JPS63284490A - 加圧水型原子炉用燃料要素 - Google Patents
加圧水型原子炉用燃料要素Info
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- JPS63284490A JPS63284490A JP63102324A JP10232488A JPS63284490A JP S63284490 A JPS63284490 A JP S63284490A JP 63102324 A JP63102324 A JP 63102324A JP 10232488 A JP10232488 A JP 10232488A JP S63284490 A JPS63284490 A JP S63284490A
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Classifications
-
- 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
- G21C3/06—Casings; Jackets
-
- 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
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- G21C3/16—Details of the construction within the casing
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
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- 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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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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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
【発明の詳細な説明】
本発明は、核分裂反応から電気的エネルギを発生させる
ための加圧水型原子炉で用いられる改良型核燃料容器に
関する。
ための加圧水型原子炉で用いられる改良型核燃料容器に
関する。
加圧水型原子炉システムから電気的エネルギを取出す場
合、原子炉はタービンの駆動に用いられる蒸気を生ぜし
めるための熱を発生する。加圧水型原子炉内の燃料要素
又は燃料棒は酸化ウランのような核燃料を収容する容器
又は被覆材を有するが、この核燃料は容器内に封入され
ている。
合、原子炉はタービンの駆動に用いられる蒸気を生ぜし
めるための熱を発生する。加圧水型原子炉内の燃料要素
又は燃料棒は酸化ウランのような核燃料を収容する容器
又は被覆材を有するが、この核燃料は容器内に封入され
ている。
容器の形成に使用する被覆材として種々のものが提案さ
れているが、被覆材は大抵の場合ジルコニウム合金であ
る。というのは、原子炉の運転条件下ではこれらジルコ
ニウム合金は強度及び耐食性があり、しかも中性子吸収
性が低いからであるかかる燃料要素の設計者は前々から
、ジルコニウムを基材とする被覆材の強度を増すため少
量の合金元素及び／又は格子間元素、例えば酸素又は炭
素を意図的にジルコニウムに添加している。一般に、現
行の仕様ではジルコニウム合金被覆材、例えばジルカロ
イの酸素含有量は約１０００〜１５５０重量ｐｐｍの範
囲内であると定められている。かかる酸素含有量を得る
ためには酸素を被覆材の形成に用いられるジルカロイ・
インゴットにわざわざ添加しなければならない。
れているが、被覆材は大抵の場合ジルコニウム合金であ
る。というのは、原子炉の運転条件下ではこれらジルコ
ニウム合金は強度及び耐食性があり、しかも中性子吸収
性が低いからであるかかる燃料要素の設計者は前々から
、ジルコニウムを基材とする被覆材の強度を増すため少
量の合金元素及び／又は格子間元素、例えば酸素又は炭
素を意図的にジルコニウムに添加している。一般に、現
行の仕様ではジルコニウム合金被覆材、例えばジルカロ
イの酸素含有量は約１０００〜１５５０重量ｐｐｍの範
囲内であると定められている。かかる酸素含有量を得る
ためには酸素を被覆材の形成に用いられるジルカロイ・
インゴットにわざわざ添加しなければならない。
酸素を特定の量的範囲まで添加するとジルカロイの強度
が増して所望の性質が得られるが、その反面、このよう
にして酸素が存在することになるためにペレットと被覆
の相互作用（ＰＣＩ）に対する被覆材の耐破損性が低下
することになる。１９８６年１０月１７日に出願された
本出願人の米国特許出願第９１９，９４３号で指摘され
ているように、原子炉の運転中に核燃料から核分裂性物
質が生じることに起因して管状金属被覆材が応力腐食を
惹き起こし、場合によっては破損するという問題が生じ
る。ジルコニウム合金管材料と揮発性の核分裂性物質と
が化学的に反応すると、被覆材の作用応力と相俟って、
ジルコニウム合金被覆材には応力腐食によるクラックが
生じ、その結果管壁に穴の空くことがある。ペレットと
被覆の相互作用による破損を防ぐため、被覆材の内側に
管状の内張りを使用すること、例えば燃料ペレットとジ
ルカロイ被覆材との間にジルコニウムの内張りを施すこ
とが提案されている。かかる管状の内張りは米国特許第
４，２ＱＱ、４９２号及び米国特許第４，３７２，８１
７号に記載されている形式のものである。米国特許第４
，２００．４９２号は°、内面にスポンジ・ジルコニウ
ムの障壁が冶金学的に結合されたジルコニウム合金管を
有する核燃料要素を開示している。スポンジジルコニウ
ム障壁の厚さはジルコニウム合金管の厚さの１％〜３０
％なのでジルコニウム合金管は収容した核燃料の影響か
ら保護される。スポンジ・ジルコニウムの内張りは照射
中は軟らかい状態を保って、核燃料要素の局部歪を最少
限に抑え、ジルコニウム合金管を応力腐食によるクラブ
キング又は液体金属による脆化から保護すると云われて
いる。スポンジ・ジルコニウムの内張りは不純物を１０
００〜５０００ｐｐｍ含有するが、不純物の酸素含有量
は約２００〜１２００ｐｐｍである。米国特許第４，３
７２，８１７号は米国特許第４゜２００．４９２号と関
連があるが、この米国特許の核燃料要素と類似した核燃
料要素を開示している。米国特許第４，３７２，８１７
号の請求の範囲には、ジルコニウム合金管がジルコニウ
ム以外の成分を１１０００ｐｐ以上の量含み、連続障壁
層が不純物の含有量が５００ｐｐｍ以下のジルコニウム
金属から成り、不純物の酸素含有量が約２００ｐｐｍ以
下であることが記載されている。かかる内張りはジルコ
ニウム合金被覆材をペレットと被覆の相互作用の影響と
の関連で生じる問題から保護するために使用される障壁
層として記載されている。
が増して所望の性質が得られるが、その反面、このよう
にして酸素が存在することになるためにペレットと被覆
の相互作用（ＰＣＩ）に対する被覆材の耐破損性が低下
することになる。１９８６年１０月１７日に出願された
本出願人の米国特許出願第９１９，９４３号で指摘され
ているように、原子炉の運転中に核燃料から核分裂性物
質が生じることに起因して管状金属被覆材が応力腐食を
惹き起こし、場合によっては破損するという問題が生じ
る。ジルコニウム合金管材料と揮発性の核分裂性物質と
が化学的に反応すると、被覆材の作用応力と相俟って、
ジルコニウム合金被覆材には応力腐食によるクラックが
生じ、その結果管壁に穴の空くことがある。ペレットと
被覆の相互作用による破損を防ぐため、被覆材の内側に
管状の内張りを使用すること、例えば燃料ペレットとジ
ルカロイ被覆材との間にジルコニウムの内張りを施すこ
とが提案されている。かかる管状の内張りは米国特許第
４，２ＱＱ、４９２号及び米国特許第４，３７２，８１
７号に記載されている形式のものである。米国特許第４
，２００．４９２号は°、内面にスポンジ・ジルコニウ
ムの障壁が冶金学的に結合されたジルコニウム合金管を
有する核燃料要素を開示している。スポンジジルコニウ
ム障壁の厚さはジルコニウム合金管の厚さの１％〜３０
％なのでジルコニウム合金管は収容した核燃料の影響か
ら保護される。スポンジ・ジルコニウムの内張りは照射
中は軟らかい状態を保って、核燃料要素の局部歪を最少
限に抑え、ジルコニウム合金管を応力腐食によるクラブ
キング又は液体金属による脆化から保護すると云われて
いる。スポンジ・ジルコニウムの内張りは不純物を１０
００〜５０００ｐｐｍ含有するが、不純物の酸素含有量
は約２００〜１２００ｐｐｍである。米国特許第４，３
７２，８１７号は米国特許第４゜２００．４９２号と関
連があるが、この米国特許の核燃料要素と類似した核燃
料要素を開示している。米国特許第４，３７２，８１７
号の請求の範囲には、ジルコニウム合金管がジルコニウ
ム以外の成分を１１０００ｐｐ以上の量含み、連続障壁
層が不純物の含有量が５００ｐｐｍ以下のジルコニウム
金属から成り、不純物の酸素含有量が約２００ｐｐｍ以
下であることが記載されている。かかる内張りはジルコ
ニウム合金被覆材をペレットと被覆の相互作用の影響と
の関連で生じる問題から保護するために使用される障壁
層として記載されている。
高純度で低酸素含有量のジルコニウム内張りをジルカロ
イ被覆材の内側に使用すると延性がかなり高くなるので
、ジルカロイ被覆材と燃料及び核分裂生成物との相互作
用により小さなりラックがジルカロイ被覆材の内面に生
じても内張りがクランクの広がりを妨げペレットと被覆
の相互作用と関連した問題を軽減させる。しかしながら
、かかる内張り用管材は高価なのでユーザーの費用負担
が増大することになってしまう。
イ被覆材の内側に使用すると延性がかなり高くなるので
、ジルカロイ被覆材と燃料及び核分裂生成物との相互作
用により小さなりラックがジルカロイ被覆材の内面に生
じても内張りがクランクの広がりを妨げペレットと被覆
の相互作用と関連した問題を軽減させる。しかしながら
、かかる内張り用管材は高価なのでユーザーの費用負担
が増大することになってしまう。
ペレットと被覆の相互作用の問題を解決するための対策
が他にも提案されている。たとえば、米国特許出願第５
８９，３９０号（この特許出願は１９８４年３月１４日
にレイモンド・エフ・ボイルの名儀で出願され、そして
本願出願人に譲渡された）では、ペレット被覆相互作用
に対して耐破損性があり、互いに冶金学的に接合された
ジルコニウム合金の２つの同心層又は同心管を含む複合
核燃料棒用被覆管が記載゛されている。外側の管は強度
が高く且つ耐水腐食性に優れた、例えばジルカロイ−２
又はジルカロイ−４のような在来のジルコニウム合金で
構成され、内側の管は錫を約０．２〜０．６重量％、鉄
を０．３〜０．１１重量％及び酸素を最高約３５０ｐｐ
ｍ含有したジルコニウム合金で構成されている。この複
合被覆材を用いた燃料要素には約２〜５気圧（２９，４
〜７３．５ｐｓｉ又は０．２０３〜０．５０７ＭＰａ）
まで加圧された不活性ガス、例えばヘリウムが入ってい
る。かかるヘリウムの加圧を行なうのは主として燃料棒
内の熱伝達を良好にするためである。
が他にも提案されている。たとえば、米国特許出願第５
８９，３９０号（この特許出願は１９８４年３月１４日
にレイモンド・エフ・ボイルの名儀で出願され、そして
本願出願人に譲渡された）では、ペレット被覆相互作用
に対して耐破損性があり、互いに冶金学的に接合された
ジルコニウム合金の２つの同心層又は同心管を含む複合
核燃料棒用被覆管が記載゛されている。外側の管は強度
が高く且つ耐水腐食性に優れた、例えばジルカロイ−２
又はジルカロイ−４のような在来のジルコニウム合金で
構成され、内側の管は錫を約０．２〜０．６重量％、鉄
を０．３〜０．１１重量％及び酸素を最高約３５０ｐｐ
ｍ含有したジルコニウム合金で構成されている。この複
合被覆材を用いた燃料要素には約２〜５気圧（２９，４
〜７３．５ｐｓｉ又は０．２０３〜０．５０７ＭＰａ）
まで加圧された不活性ガス、例えばヘリウムが入ってい
る。かかるヘリウムの加圧を行なうのは主として燃料棒
内の熱伝達を良好にするためである。
もう一つの対、策として、米国特許出願第７９０．Ｇ。
５号（この特許出願は１９８５年１０月２２日にジョン
・ピー・フォスター及びジョー９・ピー・サボルの名儀
で出願され、そして本願出願人に譲渡された）では、好
ましくは全体に亙り冷間加工され且つ応力除去された微
細構造を有する単一のジルコニウム合金で構成された被
覆管が記載されているが、かかる米国特許出願を本明細
書の一部を形成するものとして引用する。この被覆材は
元素組成、及び微細構造中の再結晶化等軸晶系粒子が１
０容量％以下で、好ましくは観察しつるほど存在しない
ので、機械的性質が良好であるばかりか耐水腐食性も優
れ、しかもペレット被覆相互作用によるクシツクの伝播
を抑える能力も優れている。ジルコニウム合金の不純物
含有量は１５００重量ｐｐｍ以下であり、不純物の酸素
含有量は６００ｐｐｍ以下、好ましくは４００ｐｐｍ以
下である。
・ピー・フォスター及びジョー９・ピー・サボルの名儀
で出願され、そして本願出願人に譲渡された）では、好
ましくは全体に亙り冷間加工され且つ応力除去された微
細構造を有する単一のジルコニウム合金で構成された被
覆管が記載されているが、かかる米国特許出願を本明細
書の一部を形成するものとして引用する。この被覆材は
元素組成、及び微細構造中の再結晶化等軸晶系粒子が１
０容量％以下で、好ましくは観察しつるほど存在しない
ので、機械的性質が良好であるばかりか耐水腐食性も優
れ、しかもペレット被覆相互作用によるクシツクの伝播
を抑える能力も優れている。ジルコニウム合金の不純物
含有量は１５００重量ｐｐｍ以下であり、不純物の酸素
含有量は６００ｐｐｍ以下、好ましくは４００ｐｐｍ以
下である。
本発明の目的は、ジルコニウム又はジルコニウム合金一
体液覆材を用いるが、該被覆材に内張り又は被覆を施す
必要がなく、或いは被覆材を特定の粒子構造にする必要
がない核燃料要素を提供することにある。
体液覆材を用いるが、該被覆材に内張り又は被覆を施す
必要がなく、或いは被覆材を特定の粒子構造にする必要
がない核燃料要素を提供することにある。
本発明の加圧水型原子炉用核燃料要素はジルコニウム又
はジルコニウム合金の単一層から成る被覆材を有する。
はジルコニウム合金の単一層から成る被覆材を有する。
ジルコニウム又はジルコニウム合金の合金材料含有量、
酸素含有量はそれぞれ４重量％、６００重量ｐｐｍ以下
でなければならない。かかる合金の使用に起因する強度
の低下を補償するために、核燃料を含む密閉された被覆
容器はヘリウム雰囲気で１５０〜５００ｐｓ ｉ （
１，０３〜３．４５ＭＰａ）まで加圧される。
酸素含有量はそれぞれ４重量％、６００重量ｐｐｍ以下
でなければならない。かかる合金の使用に起因する強度
の低下を補償するために、核燃料を含む密閉された被覆
容器はヘリウム雰囲気で１５０〜５００ｐｓ ｉ （
１，０３〜３．４５ＭＰａ）まで加圧される。
本発明は添付図面に例示的に示すに過ぎない好ましい実
施例についての以下の説明から一層容易に明らかになろ
う。
施例についての以下の説明から一層容易に明らかになろ
う。
本発明によれば、（１）ペレット被覆相互作用による破
損を防ぐには強度よりも延性を高くすることが重要であ
ること、及び（２） クラッドに作用する実質的な応力
を減じるために燃料要素の内部をヘリウムで加圧するこ
とにより強度の低下をかなりの程度まで補償することが
できるということを認識することにより、単一のジルコ
ニウム被覆材を用いて、ジルコニウム合金被覆材に通常
関連するペレット被覆相互作用の問題点を解消する。本
発明は酸素及び合金元素含有量が低いジルコニウム被覆
材料を使用するが、通常、酸素含有量が低いことに起因
する強度の低下は内部を加圧するヘリウムガスによって
補償される。
損を防ぐには強度よりも延性を高くすることが重要であ
ること、及び（２） クラッドに作用する実質的な応力
を減じるために燃料要素の内部をヘリウムで加圧するこ
とにより強度の低下をかなりの程度まで補償することが
できるということを認識することにより、単一のジルコ
ニウム被覆材を用いて、ジルコニウム合金被覆材に通常
関連するペレット被覆相互作用の問題点を解消する。本
発明は酸素及び合金元素含有量が低いジルコニウム被覆
材料を使用するが、通常、酸素含有量が低いことに起因
する強度の低下は内部を加圧するヘリウムガスによって
補償される。
使用する金属被覆材料は酸素含有量が６００重量ｐｐｍ
以下の状態で酸素を含む合金材料を４重量％以下含むジ
ルコニウム又はジルコニウム合金である。かかるジルコ
ニウム合金はニオブ、錫、鉄、クロム、ニッケル、モリ
ブデン、銅、バナジウム等の元素及び酸素を含むことが
ある。特に有効な合金はニオブを約１〜３重量％、好ま
しくは２．５重量％含有したジルコニウム合金及び錫を
約１．２〜１．７重量％、鉄を０．０７〜０．２重量％
、ニッケルを０〜０．８重量％、クロムを０．０５〜０
．１５重量％含有したジルコニウム合金である。後者の
ジルコニウム合金の例としては、錫を約１．２〜１．７
重量％、鉄を０．０７〜０．２重量％、クロムを０．０
５〜０．１５重量％、ニッケルを０．０３〜０．０８重
量％含有し、残部がジルコニウムのジルカロイ−２、及
び錫を約１．２〜１．７重量％、鉄を０．１２〜０．１
８重量％、クロムを０．０５〜０．１５重量％含有し、
残部がジルコニウムのジルカロイ−４が挙げられる。し
かしながら、ジルコニウム又はジルコニウム合金の酸素
含有量は約６０ ′Ｏｐ ｐ ｍ以下、例えば５０〜６
００Ｐｐｍでなければならない。
以下の状態で酸素を含む合金材料を４重量％以下含むジ
ルコニウム又はジルコニウム合金である。かかるジルコ
ニウム合金はニオブ、錫、鉄、クロム、ニッケル、モリ
ブデン、銅、バナジウム等の元素及び酸素を含むことが
ある。特に有効な合金はニオブを約１〜３重量％、好ま
しくは２．５重量％含有したジルコニウム合金及び錫を
約１．２〜１．７重量％、鉄を０．０７〜０．２重量％
、ニッケルを０〜０．８重量％、クロムを０．０５〜０
．１５重量％含有したジルコニウム合金である。後者の
ジルコニウム合金の例としては、錫を約１．２〜１．７
重量％、鉄を０．０７〜０．２重量％、クロムを０．０
５〜０．１５重量％、ニッケルを０．０３〜０．０８重
量％含有し、残部がジルコニウムのジルカロイ−２、及
び錫を約１．２〜１．７重量％、鉄を０．１２〜０．１
８重量％、クロムを０．０５〜０．１５重量％含有し、
残部がジルコニウムのジルカロイ−４が挙げられる。し
かしながら、ジルコニウム又はジルコニウム合金の酸素
含有量は約６０ ′Ｏｐ ｐ ｍ以下、例えば５０〜６
００Ｐｐｍでなければならない。
燃料要素は上述の被覆材から形成した容器内に所定量の
核燃料及び加圧ヘリウムを密封して構成される。核燃料
は二酸化ウラン、二酸化ウランと二酸化プルトニウムの
混合物、又はウラニウム２３５同位体を濃縮した二酸化
ウランを含み、全体的にディスク状の円筒形焼結ペレッ
トの形をしている。
核燃料及び加圧ヘリウムを密封して構成される。核燃料
は二酸化ウラン、二酸化ウランと二酸化プルトニウムの
混合物、又はウラニウム２３５同位体を濃縮した二酸化
ウランを含み、全体的にディスク状の円筒形焼結ペレッ
トの形をしている。
上述したように、ジルコニウム又はジルコニウム合金被
覆材料中には少量であるが酸素が含有されているために
金属被覆材の引張り強度が低下することになる。たとえ
ば、約１２００ＰＰｍの酸素を含む被覆材では降伏強さ
は約４５．ｏｏｏｐｓｉ （３１０ＭＰａ）、約６００
ｐｐｍの酸素を含む被覆材では降伏強さは約３６，００
０ｐｓｉ（２４８ＭＰａ）、約５０ｐｐｍの酸素を含む
被覆材では降伏強さは約２５，０００ｐｓｉ （１７２
ＭＰａ）である。しかしながら、本発明によれば、被覆
材の降伏強度の低下は密閉された金属容器内を加圧ヘリ
ウム雰囲気にすることにより相殺されるので降伏強度の
低下は実質的には補償される。被覆容器内に封入された
ヘリウム雰囲気は室温（２０°Ｃ）では最小圧力が１５
０ｐｓｉ （１０．２気圧又は１．０３ＭＰａ）、最大
圧力が５００ｐｓｉ （３４気圧又は３．４５ＭＰａ）
でなければならず、好ましくは２００〜５００ｐＳｉ（
１，３８〜３．４５ＭＰａ）である。加圧水型原子炉の
運転中に燃料要素内の圧力は周囲の非運転条件における
圧力の２．５倍になる。かくして、初期圧力を１５０ｐ
ｓｉ （ｔ、０３ＭＰａ）にすれば被覆材が少量といえ
ども酸素を含有していることに起因する被覆材の強度の
低下は十分補償される。初期圧力を約５００ｐｓｉ （
３，４５ＭＰａ）にすると運転中の圧力は約１２５０ｐ
ｓ ｉ（８，６２ＭＰａ）になるが、核分裂反応中に生
じるガスにより圧力が増大することを考慮して、過剰圧
力の発生又は被覆材の壁の破裂を防ぐために初期圧力を
５００ｐｓｉ以上にするべきではない。
覆材料中には少量であるが酸素が含有されているために
金属被覆材の引張り強度が低下することになる。たとえ
ば、約１２００ＰＰｍの酸素を含む被覆材では降伏強さ
は約４５．ｏｏｏｐｓｉ （３１０ＭＰａ）、約６００
ｐｐｍの酸素を含む被覆材では降伏強さは約３６，００
０ｐｓｉ（２４８ＭＰａ）、約５０ｐｐｍの酸素を含む
被覆材では降伏強さは約２５，０００ｐｓｉ （１７２
ＭＰａ）である。しかしながら、本発明によれば、被覆
材の降伏強度の低下は密閉された金属容器内を加圧ヘリ
ウム雰囲気にすることにより相殺されるので降伏強度の
低下は実質的には補償される。被覆容器内に封入された
ヘリウム雰囲気は室温（２０°Ｃ）では最小圧力が１５
０ｐｓｉ （１０．２気圧又は１．０３ＭＰａ）、最大
圧力が５００ｐｓｉ （３４気圧又は３．４５ＭＰａ）
でなければならず、好ましくは２００〜５００ｐＳｉ（
１，３８〜３．４５ＭＰａ）である。加圧水型原子炉の
運転中に燃料要素内の圧力は周囲の非運転条件における
圧力の２．５倍になる。かくして、初期圧力を１５０ｐ
ｓｉ （ｔ、０３ＭＰａ）にすれば被覆材が少量といえ
ども酸素を含有していることに起因する被覆材の強度の
低下は十分補償される。初期圧力を約５００ｐｓｉ （
３，４５ＭＰａ）にすると運転中の圧力は約１２５０ｐ
ｓ ｉ（８，６２ＭＰａ）になるが、核分裂反応中に生
じるガスにより圧力が増大することを考慮して、過剰圧
力の発生又は被覆材の壁の破裂を防ぐために初期圧力を
５００ｐｓｉ以上にするべきではない。
実験結果として、表１は酸素を少量含有した被覆材の降
伏強さの低下が内部ヘリウム圧力により相殺されている
ことを示している。分類Ａは、酸素含有量が多く（約１
２００ｐｐｍ）、降伏強さくホット）が約４５０００ｐ
ｓｉ （３１０ＭＰａ）の従来の非加圧被覆材を示し、
分類Ｂ、Ｃは酸素含有量が少なく（約６００ｐｐｍ）、
降伏強さが約３６，０ＯＯｐｓｉ （２４８ＭＰａ）の
被覆材を示している。酸素含有量の少ない被覆材を用い
た場合、強度の低下は９０００ｐｓｉ （６２ＭＰａ）
、換言すると、約２０％である。
伏強さの低下が内部ヘリウム圧力により相殺されている
ことを示している。分類Ａは、酸素含有量が多く（約１
２００ｐｐｍ）、降伏強さくホット）が約４５０００ｐ
ｓｉ （３１０ＭＰａ）の従来の非加圧被覆材を示し、
分類Ｂ、Ｃは酸素含有量が少なく（約６００ｐｐｍ）、
降伏強さが約３６，０ＯＯｐｓｉ （２４８ＭＰａ）の
被覆材を示している。酸素含有量の少ない被覆材を用い
た場合、強度の低下は９０００ｐｓｉ （６２ＭＰａ）
、換言すると、約２０％である。
以 下 余 白
表に示すように、分類Ａにおける差圧ΔＰ（ホット）は
２２５０ｐｓｉ （１５，５ＭＰａ）である。しかしな
がら、内部圧力（コールド）が２００ｐｓ ｉ （１，
３８ＭＰａ）の分類Ｂでは、差圧ΔＰ（ホット）は１７
５０ｐｓｉ （１２，１ＭＰａ）となり、分類Ａと比
較して、（２２５０−１７５０）／２２５０、即ち約２
２％改善される。
２２５０ｐｓｉ （１５，５ＭＰａ）である。しかしな
がら、内部圧力（コールド）が２００ｐｓ ｉ （１，
３８ＭＰａ）の分類Ｂでは、差圧ΔＰ（ホット）は１７
５０ｐｓｉ （１２，１ＭＰａ）となり、分類Ａと比
較して、（２２５０−１７５０）／２２５０、即ち約２
２％改善される。
内部圧力（コールド）が５００ｐｓｉ （３，５４ＭＰ
ａ）の分類Ｃでは、差圧ΔＰ（ホット）は１０００ｐｓ
ｉ （６，９ＭＰａ）となり、分類Ａと比較して、（２
２５０−１０００）／２２５０、即ち約５５％改善され
、したがって被覆材が酸素を少量含有していることに起
因する降伏強さの低下は十二分に補償される。
ａ）の分類Ｃでは、差圧ΔＰ（ホット）は１０００ｐｓ
ｉ （６，９ＭＰａ）となり、分類Ａと比較して、（２
２５０−１０００）／２２５０、即ち約５５％改善され
、したがって被覆材が酸素を少量含有していることに起
因する降伏強さの低下は十二分に補償される。
かくして、管状被覆材内部のヘリウムの圧力により、酸
素含有量の少ない被覆材の使用により生じる降伏強さの
低下が相殺される。内部圧力は、被覆材中の酸素含有量
が少ない場合には１５０〜５００ｐｓｉ （１，０３〜
３．４５ＭＰａ）の範囲の上限の方にあり、酸素含有量
が５０〜６００ｐｐｍの範囲の上限の方にある場合には
１５０〜５００ｐｓｉの範囲の下限の方にあるべきであ
る。要するに、従来型のものよりも酸素含有量が少ない
ことによる被覆材の降伏強さの低下は、燃料要素内に加
圧されたヘリウム雰囲気を用いることにより、実質的に
相殺される。
素含有量の少ない被覆材の使用により生じる降伏強さの
低下が相殺される。内部圧力は、被覆材中の酸素含有量
が少ない場合には１５０〜５００ｐｓｉ （１，０３〜
３．４５ＭＰａ）の範囲の上限の方にあり、酸素含有量
が５０〜６００ｐｐｍの範囲の上限の方にある場合には
１５０〜５００ｐｓｉの範囲の下限の方にあるべきであ
る。要するに、従来型のものよりも酸素含有量が少ない
ことによる被覆材の降伏強さの低下は、燃料要素内に加
圧されたヘリウム雰囲気を用いることにより、実質的に
相殺される。
本発明による加圧水型原子炉用燃料要素が添付の図面に
示されている。第１図に示すように、加圧水型原子炉用
燃料要素１は核燃料物質５を収容した金属被覆管状部材
３を有する。核燃料物質５は一般に、二酸化ウラン又は
その他の核燃料の焼結円筒体７として形成されているが
、この核燃料物質５は、ジルコニウム又はジルコニウム
合金で作られ且つ、被覆材に溶接された下部端栓９及び
同様にジルコニウム又はジルコニウム合金で作られ且つ
、被覆材に溶接された上部端栓１１によって被覆管状部
材３内に保持されている。最も上方の燃料ペレット５”
と上部端栓１１どの間には空所又はブレナム１３が形成
され、このブレナム１３の中にはスプリング１５のよう
な付勢手段が上部端栓及び最も上方のペレットに接触し
た状態で挿入されているのでペレットは被覆材の内に拘
束される。
示されている。第１図に示すように、加圧水型原子炉用
燃料要素１は核燃料物質５を収容した金属被覆管状部材
３を有する。核燃料物質５は一般に、二酸化ウラン又は
その他の核燃料の焼結円筒体７として形成されているが
、この核燃料物質５は、ジルコニウム又はジルコニウム
合金で作られ且つ、被覆材に溶接された下部端栓９及び
同様にジルコニウム又はジルコニウム合金で作られ且つ
、被覆材に溶接された上部端栓１１によって被覆管状部
材３内に保持されている。最も上方の燃料ペレット５”
と上部端栓１１どの間には空所又はブレナム１３が形成
され、このブレナム１３の中にはスプリング１５のよう
な付勢手段が上部端栓及び最も上方のペレットに接触し
た状態で挿入されているのでペレットは被覆材の内に拘
束される。
核燃料ペレット７と被覆材の内面１９との間にはすきま
空間又はギャップ１７が形成されている。このすきま空
間１７は、核燃料ペレット７の外径を被覆材３の内径よ
りも約０．００８インチ（０．０２０ｃｍ）小さくする
ことにより得られる。核燃料円筒形ペレット７は一般に
、使用中の燃料ペレット７の中央部分の相対的な軸方向
膨張を最少限に抑えるために凹面に形成された端部２１
を有している。また、各ペレットの端２３は第２図に示
すように面取りされている。
空間又はギャップ１７が形成されている。このすきま空
間１７は、核燃料ペレット７の外径を被覆材３の内径よ
りも約０．００８インチ（０．０２０ｃｍ）小さくする
ことにより得られる。核燃料円筒形ペレット７は一般に
、使用中の燃料ペレット７の中央部分の相対的な軸方向
膨張を最少限に抑えるために凹面に形成された端部２１
を有している。また、各ペレットの端２３は第２図に示
すように面取りされている。
核燃料ペレットを管状被覆材内に入れ、スプリング１５
を定位置にセットすると、管の内部はヘリウムガスによ
り周囲温度において１５０〜５００ｐｓｉ （１，０３
〜３．４５ＭＰａ）の圧力まで加圧されるが、このヘリ
ウムガスはすきま空間又はギャップ１７を通ってブレナ
ム１３に流入するので管状被覆材３の内壁１９には外方
向の圧力がかかる。
を定位置にセットすると、管の内部はヘリウムガスによ
り周囲温度において１５０〜５００ｐｓｉ （１，０３
〜３．４５ＭＰａ）の圧力まで加圧されるが、このヘリ
ウムガスはすきま空間又はギャップ１７を通ってブレナ
ム１３に流入するので管状被覆材３の内壁１９には外方
向の圧力がかかる。
かかる燃料要素の横断面寸法を述べると、被覆材３の外
径は約０．４１９インチ（１，０６ｃｍ）、被覆材の単
一の壁の厚さは約０．０２２インチ（０．０５７ｃｍ）
である。
径は約０．４１９インチ（１，０６ｃｍ）、被覆材の単
一の壁の厚さは約０．０２２インチ（０．０５７ｃｍ）
である。
したがって、被覆材の内径は約０．３７５インチ（０．
９６ｃｎ）になるが、これにより長さが約０．４〜０．
６インチ（１，０２〜１．５２ｃｍ）、長さ対直径の比
が１．７：１以下、好ましくは約１．２：１の円筒形核
燃料ペレットが収容できるが、ペレット７と被覆材の内
面１９との間にギャップ１７を形成するためにペレット
の直径は被覆材の内径よりも約ｏ、ｏｏｏａインチ（０
．００２０ｃｍ）小さくする。
９６ｃｎ）になるが、これにより長さが約０．４〜０．
６インチ（１，０２〜１．５２ｃｍ）、長さ対直径の比
が１．７：１以下、好ましくは約１．２：１の円筒形核
燃料ペレットが収容できるが、ペレット７と被覆材の内
面１９との間にギャップ１７を形成するためにペレット
の直径は被覆材の内径よりも約ｏ、ｏｏｏａインチ（０
．００２０ｃｍ）小さくする。
第１図は、本発明の加圧水型原子炉用燃料要素の部分断
面概略図である。 第２図は、第１図の燃料要素の直径方向且つ方向平面に
おける拡大横断面図である。 １は加圧水型原子炉用核燃料要素、３は被覆材又は被覆
管状部材、５は核燃料物質、７は核燃料ペレット、９は
下部端栓、１１は上部端栓、１３は空所又はブレナム、
１５はスプリング、１フはすきま空間又はギャップ、１
９は被覆材の内面、２１は凹状端部、２３は面取り端部
である。
面概略図である。 第２図は、第１図の燃料要素の直径方向且つ方向平面に
おける拡大横断面図である。 １は加圧水型原子炉用核燃料要素、３は被覆材又は被覆
管状部材、５は核燃料物質、７は核燃料ペレット、９は
下部端栓、１１は上部端栓、１３は空所又はブレナム、
１５はスプリング、１フはすきま空間又はギャップ、１
９は被覆材の内面、２１は凹状端部、２３は面取り端部
である。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 （１）内壁を備え且つ本質的にジルコニウム又はジルコ
ニウム合金から選択された被覆材料から成る細長い密閉
管状被覆容器と、前記内壁との間にギャップを形成した
状態で前記被覆容器内に封入された核燃料物質とを有し
、前記密閉容器のギャップ内にはヘリウムガス雰囲気が
存在する加圧水型原子炉用核燃料要素において、前記被
覆材料は、酸素含有量が６００重量ｐｐｍ以下の合金材
料を４重量％以下含有し、前記ヘリウムガスは周囲温度
において１５０〜５００ｐｓｉ（１．０３〜３．４５Ｍ
Ｐａ）の圧力まで加圧されていることを特徴とする加圧
水型原子炉用核燃料要素。 （２）前記被覆材料はジルコニウム金属であることを特
徴とする請求項第（１）項記載の加圧水型原子炉用核燃
料要素。 （３）前記被覆材料はジルコニウム合金であることを特
徴とする請求項第（１）項記載の加圧水型原子炉用核燃
料要素。 （４）前記ジルコニウム合金はニオブを約２．５重量％
含有することを特徴とする請求項第（３）項記載の加圧
水型原子炉用核燃料要素。 （５）前記ジルコニウム合金は、錫を約１．２〜１．７
重量％、鉄を０．０７〜０．２０重量％、ニッケルを０
〜０．８重量％及びクロムを０．０５〜０．１５重量％
含有することを特徴とする請求項第（３）項記載の加圧
水型原子炉用核燃料要素（６）前記ジルコニウム合金は
ジルカロイ−２であることを特徴とする請求項第（５）
項記載の加圧水型原子炉用核燃料要素。 （７）前記ジルコニウム合金はジルカロイ−４であるこ
とを特徴とする請求項第（５）項記載の加圧水型原子炉
用核燃料要素。 （８）前記管状被覆容器の壁厚は約０．０２２インチ（
０．０５７ｃｍ）であることを特徴とする請求項第（１
）項記載の加圧水型原子炉用核燃料要素。 （９）前記核燃料物質は、長さが約０．４〜００６イン
チ（１．０２〜１．５２ｃｍ）、長さ対直径の比が約１
．２：１の円筒形ペレット状に構成されていることを特
徴とする請求項第（８）項記載の加圧水型原子炉用核燃
料要素。 （１０）前記ヘリウムガスは周囲温度において２００〜
５００ｐｓｉ（１．３８〜３．４５ＭＰａ）の圧力まで
加圧されていることを特徴とする請求項第（１）項記載
の加圧水型原子炉用核燃料要素。 （１１）内壁を備え且つ本質的に錫を約１．２〜１．７
重量％、鉄を０．０７〜０．２０重量％、ニッケルを０
〜０．８重量％及びクロムを０．０５〜０．１５重量％
含有するジルコニウム合金から成る細長い密閉管状被覆
容器と、前記被覆容器内に封入された核燃料物質の円筒
形ペレットとを有し、前記ペレットの外径は前記ペレッ
トと前記内壁との間にギャップを形成するように管状被
覆容器の内径よりも約０．００８インチ（０．０２０ｃ
ｍ）小さく、さらに、前記容閉容器の前記ギャップ内に
はヘリウムガス雰囲気が存在し、前記ジルコニウム合金
は、酸素含有量が６００重量ｐｐｍ以下の合金材料を総
計４重量％以下含有し、前記ヘリウムガスは周囲温度に
おいて１５０〜５００ｐｓｉ（１．３８〜３．４５ＭＰ
ａ）の圧力まで加圧されていることを特徴とする加圧水
型原子炉用燃料要素。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US042,190 | 1987-04-24 | ||
| US07/042,190 US4778648A (en) | 1987-04-24 | 1987-04-24 | Zirconium cladded pressurized water reactor nuclear fuel element |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63284490A true JPS63284490A (ja) | 1988-11-21 |
Family
ID=21920540
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63102324A Pending JPS63284490A (ja) | 1987-04-24 | 1988-04-25 | 加圧水型原子炉用燃料要素 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4778648A (ja) |
| EP (1) | EP0287875B1 (ja) |
| JP (1) | JPS63284490A (ja) |
| KR (1) | KR970003770B1 (ja) |
| DE (1) | DE3881097T2 (ja) |
| ES (1) | ES2040771T3 (ja) |
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|---|---|---|---|---|
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