JPS6119951B2 - - Google Patents

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Publication number
JPS6119951B2
JPS6119951B2 JP55101392A JP10139280A JPS6119951B2 JP S6119951 B2 JPS6119951 B2 JP S6119951B2 JP 55101392 A JP55101392 A JP 55101392A JP 10139280 A JP10139280 A JP 10139280A JP S6119951 B2 JPS6119951 B2 JP S6119951B2
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JP
Japan
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nuclear fuel
zirconium
metal casing
porous coating
deposited
Prior art date
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Application number
JP55101392A
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English (en)
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JPS5676088A (en
Inventor
Chen Boochan
Soromon Roosenbuaamu Haaman
Samu Arumijio Josefu
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.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
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Filing date
Publication date
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JPS5676088A publication Critical patent/JPS5676088A/ja
Publication of JPS6119951B2 publication Critical patent/JPS6119951B2/ja
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    • G—PHYSICS
    • 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
    • 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

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  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Other Surface Treatments For Metallic Materials (AREA)
  • Laminated Bodies (AREA)
  • Electroplating Methods And Accessories (AREA)
  • Chemically Coating (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉において使用すべき核燃料容
器およびウラン、プルトニウムまたはトリウムの
化合物のごとき核燃料物質を内部に収容した上記
の容器から成る燃料要素の製造方法における改良
並びにかかる改良された方法によつて得られる製
品としての核燃料容器および燃料要素に関するも
のである。
現在設計され、建設され、かつ運転されている
原子炉においては、板状、管状、棒状などの様々
な幾何学的形状を持つた燃料要素中に核燃料が含
まれている。その場合、核燃料物質は耐食性、非
反応性かつ熱伝導性の容器または外被の内部に収
容されているのが通例である。かかる燃料要素を
冷却材チヤネル内において一定間隔の格子状に組
立てることによつて燃料集合体が形成され、次い
で十分な数の燃料集合体を組合わせることによつ
て持続核分裂反応の可能な核分裂連鎖反応系すな
わち炉心が形成される。このような炉心は原子炉
容器の内部に収容され、そしてその原子炉容器を
通して冷却材が流される。
上記のごとき核燃料用の容器は幾つかの目的に
役立つが、主たるものは次の２つである。第１は
冷却材、（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が共に存在する場合に
は）それら両者と核燃料との間における接触およ
び化学反応を防止することであり、また第２は気
体状のものをも含む放射性核分裂生成物が核燃料
から冷却材、減速材またはそれら両者中に放出さ
れるのを防止することである。通常の容器材料と
しては、ステンレス鋼、アルミニウムおよびその
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が
ある。かかる容器の破損すなわち密閉性の喪失が
起これば、冷却材や減速材および関連系統が長寿
命の放射性核分裂生成物で汚染され、そのため発
電所の運転が妨害されることもある。
ある種の金属および合金を容器材料として使用
する燃料要素の製造および運転に当つては、特定
の情況下でかかる容器材料が機械的または化学的
な反応を示すことに原因する諸問題が見出され
た。ジルコニウムおよびその合金は通常の情況下
ならば優れた核燃料容器材料である。なぜなら、
それらは中性子吸収断面積が小さく、約750〓
（約398℃）より低い温度下では強靭で延性に富
み、極めて安定であり、しかも原子炉の冷却材お
よび減速材として通例使用される脱イオン水また
は水蒸気の存在下で反応性を示さない。
しかるに、燃料要素の性能を調べたところ、核
燃料、容器、および核分裂反応中に生じる核分裂
生成物の間の複合的な相互作用のために容器の脆
性割れが起こるという問題が明らかとなつた。そ
の上、かかる望ましくない性能は、核燃料と容器
との熱膨張の違いに原因した機械的応力が（核燃
料中の割れ目に対応する部分の容器中に）局在す
ることによつて助長されることも見出された。す
なわち、核燃料からは腐食性の核分裂生成物が放
出され、そして核燃料の割れ目と容器表面との接
点に存在するのである。なお、核分裂生成物は原
子炉運転時における核分裂連鎖反応に際して核燃
料中に生じるものである。その場合、核燃料と容
器との間の摩擦が大きければ局在じた応力は一層
増大することになる。
密閉された燃料要素の内部においては、容器と
その中の残留水との緩徐な反応により水素ガスが
発生して蓄積する結果、ある種の条件下では容器
の局部的な水素化が起こり、それに伴つて容器の
機械的性質の局部的な低下が生じることがある。
容器はまた、広範囲の温度下において、酸素、窒
素、一酸化炭素および二酸化炭素のごときガスに
よつても悪い影響を受ける。
燃料要素のジルコニウム容器は、原子炉内にお
ける照射に際し、上記のごときガスおよび核分裂
生成物の１種または数種に暴露される。これは、
原子炉の冷却材や減速材中にかかるガスや核分裂
生成物が存在しなくても起こるし、また容器や核
燃料の製造に際して周囲雰囲気からそれらをでき
るだけ排除しても起こる。核燃料として使用され
る焼結された耐火性セラミツク組成物（たとえば
二酸化ウランやその他の組成物）は加熱時（たと
えば燃料要素の製造時）に上記のごときガスをか
なりの量で放出するし、また照射時に核分裂生成
物を放出する。更にまた、核燃料として使用され
る粒状の耐火性セラミツク組成物（たとえば二酸
化ウラン粉末やその他の粉末）は照射に際して上
記のごときガスを一層多量に放出することも知ら
れている。こうして放出されたガスは核燃料を収
容したジルコニウム容器と反応することがある。
上記の考察に基づき、燃料要素が原子力発電所
の運転のために使用される期間の全体を通じて燃
料要素の内部から生じる水、水蒸気、水素、およ
び容器と反応し得るその他のガスによる容器の攻
撃を最少限に抑えることは望ましいものであるこ
とが判明した。そのための手段の１つは、水、水
蒸気、水素およびその他のガスと化学的に素早く
反応してそれらを容器の内部から除去するような
物質を発見することであつた。かかる物質はゲツ
ターと呼ばれる。
この問題に対するその他の様々な解決手段は、
いずれも本特許出願の場合と同じ譲受人に譲渡さ
れた1977年５月10日付のゴードンおよびコーワン
（Gordon＆Cowan）の米国特許第4022662号、
1977年６月14日付のゴードンおよびコーワンの同
第4029545号並びに1977年８月30日付のアルミジ
ヨ（Armijo）の同第4045288号の明細書中にかな
り詳しく列挙されている。従つて、上記の米国特
許第4022662、4029545および4045288号明細書の
開示内容は参考用として本明細書中に編入される
ものとする。
たとえば、核燃料物質とそれを収容する容器ケ
ーシングとの間に障壁を挿入することが提唱され
た。その実例は、米国特許第3230150号（銅箔）、
独国特許DAS1238115号（チタン層）、米国特許
第3212988号（ジルコニウム、アルミニウムまた
はベリリウムの鞘）、米国特許第3018238号（UO2
とジルコニウム被覆材との間に配置された結晶質
炭素の障壁）および米国特許第3088893号（ステ
ンレス鋼箔）の明細書中に開示されている。かか
る障壁使用の着想は有望であることが判明したけ
れど、上記参考文献の一部に記載された材料は
（たとえば炭素は核燃料由来の酸素と化合するこ
とがあるなどの理由により）核燃料との適合性に
欠けていたり、（たとえば銅その他の金属は容器
と反応して容器の性質を変化させることがあるな
どの理由により）容器との適合性に欠けていた
り、あるいは（たとえば中性子吸収材として作用
するなどの理由により）核分裂生成物との適合性
に欠けていたりする。また、核燃料と容器との間
における局部的な化学的かつ機械的相互作用とい
う最近発見された問題に対する解決策は上記参考
文献のいずれにも記載されていない。
障壁使用の着想に基づくその他の手段は、1976
年７月13日付の米国特許第3969186号（モリブデ
ン、タングステン、レニウム、ニオブおよびそれ
らの合金のごとき超耐熱性金属を容器の内面上に
単層もしくは多層もしくは多層の管または箔ある
いは被膜として使用する方法）および1975年12月
９日付の同第3925151号（核燃料と容器との間に
ジルコニウム、ニオブまたはそれらの合金のライ
ナーを配置しかつライナーと容器との間に減摩性
の大きい物質の被膜を破置する方法）の明細書中
に開示されている。
ジルコニウムまたはジルコニウム合金から成る
容器ケーシングと核燃料または（および）その核
分裂生成物との有害な相互作用に起因した核燃料
容器または燃料要素の破損の問題に対する最近提
唱された解決手段は、かかる容器ケーシングの内
面上に金属銅被覆材のライニングを障壁として設
置することにより、容器ケーシングとその内部に
収容された核燃料との間にそれを挿入するという
ものである。銅被覆材層または銅めつき層は、主
として、カドミウム、セシウム、ヨウ素などのご
とき破壊的な核分裂生成物が燃料要素の容器ケー
シングのジルコニウムまたはジルコニウム合金に
接触して攻撃するのを防止する物理的かす化学的
な障壁として役立つものと一般に考えられてい
る。
上記のごとき銅被覆材層またはそれから成る中
間障壁は、燃料要素の内部から発生した揮発生の
不純物または核分裂生成物との優先的な反応部位
を提供し、従つてかかる破壊的な物質への暴露お
よびそれによる攻撃から容器ケーシングを保護す
るのに役立つのである。
しかるに、原子炉内において起こる核分裂反応
の結果、核燃料容器の内側部分（たとえば内側の
銅被覆材層または銅めつき層）は循環する冷却材
または熱媒体に絶えず接触している核燃料容器の
外側部分（たとえばジルコニウムまたはその合金
製の容器ケーシング）が到達する温度より明らか
に高い温度に暴露される。そのため、原子炉の核
分裂温度および核分裂環境に対し長期間にわたつ
て暴露されれば、内側の銅被覆材層または銅めつ
き層の銅と外側の容器ケーシングのジルコニウム
またはその合金との接触界面における相互拡散は
助長される傾向がある。これらの接触した金属ま
たは合金同士が顕著な相互拡散を起こせば、ジル
コニウムまたはその合金製の容器ケーシングと銅
被覆材のライニングとの間に低融点（たとえば約
1200℃以下の融点）の液状共融合金相が生じた
り、また性質の劣化や不足（たとえばレジリエン
スや引張強さの低化または脆化）を示す金属間化
合物相が生じたりすることもある。
容器ケーシングおよび内側ライニングの隣接し
た金属または合金同士の相互拡散の生起並びにそ
れに伴う弱体化の効果を防止するため、様々な対
策が提唱された。このような相互拡散現象の生起
およびそれに起因した性質の劣化を防止するため
の対策の１つは、容器ケーシングの内面とその上
に位置するライニングとの中間に拡散障壁を配置
することから成る。ジルコニウムまたはその合金
の酸化物は有効な拡散障壁であることが判明して
いるから、銅被覆材を沈着させるための基体を生
すジルコニウムまたはその合金製の容器ケーシン
グの内面を酸化しさえすれば、金属または合金同
士の相互拡散およびそれに伴う弱体化の効果を防
止するための実行可能かつ有効な手段が実現され
ることになる。なお、ジルコニウムまたはその合
金の酸化は水蒸気への暴露によつて容易に達成す
ることができる。
隣接した金属または合金同士の界面に配置され
た酸化物相は相互拡散の問題に対する適当な解決
策を成すとは言え、かかる酸化物相は十分な導電
性を持たないため、ジルコニウムまたはその合金
製の容器ケーシングの内面を覆う酸化物相の存在
はその上に銅被覆材を沈着させるための技術の選
択に著しい制約をもたらす。さとえば、米国特許
第4017368および4137131号明細書中に開示された
方法のごとく金属被覆のために極めて有効な通常
の電着技術は、金属基体と金属含有電解液との間
に導電性の極めて小さい酸化物相が介在するため
に全く使用できない。その結果、米国特許第
4093756号明細書中に開示された無電解めつき法
のごとく効果の劣る技術や手順の複雑な技術を使
用しなければならない。その上、かかる無電解め
つき法によつて酸化物表面上に沈着させた金属銅
被覆材はふくれ現象を生じ易いようにも思われ
る。
さて本発明は、原子炉において使用すべき複合
核燃料容器の改良された新規な製造方法およびそ
れによつて得られる製品を提供するものである。
本発明によつて提供される複合核燃料容器は、ジ
ルコニウムまたはそれの合金製のケーシングまた
は外被、かかるケーシングまたは外被の内面に重
ね合わせて沈着させた銅被覆材のライニング、お
よびケーシングまたは外被の内面上に形成されか
つケーシングまたは外被の内面と銅被覆材のライ
ニングとの中間に位置するジルコニウムまたはそ
れの合金の酸化物層から成るようなものである。
なお、以後において使用されるジルコニウムと
いう用語は純粋な金属ジルコニウムばかりでなく
ジルコニウム合金をも包含するものと理解すべき
である。
本発明に従えば、原子炉において使用すべき核
燃料容器の独特な製造方法が提供される。本発明
の方法は、ジルコニウムまたはその合金製のケー
シング、ケーシングの内面上にめつきされた銅被
覆材のライニング、およびケーシングの内面上に
形成されかつケーシングの内面と銅被覆材のライ
ニングとの中間に位置するジルコニウムまたはそ
の合金の酸化物層から成る複合構造の核燃料容器
を製造するための一連の順序付けられた工程また
は操作を含んでいる。本発明に従えばまた、かか
る方法によつて製造される上記のごとき複合構造
の核燃料容器並びにウラン化合物、プルトニウム
化合物、トリウム化合物またはかかる核燃料物質
のごとき適当な核燃料を内部に収容した上記の容
器から成る燃料要素も提供される。
ジルコニウムまたはその合金製のケーシング、
破壊的な核分劣生成物および条件に対する化学的
かつ物理的な障壁を得るためケーシングの内面上
にめつきされた銅被覆材のライニング、および異
種金属材料間の相互拡散に対する障壁を得るため
ケーシングの内面と銅被覆材のライニングとの中
間に形成されたジルコニウムまたはその合金の酸
化物層から成る原子炉用の核燃料容器並びに核燃
料を内部に収容したかかる容器から成る燃料要素
は、以下に説明されるような本発明の方法に従え
ば、本質的に欠陥を含まずかつ優秀な品質を有す
る製品として効果的に製造することができる。
本発明の好適な一実施態様に従えば、適当な前
処理または清浄操作を施したジルコニウムまたは
その合金製の核燃料容器ケーシングの内面に先ず
金属銅を電気めつきして約10ミクロン未満（たと
えば約0.5〜約５ミクロン）の厚さに沈着させる
ことにより、ケーシングの内面に重なり合つた比
較的に多孔質の銅被覆材の薄層が形成される。か
かる多孔質銅被覆材の薄層を水蒸気は容易に透過
し得るから、次いでケーシングの銅被覆材内面を
水蒸気で処理することにより、多孔質銅被覆材の
薄層の下方に位置するジルコニウムまたはその合
金の表面が酸化される。約300〜約400℃の温度を
有する脱気済みの水蒸気はかかる多孔質銅被覆材
の薄層を透過して下方に位置するジルコニウムま
たはその合金の表面を効果的に酸化する結果とし
て、電気めつきされた金属銅に認め得るほどの作
用または酸化を及ぼすことなく多孔質銅被覆材の
薄層とケーシングの内面との間にジルコニウムま
たはその合金の酸化物層が形成されるのである。
従つて、その場で形成されたジルコニウムまたは
その合金の酸化物層の上方に位置する多孔質銅被
覆材の薄層は本来の高い導電性を保持するから、
その上に金属の電着または電気めつきを行うため
の導電性基体または電極として極めて有効であ
る。
多孔質銅被覆材の薄層を透過する水蒸気を用い
てその下方に位置するジルコニウムまたはその合
金の酸化物層を形成することによりジルコニウム
またはその合金と銅被覆材との間に金属拡散障壁
を設置した後、最初に沈着させた多孔銅被覆材の
薄層上に再び金属銅の電気めつきを行うことによ
り、ジルコニウムまたはその合金製のケーシング
の内面を覆う銅被覆材のライニングが形成され
る。こうして得られた銅被覆材のライニングは、
ジルコニウムまたはその合金製のケーシングを破
壊的な核分裂生成物または条件から保護する有効
な化学的かつ物理的障壁を提供するのに十分な厚
さを有するものである。
このように、本発明方法の実施に際しては、銅
の電気めつきまたは電着用として導電性の金属基
体が利用できる結果、互いに協力して核燃料容器
の内部に「化学的」な障壁を提供する多孔質銅被
覆材の薄層および第２の銅被覆材層の形成にとつ
てより有効な通常の電気めつき法が極めて有利に
使用できると同時に、異種金属材料同士の相互拡
散に対する障壁を得るためにジルコニウムまたは
その合金の酸化物層をその場で形成することもで
きる。
添付の図面を参照すれば、本発明の方法に従つ
て製造された核燃料容器を含む燃料要素の横断面
図が示されている。かかる容器１０は、ジルコニ
ウムまたはジルコニウム合金製のケーシングまた
は外被１２、その内面上に位置するジルコニウム
またはジルコニウム合金の酸化物層１４、および
最初に沈着させた蒸気透過性の銅被覆材層とその
後に沈着させた第２の銅被覆材層とから成る銅被
覆材のライニング１６によつて構成されている。
容器１０の内部にはウラン、プルトニウムまた
は（および）トリウムの酸化物から成る核燃料の
成形体（たとえばペレツト）１８が収容されてお
り、それによつて核燃料は原子炉の冷却材から隔
離される。
本発明の好適な一実施態様を更に詳しく例示す
れば次の通りである。ジルコニウム合金管（ジル
カロイ―２―詳しくは米国特許第4164420号明細
書を参照のこと）から成るケーシングの内面を
HF／HNO3溶液で処理して清浄にした後、
NH4HF2／H2SO4溶液で腐食することによつて電
気めつきの最適受容性を持つた表面状態が達成さ
れる。次いで、ジルコニウム合金製ケーシングの
前処理済み内面上に、厚さ約１〜２ミクロンの金
属銅の薄層が通例のごとくにして電気めつきされ
る。次に、ジルコニウム合金製ケーシングの銅め
つき済み内面を圧力10psiのオートクレーブ内に
おいて温度約400℃の脱気済み蒸気に24時間にわ
たり暴露すれば、蒸気はジルコニウム合金製ケー
シングの内面を覆う多孔質金属銅の薄層を透過
し、そしてジルコニウム合金製ケーシングの内面
と金属銅の薄層との中間に位置する厚さ約0.5ミ
クロンのジルコニウム合金の酸化物層をその場で
形成する。その後、ジルコニウム合金製ケーシン
グの内面と金属銅の薄層との中間にその場で形成
されたジルコニウム合金の酸化物層の上方に位置
する金属銅の薄層の表面に引続いて銅の電気めつ
きを施して金属銅を追加することにより、適当な
厚さ（たとえば約10ミクロン）のライニングが形
成される。
【図面の簡単な説明】
図面は本発明に基づく核燃料容器の一実施例を
示す横断面図である。 図中、１０は核燃料容器、１２はケーシングま
たは外被、１４は酸化物層、１６は複合被覆材ま
たはライニング、そして１８は核燃料の成形体を
表わす。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 １ (a) ジルコニウムまたはジルコニウム合金製
    の金属ケーシングを用意し、(b) 前記金属ケーシ
    ングの内面に重ねた薄層として銅からなる多孔質
    被覆を沈着させた後に、(c) 前記金属ケーシング
    の内面を酸化することによつて、前記金属ケーシ
    ングの内面とそれに重なり合つた前記多孔質被覆
    との中間にジルコニウムまたはジルコニウムウム
    合金の酸化物層を形成し、次いで(d) 最初に沈着
    させた前記多孔質被覆上に銅からなる第２の被覆
    層を沈着させる諸工程から成る、原子炉において
    使用すべき核燃料用容器の製造方法。 ２ 前記金属ケーシングの内面に重ね合わせて最
    初に沈着させる前記多孔質被覆が約５ミクロンま
    での厚さに形成される、特許請求の範囲第１項記
    載の核燃料用容器の製造方法。 ３ 前記金属ケーシングの内面に重ね合わせて最
    初に沈着させる前記多孔質被覆が約0.5〜約５ミ
    クロンの厚さに形成される、特許請求の範囲第１
    項記載の核燃料用容器の製造方法。 ４ 前記金属ケーシングの内面が水蒸気で酸化さ
    れる、特許請求の範囲１〜３項のいずれか１項に
    記載の核燃料用容器の製造方法。 ５ 前記金属ケーシングの内面が脱気済みの水蒸
    気で酸化される、特許請求の範囲第１〜３項のい
    ずれか１項に記載の核燃料用容器の製造方法。 ６ 前記金属ケーシングの内面が約300〜約400℃
    の温度を有する水蒸気で酸化される、特許請求の
    範囲１〜３項のいずれか１項に記載の核燃料用容
    器の製造方法。 ７ 最初に沈着させた前記多孔質被覆上に沈着さ
    てる前記第２の被覆層が約10ミクロンまぜの厚さ
    に形成される、特許請求の範囲第１〜６項のいず
    れか１項に記載の核燃料用容器の製造方法。 ８ 最初に沈着させた前記多孔質被覆とその上に
    沈着させた前記第２の被覆層の重なり層が約10ミ
    クロンの総合厚みとなるように前記第２の被覆層
    が形成される、特許請求の範囲第１〜６項のいず
    れか１項に記載の核燃料用容器の製造方法。 ９ 前記金造ケーシングの内面に重ね合わせて最
    初に沈着させる前記多孔質被覆が約0.5〜約５ミ
    クロンの厚さに形成され、かつ最初に沈着させた
    前記多孔質被覆上に沈着させる前記第２の被覆層
    が約１〜約９ミクロンの厚さに形成される、特許
    請求の範囲第１〜８項のいずれか１項に記載の核
    燃料用容器の製造方法。 １０ (a) ジルコニウムまたはジルコニウム合金
    製のケーシングを用意し、(b) 前記金属ケーシン
    グの内面に重ねた厚さ約２〜約５ミクロンの薄層
    として銅からなる水蒸気透過性の多孔質被覆を沈
    着させた後、(c) 約300〜400℃の温度を有する脱
    気済みの水蒸気で前記金属ケーシングの内面を酸
    化することによつて前記金属ケーシングの内面と
    それに重なり合つた前記多孔質被覆との中間に約
    0.5〜約１ミクロンの厚みでジルコニウム合金の
    酸化物層を形成し、次いで(d) 最初に沈着させた
    前記多孔質被覆上に約５〜約８ミクロンの厚みで
    銅からなる第２の被覆層を沈着させる諸工程から
    成る、原子炉において使用すべき核燃料用容器の
    製造方法。 １１ 最初に沈着させた前記多孔質被覆とその上
    に沈着させた前記第２の被覆層とが厚さ約10ミク
    ロンの複合銅被覆を構成するように前記第２の被
    覆層が形成される、特許請求の範囲第１０項記載
    の核燃料用容器の製造方法。
JP10139280A 1979-11-26 1980-07-25 Nuclear fuel container and manufacture therefor Granted JPS5676088A (en)

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Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/097,378 US4445942A (en) 1979-11-26 1979-11-26 Method for forming nuclear fuel containers of a composite construction and the product thereof

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JPS5676088A JPS5676088A (en) 1981-06-23
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JP10139280A Granted JPS5676088A (en) 1979-11-26 1980-07-25 Nuclear fuel container and manufacture therefor

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