JPS60117179A - 核燃料要素 - Google Patents
核燃料要素Info
- Publication number
- JPS60117179A JPS60117179A JP58224239A JP22423983A JPS60117179A JP S60117179 A JPS60117179 A JP S60117179A JP 58224239 A JP58224239 A JP 58224239A JP 22423983 A JP22423983 A JP 22423983A JP S60117179 A JPS60117179 A JP S60117179A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- nuclear fuel
- cladding tube
- fuel element
- sodium
- 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.)
- Granted
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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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- 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】
〔発明の利用分野〕
本発明は１核燃料要素に係シ、高温ナトリウム中に於け
る耐腐食、耐摩耗に好適な燃料要素に関する。
る耐腐食、耐摩耗に好適な燃料要素に関する。
高速炉に用いられている核燃料要素の被覆管は、８ＴＪ
Ｓ３１６で作られ直接高温のナトリウムと接している。
Ｓ３１６で作られ直接高温のナトリウムと接している。
被覆管は、炉心領域で中性子の照射を受けて放射化され
る。さらに被覆管は、高温のナトリウム中にさらされて
いるためにナトリウム中で腐食される。これらの要因に
基づいて、放射性腐食生成物がナトリウム中に溶出する
。溶出した放射性腐食生成物は、ナトリウムの流れに沿
って冷却系配管へと運ばれ、配管や機器（ポンプ、中間
熱交換器、逆止弁等）の表面に沈着する。これら沈着し
た放射性腐食生成物は、機器の保守点検に際して被曝線
源となるためメンテナンス時の大きな障害となっている
。このため、ナトリウム中に放出された放射性腐食生成
物をす） ＩＪウム中の不純物を精製するためのコール
ドトラップによって、除去する方法などが考えられてい
る。しかし、これらの除去方法は、必ずしも充分な除去
効率を有しておらず、ナトリウム中に放出された放射性
腐食生成物の一部はどうしても除去する前に冷却系の配
管や機器に沈着してしまう。
る。さらに被覆管は、高温のナトリウム中にさらされて
いるためにナトリウム中で腐食される。これらの要因に
基づいて、放射性腐食生成物がナトリウム中に溶出する
。溶出した放射性腐食生成物は、ナトリウムの流れに沿
って冷却系配管へと運ばれ、配管や機器（ポンプ、中間
熱交換器、逆止弁等）の表面に沈着する。これら沈着し
た放射性腐食生成物は、機器の保守点検に際して被曝線
源となるためメンテナンス時の大きな障害となっている
。このため、ナトリウム中に放出された放射性腐食生成
物をす） ＩＪウム中の不純物を精製するためのコール
ドトラップによって、除去する方法などが考えられてい
る。しかし、これらの除去方法は、必ずしも充分な除去
効率を有しておらず、ナトリウム中に放出された放射性
腐食生成物の一部はどうしても除去する前に冷却系の配
管や機器に沈着してしまう。
さて、炉心において、冷却材であるす） ＩＪウムは流
速が５〜６ ｍ ／ Ｓと高流速で燃料集合体内を流れ
るため、燃料集合体内の燃料要素が互いに振動して、接
触することが考えられる。このとき、被覆管力Ｓ多少な
らすとも摩耗する可能性がある。
速が５〜６ ｍ ／ Ｓと高流速で燃料集合体内を流れ
るため、燃料集合体内の燃料要素が互いに振動して、接
触することが考えられる。このとき、被覆管力Ｓ多少な
らすとも摩耗する可能性がある。
従って、たとえ接触しても摩耗を低減できる構造が好ま
しい。
しい。
被覆管をす） ＩＪウム中における腐食および摩耗を防
止できる構造とすることにより、放射性腐食生成物によ
る保守・点検時の被曝量低減化さらには、被覆管の健全
性を高めることができる。
止できる構造とすることにより、放射性腐食生成物によ
る保守・点検時の被曝量低減化さらには、被覆管の健全
性を高めることができる。
本発明の目的は、上記事項を考慮し、腐食量及び摩耗量
を低減できる核燃料要素を提供することにある。
を低減できる核燃料要素を提供することにある。
本発明は、セラミックスが高温ナトリウム中姉おいて、
耐腐食性、耐摩耗性に優れていることに着目し、高速炉
の核燃料要素の表面にセラミックスをコーティングする
ことを特徴とする。これにより、セラミックスが、核燃
料要素の腐食ならびに摩耗のバリヤーとして、放射性腐
食生成物の発生防止及び核燃料要素の健全性向上をもた
らす。
耐腐食性、耐摩耗性に優れていることに着目し、高速炉
の核燃料要素の表面にセラミックスをコーティングする
ことを特徴とする。これにより、セラミックスが、核燃
料要素の腐食ならびに摩耗のバリヤーとして、放射性腐
食生成物の発生防止及び核燃料要素の健全性向上をもた
らす。
以下、本発明の一実施例である核燃料要素を説明する。
第１図は、本実施例の核燃料要素が装填されている燃料
集合体の横断面を示す。燃料集合体は、図示されていな
いがエントランスノズルを有する下部タイプレート、ラ
ッパ管１及び核燃料要素２からなっている。核燃料要素
２の下端部が、下部タイグレートに取付けられている。
集合体の横断面を示す。燃料集合体は、図示されていな
いがエントランスノズルを有する下部タイプレート、ラ
ッパ管１及び核燃料要素２からなっている。核燃料要素
２の下端部が、下部タイグレートに取付けられている。
ラッパ管１の下端部も、下部タイプレートの上部に取付
けられる。ラッパ管１の内側には核燃料要素２が収納さ
れている。第２図は核燃料要素２の詳細構造を示したも
のである。核燃料要素２は、燃料被覆管３の内部に、燃
料ペレット４、ブランケット用ペレツ）５Ａ及び５Ｂが
充填されて構成されている。
けられる。ラッパ管１の内側には核燃料要素２が収納さ
れている。第２図は核燃料要素２の詳細構造を示したも
のである。核燃料要素２は、燃料被覆管３の内部に、燃
料ペレット４、ブランケット用ペレツ）５Ａ及び５Ｂが
充填されて構成されている。
さらに燃料被覆管３内でブランケット用ペレット５人の
上部にはスプリング６が設けられている。
上部にはスプリング６が設けられている。
燃料被良管３の外側には、ワイヤスペーサ７が巻付けら
れている。スプリング６は、ペレット４゜５Ａ及び５Ｂ
が自由に上下しなりように固定するものである。ワイヤ
スペーサ７は、ラッパ管１内で隣接している核燃料要素
２が互いに直接接触することを防いでいる。核燃料要素
２は、第３図に示すように、燃料被覆管３の外表面にセ
ラミックス層９がコーティングされている。
れている。スプリング６は、ペレット４゜５Ａ及び５Ｂ
が自由に上下しなりように固定するものである。ワイヤ
スペーサ７は、ラッパ管１内で隣接している核燃料要素
２が互いに直接接触することを防いでいる。核燃料要素
２は、第３図に示すように、燃料被覆管３の外表面にセ
ラミックス層９がコーティングされている。
セラミックス層９としては、耐摩耗性、耐腐食性に浸れ
ているｓｌｃ、ＴｉＮ、Ｔｉｃなどが好適である。これ
以外には、前述のセラミックス内に金属の粉末を混合し
たいわゆるサーメットなどを用いてもよい。これら、セ
ラミックスを燃料被覆管（８ＵＳ３１６）のような金属
材料の表面にコーティングする方法の一例としてはイオ
ンブレーティング法がある。この方法は、真空容器内の
圧力を１０−３〜１０−４Ｔｏｒｒ のアルゴンガス雰
囲気中で高電圧ｃ数百〜数千Ｖ）の電圧を印加し、イオ
ン化したアルゴンガスと蒸発したセラミックス分子とを
一緒に金属表面に入射させるものである。これによって
、金属材料の表面にセラミックスの被覆を形成される。
ているｓｌｃ、ＴｉＮ、Ｔｉｃなどが好適である。これ
以外には、前述のセラミックス内に金属の粉末を混合し
たいわゆるサーメットなどを用いてもよい。これら、セ
ラミックスを燃料被覆管（８ＵＳ３１６）のような金属
材料の表面にコーティングする方法の一例としてはイオ
ンブレーティング法がある。この方法は、真空容器内の
圧力を１０−３〜１０−４Ｔｏｒｒ のアルゴンガス雰
囲気中で高電圧ｃ数百〜数千Ｖ）の電圧を印加し、イオ
ン化したアルゴンガスと蒸発したセラミックス分子とを
一緒に金属表面に入射させるものである。これによって
、金属材料の表面にセラミックスの被覆を形成される。
セラミックスの被覆と金属材料との密着性は、金属材料
表面の汚染度によって異なる。金属材料表面の洗浄は、
イオンブレーティングを施す前に予め、□アルゴンイオ
ンなどをスパターして金属表面の油などによる汚れを除
去するものである。このように被コーテイング材の表面
を洗浄すれば、金属とコーティングされたセラミックス
層の密着性がよくなり、セラミックス層がナトリウム中
で剥離するのを未然に防止できる。
表面の汚染度によって異なる。金属材料表面の洗浄は、
イオンブレーティングを施す前に予め、□アルゴンイオ
ンなどをスパターして金属表面の油などによる汚れを除
去するものである。このように被コーテイング材の表面
を洗浄すれば、金属とコーティングされたセラミックス
層の密着性がよくなり、セラミックス層がナトリウム中
で剥離するのを未然に防止できる。
コーティングされたセラミックス層９の厚さは、任意で
よいが数μｍ程度で充分である。燃料被覆管３の厚みは
約３５０〜６００μｍ程度であり、これに対するコーテ
ィングしたセラミックス層９の厚みは、数チである。燃
料被覆管３の製作精度は約数１０μｍ程度であるから、
セラミックス層９の厚みは、燃料被覆管３の製作誤差範
囲内に収めることができる。セラミックスの線膨張率、
例えば、ＴｉＣ０線膨張率は、７．５〜８ Ｘ １０−
６／Ｃであシ、燃料被覆管ａ（ＳＵｓａ１６の場合では
１５Ｘ１０−’／Ｃ）の約１７２の大きさである。
よいが数μｍ程度で充分である。燃料被覆管３の厚みは
約３５０〜６００μｍ程度であり、これに対するコーテ
ィングしたセラミックス層９の厚みは、数チである。燃
料被覆管３の製作精度は約数１０μｍ程度であるから、
セラミックス層９の厚みは、燃料被覆管３の製作誤差範
囲内に収めることができる。セラミックスの線膨張率、
例えば、ＴｉＣ０線膨張率は、７．５〜８ Ｘ １０−
６／Ｃであシ、燃料被覆管ａ（ＳＵｓａ１６の場合では
１５Ｘ１０−’／Ｃ）の約１７２の大きさである。
コーティングのため、核燃料要素２を炉心内に装。
荷して高速炉を運転すると高温になるので、セラミック
ス層９が燃料被覆管３の表面から剥離するのではという
懸念が生じる。しかし、コーティングされたセラミック
ス層９の厚みが数μｍと薄いため、燃料被覆管３が熱膨
張等により伸縮したとしても、セラミックス層９が燃料
被覆管３の表面から剥離することはない。セラミックス
の熱膨張係数は、前述したようにＴｉｃ、 Ｎｂｃなど
にＮｉやＭＯを添加することによって、すなわちサーメ
ットにすることＫよって改善される。また、セラミック
ス層９は、熱伝導度の点においても、一般に被覆管材料
として用いられている５ＵＳ３１６と殆んど差がない。
ス層９が燃料被覆管３の表面から剥離するのではという
懸念が生じる。しかし、コーティングされたセラミック
ス層９の厚みが数μｍと薄いため、燃料被覆管３が熱膨
張等により伸縮したとしても、セラミックス層９が燃料
被覆管３の表面から剥離することはない。セラミックス
の熱膨張係数は、前述したようにＴｉｃ、 Ｎｂｃなど
にＮｉやＭＯを添加することによって、すなわちサーメ
ットにすることＫよって改善される。また、セラミック
ス層９は、熱伝導度の点においても、一般に被覆管材料
として用いられている５ＵＳ３１６と殆んど差がない。
燃料被機管３の内外面の温度差は約数１０Ｃであり、セ
ラミックス層９の厚みが数μｍであることから、セラミ
ックス層９が伝熱の抵抗にならない。
ラミックス層９の厚みが数μｍであることから、セラミ
ックス層９が伝熱の抵抗にならない。
以上述べてきたように、燃料被覆管３の表面にセラミッ
クス等をコーティングすることによって、燃料被覆管３
の素材が直接高温のナトリウムと接することがないので
、燃料被覆管３の腐食が防止できる。このことにより、
中性子照射を受けて放射化された燃料被覆管３から放射
性腐食生成物がナトリウム中へ溶出するのを遮断でき、
冷却系の配管や機器の表面へ沈着する放射性腐食生成物
の量を低減することが可能となる。さらに、セラミック
ス層９は、耐腐食性ばかりではなく、耐摩耗性の作用も
あるため、燃料集合体内の核燃料要素２同志あるいは核
燃料要素２とワイヤスペーサ７との接触による燃料被覆
管３の損耗量を少なくできる。これによって、燃料被保
管３の健全性を高めることができ、燃料破損などによる
核分裂生成物がナトリウム中に溶出あるいは気相への移
行を防止できる。さらに、コーテイング材としてセラミ
ックスに、Ｎｉ＋Ｍｏなどを添加したサーメットなどを
利用したとすれば、熱伝導や熱膨張率が改善されるばか
りではなく、ナトリウム中の不純物が炉心で放射化して
生成した放射性腐食生成物例えば５ｓＣｏ、 ”Ｃｏ
ｅ”Ｍ”などを吸着により除去することができる。すな
わち、サーメットを用いることによって、放射性腐食生
成物がナトリウム中へ溶出するのを防止でき、ナトリウ
ム中に存在する放射性腐食生成物を燃料被覆管表面に集
中的に捕集でき、しかも耐摩耗性という三点の効果を同
時に発揮することができる。さらに放射性腐食生成物を
、燃料被覆管に集中させることにより、放射性廃棄物の
処理としては、核燃料要素のみを処理すればよいため、
処理工程の短縮しかも放射性の分散を最少にくいとめる
ことができる。
クス等をコーティングすることによって、燃料被覆管３
の素材が直接高温のナトリウムと接することがないので
、燃料被覆管３の腐食が防止できる。このことにより、
中性子照射を受けて放射化された燃料被覆管３から放射
性腐食生成物がナトリウム中へ溶出するのを遮断でき、
冷却系の配管や機器の表面へ沈着する放射性腐食生成物
の量を低減することが可能となる。さらに、セラミック
ス層９は、耐腐食性ばかりではなく、耐摩耗性の作用も
あるため、燃料集合体内の核燃料要素２同志あるいは核
燃料要素２とワイヤスペーサ７との接触による燃料被覆
管３の損耗量を少なくできる。これによって、燃料被保
管３の健全性を高めることができ、燃料破損などによる
核分裂生成物がナトリウム中に溶出あるいは気相への移
行を防止できる。さらに、コーテイング材としてセラミ
ックスに、Ｎｉ＋Ｍｏなどを添加したサーメットなどを
利用したとすれば、熱伝導や熱膨張率が改善されるばか
りではなく、ナトリウム中の不純物が炉心で放射化して
生成した放射性腐食生成物例えば５ｓＣｏ、 ”Ｃｏ
ｅ”Ｍ”などを吸着により除去することができる。すな
わち、サーメットを用いることによって、放射性腐食生
成物がナトリウム中へ溶出するのを防止でき、ナトリウ
ム中に存在する放射性腐食生成物を燃料被覆管表面に集
中的に捕集でき、しかも耐摩耗性という三点の効果を同
時に発揮することができる。さらに放射性腐食生成物を
、燃料被覆管に集中させることにより、放射性廃棄物の
処理としては、核燃料要素のみを処理すればよいため、
処理工程の短縮しかも放射性の分散を最少にくいとめる
ことができる。
本発明によれば、セラミックス等耐腐食性、耐摩耗性の
コーティング層を燃料被覆管表面に施すことによって、
ナトリウムによる被覆管の腐食、燃料被覆管同志あるい
は、燃料被覆管とラッピングワイヤとの接触による被覆
管の摩耗を低減することができるので （１）放射性腐食生成物がす） ＩＪウム中へ溶出する
のを防止し、これによシ冷却系配管への沈着量を少なく
し、メンテナンスの容易あるいは遮蔽構造の簡略化が可
能となる。
コーティング層を燃料被覆管表面に施すことによって、
ナトリウムによる被覆管の腐食、燃料被覆管同志あるい
は、燃料被覆管とラッピングワイヤとの接触による被覆
管の摩耗を低減することができるので （１）放射性腐食生成物がす） ＩＪウム中へ溶出する
のを防止し、これによシ冷却系配管への沈着量を少なく
し、メンテナンスの容易あるいは遮蔽構造の簡略化が可
能となる。
（２）被覆管が摩耗によって破損し、核分裂生成物が放
出する等の危険性がなくなり、燃料被覆管の健全性を保
つことができる。
出する等の危険性がなくなり、燃料被覆管の健全性を保
つことができる。
第１図は燃料集合体の断面線、第２図は核燃料要素の縦
断面図、第３図は第２図の核燃料要素の局部拡大図であ
る。 ２・・・核燃料要素、３・・・燃料被覆管、４・・・燃
料ペレ右２０ 第１頁の続き ０発 明 者 高 森 和 英 日立市森山町１究所内
断面図、第３図は第２図の核燃料要素の局部拡大図であ
る。 ２・・・核燃料要素、３・・・燃料被覆管、４・・・燃
料ペレ右２０ 第１頁の続き ０発 明 者 高 森 和 英 日立市森山町１究所内
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、両端が密封された被覆管と、前記被覆管内に充填し
た複数の燃料ベレットとからなる核燃料要素において、
前記被覆管の外面にセラミックス層を設けたことを特徴
とする核燃料要素。 ２、前記セラミックス層内に遷移金属が混在している特
許請求の範囲第１項記載の核燃料要素。 ３、前記セラミックス層が％ ｓｓｃ、 ＴｉＮおよび
ＴｉＣのいずれか１つＫて形成される特許請求の範囲第
１項または第一２項記載の核燃料要素。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58224239A JPS60117179A (ja) | 1983-11-30 | 1983-11-30 | 核燃料要素 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58224239A JPS60117179A (ja) | 1983-11-30 | 1983-11-30 | 核燃料要素 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60117179A true JPS60117179A (ja) | 1985-06-24 |
| JPH0363038B2 JPH0363038B2 (ja) | 1991-09-27 |
Family
ID=16810669
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58224239A Granted JPS60117179A (ja) | 1983-11-30 | 1983-11-30 | 核燃料要素 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60117179A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61142491A (ja) * | 1984-12-11 | 1986-06-30 | シーメンス、アクチエンゲゼルシヤフト | 原子力発電プラント用の金属構成部品 |
| JP2005207819A (ja) * | 2004-01-21 | 2005-08-04 | Toshihisa Shirakawa | 沸騰水型原子炉 |
| JP2013503334A (ja) * | 2009-08-28 | 2013-01-31 | シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー | 核分裂反応炉、ベント型核分裂燃料モジュール、その方法、及びベント型核分裂燃料モジュールシステム |
| CN103038831A (zh) * | 2010-07-29 | 2013-04-10 | 由俄勒冈州高等教育管理委员会代表的俄勒冈州立大学 | 同位素生成靶 |
| JP2016045095A (ja) * | 2014-08-25 | 2016-04-04 | 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン | 燃料集合体 |
-
1983
- 1983-11-30 JP JP58224239A patent/JPS60117179A/ja active Granted
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS61142491A (ja) * | 1984-12-11 | 1986-06-30 | シーメンス、アクチエンゲゼルシヤフト | 原子力発電プラント用の金属構成部品 |
| JP2005207819A (ja) * | 2004-01-21 | 2005-08-04 | Toshihisa Shirakawa | 沸騰水型原子炉 |
| JP2013503334A (ja) * | 2009-08-28 | 2013-01-31 | シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー | 核分裂反応炉、ベント型核分裂燃料モジュール、その方法、及びベント型核分裂燃料モジュールシステム |
| JP2013503337A (ja) * | 2009-08-28 | 2013-01-31 | シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー | 核分裂反応炉、ベント型核分裂燃料モジュール、その方法、及びベント型核分裂燃料モジュールシステム |
| JP2013503335A (ja) * | 2009-08-28 | 2013-01-31 | シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー | 核分裂反応炉、ベント型核分裂燃料モジュール、その方法、及びベント型核分裂燃料モジュールシステム |
| JP2013503336A (ja) * | 2009-08-28 | 2013-01-31 | シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー | ベント型核分裂燃料モジュール |
| JP2013503338A (ja) * | 2009-08-28 | 2013-01-31 | シーレイト リミテッド ライアビリティー カンパニー | 核分裂反応炉、ベント型核分裂燃料モジュール、その方法、及びベント型核分裂燃料モジュールシステム |
| CN103038831A (zh) * | 2010-07-29 | 2013-04-10 | 由俄勒冈州高等教育管理委员会代表的俄勒冈州立大学 | 同位素生成靶 |
| JP2016045095A (ja) * | 2014-08-25 | 2016-04-04 | 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン | 燃料集合体 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0363038B2 (ja) | 1991-09-27 |
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