JPS606893A - 核燃料要素用被覆容器の微小割れを防止する方法および被覆容器 - Google Patents
核燃料要素用被覆容器の微小割れを防止する方法および被覆容器Info
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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。
め要約のデータは記録されません。
Description
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、特に基体d5よびイの内表面に冶金的に結合しl
〔金属障壁を右Jる?12合被iηを貝える優れた核燃
料要素に開力る。 現在設計、製j香J5 J、び連転されている原子;J
Iにおいては、核燃料を平板、管まtこ(」俸のような
種々の幾何学的形状としj9Iる焼判要素中に収容しC
いる。通常核燃料物質を耐食性、非反応1J1かつ鋼!
伝導性の容器または被覆内に月入りる。、燃1°;1要
桑を冷却拐流れチ17ネルまたは領j或内にひに一定間
隔に格子状に集合し絹Xγてて燃オ′3]集合体く燃1
t’l i’センブリ)を形成し、これら燃料集合イホ
を適当数組合せて自己持続型核分裂反応のi+l能な核
分裂連鎖反応型集合体または炉心を形成づる。この炉心
を冷却(Aの流通する原子炉容器内に入れる。 被覆(クラツディング)は幾つかの目的(使用され、そ
の2つの主要Lj的のうら第一は、核燃料と冷却材また
は減速4A(減速祠が存γjづる場合には減速材、また
は冷却′4;A63 J:び減速祠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づる
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l、
11祠および減速材の双方が存在する場合にはこれら双
方の中にもれ出るのを防止することにある。普通の被覆
材料は、ステンレス鋼、ノフルミニウムa3よびその合
金、ジルコニウムa3よびその合金、二A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、即ら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りる系が放射性長寿命生成物でプ
ラン1〜の運転を妨げる程に汚染される恐れがある。 被覆月利としで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
らの被覆月利に牧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750下(約3398℃)以IZの温度では、原子炉
冷ム11月おJ、ぴ減速材としC晋通に使用される1j
;2塩水または水蒸気の存在ト′c′強く、延性を有し
、極めて安定C゛、かつ非反応性Cあるからである。 しかし、燃料要素の作動から、核燃1’il、II5よ
び核分裂反応中に生成する核分裂生成物間の111綜し
た相互作用により被覆材に脆い割れが牛じるという問題
が明らかになった。この望ましくない作動は、燃料−被
覆の膨張差に基づく礪械的応力の局在化(被覆に生じる
応力は核燃料の割れ[」に局在化される)によって促進
されることが11T「かめられた。腐食性核分裂生成物
が核燃オ′」から放出され、燃料の割れ目と被覆表面ど
の交差部に集中りる。核分裂生成物は、原子炉を運転づ
る間、核分裂連鎖反応中の核燃お1に生成される。1記
の局右化応力は燃料と被覆との間の高い摩擦により拡大
される。 シールされた燃料要素内で、被覆どでの内側の残留水と
の遅い反応により水素ガスが発生し冑、この水素カスが
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づ−ることが起り得る。被覆は、
広範囲の湿度にわたって、酸素、窒素、−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
一]二連した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
印材または減速÷A中に存在′t!す゛、ざらに被覆お
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−Cいる事実があるにもかかわらず生起する。核燃
オ′)1として使用される焼結耐火祠およびセラミック
組成物、例えば二酸化ウランおよび他の組成物は、加熱
時、例えば燃料要素の製造中に31足し得る量の上記ガ
スを放出し。 またさらに照射中に核分裂生成物を放出する。核燃料と
しで使用される粒状耐火祠およびセラミック組成物、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
の放出カスは核燃J81を収容したジルコニウム被覆ど
艮応角−Cある。 上述したところから明らかなにうに、1京j’−/J光
電所の運転に燃料要素を使用し−Cいる期間全体にねた
って燃料要素の内側から、被覆と反応I11の水、水蒸
気および伯のガス、特に水素による被覆の侵食を最小に
づるのが望ましい。このJ、う<r f二l的を達成す
るための1 rtl’l究として、水、水蒸気JjJ、
ひ他のガスと迅速に化学反応しく一層、水XjA %
に J、び他のガスを被覆の内部から除去し冑る’tA
’A’:+を見′)りる試みがなされている。このJ
、うな祠オ′10まゲッタと称される。 他の研究として、米田特¥1第3108 :I 96号
明細書に記載されているように、核燃料(A料4ヒラミ
ックで被覆して水分が核燃利月利と接触りるのを防止す
ることが行われている。米国時ii’t−’>”+30
85059号明細書に11を案された燃料要素において
は、核分裂可能セラミック+Aわ1の1個またはそれ以
上のペレットを含イj!lる金属クーシングおよびセラ
ミックペレットに結合したカラス覧(A籾の層を設(プ
、上記層をケーシングと核燃料との間に配置してペレッ
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2873238号明細書に提案された
金属クースに内蔵されたジ1?クツトイ」の核分裂可能
ウランスラグにおいては、スラグのための保護シャグツ
1〜またはカバーを亜鉛−アルミニウム結合層としてい
る。米国特許第2849387号明細書には、核燃料の
複数個の端部間口ジャケット付本体部分よりなるシトグ
ツトイ」核分裂可能本体が記載され−Cおり、上記本体
部分を、ウラン本体部分と容器(または被覆)どの間に
有効な熱伝導性結合を形成する結合材料の溶融浴中に浸
漬している。良好な熱伝導特性を右づ゛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
アルミニウムー珪素および1fIi64)−アルミニウ
ム合金が含まれる。特公昭47−46559号(昭和4
7年11月24日)明細書には、各別の核燃料粒子を高
密度に滑らかな炭素含有コーティングで被監することに
より各別の核燃料粒子を炭素含有母料の燃料組成物に固
めることが記載されている。他のコーティングが性分+
+a 47−1 /1.200号明細潟に記載されてお
り、この場合には2 f!Yのペレツ]〜のうち1群を
炭化■」累の層Cコーティングし、曲の群を熱分解炭素
または金属炭化物の層C’−]〜ゲイングする。 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イ^頼性に関する
問題がある。さらに、Ll−j−rングの劣化から、核
燃料物質の長寿命作動に関りる問題が生じる。 米国特許出願第330152号(1973年2月6日出
願)明細出にに載された核燃旧被覆の11ぢ食防止法に
おいては、ニオ1のにうな金属を燃料に添加する。この
添加剤は、後続の燃料処理運Φ11により金属が酸化さ
れないとりれば粉末の形態で添加でき、あるいはまた燃
料ベレットの中、−そのまわりまたはそれらの間に存在
するワイヤ、シートまたは他の形状として燃斜要素内に
入れることができる。 1964年2月付の文内GEAP−4555には、ジル
−コニウム合金に冶金結合したステンレス鋼の内側ライ
ニングを有ツ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、ステンレス鋼の内側ライニン
グを有するジルコニウム合金の中空ビレッ1へを押出し
成形することによって製造J−る。この被膜は、ステン
レス鋼が幅弱相を発現し、まlこ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10〜15倍であるという欠点を有Jる。 米国特許第3502549号明細書に記載されたジルコ
ニウムおよびその合金の保護方法においては、クロムを
電着してD丁ミ子炉に有用な複合材料を形成する。ジル
カロイ−2の表面に銅を雷名し、次いで電着金属に表面
拡Mkを行わせるために熱処理覆る方法か、[エネルギ
ア・ニコークリア(Energia Nucleare
) J第11巻、第9号(1964年9月)、第50
5・〜508頁に記載されている。エフ・ブロン(す(
F 、 ’B rossa )らの(゛ジルコニウム合
金に適用しIこ水素障壁の安定性d3ヨび融和性(3t
ability andCompatibility
of l−11−1ydro 13arriersA
pplied to 7 irconium Δ1lo
ys ) J B−IJ ツバ原子力共同体、合同原子
核illllラセンター E uropcan A t
omic を三 nergy に t+mmtu+it
y。 Joint NUClea r Re5earch C
enter ) IE Lノ 1く4098e (19
69年)に、種々の」−iインクの堆積方法およびその
水素拡fiQ トイへ?としてσ)効率が記載されてお
り、Aa−s: 」−jインクが水素拡散に対するもつ
とも有望なl(Q Bψ゛とされCいる。ダブリュ・シ
ー・シックナー(W、C。 S chickner)らの「ジル」ニウムa> J、
ひシル−1−ラム−錫への電気めっき(にle(:Il
’0plil[1lI(I OnZ irconium
a面 71rconiun+−−1i++) J ノ
クニカル・インフAメーション・リービス(I icl
+nic;+1information 3ervic
e) BM l −757(1952年)に、ジルコニ
ウムおよびシル−」−ラム錫合金にニッケルを電気めっ
きし、これらの含↑を熱処理して合金層11(結合を形
成りるジノ法か記載されている。米国特許第36258
21号明細jす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小ざい保持金属をコーティ
ング−するとともに、可燃性毒物の微細分散粒子を配置
覆る。[原子炉開発計画進行レポート(Rcactor
Development P rogramProg
ress Report ) J AN L−RDP
−19(1973年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p)i=化学的ゲッタ配置が記
載されている。 他の方法では核燃料物質どこれを保持り゛る被覆との間
に障壁を介在させる。このJ、うな方法は、米国時r[
第3230151乃(銅箔)、ドイツ連邦共和国特許公
告第りΔ51238115号(チタン層)、米国時W(
第3212988号(ジルコニウム、アルミニウムまl
ζはベリリウムのさや)、米国時8![第301823
8号((JO2とジルコニウム被覆とど[バjに結晶質
炭素の障壁)、および米国時W[第3088893号(
ステンレス鋼箔)に記載されている。r4壁を設置Jる
思想は有望であるが、上)ボした文献の一部には核燃料
A: IJ+、L被覆または核分裂反応と適合し欠11
い+A1゛1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−Cは、銅および他の金 □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(Aどしく作用し得る。上述した
文献に(,1いずれも、最近発見された核燃料おJ:ひ
被覆間の局部的化学的−(幾械的相互作用の問題への解
決案が示唆されていない。 障壁の思想に治った他のTdl究どしく、米1E、+
4ご711’1出願第441131号(1974;12
月11111i願)には、耐火物金属、例えばtリゾデ
ン、タングステン、レニウム、ニオブおよびこれらの合
金を単層または多層の管または箔、または被覆の内表面
上のコーティングの形状に設りることか、よた米国時Y
[出願第441133札(197/lイ12月11日出
願)には、ジルコニウム、二Δ−1またはこれらの合金
のライナを核燃オ′31ど被覆どの間に設けるとともに
、高潤滑性月別の」−アイングをライナと被覆との間に
設(プることがイれぞれ記載されている。 従って、上述した問題を最小に抑制した核燃料要素を聞
光りることが現在す望まれ−Cいる。 本発明の原子炉の炉心に使用する特に有効な核燃料要素
は、基体およびその内表面に冶金結合した金属障壁を有
り−る複合被覆を具え、上記金属障壁により被覆内に保
持された核燃料物質から基体を遮蔽づる。上記金属障壁
は、被覆の厚さの約1〜30%を構成するようにし、は
ず純粋なジルコニウムの低中性子吸収金117Xをもつ
−C形成覆る。この金属障壁は、核燃料要素の内部に存
在する揮発性不純物または核分裂生成物と優先的に反応
り−る位置としで作用し、さらにこの態様で基体を揮発
性不純物まIこは核分裂生成物への露出およびこれらに
よる侵食から保護する作用をなす。被覆の基体部分は、
原子炉に従来ねわれCいたところから設81および(ぷ
能の双方とbまったく変らず、ジルコニウム合金のJ、
う4r通常の被覆拐判から選択゛りる。本発明に係わる
複合被覆を製造する方法においCは、(1)金属障壁の
中空管を基体の中空ビレット内に嵌挿し、管をビレット
に爆発結合し、次いでこの複合体を押出してから管年1
11小加「覆るか、(2)金属障壁の中空管を基体の中
空ビレツ1〜内に111挿し、管およびビレツ1′・を
J工縮伺ΦのI−C加〃1して管のビレットへの拡散結
合を形成し、次い(この複合体を押出してから管縮小加
工するか、+l、たは(3)金属障範の中空管を基体の
中空ビレツ1〜内に嵌挿し、次いでこの複合体を押出し
てから管縮小加工する。本発明は、被覆の基体が核分裂
生成物や腐食性ガスなどと接触Jるのか冶金結合した金
属障壁によって防止され−C83す、しから−ぞの金属
障壁が認め得る程の中性子抽犯ベナルjイ、伝熱ペナル
ティまたは拐料不適台問題を惹起し4「いという顕著な
利点を有する。この金属障壁(ま(、を体を・燃料−金
属障壁界面に!1:じる局イ(応力からし保護している
。 本発明を一層よく理解で込るJ、うにりるたσ)に、以
下に図面を釡照しながら本発明を説明づる。 第1図に核燃料集合体10を部分的に破l171シlJ
断面図として示り−0この燃料集合体10は、19i:
に吊上げ取手12を、下端に先端部vJ(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(
プた晋通正ノラ形断面の管状流れヂ(・ネル11を具え
る。チャネル11の上端には開口13が、また下端の先
喘部祠には冷却材流れ開口がそれぞれ設(プられている
。燃料要素または棒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1−
(集合体10の下部を省略したので図示されでいない)
によって支持されている。冷却液は通常、下端の先頭部
材の開口から入り、燃お1要素14のまわりを上方に通
過し、土部出1]13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J:31要素または棒1 /l tJぞの端部が被
覆管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
り燃料棒の集合体への装着を容易にしている。燃お1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Ij向に膨張し、また燃料物質から放出された
ガスが溜まり(E、するように′する。螺線部拐の形状
の核燃3′≧1物質保持部+A 2 /1を空所20内
に配置して、特に燃料要素の取扱いJ3よび輸送中にペ
レッ(〜社が軸り向に移動りるのを制止づる。 燃料要素は、被覆管d5よび燃お1物質が良I)1′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肋々41じる反りおよび振
動に対して抵抗力を右ケるように設i1りる。 本発明に従って構成した核燃料要素または捧14を第1
図に一部を破断して承り1.この燃料要素は、本例では
核分裂可能J5 、J、び7/2または燃オ′81親物
質の複数個の燃料ペレットとしく示されている核燃お1
物質の心または中央円1j)形部分1(3を+1.j
光用被覆または容器17内に配置して構成されCいる。 場合によっては、燃料ペレットを円筒形ペレットまたは
球のような種々の形状どりることがひき、他の場合には
粒状燃料のような異なる燃オ″31形状を使用すること
ができる。燃″!31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d3よびこれらの混合物を含む種々
の核燃料物質を使用覆ることができる。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図に第1図の燃料要素の1つの横断面を拡大して承
り1.燃わ1要素14の中央心を形成する核燃料物質1
6は被覆17(以下「複合被覆」とも称する)でかこま
れ−Cいる。複合被覆17は基体21を有づ−る。この
基体21を慣例の被覆材料、例えばステンレス鋼および
ジルコニウム合金から選択し、本発明の好適例にd3い
ては基体をジルノコロイ−2のにうなジルコニウム合金
とする。基体21はその内径で金属障壁22に冶金結合
し、従って金属障壁は基体と被覆内に保持された核燃お
1との間に遮蔽を形成する。金属障壁は被覆の厚さの約
1〜30%をなすようにし、はず純粋なジルコニウムの
低中性子吸収金属により形成する。金属障壁22はガス
状不純物および核分裂生成物の(0先約反応位置どして
作用し、/I旨、) ?JQ苗のj、を休111(を上
記不純物おJ、び核分裂生成物どの接触j5 J、ひ反
応から保護する。 金属障壁の金属の純1σは重要41因子C1金1+J:
’冒ii:%壁に特殊な性質を(l与づる0川を・な!
19.一般に:消属障壁の金属中に含まれる不純物を約
1000ppm (百方分率)以下、好:I: L <
L、L FJ !’i (’) 01+1++n以下
とする。これら不純物のなか(酸メ;を約200ppm
以下のレベルに紐持覆る、。 本発明の核燃料要素の複合被覆(J基体に強固<、c結
合で冶金結合した金属障壁を右りる。、金属組織学的な
検査によれば、結合を形成りるのに一1分2.″基体お
よび金属障壁の交差拡散か(7(1!Jるが、この交差
拡散は障壁自体を結合]ス域から囚(れ(ある程度の範
囲まで汚染りる稈ではない、。 本発明者らは、複合被覆の企屈p7;X壁を形成(する
ほず純粋なジルコニウム金属が高い耐敢用線硬化性を有
し、これがため金属障壁か長門間の照q・NOに降伏強
さおよび硬さのよpな4if、 迄的1、′i刊を照1
1JJ前の普通のジルコニウム合金と同一のレベルに紐
持し得ることを確かめた。実際に金属障壁は極めて低い
照射硬化特性を右し、このこととその当初の低い降伏強
さとによって金属障壁が発電中に塑性変形し、燃判要素
内のベレットによって誘起された応力を解除し得るよう
になる。燃お1要素内のベレッ1〜誘起応力は、例えば
原子炉運転温度(300〜350℃)で核燃わ1のベレ
ットが膨潤し−CCペッツ〜が被覆と接触1ノることに
よって牛じ1qるものである。 さらに、本発明者らは、ジル」ニウムの金属障壁を好ま
しくは被覆の厚さの約5〜15%程度、特に好ましくは
被覆の厚さの10%の厚さとしてジルコニウム合金の基
体に冶金結合した場合に、応力が減少し、被覆の基体の
破損を防止するのに十分な障壁作用が得られることを確
かめた。 本発明の核燃料要素に使用゛りる複合被覆は以下に31
明1“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金属の中
空管を基体として選択された合金の中ζ!ヒビレット中
1Φ入し、次いでこの組立4本に爆発結合を施こしてノ
jラーをビレットにl!i含する。通1;;の管胴押出
技術を用いてこの複合体を約1000〜1400下(約
538 □−750’”C)の11ら渇(−+III出
づ−。次に押出複合体に通常の艙柑i小加−■処理を施
こして所望の寸法の被覆を杓る。 他の方法においては、金属陣51にどしてj茸択された
金属の中空管を基体として選択された合金の中空ビレッ
ト中に挿入し、次いでこの組立体に加熱処理「例えば1
400°[(7bO’に)に約811;’i間1を施こ
して管およびビレツ1〜間に拡散結合を形成Jる。次に
通常の管胴押出技術を用い−にの複合体を押出し、押出
複合体に通常の管1i’i小・加土処111jを施こし
て所望の寸法の被覆を得る3゜さらに他の方法において
は、金属障壁としてjバ択された金属の中空管をMt−
(木とし−(選択され〕J合金の中空ビレツ1〜中に仲
人し、次いで通出゛のτ; INl押出技術を用いてこ
の組立体を押出゛す11次に押出複合体に通常の管縮小
加工処理をh1!!こして所望の寸法の被覆を得る。 本発明の複合被覆を製造りる−)=述の方法は、被覆の
製造に用いられる電気めっきまたは蒸着のような伯の方
法よりも経済的である。 出発材′!31の寸θ、は、複合被覆の金属障壁および
基体部分の断面積の比によって決まる。例えば、最終被
覆の全断面積は次式?、″与えられる。 A1 ト − π /4 <0011 2−Ill)T
F2 )ここに、ΔT「は最終生成物の面積、Ql)T
Fは最終生成物の外径、I l) IFは最終生成物の
内径である。所望の1!!7+壁の…1而槓は次式で与
えられる。 ΔF参F ・−π/4 <OD[3F2−IDBF2
)ここに、ΔB1:(よ金属障壁の断面積、ODB F
は金属1(9壁の外径、l[)BFは金属障壁の内径で
ある。さらに、基体の当初のビレットの全断面積は次式
で−りえられる。 ATT−π/4(OD[l2−IDTl2)ここに、△
T1は金属障壁を含む当初のビレットの全断面積、0D
TIは当初のビレットの夕日¥、IDTlは当初のビレ
ツ1−の内径である。当初の障壁の所要断面積は次式に
よ・)(決まる1、本発明は核無ロ:31要素の製造1
)>1、をb J!j1供し、この方法においては、基
体おJ、0・ぞの内表面に冶金結合した金属障壁を右り
る一端の聞1−1シた複合被覆容器をつくり、この複合
被覆容器にどの11110端に空所を残して核燃料物質
を充填し、1記空jiIi 4こ核燃料物質保持装置を
挿入し、」−記空所を核燃料と連通させた状態で容器の
聞1丁1端に閉山部祠を設
要素、特に基体d5よびイの内表面に冶金的に結合しl
〔金属障壁を右Jる?12合被iηを貝える優れた核燃
料要素に開力る。 現在設計、製j香J5 J、び連転されている原子;J
Iにおいては、核燃料を平板、管まtこ(」俸のような
種々の幾何学的形状としj9Iる焼判要素中に収容しC
いる。通常核燃料物質を耐食性、非反応1J1かつ鋼!
伝導性の容器または被覆内に月入りる。、燃1°;1要
桑を冷却拐流れチ17ネルまたは領j或内にひに一定間
隔に格子状に集合し絹Xγてて燃オ′3]集合体く燃1
t’l i’センブリ)を形成し、これら燃料集合イホ
を適当数組合せて自己持続型核分裂反応のi+l能な核
分裂連鎖反応型集合体または炉心を形成づる。この炉心
を冷却(Aの流通する原子炉容器内に入れる。 被覆(クラツディング)は幾つかの目的(使用され、そ
の2つの主要Lj的のうら第一は、核燃料と冷却材また
は減速4A(減速祠が存γjづる場合には減速材、また
は冷却′4;A63 J:び減速祠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づる
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l、
11祠および減速材の双方が存在する場合にはこれら双
方の中にもれ出るのを防止することにある。普通の被覆
材料は、ステンレス鋼、ノフルミニウムa3よびその合
金、ジルコニウムa3よびその合金、二A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、即ら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りる系が放射性長寿命生成物でプ
ラン1〜の運転を妨げる程に汚染される恐れがある。 被覆月利としで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
らの被覆月利に牧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750下(約3398℃)以IZの温度では、原子炉
冷ム11月おJ、ぴ減速材としC晋通に使用される1j
;2塩水または水蒸気の存在ト′c′強く、延性を有し
、極めて安定C゛、かつ非反応性Cあるからである。 しかし、燃料要素の作動から、核燃1’il、II5よ
び核分裂反応中に生成する核分裂生成物間の111綜し
た相互作用により被覆材に脆い割れが牛じるという問題
が明らかになった。この望ましくない作動は、燃料−被
覆の膨張差に基づく礪械的応力の局在化(被覆に生じる
応力は核燃料の割れ[」に局在化される)によって促進
されることが11T「かめられた。腐食性核分裂生成物
が核燃オ′」から放出され、燃料の割れ目と被覆表面ど
の交差部に集中りる。核分裂生成物は、原子炉を運転づ
る間、核分裂連鎖反応中の核燃お1に生成される。1記
の局右化応力は燃料と被覆との間の高い摩擦により拡大
される。 シールされた燃料要素内で、被覆どでの内側の残留水と
の遅い反応により水素ガスが発生し冑、この水素カスが
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づ−ることが起り得る。被覆は、
広範囲の湿度にわたって、酸素、窒素、−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
一]二連した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
印材または減速÷A中に存在′t!す゛、ざらに被覆お
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−Cいる事実があるにもかかわらず生起する。核燃
オ′)1として使用される焼結耐火祠およびセラミック
組成物、例えば二酸化ウランおよび他の組成物は、加熱
時、例えば燃料要素の製造中に31足し得る量の上記ガ
スを放出し。 またさらに照射中に核分裂生成物を放出する。核燃料と
しで使用される粒状耐火祠およびセラミック組成物、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
の放出カスは核燃J81を収容したジルコニウム被覆ど
艮応角−Cある。 上述したところから明らかなにうに、1京j’−/J光
電所の運転に燃料要素を使用し−Cいる期間全体にねた
って燃料要素の内側から、被覆と反応I11の水、水蒸
気および伯のガス、特に水素による被覆の侵食を最小に
づるのが望ましい。このJ、う<r f二l的を達成す
るための1 rtl’l究として、水、水蒸気JjJ、
ひ他のガスと迅速に化学反応しく一層、水XjA %
に J、び他のガスを被覆の内部から除去し冑る’tA
’A’:+を見′)りる試みがなされている。このJ
、うな祠オ′10まゲッタと称される。 他の研究として、米田特¥1第3108 :I 96号
明細書に記載されているように、核燃料(A料4ヒラミ
ックで被覆して水分が核燃利月利と接触りるのを防止す
ることが行われている。米国時ii’t−’>”+30
85059号明細書に11を案された燃料要素において
は、核分裂可能セラミック+Aわ1の1個またはそれ以
上のペレットを含イj!lる金属クーシングおよびセラ
ミックペレットに結合したカラス覧(A籾の層を設(プ
、上記層をケーシングと核燃料との間に配置してペレッ
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2873238号明細書に提案された
金属クースに内蔵されたジ1?クツトイ」の核分裂可能
ウランスラグにおいては、スラグのための保護シャグツ
1〜またはカバーを亜鉛−アルミニウム結合層としてい
る。米国特許第2849387号明細書には、核燃料の
複数個の端部間口ジャケット付本体部分よりなるシトグ
ツトイ」核分裂可能本体が記載され−Cおり、上記本体
部分を、ウラン本体部分と容器(または被覆)どの間に
有効な熱伝導性結合を形成する結合材料の溶融浴中に浸
漬している。良好な熱伝導特性を右づ゛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
アルミニウムー珪素および1fIi64)−アルミニウ
ム合金が含まれる。特公昭47−46559号(昭和4
7年11月24日)明細書には、各別の核燃料粒子を高
密度に滑らかな炭素含有コーティングで被監することに
より各別の核燃料粒子を炭素含有母料の燃料組成物に固
めることが記載されている。他のコーティングが性分+
+a 47−1 /1.200号明細潟に記載されてお
り、この場合には2 f!Yのペレツ]〜のうち1群を
炭化■」累の層Cコーティングし、曲の群を熱分解炭素
または金属炭化物の層C’−]〜ゲイングする。 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イ^頼性に関する
問題がある。さらに、Ll−j−rングの劣化から、核
燃料物質の長寿命作動に関りる問題が生じる。 米国特許出願第330152号(1973年2月6日出
願)明細出にに載された核燃旧被覆の11ぢ食防止法に
おいては、ニオ1のにうな金属を燃料に添加する。この
添加剤は、後続の燃料処理運Φ11により金属が酸化さ
れないとりれば粉末の形態で添加でき、あるいはまた燃
料ベレットの中、−そのまわりまたはそれらの間に存在
するワイヤ、シートまたは他の形状として燃斜要素内に
入れることができる。 1964年2月付の文内GEAP−4555には、ジル
−コニウム合金に冶金結合したステンレス鋼の内側ライ
ニングを有ツ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、ステンレス鋼の内側ライニン
グを有するジルコニウム合金の中空ビレッ1へを押出し
成形することによって製造J−る。この被膜は、ステン
レス鋼が幅弱相を発現し、まlこ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10〜15倍であるという欠点を有Jる。 米国特許第3502549号明細書に記載されたジルコ
ニウムおよびその合金の保護方法においては、クロムを
電着してD丁ミ子炉に有用な複合材料を形成する。ジル
カロイ−2の表面に銅を雷名し、次いで電着金属に表面
拡Mkを行わせるために熱処理覆る方法か、[エネルギ
ア・ニコークリア(Energia Nucleare
) J第11巻、第9号(1964年9月)、第50
5・〜508頁に記載されている。エフ・ブロン(す(
F 、 ’B rossa )らの(゛ジルコニウム合
金に適用しIこ水素障壁の安定性d3ヨび融和性(3t
ability andCompatibility
of l−11−1ydro 13arriersA
pplied to 7 irconium Δ1lo
ys ) J B−IJ ツバ原子力共同体、合同原子
核illllラセンター E uropcan A t
omic を三 nergy に t+mmtu+it
y。 Joint NUClea r Re5earch C
enter ) IE Lノ 1く4098e (19
69年)に、種々の」−iインクの堆積方法およびその
水素拡fiQ トイへ?としてσ)効率が記載されてお
り、Aa−s: 」−jインクが水素拡散に対するもつ
とも有望なl(Q Bψ゛とされCいる。ダブリュ・シ
ー・シックナー(W、C。 S chickner)らの「ジル」ニウムa> J、
ひシル−1−ラム−錫への電気めっき(にle(:Il
’0plil[1lI(I OnZ irconium
a面 71rconiun+−−1i++) J ノ
クニカル・インフAメーション・リービス(I icl
+nic;+1information 3ervic
e) BM l −757(1952年)に、ジルコニ
ウムおよびシル−」−ラム錫合金にニッケルを電気めっ
きし、これらの含↑を熱処理して合金層11(結合を形
成りるジノ法か記載されている。米国特許第36258
21号明細jす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小ざい保持金属をコーティ
ング−するとともに、可燃性毒物の微細分散粒子を配置
覆る。[原子炉開発計画進行レポート(Rcactor
Development P rogramProg
ress Report ) J AN L−RDP
−19(1973年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p)i=化学的ゲッタ配置が記
載されている。 他の方法では核燃料物質どこれを保持り゛る被覆との間
に障壁を介在させる。このJ、うな方法は、米国時r[
第3230151乃(銅箔)、ドイツ連邦共和国特許公
告第りΔ51238115号(チタン層)、米国時W(
第3212988号(ジルコニウム、アルミニウムまl
ζはベリリウムのさや)、米国時8![第301823
8号((JO2とジルコニウム被覆とど[バjに結晶質
炭素の障壁)、および米国時W[第3088893号(
ステンレス鋼箔)に記載されている。r4壁を設置Jる
思想は有望であるが、上)ボした文献の一部には核燃料
A: IJ+、L被覆または核分裂反応と適合し欠11
い+A1゛1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−Cは、銅および他の金 □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(Aどしく作用し得る。上述した
文献に(,1いずれも、最近発見された核燃料おJ:ひ
被覆間の局部的化学的−(幾械的相互作用の問題への解
決案が示唆されていない。 障壁の思想に治った他のTdl究どしく、米1E、+
4ご711’1出願第441131号(1974;12
月11111i願)には、耐火物金属、例えばtリゾデ
ン、タングステン、レニウム、ニオブおよびこれらの合
金を単層または多層の管または箔、または被覆の内表面
上のコーティングの形状に設りることか、よた米国時Y
[出願第441133札(197/lイ12月11日出
願)には、ジルコニウム、二Δ−1またはこれらの合金
のライナを核燃オ′31ど被覆どの間に設けるとともに
、高潤滑性月別の」−アイングをライナと被覆との間に
設(プることがイれぞれ記載されている。 従って、上述した問題を最小に抑制した核燃料要素を聞
光りることが現在す望まれ−Cいる。 本発明の原子炉の炉心に使用する特に有効な核燃料要素
は、基体およびその内表面に冶金結合した金属障壁を有
り−る複合被覆を具え、上記金属障壁により被覆内に保
持された核燃料物質から基体を遮蔽づる。上記金属障壁
は、被覆の厚さの約1〜30%を構成するようにし、は
ず純粋なジルコニウムの低中性子吸収金117Xをもつ
−C形成覆る。この金属障壁は、核燃料要素の内部に存
在する揮発性不純物または核分裂生成物と優先的に反応
り−る位置としで作用し、さらにこの態様で基体を揮発
性不純物まIこは核分裂生成物への露出およびこれらに
よる侵食から保護する作用をなす。被覆の基体部分は、
原子炉に従来ねわれCいたところから設81および(ぷ
能の双方とbまったく変らず、ジルコニウム合金のJ、
う4r通常の被覆拐判から選択゛りる。本発明に係わる
複合被覆を製造する方法においCは、(1)金属障壁の
中空管を基体の中空ビレット内に嵌挿し、管をビレット
に爆発結合し、次いでこの複合体を押出してから管年1
11小加「覆るか、(2)金属障壁の中空管を基体の中
空ビレツ1〜内に111挿し、管およびビレツ1′・を
J工縮伺ΦのI−C加〃1して管のビレットへの拡散結
合を形成し、次い(この複合体を押出してから管縮小加
工するか、+l、たは(3)金属障範の中空管を基体の
中空ビレツ1〜内に嵌挿し、次いでこの複合体を押出し
てから管縮小加工する。本発明は、被覆の基体が核分裂
生成物や腐食性ガスなどと接触Jるのか冶金結合した金
属障壁によって防止され−C83す、しから−ぞの金属
障壁が認め得る程の中性子抽犯ベナルjイ、伝熱ペナル
ティまたは拐料不適台問題を惹起し4「いという顕著な
利点を有する。この金属障壁(ま(、を体を・燃料−金
属障壁界面に!1:じる局イ(応力からし保護している
。 本発明を一層よく理解で込るJ、うにりるたσ)に、以
下に図面を釡照しながら本発明を説明づる。 第1図に核燃料集合体10を部分的に破l171シlJ
断面図として示り−0この燃料集合体10は、19i:
に吊上げ取手12を、下端に先端部vJ(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(
プた晋通正ノラ形断面の管状流れヂ(・ネル11を具え
る。チャネル11の上端には開口13が、また下端の先
喘部祠には冷却材流れ開口がそれぞれ設(プられている
。燃料要素または棒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1−
(集合体10の下部を省略したので図示されでいない)
によって支持されている。冷却液は通常、下端の先頭部
材の開口から入り、燃お1要素14のまわりを上方に通
過し、土部出1]13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J:31要素または棒1 /l tJぞの端部が被
覆管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
り燃料棒の集合体への装着を容易にしている。燃お1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Ij向に膨張し、また燃料物質から放出された
ガスが溜まり(E、するように′する。螺線部拐の形状
の核燃3′≧1物質保持部+A 2 /1を空所20内
に配置して、特に燃料要素の取扱いJ3よび輸送中にペ
レッ(〜社が軸り向に移動りるのを制止づる。 燃料要素は、被覆管d5よび燃お1物質が良I)1′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肋々41じる反りおよび振
動に対して抵抗力を右ケるように設i1りる。 本発明に従って構成した核燃料要素または捧14を第1
図に一部を破断して承り1.この燃料要素は、本例では
核分裂可能J5 、J、び7/2または燃オ′81親物
質の複数個の燃料ペレットとしく示されている核燃お1
物質の心または中央円1j)形部分1(3を+1.j
光用被覆または容器17内に配置して構成されCいる。 場合によっては、燃料ペレットを円筒形ペレットまたは
球のような種々の形状どりることがひき、他の場合には
粒状燃料のような異なる燃オ″31形状を使用すること
ができる。燃″!31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d3よびこれらの混合物を含む種々
の核燃料物質を使用覆ることができる。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図に第1図の燃料要素の1つの横断面を拡大して承
り1.燃わ1要素14の中央心を形成する核燃料物質1
6は被覆17(以下「複合被覆」とも称する)でかこま
れ−Cいる。複合被覆17は基体21を有づ−る。この
基体21を慣例の被覆材料、例えばステンレス鋼および
ジルコニウム合金から選択し、本発明の好適例にd3い
ては基体をジルノコロイ−2のにうなジルコニウム合金
とする。基体21はその内径で金属障壁22に冶金結合
し、従って金属障壁は基体と被覆内に保持された核燃お
1との間に遮蔽を形成する。金属障壁は被覆の厚さの約
1〜30%をなすようにし、はず純粋なジルコニウムの
低中性子吸収金属により形成する。金属障壁22はガス
状不純物および核分裂生成物の(0先約反応位置どして
作用し、/I旨、) ?JQ苗のj、を休111(を上
記不純物おJ、び核分裂生成物どの接触j5 J、ひ反
応から保護する。 金属障壁の金属の純1σは重要41因子C1金1+J:
’冒ii:%壁に特殊な性質を(l与づる0川を・な!
19.一般に:消属障壁の金属中に含まれる不純物を約
1000ppm (百方分率)以下、好:I: L <
L、L FJ !’i (’) 01+1++n以下
とする。これら不純物のなか(酸メ;を約200ppm
以下のレベルに紐持覆る、。 本発明の核燃料要素の複合被覆(J基体に強固<、c結
合で冶金結合した金属障壁を右りる。、金属組織学的な
検査によれば、結合を形成りるのに一1分2.″基体お
よび金属障壁の交差拡散か(7(1!Jるが、この交差
拡散は障壁自体を結合]ス域から囚(れ(ある程度の範
囲まで汚染りる稈ではない、。 本発明者らは、複合被覆の企屈p7;X壁を形成(する
ほず純粋なジルコニウム金属が高い耐敢用線硬化性を有
し、これがため金属障壁か長門間の照q・NOに降伏強
さおよび硬さのよpな4if、 迄的1、′i刊を照1
1JJ前の普通のジルコニウム合金と同一のレベルに紐
持し得ることを確かめた。実際に金属障壁は極めて低い
照射硬化特性を右し、このこととその当初の低い降伏強
さとによって金属障壁が発電中に塑性変形し、燃判要素
内のベレットによって誘起された応力を解除し得るよう
になる。燃お1要素内のベレッ1〜誘起応力は、例えば
原子炉運転温度(300〜350℃)で核燃わ1のベレ
ットが膨潤し−CCペッツ〜が被覆と接触1ノることに
よって牛じ1qるものである。 さらに、本発明者らは、ジル」ニウムの金属障壁を好ま
しくは被覆の厚さの約5〜15%程度、特に好ましくは
被覆の厚さの10%の厚さとしてジルコニウム合金の基
体に冶金結合した場合に、応力が減少し、被覆の基体の
破損を防止するのに十分な障壁作用が得られることを確
かめた。 本発明の核燃料要素に使用゛りる複合被覆は以下に31
明1“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金属の中
空管を基体として選択された合金の中ζ!ヒビレット中
1Φ入し、次いでこの組立4本に爆発結合を施こしてノ
jラーをビレットにl!i含する。通1;;の管胴押出
技術を用いてこの複合体を約1000〜1400下(約
538 □−750’”C)の11ら渇(−+III出
づ−。次に押出複合体に通常の艙柑i小加−■処理を施
こして所望の寸法の被覆を杓る。 他の方法においては、金属陣51にどしてj茸択された
金属の中空管を基体として選択された合金の中空ビレッ
ト中に挿入し、次いでこの組立体に加熱処理「例えば1
400°[(7bO’に)に約811;’i間1を施こ
して管およびビレツ1〜間に拡散結合を形成Jる。次に
通常の管胴押出技術を用い−にの複合体を押出し、押出
複合体に通常の管1i’i小・加土処111jを施こし
て所望の寸法の被覆を得る3゜さらに他の方法において
は、金属障壁としてjバ択された金属の中空管をMt−
(木とし−(選択され〕J合金の中空ビレツ1〜中に仲
人し、次いで通出゛のτ; INl押出技術を用いてこ
の組立体を押出゛す11次に押出複合体に通常の管縮小
加工処理をh1!!こして所望の寸法の被覆を得る。 本発明の複合被覆を製造りる−)=述の方法は、被覆の
製造に用いられる電気めっきまたは蒸着のような伯の方
法よりも経済的である。 出発材′!31の寸θ、は、複合被覆の金属障壁および
基体部分の断面積の比によって決まる。例えば、最終被
覆の全断面積は次式?、″与えられる。 A1 ト − π /4 <0011 2−Ill)T
F2 )ここに、ΔT「は最終生成物の面積、Ql)T
Fは最終生成物の外径、I l) IFは最終生成物の
内径である。所望の1!!7+壁の…1而槓は次式で与
えられる。 ΔF参F ・−π/4 <OD[3F2−IDBF2
)ここに、ΔB1:(よ金属障壁の断面積、ODB F
は金属1(9壁の外径、l[)BFは金属障壁の内径で
ある。さらに、基体の当初のビレットの全断面積は次式
で−りえられる。 ATT−π/4(OD[l2−IDTl2)ここに、△
T1は金属障壁を含む当初のビレットの全断面積、0D
TIは当初のビレットの夕日¥、IDTlは当初のビレ
ツ1−の内径である。当初の障壁の所要断面積は次式に
よ・)(決まる1、本発明は核無ロ:31要素の製造1
)>1、をb J!j1供し、この方法においては、基
体おJ、0・ぞの内表面に冶金結合した金属障壁を右り
る一端の聞1−1シた複合被覆容器をつくり、この複合
被覆容器にどの11110端に空所を残して核燃料物質
を充填し、1記空jiIi 4こ核燃料物質保持装置を
挿入し、」−記空所を核燃料と連通させた状態で容器の
聞1丁1端に閉山部祠を設
【フ、次に被覆容器の端部を
上記閉止部Hに結合さけてこれらの間に緻密なシールを
形成りる1、本発明により核燃rN+要素に長い動作右
向を付りづる幾つかの利点が得られる。これらの刊貞と
1.L、被覆基体の化学的侵食を減少さけること、被覆
基体に加わる局在化応力を最小にりること、被覆7Ht
体に加わる応力ひずみ腐食を最小にりること、被覆基体
に割れ破損が生じる可能1′1を減少さけることである
。さらに本発明にJ、れば、核燃オ゛ミ1が膨張くまた
は膨潤)して被覆阜1本と白1g接触りるりが防1トさ
れ、このことにより被覆基体への局在化応力、被覆基体
の応力腐食の開始または加速、d3よび核燃料の被覆具
体への結合が防止される。 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。このような被覆は原子炉に容易
に使用できる。この理由は、被覆が冷却材そう失事故ま
たは核制御棒が落■Zするなどの事故の際に共融混合物
を形成しないからである。さらにこの複合被覆は、別個
の箔またはライナを燃料要素内に挿入した状態で生じる
ような熱伝達に対りる熱障壁が41いので、その熱伝達
ペナルティが(〜めで小さい、1また本発明の複合被覆
は、製造の種々の段階で通常の非破壊測定法によって検
査りることができる。。 本発明を一層具体的に示覆ために、以下に本発明の詳細
な説明リ−る。これらの実施例は例示にづぎず、本発明
を限定するものCはない。 実施例1および2 ビレットおよび挿入管を機械加工し、清浄化し、標準押
出法に従って合体さけた1、リヘ(のス」法を適当に選
択して複合ビレツj〜を高熱押出17’レスで押出し得
るようにした1、ビレツ1〜はASlfvl13353
、グレードRA −1にj色合りるイjF 1ll−ジ
ルカロイ−2で、挿入管は高1flT!度(結晶棒)の
シル、、】ニウムでつくった。リベてのビ1ノツI−穴
J′3.1、ひ挿入管に80μ/cm(8m i u/
in)のラーバを付【プ、−緒にプレスして隣接表面を
(1(r実かつr、y Mに接触させた。機械加工部品
の刈払は次の通りCあった。 実施例 1 ヒ゛ し ッ ト 2.7m X14,6cmX G、
2(Jam長さ×外径×内径(9,ortx 5,74
in X 2,44in )金 属 障 壁 G、20
cm X 4,22cm外径× 内 径 (2,44i
n x 1.6Gin )実施例 2 ヒ゛ し ッ l−2,7nl X 14jiにmX
(i、20cTll長さ×外径×内径(9,0ftx
!i、74in x 2,471in )金 K j9
壁 G 、 2 (l Cm X 4 、22 CI
ll外径×内 径 (2,/14in X 1.6[1
ill )ビレットと挿入管を組合ける前に、隣接する
表面に軽いエツチングを行って痕跡量の不純物を除去し
た。ジルカロイ−2および結晶棒ジルコニウムに対して
使用したエツチング液は、 70 ロ順およびH2O 30muのl−1NO3J5よび 5mfLの1」1: にりなる溶液であ・ノた。 押出時に挿入管とビレットどの間に満足し得る結合を1
−する可能性を高めるために、組立体を予備結合−りる
ことにした。予備結合は、チーバイ」挿入管をビレット
のチーバイ」穴中に620μmの真空下でプレス嵌めし
、ヒレツ1〜温度を1400’1=(750℃)に8時
間相持りることによつC行った。最初のプレスの間挿入
管に14〜2000 kg(30〜450001b)の
「む囲の力を加えた。 熱処理後、2つのビレツ1〜を結合に関して超音波試験
によって試験した。試験結果から挿入管おにびビレット
間の結合の範囲が界面面積の20〜25%程度ひあるこ
とがわかった。 押出の際の端部損失を減少さυるために、2インチのジ
ルカロイ−2のじレフ1ヘハを複合じレットの各端部に
溶接し、両省を車用に機械加工した。 ビレットの管胴への押出を次のバシメータを用いて行っ
た。 押出速度15 cm/+nin (6in、、’1ni
n )縮小比 6:1 温 度 600 ℃ (1100’丁 )押 出 ノフ
3 5 0 0 を 穴および遊動マンドレル以外のリベ(のヒレ11〜表面
を水溶性潤清拐で滑らかにし、潤滑月4700℃(13
00下)で1時間焼付【ノたn ’I”’+胴の両端を
清浄に切断し、内径を小−ニングしく表面傷を除去づる
とどもにイ1上りを改;へした。1′へII](の最終
寸法は次の通りであった。 外 径 C5,350cm(2,3i00in>内 径
4. 1 66cm(1、(L’I 0in)長 さ
1 、 5m (5ft) 管胴の燃料管への最終成形を標i([」稈に従つC行っ
た。標準工程では4回の縮小加工を行い1回毎に清浄化
および焼鈍を行う。この工程における種々のパラメータ
を第1表に示す。 (この頁以F余白) 一体押出管の縮小加工パラメータ 出発管胴 6.350cm 1.092cn+(2,5
00in) (0,430in)焼鈍用の清浄化(油除
去−せっt)ん基j焼鈍680℃(1250下) 1時
間 第1回通過 4,285cm 0.686cn+(1,
687in) (0,270in)焼鈍用の清浄化 焼鈍 620℃(1150°F) 1時間第2回通過
2,858cm 0.4060m(1,125in)
(0,160in)焼鈍用の清浄化 焼鈍620℃(1150°F) 1時間第3回通過 1
,905cm O,216cm(0,750in) (
0,085in)焼鈍用の清浄化 焼鈍620℃(1150下) 1時間 第4回通過 1.257cm0.071cm(0,’4
95in) (0,028in)焼鈍用の清浄化 焼鈍580℃(1070下)21/2 〜llラッチン
グ行って 1.255cm 0.071cm (0,494in) (0,028in)Qeは壁厚の
変化割合(パーセント)対平均直径の≦(パーセント)
の比として定義される。 入管の内径 縮小(%> oe 4.191cm −−− (1,650in) 11J苛性ソーダ) 2.913cm 57 1.2 (1,147in) 2.045cm 60 1.4 (0,80!+1n) 1.473cm 64 1.7 (0,580in) 1、115cm 70 2.3 (0,439in) 1時間 1.112cm (0,438in) 夕化割合 最終生成物の寸法を第2表に示づ。 第2表 実施例1 内径 外径 内径ライナの\」法 1、 l1cm 1.25cm 8G、A↓ 7.6μ
(0,438in) (0,494ir+) (3,4
40,3m1l )実施例2 内径 外径 内径ライナの刈V、 1.110nl 1,25cm 83.8 1− 7.
(3/1(0,438in> (0,494in> (
3,3コ 0.30111 )各管胴から106m (
350[)以」−の高品質燃料管が得られ、界面はり一
ベて良りrに結合され−ていた。
上記閉止部Hに結合さけてこれらの間に緻密なシールを
形成りる1、本発明により核燃rN+要素に長い動作右
向を付りづる幾つかの利点が得られる。これらの刊貞と
1.L、被覆基体の化学的侵食を減少さけること、被覆
基体に加わる局在化応力を最小にりること、被覆7Ht
体に加わる応力ひずみ腐食を最小にりること、被覆基体
に割れ破損が生じる可能1′1を減少さけることである
。さらに本発明にJ、れば、核燃オ゛ミ1が膨張くまた
は膨潤)して被覆阜1本と白1g接触りるりが防1トさ
れ、このことにより被覆基体への局在化応力、被覆基体
の応力腐食の開始または加速、d3よび核燃料の被覆具
体への結合が防止される。 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。このような被覆は原子炉に容易
に使用できる。この理由は、被覆が冷却材そう失事故ま
たは核制御棒が落■Zするなどの事故の際に共融混合物
を形成しないからである。さらにこの複合被覆は、別個
の箔またはライナを燃料要素内に挿入した状態で生じる
ような熱伝達に対りる熱障壁が41いので、その熱伝達
ペナルティが(〜めで小さい、1また本発明の複合被覆
は、製造の種々の段階で通常の非破壊測定法によって検
査りることができる。。 本発明を一層具体的に示覆ために、以下に本発明の詳細
な説明リ−る。これらの実施例は例示にづぎず、本発明
を限定するものCはない。 実施例1および2 ビレットおよび挿入管を機械加工し、清浄化し、標準押
出法に従って合体さけた1、リヘ(のス」法を適当に選
択して複合ビレツj〜を高熱押出17’レスで押出し得
るようにした1、ビレツ1〜はASlfvl13353
、グレードRA −1にj色合りるイjF 1ll−ジ
ルカロイ−2で、挿入管は高1flT!度(結晶棒)の
シル、、】ニウムでつくった。リベてのビ1ノツI−穴
J′3.1、ひ挿入管に80μ/cm(8m i u/
in)のラーバを付【プ、−緒にプレスして隣接表面を
(1(r実かつr、y Mに接触させた。機械加工部品
の刈払は次の通りCあった。 実施例 1 ヒ゛ し ッ ト 2.7m X14,6cmX G、
2(Jam長さ×外径×内径(9,ortx 5,74
in X 2,44in )金 属 障 壁 G、20
cm X 4,22cm外径× 内 径 (2,44i
n x 1.6Gin )実施例 2 ヒ゛ し ッ l−2,7nl X 14jiにmX
(i、20cTll長さ×外径×内径(9,0ftx
!i、74in x 2,471in )金 K j9
壁 G 、 2 (l Cm X 4 、22 CI
ll外径×内 径 (2,/14in X 1.6[1
ill )ビレットと挿入管を組合ける前に、隣接する
表面に軽いエツチングを行って痕跡量の不純物を除去し
た。ジルカロイ−2および結晶棒ジルコニウムに対して
使用したエツチング液は、 70 ロ順およびH2O 30muのl−1NO3J5よび 5mfLの1」1: にりなる溶液であ・ノた。 押出時に挿入管とビレットどの間に満足し得る結合を1
−する可能性を高めるために、組立体を予備結合−りる
ことにした。予備結合は、チーバイ」挿入管をビレット
のチーバイ」穴中に620μmの真空下でプレス嵌めし
、ヒレツ1〜温度を1400’1=(750℃)に8時
間相持りることによつC行った。最初のプレスの間挿入
管に14〜2000 kg(30〜450001b)の
「む囲の力を加えた。 熱処理後、2つのビレツ1〜を結合に関して超音波試験
によって試験した。試験結果から挿入管おにびビレット
間の結合の範囲が界面面積の20〜25%程度ひあるこ
とがわかった。 押出の際の端部損失を減少さυるために、2インチのジ
ルカロイ−2のじレフ1ヘハを複合じレットの各端部に
溶接し、両省を車用に機械加工した。 ビレットの管胴への押出を次のバシメータを用いて行っ
た。 押出速度15 cm/+nin (6in、、’1ni
n )縮小比 6:1 温 度 600 ℃ (1100’丁 )押 出 ノフ
3 5 0 0 を 穴および遊動マンドレル以外のリベ(のヒレ11〜表面
を水溶性潤清拐で滑らかにし、潤滑月4700℃(13
00下)で1時間焼付【ノたn ’I”’+胴の両端を
清浄に切断し、内径を小−ニングしく表面傷を除去づる
とどもにイ1上りを改;へした。1′へII](の最終
寸法は次の通りであった。 外 径 C5,350cm(2,3i00in>内 径
4. 1 66cm(1、(L’I 0in)長 さ
1 、 5m (5ft) 管胴の燃料管への最終成形を標i([」稈に従つC行っ
た。標準工程では4回の縮小加工を行い1回毎に清浄化
および焼鈍を行う。この工程における種々のパラメータ
を第1表に示す。 (この頁以F余白) 一体押出管の縮小加工パラメータ 出発管胴 6.350cm 1.092cn+(2,5
00in) (0,430in)焼鈍用の清浄化(油除
去−せっt)ん基j焼鈍680℃(1250下) 1時
間 第1回通過 4,285cm 0.686cn+(1,
687in) (0,270in)焼鈍用の清浄化 焼鈍 620℃(1150°F) 1時間第2回通過
2,858cm 0.4060m(1,125in)
(0,160in)焼鈍用の清浄化 焼鈍620℃(1150°F) 1時間第3回通過 1
,905cm O,216cm(0,750in) (
0,085in)焼鈍用の清浄化 焼鈍620℃(1150下) 1時間 第4回通過 1.257cm0.071cm(0,’4
95in) (0,028in)焼鈍用の清浄化 焼鈍580℃(1070下)21/2 〜llラッチン
グ行って 1.255cm 0.071cm (0,494in) (0,028in)Qeは壁厚の
変化割合(パーセント)対平均直径の≦(パーセント)
の比として定義される。 入管の内径 縮小(%> oe 4.191cm −−− (1,650in) 11J苛性ソーダ) 2.913cm 57 1.2 (1,147in) 2.045cm 60 1.4 (0,80!+1n) 1.473cm 64 1.7 (0,580in) 1、115cm 70 2.3 (0,439in) 1時間 1.112cm (0,438in) 夕化割合 最終生成物の寸法を第2表に示づ。 第2表 実施例1 内径 外径 内径ライナの\」法 1、 l1cm 1.25cm 8G、A↓ 7.6μ
(0,438in) (0,494ir+) (3,4
40,3m1l )実施例2 内径 外径 内径ライナの刈V、 1.110nl 1,25cm 83.8 1− 7.
(3/1(0,438in> (0,494in> (
3,3コ 0.30111 )各管胴から106m (
350[)以」−の高品質燃料管が得られ、界面はり一
ベて良りrに結合され−ていた。
第1図は本発明に従って構成された核燃料要素を右づ′
る核燃わ1集合体を承り部分破断断面図1、)コよび第
2図は第1図の核燃わ1要素を拡大して示す横断面図で
ある。 10・・・核燃料集合体 11・・・ヂ曳・ネル14・
・・核燃料要素 16・・・核燃料17・・・被″Ei
18・・・端部プラグ20・・・空所 21・・・基
体 22・・・金属障壁 24・・・保持装置代理人 弁理
士 三 好 保 男 第1図 第2図 7
る核燃わ1集合体を承り部分破断断面図1、)コよび第
2図は第1図の核燃わ1要素を拡大して示す横断面図で
ある。 10・・・核燃料集合体 11・・・ヂ曳・ネル14・
・・核燃料要素 16・・・核燃料17・・・被″Ei
18・・・端部プラグ20・・・空所 21・・・基
体 22・・・金属障壁 24・・・保持装置代理人 弁理
士 三 好 保 男 第1図 第2図 7
Claims (2)
- (1)核燃料物質を収容するように形成されたジルコニ
ウム合金の被覆容器の内側に実質的に高@度のジルコニ
ウム金属の障壁を冶金結合により設置ノ、原子炉の運転
時に核燃料物質と被覆容器の間に生じる橢械的−化学的
相互作用による微小割れの伝播を高純度ジル」ニウム金
属の障壁内で止める方法。 - (2)核燃おI物質を収容するように形成された被覆容
器を、シルコニ・クム合金の外層と該外層に冶金結合さ
れた実質的に高純庶のジルコニウム金属の内層からなる
複合被覆容器として形成し、ジルコニウム金属の内層が
被覆容器の全体の厚さの5〜30%である複合被覆容器
。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US52285674A | 1974-11-11 | 1974-11-11 | |
US522856 | 1974-11-11 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS606893A true JPS606893A (ja) | 1985-01-14 |
JPH0213280B2 JPH0213280B2 (ja) | 1990-04-03 |
Family
ID=24082657
Family Applications (2)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP13477775A Expired JPS5533037B2 (ja) | 1974-11-11 | 1975-11-11 | |
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JP13477775A Expired JPS5533037B2 (ja) | 1974-11-11 | 1975-11-11 |
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---|---|
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BE (1) | BE835481A (ja) |
BR (1) | BR7507461A (ja) |
DE (1) | DE2550029B2 (ja) |
ES (1) | ES442003A1 (ja) |
FR (1) | FR2290738A1 (ja) |
GB (1) | GB1525717A (ja) |
IT (1) | IT1048624B (ja) |
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JPS543698A (en) * | 1977-06-09 | 1979-01-11 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | Internal production method of reactor fuel cladding tube |
GB1569078A (en) * | 1977-09-30 | 1980-06-11 | Gen Electric | Nuclear fuel element |
CA1139023A (en) * | 1979-06-04 | 1983-01-04 | John H. Davies | Thermal-mechanical treatment of composite nuclear fuel element cladding |
JPS6049270B2 (ja) * | 1979-09-19 | 1985-10-31 | 株式会社東芝 | 核燃料要素 |
JPS6051672B2 (ja) * | 1980-03-14 | 1985-11-15 | 株式会社東芝 | 核燃料要素の製造方法 |
JPS5824888A (ja) * | 1981-08-07 | 1983-02-14 | 株式会社日立製作所 | 核燃料集合体 |
GB2104711B (en) * | 1981-08-24 | 1985-05-09 | Gen Electric | Nuclear fuel element and method of producing same |
ES8702033A1 (es) * | 1982-05-03 | 1986-12-01 | Gen Electric | Elemento de combustible nuclear destinado a ser utilizado en el nucleo de reactores de fision nuclear. |
IT1153911B (it) * | 1982-05-03 | 1987-01-21 | Gen Electric | Barriera di lega di zirconio avente migliorata resistenza alla corrosione |
SE436078B (sv) * | 1983-03-30 | 1984-11-05 | Asea Atom Ab | Brenslestav for kernreaktor brenslestav for kernreaktor |
JPS60165580A (ja) * | 1984-02-08 | 1985-08-28 | 株式会社日立製作所 | 原子炉燃料用被覆管の製造法 |
EP0155603B1 (en) * | 1984-03-09 | 1989-06-14 | Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. | Cladding tube for nuclear fuel and nuclear fuel element having this cladding tube |
DE3428954A1 (de) * | 1984-08-06 | 1986-02-13 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Huellrohr aus einer zirkoniumlegierung insbesondere fuer einen kernreaktorbrennstab und verfahren zum herstellen dieses huellrohres |
DE3436705A1 (de) * | 1984-10-06 | 1986-04-17 | Gkss - Forschungszentrum Geesthacht Gmbh, 2054 Geesthacht | Brennstoffplatte zum aufbau von leichtwasserreaktorkernen und verfahren zu ihrer herstellung |
FR2579122B1 (fr) * | 1985-03-19 | 1989-06-30 | Cezus Co Europ Zirconium | Procede de fabrication de tubes-gaines composites pour combustible nucleaire et produits obtenus |
US4816215A (en) * | 1987-10-22 | 1989-03-28 | Westinghouse Electric Corp. | Ultrapure zirconium-tin liner material |
US4942016A (en) * | 1988-09-19 | 1990-07-17 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
US5223206A (en) * | 1992-06-08 | 1993-06-29 | General Electric Company | Method for producing heat treated composite nuclear fuel containers |
EP2413125A4 (en) * | 2009-03-23 | 2013-04-10 | Jx Nippon Mining & Metals Corp | ZIRCONIUM CUP |
Family Cites Families (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE550790A (ja) * | 1955-04-30 | |||
GB933500A (en) * | 1960-08-23 | 1963-08-08 | Nuclear Materials & Equipment | Nuclear fuel element |
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FR1493040A (fr) * | 1966-07-12 | 1967-08-25 | Commissariat Energie Atomique | Procédé de protection du zirconium et de ses alliages par un revêtement de chrome |
FR1537960A (fr) * | 1967-07-20 | 1968-08-30 | Siemens Ag | Procédé d'obtention d'une résistance élevée à la corrosion |
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CH500778A (it) * | 1968-01-03 | 1970-12-31 | Cnen | Procedimento per la produzione di tubi composti di più tronchi in metallo differente |
DE1639249C3 (de) * | 1968-03-13 | 1973-11-22 | Gesellschaft Fuer Kernenergieverwertung In Schiffbau Und Schiffahrt Mbh, 2000 Hamburg | Kernreaktor Brennelement und Ver fahren zu seiner Herstellung |
DE2010871A1 (de) * | 1970-03-07 | 1971-10-07 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Gegen Kernbrennstoff und Reaktorkuhl mittel korrosionsbeständige Brennstoff hülle fur Kernreaktoren |
JPS4911199U (ja) * | 1972-05-10 | 1974-01-30 | ||
GB1569078A (en) * | 1977-09-30 | 1980-06-11 | Gen Electric | Nuclear fuel element |
-
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- 1975-10-15 SE SE7511581A patent/SE419485B/xx unknown
- 1975-10-22 ES ES442003A patent/ES442003A1/es not_active Expired
- 1975-11-07 DE DE2550029A patent/DE2550029B2/de active Granted
- 1975-11-07 IT IT29077/75A patent/IT1048624B/it active
- 1975-11-10 FR FR7534251A patent/FR2290738A1/fr active Granted
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- 1975-11-11 BR BR7507461A patent/BR7507461A/pt unknown
- 1975-11-11 JP JP13477775A patent/JPS5533037B2/ja not_active Expired
- 1975-11-12 BE BE161784A patent/BE835481A/xx not_active IP Right Cessation
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1984
- 1984-02-24 JP JP59032709A patent/JPS606893A/ja active Granted
-
1991
- 1991-01-16 SE SE9100149A patent/SE9100149L/xx not_active Application Discontinuation
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SE9100149L (sv) | 1991-01-16 |
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SE419485B (sv) | 1981-08-03 |
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FR2290738A1 (fr) | 1976-06-04 |
DE2550029C3 (ja) | 1987-12-03 |
BE835481A (fr) | 1976-03-01 |
MX3667E (es) | 1981-04-20 |
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BR7507461A (pt) | 1976-08-31 |
JPS5533037B2 (ja) | 1980-08-28 |
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