JPS60125588A - 原子炉部材 - Google Patents

原子炉部材

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JPS60125588A
JPS60125588A JP59240893A JP24089384A JPS60125588A JP S60125588 A JPS60125588 A JP S60125588A JP 59240893 A JP59240893 A JP 59240893A JP 24089384 A JP24089384 A JP 24089384A JP S60125588 A JPS60125588 A JP S60125588A
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JP
Japan
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cladding
tritium
helium atmosphere
fuel
rods
Prior art date
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Pending
Application number
JP59240893A
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English (en)
Inventor
ハリー・マツクス・フエラーリ
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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Publication date
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPS60125588A publication Critical patent/JPS60125588A/ja
Pending legal-status Critical Current

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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/16—Details of the construction within the casing
    • G21C3/20—Details of the construction within the casing with coating on fuel or on inside of casing; with non-active interlayer between casing and active material with multiple casings or multiple active layers
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • 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
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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】 本発明は金属管又はクラツディングからなる原子炉部材
例えば原子炉燃料棒、可燃性吸収打棒、及び制御棒に関
する。
これらの金属管は密閉封止されたクラツディング内のヘ
リウム雰囲気中に原子炉運転中トリチウムを生成する原
子炉燃料、可燃性吸収材、及び中性子吸収材などの固体
物質を含む。このトリチウムは原子炉運転中に燃料棒中
のウランの第三次分裂により、又は可燃性吸収棒材もし
くは制御棒中のホウ素との核反応によって形成される。
上記の棒材は密閉封止されているが、原子炉運転条件下
でトリチウムはクラツディング特にステンレススチール
クラツディングを通して拡散することがあり、作業者の
健康を害することになる。
従って、トリチウムを燃料棒、可燃性吸収棒、又は制御
棒中に密閉封止しておくことが望ましい。
米国特許第４．１００，０２０号明細書には遷移金属の
酸化物のような固体酸化性物質を含む燃料ビンが記載さ
れている。この酸化性物質は放射性分解又は熱分解によ
ってビン内部に酸化性物質或いは遊離酸素を放出し、そ
れによって、ビン材料のジルコニウム合金の内壁上に二
酸化ジルコニウムを形成する。このような固体物質は、
ビン中の燃料ペレットに加えて別なペレットとして添加
してもよく、又は内壁に被膜の形態で酸化性物質として
添加してもよい。固体酸化性物質を添加する目的は、磨
損などにより初期の酸化物被膜の破損を回復するためク
ラツディング上に酸化物被膜を形成して、応力腐食の原
因である核分裂生成物によるクラツディングの侵食及び
透過を防止するためである。
従って本発明は、ヘリウム雰囲気と、原子炉運転中に該
ヘリウム雰囲気中にトリチウムを放出する固体物質とを
含む密閉封止した金属管からなる原子炉部材であって、
該ヘリウム雰囲気が、上記金属管内壁に金属管を通して
トリチウムが透過するのを減少させるための酸化物層を
形成する有効量の酸素、−酸化炭素、又は二酸化炭素を
含むことを特像とする原子炉部材に関する。
酸素、−酸化炭素、又は二酸化炭素は好適にはヘリウム
雰囲気の重量基準で２〜３重量％存在させる。
本発明による原子炉部材は、燃料棒、可燃性吸収相棒及
び制御棒を含み、これら総ての棒材は原子炉運転時にト
リチウムを放出する固体物質を内蔵する金属管又はクラ
ツディングがらなり、これらの棒材は総てクラツディン
グ内に含まれるヘリウム雰囲気で密閉封止されている。
ヘリウム雰囲気に少量の酸素、−酸化炭素又は二酸化炭
素のようなガスを添加することによって、金属管内壁上
に酸化物被膜を生じ、金属管を通してのトリチウムの透
過を減少する。
本発明の実施態様として、図を参照して本発明により組
み立てられた燃料棒を説明する。原子炉燃料組体用の燃
料棒１は上端部栓３及び密閉室５を形成する底端部枠４
を有する細長い金属管又はクラツディングからなる。固
体原子炉燃料ベレット６は、密閉室５中に配置され、ス
プリング７によって底端部枠４側に押し付けられて配置
している。原子炉燃料ベレット６の直径は金属管２の内
径よりわずかに小さし密閉室５はヘリウム雰囲気８で充
満しており、ヘリウム雰囲気は金属Ｗ２中に密閉封止さ
れている。
本発明によりヘリウム雰囲気に添加されるガスは、酸素
、−酸化炭素、及び二酸化炭素から選択され、少量すな
わち好適には２〜３重量％添加される。このガスは燃料
棒が配置され、原子炉運転中、クラツディング内壁に酸
化物被膜を形成し、トリチウムに対するクラツディング
の透過性を減少する。
金属管２はステンレススチール又はジルコニウム合金例
えばジルカロイ（Ｊ　ｉ　ｒｕｋａｒｏｙ）がらなり、
一方固体原子炉燃料ペレットは二酸化ウラン又は二酸化
ウラン−プルトニウム混合物からなる。場合によっては
燃料棒１はさらに可燃性吸収材例えばホウ素を含んでも
よく、この可燃性吸収材は原子核燃料ベレットに混合し
てもよく、又はこのベレットに被覆してもよい。
図は本発明を説明するために燃料棒を示しているが、本
発明は可燃性吸収材棒又は中性子吸収相棒にも同様に適
用できることを理解されたい。
本発明を燃料棒、可燃性吸収相棒、又は中性子吸収相棒
に適用することによって、棒の金属クラツディングのト
リチウムによる透過を着しく減少する。例えば３年間運
転している金属クラツディングの外径が１０．５１（０
，４インチ）、厚３０．４２ｍ５＋（０，０１６５イン
チ）のステンレススチールクラツディング燃料棒に本発
明を適用した場合、ヘリウムに添加したガスによって金
属クラツディング内壁に厚さ２ミクロンの酸化物被膜を
形成し、酸化物被膜の存在しないクラツディングに比べ
て、クラツディングを透過して放出されたトリチウムは
下記の値を示した： 運転温度　クラツディングを通過した （℃）　トリチウム　（％） 酸化物層なし　酸化物層あり ３１６　９８　４ ３７１　９９　７ 放出されるトリチウムの減少は、クラツディング材料、
クラツディングの温度及び時間にある程度依存している
がヘリウム雰囲気にガスが添加されることによる酸化物
の連続的生成及び継持は、クラツディングを通るトリチ
ウムの透過速度を減少させるのに非常に効果的である。
原子炉の運転において、種々の棒部材のクラツディング
の温度は、加圧木型原子炉及び沸騰水型原子炉では一般
に約３１６〜３７１℃（６００〜７００°Ｆ）の範囲で
あるが、液体金属原子炉では約５３８℃（１０００°Ｆ
）程度である。
ヘリウム雰囲気に添加され酸素、−酸化炭素、及び二酸
化炭素から選ばれたガスは、クラツディング内壁に酸化
物被膜を形成するのに有効な少量添加される。このガス
はヘリウム重量基準で２〜３重量％添加するのが好適で
あり、原子炉部打棒にヘリウム雰囲気との混合物として
、又は別途に棒材密閉前に棒の密閉室に添加される。酸
化物被膜形成成分としてのガス状成分を使用することは
、添加量の調整を容易にし、且つ棒材内の密閉室中の固
体燃料ペレット、可燃性吸収材、又は中性子吸収材用に
利用できる空間を減少させない。
上記した燃料棒に加えて、本発明は他の原子炉部材例え
ば可燃性吸収打棒及び制御棒にも使用で外る。可燃性吸
収打棒は通常ステンレススチール又はジルコニウム合金
クラツディングを備え、固体可燃性吸収材例えば炭化ホ
ウ素（Ｂ、Ｃ）、又は他のホウ素含有物質を、クラツデ
ィング内にヘリウム雰囲気とともに其止している。制御
棒は通常ステンレススチール又はニッケル合金クラツデ
ィングを備え、該クラツディング内に固体中性子吸収材
を含有する。固体中性子吸収材は通常ホウ素含有物質例
えば炭化ホウ素、銀−インジウム−カドミウム合金、ハ
フニウム、又はこれらの組み合わせからなり、クラツデ
ィング内にヘリウム雰囲気と共に封止されている。
酸素、−酸化炭素、及び二酸化炭素から選ばれた〃ス２
〜３％を可燃性吸収打棒及び制御棒内の雰囲気に添加す
ることにより、原子炉運転中これらの棒材からのトリチ
ウムの放出をさらに減少する。
【図面の簡単な説明】
第１図は複数の二酸化ウランペレットを内蔵した本発明
による燃料棒の縦断面図、第２図は■〜■線に沿つた第
１図の横断面図である。図中、１・・・燃料棒、２・・
・金属管、３・・・上端部栓、４・・・底端部栓、５・
・・密閉室、６・・・固体原子炉燃料ペレット、７・・
・スプリング、８・・・ヘリウム雰囲気。 特許出願人代理人　曾　我　道　照）（÷Ｆ′ 一溺悶 ／３ ／１ ７ と２ ど５ ６ ］ ■ ＦＩＧ、　２

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. ヘリウム雰囲気と、原子炉運転中に該ヘリウム雰囲気中
    にトリチウムを放出する固体物質とを含む密閉封止した
    金属管からなる原子炉部材であって、該ヘリウム雰囲気
    が、上記金属管内壁に金属管を通してトリチウムが透過
    するのを減少させるための酸化物層を形成する有効量の
    酸素、−酸化炭素、又は二酸化炭素を含むことを特徴と
    する原子炉部材。
JP59240893A 1983-11-16 1984-11-16 原子炉部材 Pending JPS60125588A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/552,227 US4609524A (en) 1983-11-16 1983-11-16 Nuclear reactor component rods and method of forming the same
US552227 1983-11-16

Publications (1)

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JPS60125588A true JPS60125588A (ja) 1985-07-04

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ID=24204430

Family Applications (1)

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JP59240893A Pending JPS60125588A (ja) 1983-11-16 1984-11-16 原子炉部材

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US (1) US4609524A (ja)
EP (1) EP0145336B1 (ja)
JP (1) JPS60125588A (ja)
KR (1) KR850003810A (ja)
DE (1) DE3481669D1 (ja)
ES (1) ES8702046A1 (ja)

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