JPS62206488A - Nuclear fuel element - Google Patents
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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。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、核燃料要素の改良に関するものである。[Detailed description of the invention] [Field of application of the invention] TECHNICAL FIELD This invention relates to improvements in nuclear fuel elements.
第６図は従来から高速増殖炉に用いられている代表的な
核燃料要素の縦断面図である。図において、１は核燃料
要素、２は外径５．４ ｍ ｍ、密度８５％Ｔ、Ｄ（理
論密度比）、３０重量％プルトニウム富化ウランのプル
トニウム・ウラン混合酸化物燃料、３は外径６．５ ｍ
ｍ、肉厚０．４７ｍｍのステンレス鋼製の被覆管、４
は劣化二酸化ウラン燃料からなるブランケット燃料であ
る。また、５は端栓、６はガスプレナム部、７はプレナ
ムスリーブ、８はスプリング、９はスパーサワイヤであ
る。FIG. 6 is a longitudinal sectional view of a typical nuclear fuel element conventionally used in fast breeder reactors. In the figure, 1 is a nuclear fuel element, 2 is a plutonium-uranium mixed oxide fuel with an outer diameter of 5.4 mm, a density of 85% T, D (theoretical density ratio), and 30% by weight plutonium-enriched uranium, and 3 is an outer diameter. 6.5 m
m, stainless steel cladding tube with a wall thickness of 0.47 mm, 4
is a blanket fuel consisting of depleted uranium dioxide fuel. Further, 5 is an end plug, 6 is a gas plenum portion, 7 is a plenum sleeve, 8 is a spring, and 9 is a sparser wire.
核燃料要素１は、プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料
２が被覆管３に装填され、プル）＝ラム・ウラン混合酸
化物燃料スタックの両端にはブランケット燃料４が配置
され、さらに１気圧のヘリウムガスを封入し両端を端栓
５によシ密封された構造となっている。核燃料要素１の
上部には、プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料２から
放出された核分裂生成ガスを溜めるためのガスプレナム
部６が設けられている。また、ガスプレナム部６には燃
料輸送時にプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料２及び
ブランケット燃料４が移動しないように、プレナムスプ
リング７及びスパイラル状に巻かれたステンレス鋼製の
スプリング８が配置されている。隣接相互の核燃料要素
１間のギャップは、核燃料要素１にスパイラル状に巻か
れたステンレス鋼製のスペーサワイヤ９で保持されてい
る。In the nuclear fuel element 1, a plutonium-uranium mixed oxide fuel 2 is loaded into a cladding tube 3, a blanket fuel 4 is arranged at both ends of the plutonium-uranium mixed oxide fuel stack, and helium gas at 1 atm is further charged. It has a structure in which it is enclosed and both ends are sealed with end plugs 5. A gas plenum 6 is provided in the upper part of the nuclear fuel element 1 for storing fission product gas released from the plutonium-uranium mixed oxide fuel 2. Further, a plenum spring 7 and a spirally wound stainless steel spring 8 are arranged in the gas plenum part 6 so that the plutonium-uranium mixed oxide fuel 2 and the blanket fuel 4 do not move during fuel transportation. The gap between adjacent nuclear fuel elements 1 is maintained by a stainless steel spacer wire 9 spirally wound around the nuclear fuel element 1 .
原子炉内における核燃料要素１の使用に当っては、核燃
料製素工の安全を確保するために種々の制限が設けられ
ている。その使用制限の１つに。When using the nuclear fuel element 1 in a nuclear reactor, various restrictions are set in order to ensure the safety of nuclear fuel manufacturing. One of the restrictions on its use.
プルトニウム・ウラン混合酸化物核燃料２の溶融による
被覆管３の機械的破損の防止がある。即ち。Mechanical damage to the cladding tube 3 due to melting of the plutonium-uranium mixed oxide nuclear fuel 2 is prevented. That is.
被覆管３がプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料２の溶
融によシ破損しないように、プルトニウム・ウラン混合
酸化物燃料２の温度を溶融点未満に制限することである
。二酸化ウランの溶融点は２８４０Ｃであるが、二酸化
プルトニウムの溶融点は２３９０ｔ：’であシ二酸化ウ
ランの溶融点に比べて４５０Ｃ低い。このため、後述の
第７図に示した二酸化ウランに３０重量％プルトニウム
を富化したプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料２の場
合、その溶融点は２６７５Ｃとなる。The purpose is to limit the temperature of the plutonium/uranium mixed oxide fuel 2 to below its melting point so that the cladding tube 3 is not damaged due to melting of the plutonium/uranium mixed oxide fuel 2. The melting point of uranium dioxide is 2840C, but the melting point of plutonium dioxide is 450C lower than that of 2390t:' uranium dioxide. Therefore, in the case of the plutonium-uranium mixed oxide fuel 2 shown in FIG. 7, which will be described later, in which uranium dioxide is enriched with 30% by weight plutonium, its melting point is 2675C.
この２６７５１：の値は、燃焼初期の３０重量％プルト
ニウム・ウラン混合酸化物燃料２の溶融点の減少、線出
力密度の低下に基づくプルトニウム・ウラン混合酸化物
燃料２の温度低下は燃焼に伴う溶融点の低下よシも大き
くなる。このため、燃焼初期の３０重量％プルトニウム
・ウラン混合酸、゛化物燃料２の最高温度を燃焼初期の
溶融点である２６７５Ｃ未満に制限することにより、燃
焼が進行した後の３００ｍｍプルトニウム・ウラン混合
系
酸化物燃料最高温度の溶融点に対する４裕度は十分に確
保できる。即ち、燃焼初期のプルトニウム・ウラン混合
酸化物燃料２の溶融点未満にプルトニウム・ウラン混合
酸化物燃料の最高温度を制限しておけば、燃焼が進行し
ても燃焼に伴なう線出力密度の低下で、プルトニウム°
ウラン混合酸化物燃料２の温度が溶融点を超えることは
ない。This value of 26751: is based on the decrease in the melting point of the 30% by weight plutonium/uranium mixed oxide fuel 2 at the initial stage of combustion and the decrease in the linear power density. The drop in points will also increase. For this reason, by limiting the maximum temperature of the 30% plutonium/uranium mixed acid and dioxide fuel 2 at the initial stage of combustion to less than 2675C, which is the melting point at the initial stage of combustion, the 300 mm plutonium/uranium mixed system after combustion has progressed. 4 margin for the maximum temperature of the oxide fuel relative to the melting point can be sufficiently secured. In other words, if the maximum temperature of the plutonium-uranium mixed oxide fuel 2 is limited to below the melting point of the plutonium-uranium mixed oxide fuel 2 at the initial stage of combustion, even if combustion progresses, the linear power density will decrease as the combustion progresses. With the drop, plutonium °
The temperature of the uranium mixed oxide fuel 2 never exceeds its melting point.
一方、原子炉運転中の燃料温度は、冷却材温度。On the other hand, the fuel temperature during reactor operation is the coolant temperature.
線出力密度、プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料２の
燃料化学量論比、密度、ギャップガスの組成等に影響さ
れる。そこで、外径６．５ｍｍ、肉厚０．４７ｍｍのス
テンレス鋼製被覆管に、ウラン２３５含有率０．３重量
％、密度８５％Ｔ、 Ｄ、プルトニウム富化度３０重量
％、燃料化学量論比１、９８ 、外径５．４ｍｍのプル
トニウム・ウラン混合酸化物燃料を装填し、１気圧のヘ
リウムガスをない、３０重−１％プルトニウム・ウラン
混合酸化物燃料の最大温度がその溶融点（２６７５Ｃ）
に達する時の線出力密度を求めた。被覆管の表面温度を
６００Ｃと仮定すると、溶融開始線出力密度は４６７Ｗ
／ｌ：ｍであった。It is influenced by the linear power density, the fuel stoichiometric ratio of the plutonium/uranium mixed oxide fuel 2, the density, the composition of the gap gas, etc. Therefore, a stainless steel cladding tube with an outer diameter of 6.5 mm and a wall thickness of 0.47 mm was used with a uranium-235 content of 0.3% by weight, a density of 85% T, D, a plutonium enrichment of 30% by weight, and a fuel stoichiometry. The maximum temperature of the 30% heavy-1% plutonium-uranium mixed oxide fuel loaded with plutonium-uranium mixed oxide fuel with a ratio of 1,98 and an outer diameter of 5.4 mm without 1 atm of helium gas is its melting point ( 2675C)
The linear power density when reaching . Assuming that the surface temperature of the cladding tube is 600C, the melting start line power density is 467W.
/l:m.
第７図はその時の３０重量％プルトニウム・ウラン混合
酸化物燃料の温度分布を示し、横軸にベレット規格化半
径をとシ縦軸１ミ燃料温度がとられ表示されている。こ
の線出力密度４６７Ｗ／１Ｍが原子炉運転上の制限値と
なる。しかしながら、原子炉の経済性を高めるためには
、線出力密度を上げて、核燃料要素の性能向上を図る必
要がある。FIG. 7 shows the temperature distribution of the 30% by weight plutonium/uranium mixed oxide fuel at that time, with the horizontal axis representing the pellet normalized radius and the vertical axis representing the fuel temperature. This linear power density of 467 W/1M is the limiting value for reactor operation. However, in order to increase the economic efficiency of nuclear reactors, it is necessary to increase the linear power density and improve the performance of nuclear fuel elements.
プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の溶融開始線出力
密度を上げる方法として、燃料組織変化（燃料中心部に
空洞を形成させる）を利用する方法、あるいは１文献、
原子炉工学講座５：熱工学・構造設計、Ｐ５２，５３，
５６，５７．（昭和５２年２月、培風館発行）、に記載
されているように、最初から中空プルトニウム・ウラン
混合酸化物燃料を使用する方法が考えられる。しかし。As a method to increase the melting start linear power density of plutonium-uranium mixed oxide fuel, there is a method that utilizes fuel structure change (forming a cavity in the center of the fuel), or 1 literature,
Nuclear Reactor Engineering Course 5: Thermal Engineering/Structural Design, P52, 53,
56, 57. (February 1972, published by Baifukan), one possibility is to use hollow plutonium/uranium mixed oxide fuel from the beginning. but.
プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の組織変化を利用
して溶融開始線出力密度を高めるだめには。In order to increase the linear power density at the onset of melting by utilizing the structural changes of plutonium-uranium mixed oxide fuel.
原子炉の出力上昇速度を低く押える必要があシ。It is necessary to keep the rate of increase in reactor output low.
これによって原子炉の稼動率の低下を招く。また。This leads to a decrease in the operating rate of the reactor. Also.
！初から中空のプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料を
使用するにしても、燃料の欠は落ちによる核分裂性物質
の移動のおそれがある。! Even if hollow plutonium-uranium mixed oxide fuel is used from the beginning, there is a risk of fissile material being transferred due to lack of fuel.
本発明は上記の状況に鑑みなされたものでアシ。 The present invention has been made in view of the above circumstances.
プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の溶融による核燃
料要素の破損を防ぐとともに性能を向上できる核燃料要
素を提供することを目的としたものである。The object of the present invention is to provide a nuclear fuel element that can prevent damage to the nuclear fuel element due to melting of plutonium-uranium mixed oxide fuel and improve its performance.
本発明の核燃料要素は、被覆管内にプルトニウム・ウラ
ン混合酸化物燃料が装填されてなシ、上記プルトニウム
・ウラン混合酸化物燃料の中心部軸方向に、該プルトニ
ウム・ウラン混合酸化物燃料の溶融点よシも高い溶融点
を有する核燃料物質を配置したものである。これによシ
、燃料溶融を起さずにより誦い線出力密度で使用でき、
安全性）工高く経済性を向上できるようにしたものであ
る。In the nuclear fuel element of the present invention, the plutonium/uranium mixed oxide fuel is not loaded in the cladding tube, and the melting point of the plutonium/uranium mixed oxide fuel is It is a nuclear fuel material with a very high melting point. This allows the fuel to be used at higher linear power densities without causing fuel melting.
Safety) It is designed to improve efficiency and economy.
第２図は第７図と同様に横軸にペレット規格化半径をと
シ縦軸に燃料温度をとって示し九燃料温度分布図でるる
。第２図に、ウラン２３５含有率０．３重量％、密度８
５％Ｔ、Ｄ、、プルトニウム富化度３０重ｔ％、燃料化
学量論比１．９８ 、外径５．４ ｉｎ ｍ 、内径２
．０２ｍｍのプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の内
側に、密度８５％Ｔ、Ｄ、、然゛、
外径２−Ｑ ｍ ｍの天熱二酸化ウラン燃料を配置した
燃料を、外径６゜５ｍｍ％肉厚０．４７ｍｍのステンレ
ス鋼製の被覆管に装填し、１気圧のヘリウムガスを封入
した核燃料要素について熱針等を行なった結果を示す。Similar to FIG. 7, FIG. 2 is a graph showing nine fuel temperature distributions, with the pellet normalized radius plotted on the horizontal axis and the fuel temperature plotted on the vertical axis. Figure 2 shows that the uranium-235 content is 0.3% by weight and the density is 8.
5%T, D, plutonium enrichment 30% by weight, fuel stoichiometric ratio 1.98, outer diameter 5.4 in m, inner diameter 2
．． Naturally heated uranium dioxide fuel with an outer diameter of 2-Q mm is placed inside a plutonium-uranium mixed oxide fuel with a density of 85% T, D,... This figure shows the results of hot needle testing on a nuclear fuel element loaded in a stainless steel cladding tube with a thickness of 0.47 mm and filled with helium gas at 1 atm.
図中の破線は溶融開始線出力密度４６７ Ｗ／ｃｍ天然
二酸化ウラン燃料部での発熱割合が少ないために、中心
部の天然二酸化ウラン燃料の最大温度は２３６１Ｃ，外
側の３０重量％プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の
最大温度２３１３ｔ：’とな：る。天然二酸化ウラン燃
料及び３０重量％プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料
の最大温度は共に溶融点以下であるため、線出力密度を
上げて核燃料要素の性能同上を図ることができる。即ち
、図中の実線は、天然二酸化ウラン−３００ｍｍプルト
ニウム・ウラン混合酸化物燃料において、外側のプルト
ニウム・ウラン混合酸化物燃料が溶融し始めるときの計
算結果を示したものである。そして、その時の線出力密
度は６２０ Ｗ／ｃｍでめった。The broken line in the figure is the melting start line power density 467 W/cm.Because the heat generation rate in the natural uranium dioxide fuel part is small, the maximum temperature of the natural uranium dioxide fuel in the center is 2361C, and the outer part is a 30% by weight plutonium/uranium mixture. The maximum temperature of the oxide fuel is 2313t:'. Since the maximum temperatures of the natural uranium dioxide fuel and the 30% by weight plutonium/uranium mixed oxide fuel are both below the melting point, it is possible to increase the linear power density and improve the performance of the nuclear fuel element. That is, the solid line in the figure shows the calculation result when the outer plutonium-uranium mixed oxide fuel starts to melt in the natural uranium dioxide-300 mm plutonium-uranium mixed oxide fuel. The linear power density at that time was 620 W/cm.
この結果％３０重量％プルトニウム・ウラン混合酸化物
燃料の中心部に外径２．０ｍｍの天然二酸化ウラン燃料
を配置することによって、原子炉運転上の制限値の１つ
である溶融開始線出力密度を４６７ Ｗ／ｌｙｎから６
２０ Ｗ／ｃｍへと１５３ｖＶ／１−Ｉｎ引き上げるこ
とができ、核燃料要素の性能向上が図られることになる
。また、燃料中心部に配置した天然二酸化ウラン燃料に
よってプルトニウムの生成が可能になシ、中空プルトニ
ウム・ウラン混合酸化物燃料よりも再処理時によシ多く
のプルトニウムを獲得することができ、よシ経済性のあ
る核燃料要素を提供することができる。As a result, by placing natural uranium dioxide fuel with an outer diameter of 2.0 mm in the center of the 30% by weight plutonium-uranium mixed oxide fuel, the melting start line power density, which is one of the limiting values for reactor operation, is from 467 W/lyn to 6
It is possible to raise the power by 153vV/1-In to 20 W/cm, which will improve the performance of the nuclear fuel element. In addition, plutonium can be produced using natural uranium dioxide fuel placed in the fuel center, and more plutonium can be obtained during reprocessing than with hollow plutonium/uranium mixed oxide fuel, making it more economical. It is possible to provide nuclear fuel elements with high properties.
第３図、第４図、第５図も第２図と同様に横軸にベレッ
ト規格化半径をと）縦軸に燃料温度をとって示した燃料
温度分布図である。第３図に、第２図で示した核燃料要
素のうち、天然二酸化ウラン燃料の代わシにウラン２３
５含有率０．３重量％劣化二酸化ウラン燃料を３０重量
％プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の内側に配置し
た燃料について熱計算した結果を示す。その溶融開始線
出力密度は６２３ Ｗ／ｃｒｎで、従来の３０重量％プ
ルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の溶融開始融出Ｘ
力密度４６７Ｗ／ｃｒｒ１よりも１５６ Ｗ／Ｃｍ高い
。Similarly to FIG. 2, FIGS. 3, 4, and 5 are fuel temperature distribution charts in which the horizontal axis represents the pellet normalized radius and the vertical axis represents the fuel temperature. Figure 3 shows that among the nuclear fuel elements shown in Figure 2, uranium-23 is used instead of natural uranium dioxide fuel.
The results of thermal calculations are shown for a fuel in which a 0.3% by weight depleted uranium dioxide fuel containing 5% is placed inside a 30% by weight plutonium/uranium mixed oxide fuel. Its melt start linear power density is 623 W/crn, which is 156 W/Cm higher than the melt start melt X power density of 467 W/crr1 of the conventional 30 wt% plutonium-uranium mixed oxide fuel.
第４図は、３０重量％プルトニウム・ウラン混合酸化物
燃料の内側に外径２．０ｍｍの１０重ｔチ濃縮二酸化ウ
ラン燃料を配置した燃料について熱計算した結果を示し
たものである。燃料中心部に・ウラン混合酸化物燃料の
溶融開始線出力密度は天然あるいは劣化二酸化ウラン−
３０重量％プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の溶融
開始線出力密度よシも若干低い５８３Ｗ／ｃｒｎであっ
た。この１０重量％濃縮二酸化ウラン−３０重量％プル
トニウム・ウラン混合酸化物燃料の場合でも、従来０３
０ｔｉｔ％プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の溶融
開始線出力密度４６７ Ｗ／ｃｒｎよりも１１６ Ｗ／
ｃｍ高い５８３ Ｗ／ｃｍで使用することが可能で、よ
シ性能ある核燃料要素を提供することができる。FIG. 4 shows the results of thermal calculations for a fuel in which a 10-weight thick enriched uranium dioxide fuel with an outer diameter of 2.0 mm is placed inside a 30% by weight plutonium-uranium mixed oxide fuel. The melting start line power density of uranium mixed oxide fuel in the center of the fuel is natural or depleted uranium dioxide.
The melting start linear power density of 30% by weight plutonium/uranium mixed oxide fuel was 583 W/crn, which was slightly lower. Even in the case of this 10% by weight enriched uranium dioxide-30% by weight plutonium/uranium mixed oxide fuel, conventional 03
0tt% plutonium-uranium mixed oxide fuel melting start linear power density 467 W/crn to 116 W/crn
It can be used at 583 W/cm as high as 583 W/cm, providing a nuclear fuel element with good performance.
第５図に、３０重量％プルトニウム・ウラン混合酸化物
燃料の内側に密度８５％Ｔ、Ｄ、、外径ｌＱｍｍの融点
が３３９０Ｃの天然二酸化トリウム燃料を配置した燃料
について熱計算を行なった結果を示す。図中の破線は線
出力密度４６７Ｗ／ｍにおける天然二酸化トリウム−３
０重ｔチプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の燃料温
度分布である。燃料中心部の天然二酸化トリウム燃料の
発熱割合が小さいために、中心部の天然二酸化トリウム
燃料の最大温度は２２８５Ｃ’、外側の３０重量％プル
トニウム・ウラ／混合酸化物燃料の最大温度Ｆｉ２２７
５Ｃで共に溶融点以下である。Figure 5 shows the results of thermal calculations for a fuel in which natural thorium dioxide fuel with a density of 85% T, D, outer diameter lQmm and melting point of 3390C is placed inside a 30% plutonium-uranium mixed oxide fuel. show. The broken line in the figure is natural thorium dioxide-3 at a linear power density of 467 W/m.
It is a fuel temperature distribution of 0 heavy t tiplutonium-uranium mixed oxide fuel. Because the heat generation rate of the natural thorium dioxide fuel in the fuel center is small, the maximum temperature of the natural thorium dioxide fuel in the center is 2285C', and the maximum temperature of the outer 30% plutonium ura/mixed oxide fuel is Fi227.
Both are below the melting point at 5C.
図中の実線は、天然二酸化トリウム−３０重量％プルト
ニウム・ウラ／混合酸化物燃料において。The solid line in the figure is for natural thorium dioxide-30% plutonium ura/mixed oxide fuel.
外側の３０重量％プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料
が溶融し始める時の計算結果を示したものである。その
時の溶融開始線出力密度は６４０Ｗ／ｃｍであった。こ
のことから、３０重量％プルトニウム・ウラン混合酸化
物燃料の中心部に外径２．０ｍｍの天然二酸化トリウム
燃料を配置することによって、溶融開始線出力密度を４
６７ Ｗ／ｃｍから６４０ Ｗ／ｃＩｒＩと１７３ Ｗ
／ｃｍ引き上げることができ、核燃料要素の性能向上が
図られたことになる。また、燃料中心部に配置した天然
二酸化トリウム燃料の中性子吸収反応によって核分裂性
物質であるウラン２３３の生成が可能となシ、中空プル
トニウム・ウラン混合酸化物燃料よりも多くの核分裂性
物質を獲得することができ、よシ経済性を向上できる。This figure shows the calculation results when the outer 30% by weight plutonium/uranium mixed oxide fuel starts to melt. The melting start linear power density at that time was 640 W/cm. From this, by placing natural thorium dioxide fuel with an outer diameter of 2.0 mm in the center of the 30 wt% plutonium/uranium mixed oxide fuel, the melting start line power density can be increased to 4
67 W/cm to 640 W/cIrI and 173 W
/cm, which means that the performance of the nuclear fuel element has been improved. In addition, it is possible to generate uranium-233, a fissile material, through the neutron absorption reaction of the natural thorium dioxide fuel placed in the center of the fuel, thus obtaining more fissile material than with hollow plutonium/uranium mixed oxide fuel. It is possible to improve the economical efficiency.
、〔発明の実施例〕
以下、本発明の核燃料要素を実施例を用い従来と同部品
は同符号で示し、九同部分の構造の説明は省略し第１図
によシ説明する。第１図は縦断面図である。図において
、１１は天然二酸化ウラン燃料である。核燃料要素１は
、外径５．４ ｍ ｍ 、内径２．０２ｍｍ＆密度８５
％Ｔ、Ｄ（，３０重量％プルトニウム・ウラン混合酸化
物燃料２の内側に、外径２．０ｍｍ、密度８５％Ｔ、、
Ｄ、、の天然二酸化ウラン燃料１１を配置した燃料を被
覆管３内に装填し構成されている。被覆管３は外径ｓ、
ｓｍｍ、肉厚０．４７ｍｍのステンレス鋼によシ形成さ
れてお逆、天然二酸化ウラン−３０を量チプルトニウム
・ウラン混合酸化物燃料スタックの両端には劣化二酸化
ウラン燃料のブランケット燃料４が配設され、内部には
１気圧のヘリウムガスが封入し両端を端栓５で密封され
ている。天然二酸化ウランは。, [Embodiments of the Invention] Hereinafter, the nuclear fuel element of the present invention will be described using an embodiment, with the same parts as in the conventional art being designated by the same reference numerals, and explanation of the structure of the same parts being omitted, with reference to FIG. FIG. 1 is a longitudinal sectional view. In the figure, 11 is natural uranium dioxide fuel. Nuclear fuel element 1 has an outer diameter of 5.4 mm, an inner diameter of 2.02 mm, and a density of 85 mm.
%T, D (, 30% by weight inside the plutonium-uranium mixed oxide fuel 2, outer diameter 2.0mm, density 85%T,,
The fuel containing natural uranium dioxide fuel 11 of D., is loaded into the cladding tube 3. The cladding tube 3 has an outer diameter s,
Blanket fuel 4 of depleted uranium dioxide fuel is arranged at both ends of the chiplutonium/uranium mixed oxide fuel stack, which is made of stainless steel with a wall thickness of 0.47 mm and contains natural uranium dioxide-30. The inside is filled with helium gas at 1 atm, and both ends are sealed with end plugs 5. Natural uranium dioxide.
プルトニウム・ウラン混合酸化物燃料よυ２８４０Ｃと
融点が高く、従って、従来例で示した核燃料要素の使用
制限線出力密度よシも約３０％高い線出力密度で使用で
き、燃料の欠は落ちの破損もなく性能も向上できる。Plutonium-uranium mixed oxide fuel has a high melting point of υ2840C, so it can be used at a linear power density that is about 30% higher than the linear power density that is the limit for the use of nuclear fuel elements shown in the conventional example, and fuel shortages can cause damage. Performance can also be improved without any problems.
また、上記第３図ないし第６図で述べたように。Also, as described in FIGS. 3 to 6 above.
３０重！−チプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料の内
側に、第２図の天然二酸化ウランの代）につ２ン２３５
含有率０．３重量％劣化二酸化ウラン燃料、１０重量％
濃縮二酸化ウラン燃料、天然二酸化トリウム等のプルト
ニウム・ウラン混合酸化物燃料よシ融点が高温の燃料を
挿入しても同様に線出力密度を高めることができる。30 weight! - Inside the chiplutonium-uranium mixed oxide fuel, there are two 235
Depleted uranium dioxide fuel containing 0.3% by weight, 10% by weight
Linear power density can be similarly increased by inserting a fuel with a high melting point, such as enriched uranium dioxide fuel or plutonium/uranium mixed oxide fuel such as natural thorium dioxide.
以上記述した如く本発明の核燃料要素は、プルトニウム
・ウラン混合酸化物燃料の溶融による核燃料要素破損を
防ぐと共に性能を向上できる効果を有するものである。As described above, the nuclear fuel element of the present invention has the effect of preventing damage to the nuclear fuel element due to melting of the plutonium-uranium mixed oxide fuel and improving performance.
第１図は本発明の核燃料要素の実施例の縦断面図、第２
図ないし第５図はそれぞれ第１図のプル挿入された場合
の燃料温度分布図、第６図は従来の核燃料要素の縦断面
図、第７図は第６図の核燃料要素の燃料温度分布図であ
る。
１・・・被覆管、２・・・プルトニウム・ウラン混合酸
化物燃料、１１・・・天然二酸化ウラン燃料。FIG. 1 is a longitudinal sectional view of an embodiment of the nuclear fuel element of the present invention, FIG.
Figures 5 to 5 are fuel temperature distribution diagrams when the pull is inserted in Figure 1, Figure 6 is a vertical cross-sectional view of a conventional nuclear fuel element, and Figure 7 is a fuel temperature distribution diagram of the nuclear fuel element in Figure 6. It is. 1... Cladding tube, 2... Plutonium-uranium mixed oxide fuel, 11... Natural uranium dioxide fuel.
Claims (1)
装填されてなるものにおいて、上記プルトニウム・ウラ
ン混合酸化物燃料の中心部に軸方向に、該プルトニウム
・ウラン混合酸化物燃料の溶融点よりも高い溶融点を有
する核燃料物質を配置したことを特徴とする核燃料要素
。 ２、上記核燃料物質が、二酸化ウラン燃料、もしくは二
酸化トリウム燃料により形成されている特許請求の範囲
第１項記載の核燃料要素。[Scope of Claims] 1. In a device in which plutonium/uranium mixed oxide fuel is loaded in a cladding tube, the plutonium/uranium mixed oxide fuel is placed in the center of the plutonium/uranium mixed oxide fuel in the axial direction. A nuclear fuel element characterized in that a nuclear fuel material having a melting point higher than that of the nuclear fuel element is disposed therein. 2. The nuclear fuel element according to claim 1, wherein the nuclear fuel material is formed from uranium dioxide fuel or thorium dioxide fuel.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61048379A JPS62206488A (en) | 1986-03-07 | 1986-03-07 | Nuclear fuel element |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61048379A JPS62206488A (en) | 1986-03-07 | 1986-03-07 | Nuclear fuel element |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62206488A true JPS62206488A (en) | 1987-09-10 |
Family
ID=12801682
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61048379A Pending JPS62206488A (en) | 1986-03-07 | 1986-03-07 | Nuclear fuel element |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62206488A (en) |
-
1986
- 1986-03-07 JP JP61048379A patent/JPS62206488A/en active Pending
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