JPS6026992B2 - 核燃料要素 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 本発明は、広くは核分裂原子炉の炉心に使用する核燃料
要素、特にジルコニウム合金管の内側表面に結合したス
ポンジジルコニウムの金属障壁を有する複合被覆を具え
る改良型核燃料要素に関する。

現在設計、製造および運転されている原子炉においては
、平板、管または棒のような種々の幾何学的形状とし得
る燃料要素中に核燃料を収容している。

通常、耐食性、非反応性かつ熱伝導性の容器または被覆
内に核燃料物質を封入する。冷却材流れチャネルまたは
領域内に互いに一定間隔に格子状に燃料要素を集合し絹
立てて燃料集合体（燃料アセンブリ）を形成し、これら
燃料集合体を適当数組合わせて自己持続型核分裂反応の
可能な核分裂連鎖反応型集合体または炉心を形成する。
この炉心を冷却材の流通する原子炉容器内に入れる。被
覆（Ｃｌａｄｄｉｎｇ）（被覆容器（Ｃｌａｄｄｉｎｇ
ｖｅｓｓｅｌ）、被覆管（Ｃｌａｄｄｉｎｇ ｐｉｄｅ
）、被覆筒（Ｃｌａｄｄｉｎｇ山戊）ともいう）は幾つ
かの目的で使用され、その２つの主要目的のうちの第一
は、核燃料と冷却材または減速材（減速材が存在する場
合には減速材、または冷却材および減速材の双方が存在
する場合にはこれら双方）との接触および化学反応を防
止することにある。

第二の目的は、一部が気体である放射性核分裂生成物が
燃料から冷却材または減速材または冷却材および減速材
の双方が存在する場合にはこれら双方の中に漏れ出るの
を防止することになる。普通の被覆材料は、ステンレス
鋼、アルミウムおよびその合金、ジルコニウムおよびそ
の合金、ニオブ（コロンビウム）、ある種のマグネシウ
ム合金などである。被覆の破損、即ち漏れ密封性の喪失
が生じると、冷却材または減速材およびその関連する系
が、放射性長寿命生成物でプラントの運転を妨げる程に
汚染される恐れがある。被覆材料としてある種の金属お
よび合金を使用して核燃料要素を製造および運転する場
合、特定の条件下でこれらの被覆材料に機械的または化
学的反応が生じることから種々の問題が起っている。

ジルコニウムおよびその合金は、平常条件下では、優秀
な核燃料被覆材である。その理由は、ジルコニウムおよ
びその合金が、小さい中性子吸収断面積を有し、さらに
約７５００Ｆ（約３斑℃）以下の温度では、原子炉冷却
材および減速材として普通に使用される脱鉱物水または
水蒸気の存在下で強く、延性を有し、極めて安定で、か
つ非反応性であるからである。しかし、燃料要素の作動
から、核燃料、被覆および咳分裂反応中に生成する核分
裂生成物間の錯綜した相互作用により被覆材に脆い割れ
が生じるという問題が明らかになった。

この望ましくない作動は、燃料−被覆の膨脹差と摩擦に
基づく被覆の局部的な機械的応力によって促進されるこ
とが確かめられた。原子炉の運転中に分裂連鎖反応によ
って、分裂生成物が核燃料内に発生しそしてこれらの核
分裂生成物が核燃料から放出され、被覆表面に存在する
。ヨウ素やカドミウムなどの特定分裂生成物の存在下で
は、これらの局部化応力及びひずみは、応力腐食割れと
が液体金属腕化として知られる現象によって被覆の破壊
を生じさせることがある。シールされた燃料要素内で、
被覆とその内側の残留水との遅い反応により水素ガスが
発生し得、この水素ガスがある程度のレベルまで増加し
、この結果、特定の条件下で被覆が局部的に水素化され
、これと同時に被覆の機械的特性が局部的に劣化するこ
とが起り得る。

被覆は、広範囲の温度にわたって、酸素、窒素、一酸化
炭素および二酸化炭素のようなガスによっても悪影響を
受ける。核燃料要素のジルコニウム被覆は、原子炉での
照射中に上述した１種またはそれ以上のガスおよび核分
裂生成物にさらされ、このことは、これらのガスが原子
炉冷却材または減速材中に存在せず、さらに被覆および
燃料要素の製造時に周囲雰囲気からできる限り除去され
ている事実があるにもかかわらず生起する。核燃料とし
て使用される二酸化ウランおよび他の組成物のような、
競結された耐火性のセラミック組成物は、加熱時、例え
ば燃料要素の製造中に計量し得る童の上記ガスを放出し
、またさらに核分裂連鎖反応中に核分裂生成物を放出す
る。核燃料として使用される粒状耐火性セラミック組成
物、例えば二酸化ウラン粉末および他の粉末は、照射中
に上記ガスを一層多量に放出することが知られている。
これらの放出ガスは核燃料を収容したジルコニウム被覆
と反応しうる。上述したところから明らかなように、原
子力発電所の運転に燃料要素を使用している期間全体に
わたって、燃料要素の内側からの、且つ被覆と反応性の
水、水蒸気および他のガス、特に水素によって被覆がお
かされるのを最小にすりのが望ましいことがわかった。

このような目的を達成するための１方策は、水、水蒸気
および他のガスと迅速に化学反応して、これらを被覆の
内部から除去する材料を見つけることであった。このよ
うな材料はゲツタと称される。他の方策は、いろいろは
材料で核燃料物質を被覆することであって米国特許第３
１Ｗ８９６号に開示されているように、核燃料材料をセ
ラミックで被覆して、水分が核燃料材料と接触するのを
防止することが行われている。

米国特許第３０８５０５計号に開示された燃料要素にお
いては、核分裂可能セラミック材料の１個以上のべレッ
トを含有する金属ケーシングおよびセラミックベレツト
に結合したガラス資材料の層を設け、上記層をケーシン
グと核燃料との間に配置してべレットからケーシングへ
の均一かつ良好な熱伝導を保証している。米国特許第２
８７３２斑号に記載された、金属ケースに内蔵されたジ
ャケット付核分裂可能ウランスラグにおいては、保護ジ
ャケットを亜鉛−アルミニウム結合層としている。米国
特許第２８４成約７号には、核燃料の複数個の端部関口
ジャケット付本体部分よりなるジャケット付核分裂可能
本体が開示されており、上記本体部分を、ウラン本体部
分と被覆との間に有効な熱伝導性結合を形成する結合材
料の熔融浴中に浸溢している。良好な熱伝導特性を有す
る任意の金属合金としてコーティングが記載されており
、その例にはアルミニウム一珪素および亜鉛ーアルミニ
ウム合金が含まれる。持公昭４７一４６５５計号（昭和
４７年１１月２４日）には、ピレツトのまわりの高密度
の滑らかな炭素含有コーティングで核燃料粒子を被覆す
ることにより、各別の核燃料粒子を炭素含有マトリック
スの燃料組成物に固めることが開示されている。他のコ
ーティングが特公昭４７一１４２０び号に記載されてお
り、この場合には、２群のべレツトのうち１群を炭素珪
素の層でコーティングし、他の群を熱分解炭素または金
属炭化物の層でコーティングする。核燃料物質のコーテ
ィングには、欠陥のない均一なコーティングを得るのが
困難であるという信頼性に関する問題がある。

さらに、コーティングの劣化から、核燃料物質の長寿命
作動に関する問題が生じる。米国特許出願第３３０１５
２号（１９７３手２月６日出願）に開示された核燃料被
覆を腐食防止法は、ニオブのような金属を燃料に添加す
ることからなる。

この添加剤は、後続の燃料処理運転により金属が酸化さ
れないとすれば粉末の形態で添加でき、あるいはまたワ
イヤ、シートまたは他の形状として燃料要素内に入れる
ことができるし、または燃料べレットのまわりに又はそ
れらの間に置くことができる。１９７必王２月付の文書
ＣＥＡＰ−４５５５には、ジルコニウム合金に冶金結合
したステンレス錫の内側ラィニングを有するジルコニウ
ム合金の複合被覆が記載されている。

この複合被覆は、ステンレス鍵の内側ラィニングを有す
るジルコニウム合金の中空ビレットを押出し成形するこ
とによって製造する。この被覆は、ステンレス鋼が脆弱
相を発現し、またステンレス鋼層の中性子吸収ペナルテ
ィが同じ厚さのジルコニウム合金層のペナルティの１０
〜１３苦であるという欠点を有する。米国特許第３５０
２弦ｙ号に開示されたジルコニウムおよびその合金の保
護方法においては、クロムを肉着して原子炉に有用な複
合材料を形成する。

ジルカロイー２の表面を銅を電着し、次いで露着金属の
拡散を行わせるために熱処理する方法が、「エネルギア
・ニューグリア（ＥｎｃｒｇｌａＮ比ｌｃａｒｅ）」第
１１巻、第９号（１９６４年９月）、第５０５〜５雌頁
に記載されている。ェフ・プロッサ（Ｆ．Ｂｒｏｓｓａ
）らの「ジルコニウム合金に適用した水素障壁の安定性
および融和性（ＳｔａｂｉｌｉツａＭＣｏｍｐａｔｉｂ
ｍｔｙ ｏｆ Ｈｙｄｒｏｇｅｎ Ｂａｒｈｅｒｓ Ａ
ｐｐｌｉｅｄのＺｉｒｃｏｎｌｍｍ Ｎ１ｏｙｓ）」ヨ
ーロッパ原子力共同体、合同原子核研究センタ（Ｅｕｒ
のｃａｎＡｔｏｍｉｃＥｍｒ磯 Ｃｏｍｍ皿ｊｔｙ、Ｊ
ｏｉｎｔ Ｎｕｃｌｃａｒ ＲｅｓｅａｒｃｈＣｅｎｔ
ｅｒ）ＥＵＲ４０数史（１９６ｇ牢）に、種々のコ−７
ィンの堆積方法およびその水素拡散障壁としての効率が
記載されており、山一Ｓｉコーティングが水素拡散に対
するもっとも有望な障壁とされている。ダブリュー・シ
ー・シックナー（Ｗ．Ｃ．Ｓｃｈｉｃｋｎｅｒ）らの「
ジルコニウムおよびジルコニウム一錫への函気めつき（
Ｅ１ｅｃＶｏｐｌａｈｉｎｇｏｎＺｉｒｃｏｎｌｕｍａ
ｎｄＺｉｃｏｎｉｕｍＴｉｎ）」テクニカル・インフオ
ーメーシヨン・サービス（Ｔｅｃｈｎｉｃａｌｌｎｆｏ
皿ａｔｉｏｎＳｅｗｉｃｅ）Ｂ肌‐７５７（１９５２年
）に、ジルコニウムおよびジルコニウム一錫合金にニッ
ケルを母気めつきし、これらの合金を熱処理合金拡散結
合を形成する方法が記載されている。米国特許第３６２
斑２１号に燃料被覆管を有する原子炉用燃料要素が記載
されており、この燃料被覆管の内表面にニッケルのよう
な中性子捕獲断面積の４・さし、金属をコーティングす
るとともに、可燃性毒物の微細分散粒子を配置する。「
原子炉開発計画進行レポート（Ｒｃａｃｂｒ Ｄｃｖｃ
ｌｏｐｍｃｎｔ ＰｒｏｇねｍＰｒＯｇｒｅｓｓＲｅｐ
ｏｒｔ）」ＡＮＬ−ＲＤＰ−１９（１９７２王８月）に
ステンレス鋼被覆の内表面にクロムの犠牲層を設けた化
学的ゲツタ配置が開示されている。燃料要素の被覆の内
側表面上のコーティングを開示している他の特許がいく
つかある。米国特許第３１４５１５ぴ号では、分裂性物
質のコアをゆるく支持する金属水素化物の中空密封型圧
力容器とを該圧力容器を囲む薄い耐腐食性ジャケットと
を有する燃料要素を特許請求している。米国特許第３０
５３７４３号に開示されている燃料要素は、金属被覆管
を有し、その内側壁を金属ニッケル又はニッケル−欽一
クロム合金で被覆しており、そして当該管は核燃料べレ
ツトのコアを囲み、該べレツトの間にはところどころに
スベーサ−がある。英国特許明細書第班３５０び号に記
載されている変形断面型核燃料要素では、個々の燃料粒
子がそれらの表面に１つ以上の物質コーティングされ、
被覆材料に封入されそして当該要素の断面を縮４・する
ために変形プロセスに直かれている。他の方法では、核
燃料物質とこれを保持する被覆との間に自立型障壁を介
在させる。

このような方法は、米国特許第３２３０１５１号（鋼箔
）、ドイツ連邦共和国特許公告第ＤＡＳ１２斑１１５号
（チタン障壁）、米国特許第３２１２既婚号（ジルコニ
ウム、アルミニウムまたはベリリウムのさや）、米国特
許第３０１８２３８号（Ｕ０２とジルコニウム被覆との
間に結晶質炭素の障壁）、および米国特許第３雌聡９３
号（ステンレス鋼箔）に開示されている。障壁を設ける
思想は有望であるが、上述した文献の一部は核燃料また
は被覆または核分裂反応と両立し難い材料が含まれてい
る。例えば核燃料に関しては、炭素が核燃料からの酸素
と結合し得、被覆に関しては、或る金属が被覆と反応し
得、被覆の特性を変え、さらに核分裂反応に関しては、
中性子吸収材として作用し得る。障壁の思想に沿った他
の解決策として、米国特許第３９６９１８６号には、耐
火性金属、例えばモリブデン、タングステン、レニウム
、ニオブおよびこれらの合金が被覆と燃料間の単層また
は多層の管または箔の形であり、また米国特許第３舵５
１５１号には、ジルコニウム、ニオブまたはこれらの合
金の箔が、核燃料と被覆との間にあって、高潤滑性材料
のコーティングを該ラィナ又は被覆に設けることがそれ
ぞれ記載されてる。

発明の目的 本願発明の目的は、被覆の割れや腐食又は他の燃料欠陥
問題を生じることなく、長期間にわたって原子炉内で運
転できる核燃料要素を提供することである。

本願発明の他の目的は、ベレツトと被覆の相互作用（Ｐ
ＤＩ）問題を克服すると同時に水（または蒸気）の混入
後の被覆劣化を克服するために複合被覆（複合被覆管、
複合被覆容器、複合被覆筒）を設けた核燃料要素を提供
することである。

本願発明の他の目的は、ジルコニウム合金管の内側表面
に結合された金属障壁からなる複合被覆を有し、前記結
合が当該合金管と金属障壁の間の長寿命結合をもたらし
ている核燃料要素を提供することである。本願発明の更
に他の目的は、ジルコニウム合金管の内側表面に結合さ
れた金属障壁からなる複合被覆を有し、金属障壁がスポ
ンジジルコニウムからなっている核燃料要素をもたらす
ことである。

発明の機成原子炉のコアに使用する特に効果的な核燃料
要素は、複合被覆を有しており、これが、ジルコニウム
以外の成分を重量で５００■側以上含むジルコニウム合
金管の内側面に冶金結合されたスポンジジルコニウムの
ような適度な純度のジルコニウムの金属障壁を有する。

複合被覆は、核燃料物質を囲み、核燃料物質と複合被覆
の間に隙間を残す。等該金属障壁は複合被覆内に閉じ込
められた核燃料物質から合金管を保護して、核分裂生成
物とガスから合金管を保護する。金属障壁は、複合被覆
の厚さの５〜３０％を形成する。複合被覆の厚さの５％
より薄い金属障壁では、ジルコニウム合金管へ微小クラ
ックが伝播するのを防止するには不十分であり、複合被
覆の厚さの３０％より厚い金属障壁では、厚さを加重し
ても利益を加重することにならないのであって、さらに
複合被覆の全体の強度を下げてしまう。障壁（ｌｉｍｒ
舷ｒｒｉｅｒ）は、重量で１００奴帆より多く、５００
の血より少ない不純物を含むが、その純粋さのために、
照射中欧さを維持し、核燃料要素内の局部化されたひず
みを極小にし、かくして応力腐食割れ又は液体金属腕化
から合金管を保護するのに役立つ。設計上及び機能上、
複合被覆の合金管部分は、従前の原子炉慣行と全く代わ
らないのであって、ジルコニウム合金のような従来の被
覆材料から選択される。高純度の、すなわち不純物の量
が重量で１００■奴以下のジルコニウム障壁をジルコニ
ウム合金管に治合結合することは、例えば特開昭５１−
６９７９５号により公知になっている。

しかし、高純度のジルコニウムは高価であって入手し難
いうえ、水の浸食に対して敏感である。これに対して、
スポンジジルコニウム適度の不純物を含有していて、低
価格で容易に入手できるうえ、ＰＣＩに対する抵抗性能
に関しては高純度のジルコニウムよりほんのわずかに劣
るだけである。さらに水の浸食に対するスポンジジルコ
ニウムの抵抗が著しく大きい点で、スポンジジルコニウ
ムは高純度ジルコニウムより有利であり、このことは特
閥昭５１−６９７９５号から示唆されないし、明白でも
ない。

本発明に係わる複合被覆を製造する方法におては、【１
ー金属障壁の中空カラーを中空のジルコニウム合金ビレ
ット内に鉄挿し、当該中空カラーをビレットに爆発結合
し、次いでこの複合体を押出してから管縮小加工するか
、■金属障壁の中空カラーを基体の中空のジルコニウム
の合金ビレット内に鉄挿し、カラーおよびピレット圧縮
荷重の下で加熱して管のビレットへの拡散結合を行い、
次いでこの複合体を押出してから管縮小加工するか、ま
たは【３’金属障壁のカラーを中空のジルコニウム合金
ビレット内に隊挿し、次いでこの複合体を押出してから
管縮小加工する。

本発明により核燃料要素に長い動作寿命を付与する幾つ
かの利点が得られる。

これらの利点とは、複合被覆と核燃料との化学的相互作
用を減少させること、複合被覆のジルコニウム合金管部
分に加わる局部化応力を最小にすること、複合被覆のジ
ルコニウム合金警部分に加わる応力腐食とひずみ腐食を
最小にすること、ジルコニウム合金管に割れ破損が生じ
る可能性を減少させることである。本発明に係わる複合
被覆の重要な性質は、上述した種々の改良を中性子ペナ
ルティをほとんど増加することなく実現できることにあ
る。

このような複合被覆は原子炉に容易に使用できる。その
理由は、冷却材そう失事故または核制御綾が落下するな
どの事故の際に、複合被覆が共融混合物を形成しないか
らである。さらにこの複合被覆は、別個の箔またはラィ
ナを燃料要素内に挿入した状態で生じるような熱伝達に
対する熱障壁がないので、その熱伝達ペナルティが極め
て小さい。当該金属障壁は、重大な中性子捕獲ペナルテ
ィ、伝熱ペナルティまたは材料非両立問題を本願発明の
燃料要素に惹起しない。また本発明の複合被覆は、製造
及び運転の種々の段階で通常の非破壊測定法によって検
査することができる。実施例の説明 本発明を一層よく理解できるようにするために、以下に
図面を参照しながら本発明を説明する。

第１図に核燃料集合体１０を部分的に破断した断面図と
して示す。

この燃料集合体１０は、上端に吊上げ取手１２を、下端
に先端部材（ｎｏｓｃｐｉｃｃｅ）（集合体１０の下部
を省略したので図示されていない）をそれぞれ設けた大
体正方形断面の管状流れチャネル１１を具える。チャネ
ル１１の上端には関口１３が、また下端の先端部村には
冷却材流れ関口がそれぞれ設けられている。燃料要素ま
たは榛１４の配列体はチャネル１１内に入れられ、ここ
に上端プレート１５および下端プレート（集合体１０の
下部を省略したので図示されていない）によって支持さ
れている。冷却液は通常、先頭部村の下端の開口から入
り、燃料要素１４のまわりを上方に通過し、上部出口１
３から沸騰形原子炉の場合には部分的に蒸発した状態で
、また加圧形原子炉の場合には蒸発せぬ状態でかつ高温
度で外へ出る。核燃料要素または核燃料棒１４の様部が
、複合被覆１７に溶接された端部プラグ１８によってシ
ールされ、プラグ１８にはスタッド１９が設けられ、こ
れにより燃料要素の集合体への装着を容易にしている。

燃料要素の一端に空隙スペースまたは空所２０を設けて
、燃料物質が長さ方向に膨脹し、また燃料物質から放出
されたガスが溜まり得るようにする。螺線部材の形状の
核燃料物質保持部村２４を空所２０内に配置して、特に
燃料要素の取扱いおよび輪送中にべレット柱が軸万向に
移動するのを制止する。燃料要素は、複合被覆および燃
料物質が良好に熱接触し、寄生的中性子吸収を最小にし
、さらに冷却材が高速度で流れることにより時々生じる
反りおよび振動に対して抵抗力を有するように設計する
。

本発明に従って構成した核燃料要素または核燃料棒１４
を第１図に一部を破断して示す。

この燃料要素は、本例では核分裂可能およびノまたは燃
料親物質の複数個の燃料べレットとして示されている核
燃料物質のコアまたは中央円筒形部分１６を構造用複合
被覆１７内に配直して構成されている。場合によっては
、燃料べレットを円筒形べレットまたは球のような種々
の形状とすることができマ他の場合には粒状燃料のよう
な異なる燃料形状を使用することができる。燃料の物理
的形状は本発明にとって重要でない。核燃料にはウラン
化合物、プルトニウム化合物、トリウム化合物およびこ
れらの混合物を含む種々の核燃料物質を使用することが
できる。好適な燃料は二酸化ウランまたは二酸化ウラン
および二酸化プルトニウムよりなる混合物である。第２
図では、燃料要素１４の中央コアを形成する核燃料物質
１６は複合被覆１７でかこまれている。

複合被覆は原子炉における使用中、コアと複合被覆との
間に隙間２３を残すようにして、コアを囲んでいる。複
合被覆のジルコニウム合金管２１は、本願発明の好まし
い実施例では、ジルカロィ−２で作られている。当該ジ
ルコニウム合金管はその内面で金属障壁２２に冶金結合
し、従って金属障壁はジルコニウム合金管２１と複合被
覆内に保持された核燃料との間に遮蔽を形成する。金属
障壁は複合被覆の厚さの５〜３０％をなすようにし、低
中性子吸収金属すなわち適度な純度のジルコニウム（例
えばスポンジジルコニウム）により形成する。金属障壁
２２はガスおよび核分裂生成物との接触および反応から
複合被覆のジルコニウム合金部分を保護すると共に局部
化応力とひずみの発生を防止する。適度な純度の金属障
壁の内容物は重要な因子で、金属障壁に特殊な性質を付
与する作用をなす。

一般に金属障壁の材料中には、不純物が重量で少なくと
も約１００瓜桝より多く且つ約５００Ｑ血より少なく、
好ましくは約４２０の奴以下とする。・これら不純物の
なかで酸素を約２００〜１２００肌の範囲に維持する。
他の全ての不純物は、市販のものの通常の範囲内にある
。原子炉級のスポンジジルコニウムを次に示す。アルミ
ニウム一７弦肌以下、ホウ素−０．４脚以下、カドミウ
ム−０．４肌以下、炭素−２７０脚以下、クロム‐２０
胸似下、コバルト‐２０物似下、銅‐５■風以下、ハフ
ニウム−１０Ｑ伽以下、水素−２５肌以下、鉄−１５０
０脚以下、マグネシウム−２０岬以下、マンガン−５功
如以下、モリブデン−５の伽以下、ニッケル−７Ｑ岬以
下、ニッケル−７０跡以下、ニオブ−１００脚以下、チ
ッ素一８０桝以下、ケイ素−１２の奴以下、すず−５Ｑ
飢以下、タングステン−１０奴風，以下、チタン−５の
風以下、ウラン−３．技風以下。

本発明の核燃料要素の複合被覆は基体すなわちジルコニ
ウム合金管に強固な結合部で結合した金属障壁を有する
。

金属組縮学的な検査によれば、結合部を形成するのに十
分な基体材料および金属障壁の交差拡散（Ｃｒｏｓｓｄ
ｉＨｕｓｉｏｎ）が存在するが、この交差拡散は、結合
区域から離れてはない。本発明者らは、複合被覆の金属
障壁を形成するスポンジジルコニウム金属が高い耐放射
線硬化性を有し、これがため金属障壁が、長期間の照射
後に、降伏強さおよび硬さのような構造的特性を、同様
に照射された普遍のジルコニウム合金よりもかなり低い
レベルに好適に維持し得ることを発見した。

実際のジルコニウム障壁付き複合被覆の室温硬さに関し
て本件出願人が得たデータによれば、第３図に示すよう
に、高度の中性子照射による硬化作用にもかかわらず２
つの純度レベルのジルコニウムがジルカロィー２よりも
はるかにその柔らかさを維持した。

これらの実験おける照射温度は、核燃料の被覆に加えら
れる範囲内にあった。最高純度のジルコニウムは、それ
よりも純度の低い「低酸素スポンジＪジルコニウムより
も柔らかさを維持する。しかし、低酸素スポンジ・ジル
コニウムはジルカロィよりもはるかにその柔らかさを維
持する。実際に金属障壁は、照射を受けたときに、普通
のジルコニウム合金ほどには硬化されないし、またこれ
は、その低い初期降状強さと共に、金属障壁が塑性変形
し、出力移行（ｐｏｗｅｒｔｒａｎｓｉｅｎｔ）中に燃
料要素にべレットによって誘発される応力を解放しうる
ようにする。

燃料要素内のべレツト誘起応力は、例えば原子炉運転温
度（３００〜３５０℃）で核燃料のべレットが膨潤して
べレットが被覆と接触するこによって生じ得るものであ
る。さらに、本発明者らは、スポンジジルコニウムの金
属障壁を好ましくは複合被覆の厚さの約５〜１５％程度
、特に好ましくは複合被覆の厚さの１％の厚さとしてジ
ルコニウム合金管に結合した場合に、応力が減少し、複
合被覆の破損を防止するのに十分な障壁効果が得られる
ことを発見した。適当な合金管として働くジルコニウム
合金にジルカロイー２とジルカロイー４がある。ジルカ
。イー２は、重量で、約１．５％Ｓｎ、０．１２％Ｆｅ
、０．０９％Ｃｒ及び０．００５％Ｎｉを含有し、広く
水冷型原子炉に使用されている。ジルカロイー４は、ジ
ルカロィ−２よりニッケル含有量が少なくて、鉄含有量
がわずかに多い。本発明の核燃料要素に使用する複合被
覆は以下に説明する方法のうち任意の方法で製造するこ
とができる。

１方法においては、金属障壁として選択されたスポンジ
ジルコニウムの中空カラーを、合金管として選択された
ジルコニウム合金の中空ビレット中に挿入し、次いでこ
の組立体に爆発結合を施してカラーをピレツトに結合す
る。

通常の管腕押出技術を用いてこの複合体を約１０００〜
１４０ぴＦ（約５紙〜７５び０）の高温で押出す。次に
押出複合体に通常の管縮小加工処理を施こして所望の寸
法の複合被覆を得る。他の方法においては、金属障壁と
して選択されたスポンジジルコニウムの中空カラーを合
金管として選択されたジルコニウム合金の中空ビレット
中に挿入し、次いでこの組立体に加熱処理［例えば１４
０びＦ（７５０ｑｏ）に約８時間］を施こしてカラーお
よびビレット間に拡散結合を行わせる。

次に通常の管胴押出技術を用いてこの複合体を押出し、
押出複合体に通常の管縮小加工処理を施こして所望の寸
法の複合被覆を得る。さらに他の寸法においては、金属
障壁として選択されたスポンジジルコニウムの中空カラ
ーを含金管として選択されたジルコニウム合金の中空ビ
レツト中に挿入し、次いで通常の管胸押出技術を用いて
この組立体を押出す。

次に押出複合体に通常の管縮小加工処理を施こして所望
の寸法の複合被覆を得る。本発明の複合被覆を製造する
上述の方法は、被覆の製造に用いられる亀気めつきまた
は蒸着のような他の方法よりも経済的である。

本発明の核燃料要素の製造方法において、ジルコニウム
合金管の内表面に結合したスポンジジルコニウム金属障
壁を有する複合被覆をつくり、この複合被覆は、一端が
開口していて、その関口端に空所を残して且つコアと複
合被覆の間に隙間を残して、核燃料物質のコアを複合被
覆に充填し、上記空所に核燃料物質保持装置を挿入し、
上記空所を核燃料と運速させた状態で複合被覆の閉口端
に閉止部村を設け、次いで複合被覆の端部を上記閉止部
材に結合させてこれらの間に繊密なシールを形成する。

次に、本発明に従って原子力プラントのために製造され
、それに利用された核燃料要素の実施例を示す。実施例 ジルカロィー２合金管の内面に適度な純度の（スポンジ
）ジルコニウムを金属障壁として冶金結合した複合被覆
を各々有する複数の核燃料要素を次の工程に従って製造
した。

中空のジルカロィー２ピレツト内に低酸素（６００風未
満）のスポンジジルコニウムの中空カラーを挿入し、通
常の押出技術によりこの組立体を押出して、外径２．５
０インチ（６．３５仇）、全墜厚０．４８０インチ（１
．泌肌）の複合管体を製造した。

そのうち、スポンジジルコニウム層の厚さは０．０５０
インチ（０．１３１）であった。次に、複合管体をピル
ガーミル法により管縮小処理を行い、外径０．４斑ィン
チ（１．２３仇）、全壁厚０．０３２インチ（０．０＆
力）の複合被覆を製造した。複合被覆のスポンジジルコ
ニウム障壁の厚さは０．００３インチ（０．００８仇）
であった。複合被覆には、０．４１０インチ（１．０４
弧）隆で約９５％理論密度の二酸化ウラン（Ｕ０２）の
競結べレットを充填した。それから、通常の燃料要素製
造技術により、複合被覆内を排気し、ヘリウムを充填し
て、密封した。このようにして製造した核燃料要素を機
械的に組立てて、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）用途に適し
た核燃料粗立体とした。

この核燃料組立体の特性は次の通りである。表 寸法形状 ８×８列の核燃料要素核燃料
要素のピッチ ０．私０インチ（１．筋仇）水−燃
料体積比 ２．５５熱移動面
積 処．お平方フィート（８７６〆）Ｕ０２ 重
量 １９９．３ｋ９Ｕ
重量 １７５．７ｋＱＵ
２３朝畏縮 ２．８２重量％（平均）
これらの核燃料狙立体は原子力発電プラント（直綾サイ
クルＢＷＲ型、出力８皿ＭＷｃ）に装荷した。

運転経過は全く順調であった。次に本発明にかかる核燃
料要素が従来技術のものに比較した著しい特徴や効果を
有しているので、それについて説明する。

ＰＣＩ特性 ＰＣＩによる破壊に対する抵抗を試験するために設計さ
れたパワーランプテスト（ｐｏＭｒ ｒａｍｐにｓｔ）
において、本発明にかかる核燃料の性能を試験した。

この試験のデータを第４図に示す。同図で、ジルコニウ
ム障壁を設けた核燃料要素の性能を従来のジルカロィ被
覆の核燃料要素の性能と直接に比較した。これらのテス
トでは数個のランプシーケンスが使用された。すなわち
、ＣーランプあるいはＣ′−ランプで表示したものはウ
ルトラファーストランプ率（３２雛Ｗ／肌／分以上）で
あり、他のデータは１雛Ｗ／肌／分以下でランプしたも
のである。このデータによれば、高純度ジルコニウムま
たは低酸素スポンジルコニウムの金属障壁を有する核燃
料要素は従釆のものに比較してＰＣＩ抵抗において勝れ
ている。

１４ＭＷｄ／ｋ９Ｕより大きいバーンマップを行った従
来の核燃料要素は５０ＫＷ／の以上の直線的パワーレベ
ルにランプしたとき必ず破壊された。

かし、ジルコニウム障壁（高純度または低酸素スポンジ
）を設けた核燃料要素はこのパワーレベルまでのランプ
に対し実際に強いことがわかる。しかし、ＰＣＩ抵抗に
対しては純度の影響もある。高純度ジルコニウム（最高
の純度で、２０■肌未満の酸素）の金属障壁を有する核
燃料要素は、高バーンアップで約５９ＫＷ／机への最高
速バーンアップにも耐えられる。しかし、低酸素スポン
ジジルコニウム障壁の核燃料要素は、１６４ＭＷｄ／ｋ
９、Ｕのバーンアップで、５雌Ｗ／のにウルトラファー
ストランプをする破壊される。それでも、従来の（障壁
のない）核燃料要素におけるランプテストの９５％破嬢
率の曲線よりははるかに上にある。更に、酸素含有量が
高い（約１００瓜餌）スポンジジルコニウムの金属障壁
を有する核燃料要素の性能も極めて良好であったが、低
酸素のものほどではなかった。こうして、純度の実際的
範囲が定められた。水（または蒸気）混入後の複合被覆
の劣化ジルコニウム障壁を有する核燃料要素は、ジルカ
ロィが冷却材兼減速材の水と接触すると共にジルコニウ
ム障壁が核燃料体と接触するように設計されている。

高温の水（または蒸気）中でのジルカロィの酸化抵抗は
ジルコニウムより大きい。複合被覆は、ジルコニウム障
壁と水との間の直接接触を防止するように設計されてい
るが、複合被覆に欠陥があれば水（または蒸気）が核燃
料要素内に入って、金属障壁と反応を起こす可能性があ
る。この状態のシミュレーション試験を本件出願人は行
っており、第５図に未照射複合被覆に関するデータを示
す。３５０℃（運転中におけるジルコニウム障壁の妥当
な推定温度）における酸化率は、高純度ジルコニウムよ
りも低酸素スポンジジルコニウムの方が著しく低い（前
者の紙．物９／ｄわ／日に対して後者は６２．５肘ｏ／
ｄの／日）。

これらのデータによれば、低酸素スポンジジルコニウム
の障壁を有する核燃料要素に欠陥がある場合、高純度ジ
ルコニウムの障壁を有する核燃料要素に同様に欠陥があ
る場合よりも、劣化の度合が遅いということが推定され
る。前述したことは、次のようにして、核燃料照射実験
において確められた。

ジルコニウム障壁付き複合被覆を有する核燃料要素の複
合被覆に欠陥（穴）を設けて、水（蒸気）を混入させた
。このような核燃料要素を試験用原子炉で約３ＭＷｄ／
ｋ９Ｕで運転し、次いで試験した。これらの試験で、欠
陥のある核燃料要素（従来方式のもの、ジルコニウム障
壁のあるもの）の全てが無事であった。しかし、高純度
ジルコニウム障壁を有する核燃料要素のジルコニウム障
壁は酸化が著しく、且つ複合被覆内に水素化物（ジルコ
ニウム水素化物）が生じることがわかった。この水素化
合物の水素はジルコニウムが水によって酸化されたとき
の反応生成物である。この反応は次の通りである。べレ
ツト表面で：６００００ Ｕ０２十比○→Ｕ０２十ｘ十ＸＨ２十（１一Ｘ）は０障
壁内で：３５０００ Ｚｒ＋２ＬＯ→Ｚｒ０２十２日２ Ｚｒ＋比→Ｚｒ＋２Ｈ Ｚｒ十２Ｈ→Ｚｒ比 しかし、低酸素スポンジ障壁を有する核燃料要素では、
障壁の酸化が著しく少なく、障壁内の水素化物も極めて
少なかった。

核燃料要素のピークパワーのところでは、高純度ジルコ
ニウム障壁は実際に完全に酸化されていた。そして、そ
れによる水素が複合被覆の外側表面に層状のジルコニウ
ム水素化物として沈積していた（第６図の写真の上部の
暗部で示される）。低酸素スポンジジルコニウム障壁を
有する核燃料要素に対する同様の結果によれば、第７図
に示すように、障壁はわずかに部分的に酸化されていた
だけであり、複合被覆の外側表面には水素化の集中が見
られなかったし、複合被覆内の水素化物の集積は極めて
少なかつた。価格と入手可能性 米国においては、高純度ジルコニウムの供Ｖ給業者は１
社であり（ＴｃｌｏｄｙｍＷａｈＣｈａｎｇ）、そこか
ら入手できるだけであるが、低酸素スポンジジルコニウ
ムは数社の供Ｖ給業者から入手できる。

最近の比較見積価格によれば、高純度ジルコニウムの価
格は、低酸素スポンジジルコニウムよりも３．５倍以上
にもなる。この見積価格は、中空のジルカロィビレット
に挿入する前の状態のジルコニウムカラーのものであっ
た、この後に押出加工により、ジルコニウム障壁付き複
合管体を形成する。実際には、この複合管体に管縮小処
理を行なってジルコニウム障壁付き複合被覆を製造する
。このことについては、すでに述べてある。本件出願人
の検討によれば、高純度ジルコニウムに関し現在の世界
的生産能力は現在の原子力市場の需要を満たすのに充分
ではない。

もちろん、充分は投資により生産能力を増大することは
究極的には可能である。しかし、現在の供Ｖ給および市
場状態のもとでは、ジルコニウム障壁市場の供給能力は
、低酸素スポンジジルコニウムを利用する本発明に依存
することになる。日本においては、スポンジジルコニウ
ムは市場で入手できるが、その市場価格は極めて変動し
やすい。

一方、高純度ジルコニウムは市場で入手できない。当業
者には明らかなように、本願発明者をその範囲内でいろ
いろと変形改良することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に従って構成された核燃料要素を有する
核燃料集合体を示す部分破断断面図、および第２図は第
１図の核燃料要素を拡大して示す横断面図、第３図はジ
ルコニウムとジルカロィー２の中性子照射量と硬さの関
係を示す図、第４図はジルコニウム障壁付き核燃料要素
のランプテスト結果を示す図、第５図は複合被覆の腐食
による重量増加と日数の関係を示す図、第６ａ，６ｂ図
は、ピークパワー位置における高純度ジルコニウム障壁
の酸化（第６ａ図、磨いたまま、５０Ｘ）と被覆の水素
化合物分布（第６ｂ図腐食後、１磯○）を示す写真で、
第７ａ，７ｂ図はピークパワー位置におけるスポンジジ
ルコニウム障壁の酸化（第６ａ図、磨いたまま、５０Ｘ
）と被覆の水素化合物分布（第７ｂ図腐食後、１０帆）
を示す写真である。 １０・・・・・・核燃料集合体、１１・・・・・・チャ
ネル、１４・・・・・・核燃料要素、１６・・・・・・
核燃料、１７・…・・被覆、１８…・・・端部プラグ（
栓部村）、２０・・・・・・空所、２１・・・・・・管
、２２・・・・・・金属障壁、２４・・・・・・保持装
置。 ａ…・・・Ｚの２、ｂ・・…・Ｕ０２、ｃ・・…・ジル
コニウム水素化物。第１図 第２図 図 の 鎌 図 寸 藤 図 船 第６ａ図 第６ｂ図 第７ａ図 第７ｂ図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ ジルコニウム以外の成分を５０００ｐｐｍより多く
   含むジルコニウム合金管と金属ジルコニウムの障壁とか
   らなる細長い複合被覆管と、ウラン、プルトニウム、ト
   リウムまたはこれらの混合物の化合物からなり、前記複
   合被覆管の一端に内部空所を設けると共に複合被覆管と
   の間に隙間を設けるように複合被覆管内に部分的に充填
   配管された核燃料物質の中央コアと、前記複合被覆管の
   各端に一体に固定されて密閉する閉止部材と、前記内部
   空所内に置かれた核燃料物質保持部材とからなり、核燃
   料物質と被覆管の間の相互作用による被覆管の応力腐食
   割れに対する抵抗を改善した核燃料要素において、前記
   金属ジルコニウムの障壁が、１０００ｐｐｍより多く５
   ０００ｐｐｍ未満の適度な不純物を含有しそして前記ジ
   ルコニウム合金管の内側表面に冶金結合されており、金
   属ジルコニウムの障壁の厚さが、前記複合被覆管の厚さ
   の５〜３０％になつていて、酸化抵抗およびジルコニウ
   ム水素化物の析出に対する抵抗を含む核燃料要素内の水
   分または水蒸気による核燃料要素の劣化に対する抵抗を
   改善した核燃料要素。 ２ 特許請求の範囲第１項に記載の核燃料要素において
   、不純物の１つが２００〜１２００ｐｐｍの範囲の酸素
   である核燃料要素。