図は安定化ジルコニア（Ｚｒへ−
Ｑｍｏ１％Ｙｔ　Ｏｓ　）の固体電解質を用いて実測し
た１００ＯＣにおけるＵＯ，および・。

Ｕｌ　−Ｆ　Ｇ’　Ｆヘペレット（ｙは固溶（）ｄの濃
度）の酸素ポテンシャルと０／Ｍ比との関係を示す線図
−である。第５図の１曲線はＵＯ，ベレットについての
結果であり、ｂ、ｄＱ線は００．中に固溶させた（）ｄ
の濃度が４モル、１４モル、２７モルのベレットについ
ての結果である。第５図から各試料ともＯ／Ｍ比が２０
０よりわずか大きくなると酸素ポテンシャルが著しく上
昇することがわかる。

また、同一の〇／Ｍ比で比較した場合、固溶Ｑｄの濃度
が高くなるにしたがって酸素ポテンシャルが高くなるこ
とがわかる。

一方、ＵＯ，およびＵｓ−ｙＧ’ｙｏ＊ペレットの製造
時Ｏｏ／Ｍ比祉、従来、はぼ２００の化学量論的組成に
なるようＫｌｌ製されているが、原子炉内でυの被分裂
が起夛、固体状の核分裂生成物がペレツＦ内に蓄積され
る丸め、第６図に示すように、燃焼度が増すにしたがっ
てペレットの０／Ｍ比が上昇する。したがって、燃焼度
とともに被覆管２内の酸素ポテンシャルが急激に上昇す
ることになる。

とζろで、ジルコニウム合金製被覆管２の応力腐食割れ
Ｏ原因物質であるヨウ素は非常に活性な物質であ）、照
射中波覆管２内では、他の核分裂生成物、４１にセシウ
ムと反応して安定な璽つ化セシウム（ＣＩＩ）　として
存在する。また、ヨウ素と反応し九残）のセシウムはＵ
Ｏｌと反応してＣｓ、［７へあるいｔｉｃｌ、Ｌｒ、ｏ
□の化合物を作る。したがって、平衡状態における被覆
管２内の自由な璽り素の分圧Ｐｓが次式の反応によって
発生することに＆る。

＊Ｃ龜Ｉ＋ＵＯ＊＋０１　諺Ｃ＠＠　Ｄｏ４＋２　Ｉ　
　　　　”・”・（１）２ＣＩＩ＋４０へ＋２０．　＝
（ｊ、Ｕ、Ｏ，、＋２Ｉ　　−・−・（２）（１）、　
（２）式の反応において、各物質の熱力学データを用い
て平衡のヨウ素分圧を求めて図示すると、第７図に示す
線図のようになる。第７図は酸素ポテンシャルをパラメ
ータとしたときのヨウ素分圧と温度との関係で、ｅ　−
ｊ曲線はそれぞれ酸素ポテンシャルが−６０，−７０，
−８０，−９０゜−１００，−１１０ｋｃａｔ／ｍｏ　
１　の場合のもＯで６る。

第７図より、一定温度では酸素ポテンシャルが上昇する
にしたがってヨウ素分圧が高くなることがわかる０例え
ば、被覆管２と核燃料ベレット１との間のギャップの平
均温度が約５ｏｏｔ：’では、酸素ポテンシャルが−５
Ｑ　ｋｃａｔ／ｍｏｌのときはヨウ素分圧が約Ｉ　Ｑ−
？ａ　ｔｍであるのに対し、酸素ボｆ　７　Ｖ　’（ｋ
が−１００ｋｃａｔ／ｍｏｌではそれが約１６”　ａ　
ｔｍと非常に低くなる。

ところで、被覆管２のヨウ素による応力腐食割れの発生
確率は、被覆管２内のヨウ素分圧に太き、く依存し、ヨ
ウ素分圧が高くなるにしたがって応力腐食割れが起りや
すくなる。本発明者らによる炉外実験によれば、応力腐
食割れが顕著に起υ始める臨界曹り素分圧は、１ｏ−Ｉ
Ｓ〜１０−１１麿ｔｍ　　で魯９、これ以下のヨウ素分
圧では、応力腐食割れは発生しなかった。照射中の被覆
管２内のヨウ素分圧を臨昇扁り素分圧以下にするには、
第７図から酸素ポテンシャルを−８０〜−９９ｋｃａｖ
ｍｏｌにす終ばよく、酸素ポテンシャルを制御すること
によってジルコニウム合金製被覆管２の応力腐食割れの
発生を防止することが可能になる。

しかし、被覆管２内にヘリウムガスを充填しただけでは
、第６図に示すように、燃焼度とともに核燃料ペレット
１の０／Ｍ比が上昇するので、被覆管２内の酸素ポテン
シャルが上昇することにな９、応力腐食割れの発生を防
止することができない。そこで、本発明の実施例におい
ては、上記したように、被覆管２内にＣＯ８とＣＯとの
混合ガスを充填し、次式に示されるガス平衡を利用して
、當に被覆管２内の酸素ポテンシャルが−８０〜−會ｇ
　ｋ＠ａ、４／ｍｏｌ以下になるようにした。

Ｃへ＝ＣＯ＋　　Ｏ＊　　　　　　　　　　・・・・・
・（３）第８図はＣｏｔ　とＣＯＯ２０の混合比をノく
ラメータとしたときの酸素ポテンシャルと温度との関係
線図で、ｋ、ｏ曲線はそれぞれ混合比（Ｃｏ、　／ＣＯ
＞が１００，１０，１．１０″１１Ｑ−２の場合のもの
である。第８図から核燃料ベレット１と被覆管２との間
のギャップの平均温度である５ｏｏｔ：’前後において
酸素ポテンシャルを−８０〜−９０ｋｃｇ／ｍｏ１　以
下にするには、混合比Ｃ０１／　ＣＯを１００以下にす
ればよいことがわかる。しかし、混合比Ｃへ／ＣＯをあ
まシ小さくすると、はとんどＣＯＯ２０みとなり、（３
）式のガス平衡が成立しにくくなυ、また、高温部の核
燃料ベレット１がＣＯによって還元されてＯ／Ｍ比が２
００よ）小さくなる恐れがあるので、混合比Ｃｏ、／Ｃ
ｏの下限は１０°３とするのが適当でおる。

上記し九ように、本発明の第１の実施例においては、ジ
ルコニウム合金製被覆管２内にあらかじめＣＯ２とＣＯ
との混合ガスを充填し、両者のガス平衡を利用して被覆
管２内の酸素ポテンシャルを常に低く保つようにしたの
で、核分裂生成物のヨウ素の分圧をジルコニウム合金製
被覆管２に応力腐食割れを起す臨界ヨウ素分圧以下とす
ることができ、被燃料要素の破損を防止することができ
る。なシ、効果を顕著にするには、被覆管２内に充填す
るＣＯｌとＣＯとの混合ガスの混合比ＣＯ２／Ｃｏを１
００〜１０−２の範囲とすることが好ましい。

ところで、核燃料要素内の充填ガスは不活性である上に
、熱媒体としてその熱伝導率が大きいことが必要であ゛
るが、ＣＯおよびＣＱ、の熱伝導率はそれぞれａ０２６
．０．０１９　　ｋｃｍｔ／ｍＬｈ　ｔｒ　（１００Ｃ
’。

Ｉａｔｍ　）でアシ、従来、使用されてきたＨｅの（Ｌ
１４８ｋＣａｊ／１ａｈｃ　Ｋ＜らヘテ約１／６〜１／
８である。したがって、ＣＯとＣＱ、とＨｅの３成分混
合ガスとすることが好ましい。例えば、αｈとＣＯとの
混合ガスの分圧Ｑ、ｌａｔｍ％Ｈｅの分圧る α＠　ａｔｍ　（常温）からな歩充填ガスとすれば、そ
の熱伝導率＃１１６ｍＯＨ！の熱伝導車より数％程度小
さいｔのとすることができる。そこで、ジルコニウム合
金製被覆管２の応力腐食割れ防止に対するＣＯ３とＣＯ
どの混合ガスの効果、熱伝導率増大に対するＩＩｅの効
果、ならびに製造上の問題を考慮すると、Ｃｏ、ＣＯ，
、Ｈｅの３成分混合ガスとしてＣＯｌとＣＯとの混合ガ
スの分圧が０、１〜０．５　ａｔｍ　、　ｌＩｅの分圧
が１〜３ａｔｍのものを用いるのが適当である。

なお、本発明に係る核燃料要素の製造は、従来の核燃料
要素の製造工程とほぼ同じ製造工程で製造することがで
きる。すなわち、上部端栓３を被覆管２に溶接する最終
工程（第１図参照）を充填しようとするＣＯ，ＣＯ，、
Ｈｅの３成分混合ガス雰囲気チャ／バ内で行うようにす
ればよく、特に製造コストが上昇することはない。

次に、第２の冥施例について説明する。第２の実施例で
は、第１図の核燃料ペレット１がガドリニウム入り核燃
料ペレットであるときに、焼結核燃料ペレットをあらか
じめ二酸化炭素と一酸化炭素の混合ガス中で熱処理する
ようにした。

Ｕｌ−アＧｄ、Ｏ，ベレットの０／Ｍ比と酸素ポテンシ
ャルとの関係を、 Ｐｔ１ｌ稿−ｙＧ’ｙｏｍｌＺｒ（％　　８ｍｏ１％Ｙ
＊　０＆　ｌＯ＊（１）　、　Ｐ　ｔ　２なる構成から
なる高温固体電池によって測定、した。

すなわち、固体電解質としてｚｒＱ、−ｇｍｏ１％Ｙ、
０．を、基準極とし空気中の酸素（酸素分圧ａ２１１ｔ
ｒｎ）を用い、試料極Ｑ　Ｕｔ　−ｙＧ　’　ｒｏｔペ
レットは、ＵＯ８粉末とＧ’＊　Ｏｓ粉末とを約１時間
機械的に混合して組成を均一にした後、この混合粉末を
圧縮成形して理論密度５０％のペレット状とし、この成
形体を水素雰囲気中で１７００ｔ：’２時間の焼結を行
いペレットとした。なお、固溶Ｇｄの濃度ｙＦｉｏ〜ｇ
７ｍｏ１％の範囲で変化させた。−例として、上記ペレ
ットのＩｏｏｏｒにおける酸素ポテンシャルと固溶Ｑｄ
の濃度ｙとペレットの０７Ｍ比とから次式よシ計算され
る平均ウラン原子価Ｖｌｌとの関係を第９図に示した。

Ｖ、−（２０／Ｍ−３７）／（１−Ｙ）　　　　　−−
・・−（４）第９図から０ｒ−ｙＧ’　ｒｏｍベレット
（０≦ｙ≦０．２７）の酸素ポテンシャルが（４）式よ
シ計算される平均ウラン原子＠Ｖ、によりて一義的に整
理されることが４１１明した。なお、８００〜１７００
Ｃの温度範囲におけるデータから実験式として次式が得
られる。

Δへ、−ａ’ｒ〔２ｚｎｋ＋ｚｚｎ（３Ｆ／２＋Ｖ、（
１−Ｙ＞）＋４ｔｎ　（Ｖ、　−４）／　（５−Ｖ％）
　）＋２ＲＴｊｎｋ・・・・・・（５） ｔｎｋ−７，７８−１８２６７／Ｔ　　　　　　　−−
−−−−（ａ）ここに、ｌＧｌ、！：酸素ポテンシャル
Ｒ：ガス常数 Ｔ　：絶対温度 したがって、（４）式において０／Ｍ比を２００とすれ
ば、 Ｖ、ツ（４−ａｙ）／（１−ｙ）　　　　　　　・・・
・・・（ηとなシ、この（７）式にＯ≦ｙ≦α２７の範
囲のＧｄの濃度ｙを代入して計算されるＶ、から（飢（
６）式を用いてペレットの０／Ｍ比が２００の化学量論
的組成になる酸素ポテンシャルΔＧＯ０，が求まる。

すなわち、雰囲気中のΔＧヮを（５）式よシ求まる値に
することによって、ペレットのＯ／Ｍ比を２００に制御
することが可能になる。

一方、雰囲気中のΔＧｏ！は、ＣＯ，とＣＯとの混合ガ
スのガス平衡を利用することによって制御することがで
きる。混合比（Ｃｏ、／Ｃｏ）とΔＧＯＷとの関係は次
式で示すことができる。

ｌＧ＠−１３４５８２＋　Ｔ　（４１，３＋９．１　ｔ
ｏｇ　ＣＯｔ／ＣＯ）・・・・・・（８） 例えば、固溶（）ｄの濃度ｙをそれぞれ０．０４゜αｏ
ｓ、α１４．α２１としたときの１ｏｏｏｔ：’におけ
る０／Ｍ比がｚｏｏとナル混合比（ＣＯ，／ＣＯ）を（
２）〜ω）式を用いて計算すると第１表に示すようＫな
る。

そこで、水素雰囲気中で１７００Ｃ，２時間焼結して得
られ九〇　＊−ｙＧｄア０．ベレットを上記計算結果に
基づくＣへ／Ｃｏ比のＣＱ、とｃｏとの混合ｔｌ　ｘ　
中”ｔ”　１０００　ｃ、　２時間熱処理したベレット
の０／Ｍ比を分光光度法で測定し、固溶Ｇｄの濃度と０
／Ｍ比との関係が第１０図に示す線図となる結果が得ら
れた。第１０図よシ、全試料のベレットの０／Ｍ比が２
．００の化学量論的組成にはｆｆ　一致しておシ、好ま
しい０１Ｍ比の範囲１．９９〜２０１に入っていること
がわかる。

そこで、本発明の第２の実施例においては、二酸化ウラ
；’（ＵＯｔ）と可燃性毒物としてのガドリニア（Ｇｄ
、Ｏ，）との混合粉末を圧縮成形した後、環元性雰囲気
（水素）中で焼結して得られたＵｌ−、Ｇｄア０゜ベレ
ットを固溶（）ｄの１１度ｙに応じて定めた混合比のＣ
Ｑ、とＣＯとの混合ガス中で熱処理したベレットを核燃
料ベレットとして用いるようにした。

これｋよシ、ベレットのＯ／Ｍ比をｚｏｏの化学量論的
組成にすることができ、これにともないジルコニウム合
金製被覆管２に応力腐食割れが起る確率を大幅に低減す
ることができる。

なお、上記した実験では、熱処理温度を１００００、熱
処理時間を２時間としであるが、熱処理温度を８００−
％−１７００　ｔ’、熱処理時間を３０分〜４時間Ｏ範
囲で変えても同様の効果を得ることができる。ｆた。Ｃ
Ｏ，とｃｏとの混合ガスの混合比は、ペレットＯ固溶（
）ｄの濃度ｙに応じて変えるようくし、しかも、ω）式
を満足するように選定するのが好ましい。

以上説−し九ように１本発明によれば、ジルコニウム合
金製被覆管に引張り応力が作用しても被覆管に応力腐食
割れが起る確実を大幅に低減するこ七ができ、核燃料要
素の破損を防止できるという効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１１１Ｆｉ核燃料要素の上部の縦断面図、第２図は核
燃料要素に起夛やすい問題点を説明するための一部を切
シ欠いて示した斜視図、第３図はガドリエク五入シ二酸
化ウラン核燃料ペレットの製造方法を説明するための工
程図、第４図は水素雰囲気中で焼結されたガドリニウム
入シの核燃料ベレットのＯ／Ｍ比と固溶ガドリニウム濃
度との関係を示す線図、第５図は酸素ポテンシャルとペ
レッ）００／Ｍ比との関係を示す線図、第６図はベレッ
トの０／Ｍ比と燃焼度との関係を示す線図、第７図は核
燃料要素内の酸素ポテンシャルをパラメータとしたとき
のヨウ素分圧と温度との関係を示す線図、第８図は二酸
化炭素と一酸化炭素との混合ガスの混合比（ＣＯ＊　／
ＣＯ）をパラメータとしたときの酸素ポテンシャルと温
度との関係を示す線図、第９図は各種核燃料ベレットの
酸素ポテンシャルと平均ウラン原子価との関係を示す線
図、第１０５！！Ｉは水素雰囲気中で焼結後二酸化炭素
と一酸化炭素とｑ混合ガス中で熱処理し死去種核燃料ベ
レットの０／Ｍ比と固溶ガドリニウム濃度との関係を示
す線図である。 １・−・核燃料ペレット、２・・・ジルコニウム合金製
被策　）　図 も２　回 も　３　ｚ 第　４　％ Ｇ（ＩＯ＋、ｓ　（ｘｏし　％） 生　５ｚ Ｏ／Ｍヒヒ 功はえ八（奴２−） も　］　因 湿ルＴ（・０） ５１ＮＩＱ’／Ｔ（に−リ ￥ｌ　ｇ　ｚ シｌへ（°Ｃ） ￥−）ｑｚ −１４０しｍ＝ 平均りラソ禿）イ凸

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 Ｌ　密封されたジルコニウム合金製被覆管内にニー酸化
   ウランまたは二酸化ウランに可燃性毒物としてのガドリ
   ニウムを固溶させた焼結核燃料ベレットを装填してなる
   核燃料要素において、前記被覆管内に二酸化炭素と一酸
   化炭素との混合ガスを含む充填ガスを充填しであること
   を特徴とする核燃料要素。 ２　前記二酸化炭素と一酸化炭素との混合ガスは、両者
   の混合比（Ｃｏｔ／Ｃｏ）が １０−　”　＜ＣＯｔ　／Ｃｏ＜１０”を満足する範囲
   になるようにしである特許請求の範囲第１項記載の核燃
   料４ｉ素。 龜　前記充填ガスは二酸化炭素と一酸化炭素とヘリウム
   よシなる３成分ガスである特許請求の範囲第１項または
   第２項記載の核燃料要素。 表　密封され光ジルコニウム合金製被覆管内に二酸化ウ
   ランに可燃性毒物としてのガドリニウムを固溶させた焼
   結核燃料ベレットを装填してなる核燃料要素において、
   前記焼結核燃料ベレットは二酸化炭素と一酸化炭素との
   部付ガス中で熱処理しであることを特徴とする核燃料要
   素。 ４、　前記焼結核燃料ベレットの固溶ガドリニウムの濃
   度が０〜２７　ｍｏ１％の範囲としである特許請求の範
   凹＃！１項記載の核燃料要素。 ＆　前記焼結核燃料ベレットの二酸化炭素と一酸化炭素
   との混合ガス中での熱処理温度は８００〜１７００Ｃと
   してあり、熱処理時間は３０分〜４時間としである特許
   請求の範囲第３項または第４項記載の核燃料要素。