JPS5972085A - 核燃料要素の製造方法 - 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】 〔発明の利用分野〕 本発明は、軽水炉、重水炉などに用いられる核燃料要素
およびその製造方法に係シ、特にプルトニウム含有燃料
に好適な核燃料要素およびその製造方法に関する。

〔従来技術〕

軽水炉、重水炉に使用される燃料要素は、一般に第１図
に示す如く、燃料ペレット３、サーマルインシュレータ
５、プレナムスプリング６等を被覆管２内に充填し、被
覆管２の両端に端栓１および４を溶接して密封したもの
である。このような燃料要素２０内は、通常ヘリウムガ
ス雰囲気になっている。燃料要素２０は、まず下部端栓
１を被覆管２に溶接し、多数の燃料ベレット３、サーマ
ルインシュレータ５を充填し、その後、燃料ベレット３
および被覆管２内の湿気を除くために真空脱ガス乾燥を
３００Ｃ〜４００Ｃの温度領域で行い、プレナムスプリ
ング６を挿入した後、ヘリウム雰囲気中で上部端栓４を
被覆管２に溶接してそれを密封することによシ製造され
る。

軽水炉にて使用された使用済燃料の再処理によって得ら
れたプルトニウム含有燃料ペレットを用いた核燃料要素
が製造されている。プルトニウムは毒性が強く、核燃料
要素を製造する際、安全管理を十分に行うことが要求さ
れる。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、核燃料要素外部への核物質の飛散を防
止できる核燃料要素およびその製造方法を提供すること
にある。

〔発明の概要〕

本発明の特徴は、核燃料要素の被覆管にフィルタを有す
る端栓を溶接したことにある。

最近、軽水炉にて使用された使用済燃料からプルトニウ
ムを抽出し、そのプルトニウムを重水炉用の核燃料要素
に含有させるプルサーマル燃料の開発が進められつつあ
る。寸だ、プルトニウムを含んだ核燃料要素は、重水炉
および高速増殖炉にも当然のことながら用いられている
。

このプルトニウムを含有している核燃料要素の製造に当
っては解決すべき技術的問題点がある。

第一の問題点は、プルトニウムは毒性が強く、ウラン燃
料とは異なシ製造施設内のゼロ汚染管理が必要であると
いうことである。

第二の問題点は、ウラン燃料と異なシ放射線が強く、製
造施設では遠隔操作あるいは自動化装置が必要となるこ
とである。

既に製造を行っている重水炉用の核燃料要素製造施設で
は、第一の制限条件を満足させる種々の対策がなされて
いる。

つまシ、燃料ベレットは大気中で取扱うのではなくグロ
ーブボックス内で被覆管２内に充填され、充填後に第２
図に示すようなフィルタ８を有する仮端栓７を被覆管２
の一端に着脱可能に挿入する。

プルトニウムの粒子は最小０．３μ程度であシ、フィル
タ８はこれを通さない高性能フィルタが用いられている
。

このフィルタ８が効果を発揮するのは、密封用の本端栓
（図示せず）を被覆管２に溶接する前の脱ガス乾燥工程
である。脱ガス乾燥工程は、仮端栓付燃料要素をチャン
バ内に入れ、仮端栓７に設けられた通路２１を通して被
覆管２内を真空に引きながら約３００Ｃで加熱して湿分
を除去することによシ行われる。この真空引きの際、核
燃料要素内のプルトニウムの粒子が引かれるが、仮端栓
７に内蔵されているフィルタ８に引つ掛かシ外部への飛
散を防止できる。

真空脱ガス乾燥工程終了後、被覆管内にヘリウムガスが
充填される。その後、仮端栓７を被覆管２の一端よシ取
外し、プレナムスプリングを被覆管２内に挿入し、密封
用の本端栓が被覆管に溶接される。これで核燃料要素が
完成される。

この重水炉用の核燃料は、プルトニウムの富化度が低く
（約２％）放射線も弱いため上記作業はほとんどグロー
ブボックス内で手作業で行われる。

つまυ、前記第一条件を満足すれば良いことになる。

しかしながら前述の軽水炉用の核燃料要素へのプルトニ
ウム添加の場合はプルトニウム富化度が高く（約５％）
、従来型の重水炉用の核燃料要素においても核燃料中の
核分裂生成物が増加するので、核燃料からの放射線の強
さは現在の重水炉用の核燃料要素よりはるかに強くなる
。

そこでこれらの核燃料を扱う施設では第二の条件−遠隔
操作化、自動化が必要となる。

ところが前述の如〈従来の重水炉燃料製造施設ではほと
んどの作業が手作業で行なわれていて第二の条件を満足
させることはできない。

取わけ第一の条件を満足させるための手段である仮端栓
の取扱いは自動化の上で大きな支障となる。なぜならば
これらプルサーマル燃料、重水炉燃料は、加圧型軽水炉
（ＰＷＲ）燃料の内圧３０気圧はもちろんのこと、燃料
要素内圧をより高くする傾向にあムこのような高圧用チ
ャンバ内での仮端栓ハンドリング用装置の存在は圧力保
証、シール部からの汚染物質漏洩、チャンバ内容積増加
による真空引き時間の増加、耐圧チャンバ外からの機器
のメンテナンス性等の不具合の原因となる。

つまシ製造中汚染防止の役目を果し、真空脱ガス乾燥炉
、高圧チャンバ内で一切ハンドリングする必要のない端
栓を持った核燃料要素が必要となる。

発明者等は、種々の検討を行い第一および第二の制限条
件を満足する核燃料要素を発明したものである。

〔発明の実施例〕

本発明の好適な一実施例である核燃料要素を以下に述べ
る。第３図に本実施例の核燃料要素２４を示す。被覆管
２１の一端である下端には下部端栓２が、その他端には
上部端栓９が溶接されている。被覆管２内には燃料ベレ
ット３、サーマルインシュレータ５、プレナムスプリン
グ６が充填すれている。燃料ベレット３は、ウランとと
もにプルトニウムを含有している。上部端栓９内でしか
も被覆管２内の雰囲気と接する位置にフィルタ１０が内
蔵されている。またフィルタ１０を介して被覆管２内の
空間に連通される細長い孔部２２が、上部端栓９内に設
けられる。細長い孔部２２は、外部に連通していた通路
をＢ点で溶接にて封鎖することによって作られる。上部
端栓９と被覆管２の溶接箇所はＡ位置である。

上記構造がプルトニウム人燃料製造、とシわけプルサー
マル燃料製造でいかに適しているかを以下に述べる。

これらの核燃料要素を製造するには、まずヘリウム雰囲
気（常圧）中で被覆管２の一端に下部端栓１をＴＩＧ溶
接する。これは従来の軽水炉、重水炉用の核燃料要素と
同じである。

次に、汚染防止のためにグローブポックスト呼ばれるシ
ールドされた箱の中でプルトニウム含有ノ燃料ヘレット
３、サーマルインシュレータ５、ブレナムスプリング６
が充填される。この後、第４図に示すようにフィルタ１
０を内蔵している上部端栓９がヘリウム雰囲気（常圧）
であるチャンバ１３内で被覆管２に溶接される。溶接作
業時には、被覆管２はグリッパ１１および上部端栓９は
グリッパ１２によって把持されている。１４は、溶接機
、１５はシール部材である。ヘリウム雰囲気に置換する
ときチャンバ内を真空に引くが、このとき被覆管２内か
ら出る核物質は上部端栓９に内蔵されたフィルタ１０に
捕捉され真空系の汚染を防止する。このフィルタ１０は
、ポーラスな金属、あるいはセラミックからできてお、
９０．３μ程度の核燃料等の粒子まで捕捉可能である。

上部端栓９が被覆管２に溶接されて脱落の心配が解消さ
れたことによシ、被覆管２内の空間は、上部端栓９のフ
ィルタ１０を有する通路のみによって外部と連通してい
る。従って、被覆管２外への核物質の漏洩を防止でき、
それ以後の製造工程では特別に核燃料汚染防止対策を考
慮する必要は（９） なくなる。すなわち、以後の製造工程間の移動が容易に
なる。

上部端栓９を溶接した後、核燃料要素は真空脱ガス乾燥
される。核燃料要素は、真空装置を有する乾燥炉内に入
れられる真空装置を駆動して乾燥炉内を一端真空状態に
する。これにより核燃料要素内の湿分が除去される。溶
接時の真空引きと同様にこのときも上部端栓９に内蔵さ
れたフィルタ１０が汚染防止の役目を果す。所定の真空
度に到達後、乾燥炉が加熱されるので更に被覆管２内の
湿分が除去される。

真空脱ガス乾燥後、核燃料要素は、第５図に示すような
方法で上部端栓９の通路２３を閉塞される。すなわち、
核燃料要素は、その頭部を溶接脂層チャンバ１３内に挿
入される。外部との密閉はシール部材１５によシ行う。

ここでチャンバ１３内部を真空に引き、その後、チャン
バ１３内に加圧ヘリウムが供給される。ヘリウムの圧力
は、核燃料の種類によシ異なるが数気圧から３０気圧前
後必要となる。チャンバ１３内に供給されたヘリ（ｌＯ
） ラムは通路２３を通って被覆管２内に流入する。

この高圧下でチャンバ１３外に設置したレーザ溶接装置
１７よりノーザ光を発し、レンズ１６を通して上部端栓
９の通路２３の先端を溶融して通路２３を閉塞する。こ
のため、第３図に示す細長い凹部２２が、上部端栓９内
に作られる。

本実施例の核燃料要素２４の製造上の利点は、以下に示
すものがある。

（１）燃料ベレット３充填後、フィルタ１０を内蔵して
いる上部端栓９を被覆管２に溶接しているため、製造工
程での核物質の飛散が完全に防げる。

（２）従来のように溶接チャンバでの仮端栓の取扱いが
不要なために余分な機ｙを省くことができ、燃料製造の
自動化に対する信頼性を高めることができる。

（３）仮端栓不要によシ高圧チャンバの容積をよシ小さ
くすることができ、チャンバの排気、加圧の時間を極小
にすることができる。また、チャンバ外部とのシール部
が全くないことか（１１） らチャンバ内圧の維持が容易になる。

（４）上部端栓の周溶接は常圧で、通路２３の封鎖溶接
のみを高圧下で行えるため、安定した溶接性を得ること
ができる。

従来の重水炉用の核燃料要素の製造方法で行う場合の不
具合点を以下に述べる。

従来の方式では、まず燃料ベレット３を充填後、第２図
に示すように高性能フィルタ（ＨＥＰＡフィルタ）と同
材質のフィルタ８を内蔵した仮端栓７を被覆管２に挿入
する。この後、大気中を運搬して真空脱ガス乾燥を行い
、溶接用チャンバに頭を挿入しシールする。この方法は
第４図と同じ方法である。

チャンバ１３と脱ガス乾燥炉はつながっておシヘリウム
雰囲気（常圧）となっている。ここで手作業により仮端
栓７を除去し、プレナムスプリング６を挿入し、上部端
栓４を被覆管２内にさし込む。この後、端栓グリッパ１
２で第２端栓７を保持し、ＴＩＧ溶接トーチ１４を調節
してアークギャップを適正にする。この作業が完了して
初めて（１２） 上部端栓４と被覆管２の円周突き合わせ溶接を行って完
了となる。

この従来方式を用いて加圧型核燃料要素を製造する場合
の欠点を以下に述べる通シである。

（１）燃料ベレット３充填後の仮端栓７の被覆管２への
挿入のみでは核物質飛散を完全に防ぐことはできない。

（２）高圧用チャンバ１３内に仮端栓除去装置、端栓グ
リッパ、プレナムスプリング挿入装置、トーチ等を組み
込む必要がちシ、（１）高圧チャンバ１３の容積増加に
伴う加圧時間の増加が生産能力を減じる、（ｉｉ）外部
とのシール部分が増加することによシ高圧チャンバ１３
内の圧力の精度維持が困難になる、および（ｉｉＤ３ｏ
気圧に耐えるチャンバ１３の構造は内装装置の調整、メ
ンテナンスが困難、等の不具合が生じる。

（３）３０気圧下で上部端栓４の周囲のＴＩＧ溶接はア
ークの安定性が得られず自動化が困難である。

（１３） これらの欠点は、プルトニウム燃料製造でのゼロ汚染管
理、施設の自動化という２つの命題を損うもので、これ
は本実施例になる核燃料要素の構造、製造方法を採用す
ることによシ解決するものである。

〔発明の効果〕

本発明によれば、プルトニウム含有核燃料要素の製造施
設で核物質の飛散を完全に防ぎ、かつ被し防止の為の自
動化を取シ入れた核燃料要素製造が可能になる。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来の核燃料要素の縦断面図、第２図は従来の
核燃料要素の製造工程で仮端栓を取付けた状態を示す説
明図、第３図は本発明の好適な一実施例である核燃料要
素の縦断面図、第４図は第３図に示す核燃料要素の上部
端栓溶接方法を示す説明図、第５図は第３図に示す核燃
料要素の上部端栓の栓溶接方法を示す説明図である。 １・・・下部端栓、２・・・被覆管、３・・・燃料ベレ
ット、９・・・上部端栓、１０・・・フィルタ、２２・
・・細長い凹（１４） 部、２３・・・通路、２４・・・核燃料要素。 代理人　弁理士　高橋明夫 （１５） ゾ 第５図 ／６”

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、被覆管と、前記被覆管の両端部を密封している複数
   の端栓と、前記被覆管内に充填された複数の燃料ペレッ
   トとからなる核燃料要素において、前記端栓が外部に連
   通せず前記被覆管内に連通された四部を有し、前記凹部
   にフィルタを設けたことを特徴とする核燃料要素。 ２　前記フィルタが核物質捕集用フィルタである特許請
   求の範囲第１項記載の核燃料要素。 ３、前記燃料ペレットがプルトニウムを含んでいる特許
   請求の範囲第１項または第２項記載の核燃料要素。 ４、被覆管の一端部に端栓を溶接し、前記被覆管内に複
   数の燃料ペレットを充填し、前記被覆管の他端部に端栓
   を溶接する核燃料要素の製造方法において、フィルタが
   設けられた通路を有する前記端栓を、前記通路の一端が
   前記被覆管内に連通ずるように前記被覆管の一端部に溶
   接にて取付け、前記被覆管の両端部に端栓を取付けた状
   態で前記通路を通して前記被覆管内のガスを吸引し、そ
   の後、前記通路を介して前記被覆管内に不活性ガスを充
   填し、外部に連通している前記通路を前記フィルタよシ
   外側で封鎖することを特徴とする核燃料要素の製造方法
   。 ５、前記燃料ペレットがプルトニウムを含んでいる特許
   請求の範囲第４項記載の核燃料要素の製造方法。