WO2017033276A1 - 軽水炉用燃料棒及び燃料集合体 - Google Patents

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WO2017033276A1
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cladding tube
end plug
fuel
core
inclined surface
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良 石橋
良幸 高森
旭東 張
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株式会社日立製作所
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a fuel assembly loaded in a reactor core, and more particularly, to a reactor fuel rod and a fuel assembly loaded in a light water reactor core.
  • a fuel assembly is loaded as a reactor fuel in a light water reactor core such as a boiling water reactor (BWR) or a pressurized water reactor (PWR).
  • a fuel assembly is one in which a plurality of nuclear fuel rods (also simply referred to as fuel rods) loaded with uranium fuel are aligned and supported by an upper tie plate and a lower tie plate.
  • Each reactor fuel rod is filled with uranium fuel pellets in a fuel cladding tube having a length of about 4 m, and both ends thereof are sealed with end plugs.
  • Zirconium alloy Zirconium alloy (Zircaloy), which has a small thermal neutron absorption cross section and excellent corrosion resistance, has been used as the material for fuel cladding tubes and end plugs. It has excellent neutron economy and is safe in a normal reactor environment. Has been used.
  • LOCA loss of coolant accident
  • various safety measures including, for example, an emergency core cooling system (ECCS) are taken.
  • ECCS emergency core cooling system
  • Attempts to enhance safety are not limited to system design, but are also being considered for materials that make up the core.
  • SiC silicon carbide
  • SiC is excellent in corrosion resistance, has a high thermal conductivity, and has a small thermal neutron absorption cross section, and therefore, research and development is progressing as a promising material for fuel cladding tubes and end plugs.
  • the oxidation rate of SiC in a high-temperature steam environment exceeding 1300 ° C is two orders of magnitude lower than the oxidation rate of zirconium alloys, so that even if a loss of coolant accident (LOCA) occurs, hydrogen production is greatly reduced. Can be expected.
  • LOCA loss of coolant accident
  • Patent Document 1 has been proposed in which the fuel cladding tube and the end plug are made of SiC.
  • a fuel cladding tube and end plugs for sealing both ends of the fuel cladding tube are formed of a silicon carbide fiber reinforced composite material reinforced with silicon carbide long fibers, A configuration is disclosed in which at least a portion in contact with the reactor water is directly joined without intervening different materials.
  • the side that contacts the reactor water (the outer peripheral surface side of the fuel cladding tube) of the portion where the fuel cladding tube and the end plug are joined directly joins without dissimilar materials and does not contact the reactor water (fuel coating)
  • a dissimilar material a mixture of titanium silicon carbide and titanium silicide, or silicon carbide containing aluminum and yttrium.
  • the reactor is repeatedly started and stopped every operation cycle. For this reason, the pressure difference between the inside and outside of the fuel rod fluctuates, and a load is repeatedly applied to the joint between the fuel cladding tube and the end plug, and there is a concern that crack generation and crack propagation occur. Also, in the event of an earthquake or an unexpected fall accident, a greater bending load is applied to the fuel rod than during normal operation.
  • the end plug joint portion which constitutes the fuel rod and is connected to the solid end plug and the hollow fuel cladding tube, is a region where the cross-sectional area changes abruptly. Therefore, when a bending load is applied while the end plug is fixed, stress concentrates on the end plug joint.
  • the present invention provides a crack that penetrates the fuel cladding tube or the end plug even if a crack occurs in the joint portion between the fuel cladding tube and the end plug made of a ceramic material.
  • An object of the present invention is to provide a fuel rod and a fuel assembly for a light water reactor that can prevent this.
  • a fuel rod for a light water reactor accommodates a cylindrical cladding tube made of a ceramic material as a base material, a core formed of the same material as the cladding tube, and the core.
  • An end plug having a continuous curved concave portion, and the end plug is formed of the same material as that of the cladding tube, and an inclined surface formed at an end portion of the cladding tube and an end portion of the end plug. Inclined surfaces formed in contact with each other and joined by a metal joining material, and the core is supported by the core.
  • the fuel assembly according to the present invention is a fuel assembly in which a plurality of fuel rods are bundled by a spacer and loaded into a reactor core, and the fuel rod is a cylindrical material based on a ceramic material.
  • the inclined surface formed at the end of the cladding tube and the inclined surface formed at the end of the end plug are in contact with each other and bonded by a metal bonding material, and the core supports the bonded portion. It is characterized by doing.
  • FIG. 1 is a partial cross-sectional schematic view of a nuclear reactor fuel rod according to an embodiment of the present invention. It is an expanded sectional schematic diagram which shows an example of the junction part of the fuel cladding tube and end plug of a comparative example. It is an expanded sectional schematic diagram which shows the other example of the junction part of the fuel cladding tube and end plug of a comparative example.
  • FIG. 2 is an enlarged schematic cross-sectional view showing an example of a joint portion between a fuel cladding tube and a lower end plug shown in FIG. 1. It is an expanded sectional schematic diagram which shows the other example of the junction part of the fuel cladding tube and lower end plug shown in FIG.
  • FIG. 2 is a side view and a front view of the fuel cladding tube shown in FIG.
  • FIG. 1 an enlarged cross-sectional view showing the joint shape of the fuel cladding tube. It is an expanded sectional view which shows the side view and front view of a lower end plug shown in FIG. 1, and the junction part shape of a lower end plug.
  • FIG. 8 is a side view and a front view of a core disposed in a region including a joint portion inside the fuel cladding tube and the lower end plug shown in FIGS. 6 and 7. It is a partial cross section schematic diagram of the nuclear reactor fuel rod concerning other embodiments of the present invention.
  • FIG. 10 is an enlarged schematic cross-sectional view showing an example of a joint portion between the fuel cladding tube and the lower end plug shown in FIG. 9.
  • FIG. 9 an enlarged schematic cross-sectional view showing an example of a joint portion between the fuel cladding tube and the lower end plug shown in FIG. 9.
  • FIG. 10 is an enlarged schematic cross-sectional view showing another example of a joint portion between the fuel cladding tube and the lower end plug shown in FIG. 9. It is a longitudinal cross-sectional schematic diagram of the fuel assembly which concerns on one Embodiment of this invention.
  • FIG. 13 is a cross-sectional view of the fuel assembly shown in FIG. It is a cross-sectional schematic diagram which shows an example of the cell of a boiling water reactor.
  • 1 is a partially transparent external perspective view of a fuel assembly loaded in a pressurized water reactor.
  • FIG. It is a cross-sectional schematic diagram which shows an example of the cell of a pressurized water reactor.
  • FIG. 1 is a partial cross-sectional schematic view of a nuclear reactor fuel rod according to an embodiment of the present invention.
  • a nuclear fuel rod 10a according to this embodiment includes a fuel cladding tube 11, and a lower end plug 12a and an upper end plug 12b that are joined to both ends of the fuel cladding tube 11 and seal the fuel cladding tube 11, A plurality of fuel pellets 13 are filled in the cladding tube 11.
  • the nuclear reactor fuel rod 10 a includes a plenum spring 15 for fixing a plurality of fuel pellets 13 filled in a cylindrical fuel cladding tube 11.
  • the upper end portion of the plenum spring 15 is connected to the upper end plug 12 b, and the lower end portion of the plenum spring 15 presses the fuel pellet 13.
  • the fuel cladding tube 11, the upper end plug 12a, and the lower end plug 12b are comprised using a ceramic material as a base material, and the case where it comprises with a silicon carbide (SiC) material below is demonstrated to an example.
  • SiC silicon
  • FIG. 2 is an enlarged schematic cross-sectional view showing an example of a joint portion between a fuel cladding tube and an end plug of a comparative example.
  • a joint portion between the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12 a is shown as an example of the joint portion, but the joint portion between the upper end plug 12 b and the fuel cladding tube 11 has a similar structure.
  • the fuel pellets 13 filled in the fuel cladding tube 11 are omitted for convenience in order to more easily show the joint portion between the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a. As shown in FIG.
  • the lower end plug 12 a has a solid cylindrical shape, and has an insertion straight body portion 12 c that protrudes into the fuel cladding tube 11 in a region excluding the outer edge portion.
  • the outer diameter of the insertion straight body 12 c is slightly smaller than the inner diameter of the fuel cladding tube 11, and the outer diameter of the lower end plug 12 a is substantially equal to the outer diameter of the fuel cladding tube 11.
  • the lower end plug 12a has a flat upper surface between the insertion straight body 12c and the periphery (outer edge) of the rising portion of the insertion straight body 12c, and is substantially in the axial direction of the fuel cladding tube 11.
  • An annular step portion extending vertically is formed.
  • the annular stepped portion having a flat upper surface faces the lower end surface of the fuel cladding tube 11 and forms a butting surface 12d that is joined to the lower end surface of the fuel cladding tube 11 via the metal bonding material 20.
  • a hollow cylindrical fuel cladding tube 11 filled with fuel pellets 13 (not shown) is filled therein.
  • a pressure difference between the inside and the outside that is, a pressure difference between inside and outside occurs.
  • the repetitive stress caused by the internal / external pressure difference is concentrated particularly in the vicinity of the metal bonding material 20 having the dissimilar material interface, and there is a possibility that cracks are generated and propagated due to fatigue.
  • the lower end plug 12a functions as a fixed end, and the gap between the outer peripheral surface of the insertion straight body 12c and the inner peripheral surface of the fuel cladding tube 11 is obtained. Is large, the stress is concentrated in the vicinity of the metal bonding material 20 existing in the rising portion of the insertion straight body 12c where the cross-sectional area changes rapidly, and there is a possibility that a crack is generated and propagates. Note that the above-described repetitive stress during normal operation particularly acts so that the hollow cylindrical fuel cladding tube 11 is pushed outward.
  • the hollow cylindrical fuel cladding tube 11 is pushed and expanded in a direction in which the inner diameter and the outer diameter of the fuel cladding tube 11 are expanded by repeated stress.
  • the amount of displacement of the fuel cladding tube 11 increases from the abutting surface 12d of the lower end plug 12a, particularly the rising portion of the insertion straight body 12c, toward the upper side in FIG. Therefore, the portion where cracks are most likely to occur due to the influence of repeated stress is the insertion straight cylinder of the metal bonding material 20 existing in the gap between the inner peripheral surface of the fuel cladding tube 11 and the insertion straight cylinder portion 12c. It becomes near the uppermost part of the metal bonding material 20 in contact with the outer peripheral surface of the part 12c.
  • a crack generated at the uppermost portion of the interface between the metal bonding material 20 and the insertion straight body portion 12c is directed downward toward the rising portion of the insertion straight body portion 12c along the outer peripheral surface of the insertion straight body portion 12c. Progress. When the crack reaches the rising portion of the insertion straight body portion 12c, the interface between the butted surface 12d of the lower end plug 12a and the metal bonding material 20 progresses in the radial direction toward the outer peripheral portion side of the annular butted surface 12d. The cracks can penetrate the reactor fuel rods.
  • FIG. 3 is an enlarged schematic cross-sectional view showing another example of the joint portion between the fuel cladding tube and the end plug of the comparative example.
  • the difference from the comparative example shown in FIG. 2 is that the butting surface 12 d of the lower end plug 12 a shown in FIG. 3 is inclined with respect to the axial direction of the fuel cladding tube 11. That is, the butting surface 12d of the lower end plug 12a has an inclined surface starting from the rising portion of the insertion straight body portion 12c, and the diameter of the lower end plug 12a constituting the butting surface 12d increases in the downward direction in FIG. .
  • the lower end surface of the fuel cladding tube 11 has a shape simulating the butting surface 12d of the lower end plug 12a, that is, an inclined surface in which the inner diameter of the fuel cladding tube 11 expands toward the lower end plug 12a side.
  • the hollow cylindrical fuel cladding tube 11 is spread outward by the above-described repeated stress, and the insertion straight body 12c and the metal bonding material The crack generated at the interface with the metal 20 may propagate along the interface between the outer peripheral surface of the insertion straight body 12c and the butted surface 12d of the lower end plug 12a and the metal bonding material 20, and may penetrate the reactor fuel rod.
  • FIG. 4 is an enlarged schematic cross-sectional view showing an example of a joint portion between the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a constituting the nuclear reactor fuel rod 10a according to the embodiment of the present invention shown in FIG.
  • the joint portion between the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12 a is shown as an example, but the joint portion between the upper end plug 12 b and the fuel cladding tube 11 shown in FIG. 1 has a similar structure.
  • the fuel pellets 13 filled in the hollow cylindrical fuel cladding tube 11 are omitted for the sake of convenience in order to more easily show the joint between the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a.
  • FIG. 4 the joint portion between the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a constituting the nuclear reactor fuel rod 10a according to the embodiment of the present invention shown in FIG.
  • the joint portion between the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12 a is shown as an example, but the joint portion between the upper end plug 12 b and the fuel cla
  • the lower end plug 12 a has a solid cylindrical shape, and has a curved concave portion 12 f in an upper region including a butting surface 12 d joined to the lower end surface of the fuel cladding tube 11.
  • the curved concave portion 12f includes a hollow portion whose bottom portion is approximated as a part of a spherical surface, and a cylindrical portion in which the hollow portion and the inner surface are continuous.
  • the upper end surface of the lower end plug 12a that defines the curved concave portion 12f forms an abutting surface 12d that can come into contact with an abutting surface 11a that is a lower end surface of the fuel cladding tube 11 described later. As shown in FIG.
  • the butting surface 12d of the lower end plug 12a forms an inclined surface that is inclined upward (from the fuel cladding tube 11 side) toward the outer peripheral surface side from the inner peripheral surface side. That is, the abutting surface 12d of the lower end plug 12a has a shape that expands as the inner diameter of the concave portion 12f having a curved shape moves toward the fuel cladding tube 11 side.
  • the annular butting surface 12d is similar in shape to a shape in which the inner area of the downwardly convex cone is notched and the height increases from the inner diameter side toward the outer diameter side.
  • the abutting surface 11a which is the lower end surface of the fuel cladding tube 11 and faces the abutting surface 12d of the lower end plug 12a, is inclined so as to incline upward from the inner peripheral surface side of the fuel cladding tube 11 toward the outer peripheral surface side. Make a face.
  • the abutting surface 11a of the fuel cladding tube 11 forms an inclined surface that inclines from the outer peripheral surface side to the inner peripheral surface side of the fuel cladding tube 11 toward the lower end plug 12a. Further, as shown in FIG.
  • the curved end portion 12 f of the lower end plug 12 a extends from the abutting surface 12 d of the lower end plug 12 a and the abutting surface 11 a of the fuel cladding tube 11 to reach a predetermined inside of the fuel cladding tube 11. It has a core 21 arranged over the height.
  • the core 21 includes a solid cylindrical portion and a curved surface portion 21a approximated by a part of a spherical surface at one end or both ends in the longitudinal direction.
  • the cylindrical surface and the curved surface portion 21a have outer surfaces. It is continuous. In FIG.
  • a core 21 having a curved surface portion 21a approximated by a part of a spherical surface is shown as an example on the side of the curved portion 12f of the lower end plug 12a facing the hollow portion.
  • the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a are supported via the core 21.
  • the curved portion 21a of the core 21 approximated as a part of the spherical surface and the concave portion 12f of the curved concave portion 12f of the lower end plug 12a have a larger curvature or approximated radius of the spherical body. Further, as shown in FIG.
  • the abutting surface 12d of the lower end plug 12a, the abutting surface 11a of the fuel cladding tube 11, and the end of the abutting surface 12d facing the core 21 are moved upward by a predetermined distance.
  • the inner peripheral surface of the fuel cladding tube 11 and the outer peripheral surface of the core 21 are joined by a metal joining material 20.
  • the metal bonding material 20 may flow into a gap formed between the outer peripheral surface of the core 21 and the inner peripheral surface of the curved concave portion 12f of the lower end plug 12a, or in advance the metal bonding material. 20 may be applied to the outer peripheral surface of the core 21 or the curved recess 12f of the lower end plug 12a, and the gap may be filled with the metal bonding material 20 at the time of bonding.
  • the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12 a are supported by the core 21 and joined by the metal joining material 20. Even if a crack occurs at the interface between the outer peripheral surface of the core 21 and the metal bonding material 20, the crack can be prevented from progressing to penetrate the reactor fuel rod 10a.
  • the rising portion (near the junction between the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a) of the insertion straight body portion 12c constituting the lower end plug 12a is provided.
  • 4 is an area where the cross-sectional area of the solid lower end plug 12a changes abruptly, the structure shown in FIG. 4 is approximated by a part of the spherical surface of the curved recess 12f of the lower end plug 12a.
  • the hollow portion becomes a region where the cross-sectional area of the solid lower end plug 12a changes abruptly.
  • the location where the stress due to the addition of the bending load is concentrated is from the abutting surface 11a of the fuel cladding tube 11 and the abutting surface 12d of the lower end plug 12a, which are the joint portions of the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a. It becomes near the hollow part of the recessed part 12f of the curved surface shape which spaces apart. Moreover, since the hollow part of the curved-shaped recessed part 12f of this lower end plug 12a is a shape approximated by a part of spherical surface, stress concentration itself is relieved.
  • the crack that propagates the interface between the metal bonding material 20 and the outer peripheral surface of the core 21 reaches the inner peripheral side end of the butted surface 12d of the lower end plug 12a, the crack is then positioned downward. It progresses along the inner surface of the curved recess 12f of the lower end plug 12a and the outer surface of the core 21 and stays inside the reactor fuel rod 10a.
  • the crack has progressed to the inside of the core 21, there is no particular problem because it does not penetrate the reactor fuel rod 10 a.
  • the fuel cladding tube 11, the lower end plug 12 a and the core 21 use silicon carbide (SiC) material.
  • SiC silicon carbide
  • the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12 a are carbonized using silicon carbide as a matrix and composited with silicon carbide fibers.
  • a silicon fiber reinforced silicon carbide composite material hereinafter sometimes referred to as a SiC / SiC composite material.
  • SiC / SiC composite material silicon fiber reinforced silicon carbide composite material
  • the method for forming the SiC layer is not particularly limited, and for example, a chemical vapor deposition method (CVD method), a coating / sintering method, or the like can be used. Furthermore, in order to shield the SiC itself from the cooling water environment in the nuclear reactor, the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a may be coated with an alloy or compound based on Zr, Ti, or Cr at a maximum of about 100 ⁇ m. preferable. There is no particular limitation on the method of forming this environmental shielding film, and for example, a physical vapor deposition method (PVD method), a chemical vapor deposition method (CVD method), a coating / sintering method, or the like can be used.
  • PVD method physical vapor deposition method
  • CVD method chemical vapor deposition method
  • a coating / sintering method or the like can be used.
  • the dimensions of the fuel cladding tube 11 are preferably the same as those of a conventional fuel cladding tube made of a zirconium alloy.
  • the length is about 4 m
  • the outer diameter is about 11 mm
  • the wall thickness is about 1 mm.
  • the lower end plug 12a has a shape and a dimension such that no step is generated on the outer surface in the vicinity of the joining portion when the abutting surface 12d is joined to the abutting surface 11a of the fuel cladding tube 11.
  • the outer diameter of the core 21 is more moderate than the inner diameter of the fuel cladding tube 11 (for example, 0 (About 0.02 to 0.5 mm) is preferable.
  • the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12 a are supported via the core 21 and ensure airtightness by brazing and / or diffusion bonding via the metal bonding material 20. It is joined.
  • the metal bonding material 20 include Si (melting point: 1414 ° C.), Ti (melting point: 1812 ° C.), Zr (melting point: 1855 ° C.), and Si alloy, Ti alloy, and Zr alloy having a solidus temperature of 1200 ° C. or higher.
  • One kind selected from can be preferably used.
  • a state in which the temperature of the reactor fuel rod 10a is 1200 ° C.
  • the joining method of the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a will be described below.
  • first, either or both of the butting surface 11a of the fuel cladding tube 11 and the butting surface 12d of the lower end plug 12a to be joined, and the inner circumferential surface of the fuel cladding tube 11 and the outer circumferential surface of the core 21 are used.
  • a film of the metal bonding material 20 is formed on one or both of the above.
  • the film thickness is preferably such that it fills the above-mentioned play (the gap between the inner diameter of the fuel cladding tube 11 and the outer diameter of the core 21) (for example, about 0.01 to 0.25 mm).
  • the abutting surface 11a of the fuel cladding tube 11 and the abutting surface 12d of the lower end plug 12a are brought into contact with each other, and the core 21 is inserted into the fuel cladding tube 11 and the concave portion 12f having the curved shape of the lower end plug 12a.
  • a known method such as a vapor deposition method, a thermal spraying method, a cold spray method, or a melting method can be used.
  • the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a are heated while being pressed, and the fuel cladding tube 11, the lower end plug 12a, and the core 21 are joined.
  • the fuel cladding tube 11 is not filled with the fuel pellets 13, and the upper end plug 12b side of the fuel cladding tube 11 is in a released state.
  • fuel pellets 13 are filled into the fuel cladding tube 11, the plenum spring 15 is inserted, the butting surface of the upper end plug 12b and the butting surface of the fuel cladding tube 11 are brought into contact with each other, and heated and joined.
  • the entire fuel cladding tube 11 including the joint portion with the lower end plug 12a can be heated.
  • the joint is locally heated so that the fuel pellet 13 is not heated.
  • a known method for example, whole heating using a long heating furnace, local heating using a laser, a high frequency, or a local heater can be used.
  • the metal bonding material 20 used in the present embodiment preferably has an average linear expansion coefficient of less than 10 ppm / K.
  • the metal bonding material 20 a material having a small difference from the average linear expansion coefficient (4.3 to 6.6 ppm / K) of the SiC material to be bonded, the temperature fluctuation (thermal expansion) of the reactor fuel rod 10a ⁇ The thermal stress associated with heat shrinkage can be minimized and damage to the joint can be prevented.
  • the metal bonding material 20 having an average linear expansion coefficient of 10 ppm / K or more is used, the effect cannot be obtained, and the long-term reliability of the reactor fuel rod 10a as a whole may be impaired.
  • FIG. 5 is an enlarged schematic cross-sectional view showing another example of the joint portion between the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a shown in FIG.
  • the inner peripheral surface of the hollow cylindrical fuel cladding tube 11, the inner peripheral surface of the cylindrical portion constituting the curved recess 12 f of the lower end plug 12 a, and the solid constituting the core 21 A screw structure 12e is provided on the outer peripheral surface of the cylindrical portion.
  • the screw structure 12e has a loose screw structure (for example, a shallow valley and a wide screw pitch). Even if the screw structure is loose, the core 21 can maintain the screwed state without being detached from the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a due to the frictional force between the male screw and the female screw to be screwed together. good.
  • FIG. 6 shows a side view and a front view of the fuel cladding tube 11 shown in FIG. 1 and an enlarged cross-sectional view showing the joint shape of the fuel cladding tube 11
  • FIG. 7 shows a side view of the lower end plug 12a shown in FIG.
  • FIG. 8 is an enlarged cross-sectional view showing the shape of the joint portion of the lower end plug 12a
  • FIG. 8 shows the inside of the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a shown in FIGS. 6 and 7, including the joint portion.
  • the side view and front view of the core 21 arranged in the region are shown.
  • the abutting surface 11a formed at the end of the hollow cylindrical fuel cladding tube 11 (the left end in the side view of FIG.
  • the abutting surface 11a and an inner peripheral surface of the fuel cladding tube 11 form an inclination angle ⁇ a. That is, the abutting surface 11 a is inclined so that the inclination angle becomes ⁇ a with respect to the axial direction of the fuel cladding tube 11. Further, as shown in FIG. 7, the butting surface 12d formed at the end of the cylindrical portion (the right end in the side view of FIG. 7) constituting the curved recess 12f of the lower end plug 12a is enlarged.
  • the inner surface of the cylindrical portion constituting the curved concave portion 12f has an inclined surface that expands toward the tip, and the abutting surface 12d and the cylindrical portion constituting the curved concave portion 12f are formed.
  • An inclination angle ⁇ b is formed with the inner peripheral surface. That is, the butting surface 12d is inclined so that the inclination angle is ⁇ b with respect to the axial direction of the lower end plug 12a.
  • the inclination angles ⁇ a and ⁇ b are equal, and the abutting surface 11a of the fuel cladding tube 11 and the abutting surface 12d of the lower end plug 12a can come into contact with each other as described above.
  • the tilting angles ⁇ a and ⁇ b are respectively provided on the butting surface 11a of the fuel cladding tube 11 and the butting surface 12d of the lower end plug 12a, thereby improving the axial alignment accuracy of the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a. It becomes possible to do. Further, the bonding area between the butt surface 11a and the butt surface 12d is increased, and the reliability of bonding strength and airtightness can be improved. Further, as described above, the progress of the crack due to the repetitive stress caused by the internal / external pressure difference of the reactor fuel rod 10a causes the butt surface 11a of the fuel cladding tube 11 and the butt surface 12d of the lower end plug 12a to be inclined.
  • the crack does not penetrate the reactor fuel rod 10a.
  • the inclination angles ⁇ a and ⁇ b are preferably 30 to 80 ° and more preferably 45 to 60 °.
  • the inclination angles ⁇ a and ⁇ b exceed 80 °, an effect of improving the alignment accuracy can be obtained, but it is insufficient for suppressing the propagation of cracks to the butt surface 12d.
  • the inclination angles ⁇ a and ⁇ b are less than 30 °, processing becomes difficult, and the tip portions of the butted surfaces 11a and 12d are likely to be chipped.
  • the lower end plug 12 a is outside the region that is engaged with the lower tie plate of the fuel assembly (not shown) and that is advanced a predetermined distance to the left in the longitudinal direction from the one-dot chain line on the right side in the side view. It has a diameter reduction part 12g.
  • the outer diameter reducing portion 12g has a shape in which the outer diameter gradually decreases toward the distal end portion (the left end portion in the side view of FIG. 7) of the lower end plug 12a, in other words, has a gentle inclination.
  • the core 21 includes a curved surface portion 21a approximated by a part of a spherical surface and a cylindrical portion.
  • FIG. 9 is a partial schematic cross-sectional view of a nuclear fuel rod according to another embodiment of the present invention.
  • the reactor fuel rod 10 b according to the present embodiment includes an outer peripheral surface including a joint portion between the lower end plug 12 a and the fuel cladding tube 11, and a joint between the upper end plug 12 b and the fuel cladding tube 11.
  • the reactor fuel rod 10a shown in FIG. 1 is different from the reactor fuel rod 10a shown in FIG.
  • FIG. 10 is an enlarged schematic cross-sectional view showing an example of a joint portion between the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a shown in FIG. 9, and FIG. 11 shows the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a shown in FIG.
  • the joint coating 14 covers the butted surface 11a of the fuel cladding tube 11 and the butted surface 12d of the lower end plug 12a, and the lower end thereof forms a concave portion 12f that forms the curved shape of the lower end plug 12a.
  • the upper end is located above the upper end of the core 21 disposed in the curved recess 12f of the fuel cladding tube 11 and the lower end plug 12a.
  • the joint cover 14 covers the butted surface 11a of the fuel cladding tube 11 and the butted surface 12d of the lower end plug 12a, and its lower end forms a curved recess 12f of the lower end plug 12a.
  • the reactor fuel rod 10b of the present embodiment has a lower end plug 12a than the reactor fuel rod 10a shown in FIGS. 1, 4, and 5 by the joint coating 14 having a higher corrosion resistance. Since the outer peripheral surface including the joint portion with the fuel cladding tube 11 and the outer peripheral surface including the joint portion between the upper end plug 12b and the fuel cladding tube 11 are covered, the strength at each joint portion can be further improved. Become.
  • FIG. 12 is a schematic longitudinal sectional view of a fuel assembly according to an embodiment of the present invention
  • FIG. 13 is a cross-sectional view of the fuel assembly shown in FIG.
  • a fuel assembly 30 shown in FIGS. 12 and 13 is an example of a fuel assembly for a boiling water reactor (BWR), and includes an upper tie plate 31, a lower tie plate 32, an upper tie plate 31 and a lower tie plate.
  • a channel box 35 surrounding the fuel rod bundle bundled by the fuel support lattice 34 and attached to the upper tie plate 31 is provided.
  • a handle 37 is fastened to the upper tie plate 31, and the entire fuel assembly 30 can be pulled up by lifting the handle 37.
  • a partial-length fuel rod 36 whose height does not reach the upper tie plate 31 is used as a nuclear reactor fuel rod. That is, the partial length fuel rod 36 has a shorter effective fuel length filled inside than the reactor fuel rod 10 (also referred to as a full length fuel rod), and the reactor fuel rod whose height does not reach the upper tie plate 31. It is.
  • a nuclear fuel rod 10 full length fuel rod
  • a partial length fuel rod 36 and a water rod 33 are bundled and accommodated in a square lattice shape in a channel box 35 having a rectangular cross section.
  • two water rods 33 are arranged at the substantially central portion of the cross section of the channel box 35, and each water rod 33 is arranged in a lattice region where four nuclear fuel rods 10 (full length fuel rods) can be arranged.
  • An example is shown.
  • a water rod made of zirconium alloy may be used as the water rod 33.
  • the water rod 33 is also a reactor fuel. It is preferable to have a configuration similar to that of the rod 10, that is, a configuration in which a hollow tube made of SiC material and an end plug are connected and the hollow tube and the end plug are bonded via a metal bonding material 20. Moreover, it is good also as a structure by which the circumference
  • the water contact surfaces of the water rod 33 and the channel box 35 are based on Zr, Ti or Cr in order to shield SiC from the cooling water environment in the reactor. It is preferable to coat the alloy or the compound as a material up to about 100 ⁇ m.
  • the method of forming this environmental shielding film there is no particular limitation on the method of forming this environmental shielding film, and for example, a physical vapor deposition method (PVD method), a chemical vapor deposition method (CVD method), a coating / sintering method, or the like can be used.
  • PVD method physical vapor deposition method
  • CVD method chemical vapor deposition method
  • a coating / sintering method or the like can be used.
  • it is preferable to control the chemical composition and the phase ratio of the constituent phases so as to reduce the difference in thermal expansion.
  • FIG. 14 is a schematic cross-sectional view showing an example of a boiling water reactor cell.
  • a boiling water reactor (BWR) cell 40 in a boiling water reactor (BWR) cell 40, four fuel assemblies 30 are arranged in a square shape, and a control rod 41 having a substantially cross-shaped cross section is arranged at the center thereof. It is installed.
  • the cell 40 uses the nuclear reactor fuel rod 10 and the fuel assembly 30 according to the present embodiment to maintain the long-term reliability equivalent to that in the conventional operation environment in the normal operation environment, and in the event of an emergency (for example, coolant) Loss accidents) can be improved.
  • an emergency for example, coolant
  • FIG. 15 is a partially transparent external perspective view of the fuel assembly loaded in the pressurized water reactor.
  • the fuel assembly 50 is an example of a fuel assembly for a pressurized water reactor (PWR), and includes a plurality of reactor fuel rods 10, a plurality of control rod guide thimbles 51, and in-core instrumentation.
  • a guide thimble 52, a plurality of support grids (spacers) 53 for bundling and supporting them, an upper nozzle 54, and a lower nozzle 55 are provided.
  • the upper nozzle 54 and the lower nozzle 55 are components of the skeleton of the fuel assembly 50, and at the same time play a role in positioning the fuel assembly 50 in the core or securing a cooling water flow path.
  • the in-core instrumentation guide thimble 52 guides in-core instrumentation equipment such as a local power range monitor (LPRM) and / or an average power range monitor (average power range monitor: APRM) to the core.
  • LPRM local power range monitor
  • APRM average power range monitor
  • FIG. 16 is a schematic cross-sectional view showing an example of a cell of a pressurized water reactor. As shown in FIG. 16, in the pressurized water reactor (PWR) cell 60, the control rods are arranged in the fuel assembly 50, so that the four fuel assemblies 50 are arranged in a square shape as they are.
  • PWR pressurized water reactor
  • the cell 60 also uses the nuclear reactor fuel rod 10 and the fuel assembly 50 according to the present embodiment, and maintains a long-term reliability equivalent to that in the conventional operation environment in a normal operation environment, and in the event of an emergency (for example, a coolant) Loss accidents) can be improved.
  • an emergency for example, a coolant
  • the reactor fuel rod (10, 10a, 10b) in which the constituent material of the fuel cladding tube 11, the lower end plug 12a, the upper end plug 12b, and the core 21 is silicon carbide (SiC) is taken as an example.
  • SiC silicon carbide
  • a hollow tubular body (cladding tube) and a lid body made of a normal ceramic material such as oxide-based alumina (Al 2 O 3 ), zirconia (ZrO 2 ), mullite (Al 6 O 13 Si 2 ), or the like.
  • the inside of a tubular body (cladding tube) that has a high temperature and / or a high pressure is sealed, and can be similarly applied to a tubular body (cladding tube) that is exposed to a corrosive environment.
  • Example 1 As shown in Table 1, in Example 1, a metal bonding material in which C was 0.08% or less and the balance was Si was used. In Example 2, a metal bonding material in which Ge is 50% or less, C is 0.08% or less, and the balance is Si is used. In Example 3, a metal bonding material in which Mo is 5% or less, W is 20% or less, Fe is 40% or less, and the balance is Si is used. In Example 4, Ti is 2% or less, Zr is 2% or less, Ta is 2% or less, Nb is 2% or less, V is 2% or less, Y is 2% or less, Cr is 2% or less, and the balance is Si metal bonding material was used.
  • Example 5 a metal bonding material in which Fe is 0.3% or less, C is 0.08% or less, and the balance is Ti is used.
  • Example 6 a metal bonding material in which Zr is 50%, Fe is 0.3% or less, C is 0.08% or less, and the balance is Ti is used.
  • Example 7 a metal bonding material in which Fe was 0.3% or less, C was 0.08% or less, and the balance was Zr was used.
  • Sn is 1.2 to 1.7%, Ni is 0.03 to 0.08%, Fe is 0.07 to 0.2%, Cr is 0.05 to 0.15%, Ti A metal material having a Zr of 0.005% or less and the balance being Zr was used.
  • Example 9 Sn is 1.2 to 1.7%, Fe is 0.18 to 0.24%, Cr is 0.07 to 0.13%, Ti is 0.005% or less, and the balance Zr metal bonding material was used.
  • Example 10 a metal bonding material in which Nb is 1 to 2.5%, Ti is 0.005% or less, and the balance is Zr is used.
  • Examples 1 to 4 Si, Si alloy
  • a microstructure (brazing structure) mainly composed of brazing was observed
  • Examples 5 to 10 As for Ti, Ti alloy, Zr, and Zr alloy, a microstructure (diffusion bonded structure) mainly composed of diffusion bonding was observed.
  • no cracks or communicating pores were observed in the joint region.

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Abstract

セラミックス材料を基材とする燃料被覆管及び端栓との接合部に、仮に、き裂が生じた場合であっても、燃料被覆管又は端栓をき裂が貫通することを防止し得る軽水炉用燃料棒及び燃料集合体を提供する。軽水炉用燃料棒１０ａは、セラミックス材料を基材とする円筒状の被覆管１１、被覆管１１と同種の材料で形成される中子２１、及び中子２１を収容し得る連続した曲面形状の凹部１２ｆを有する端栓１２ａとを備える。端栓１２ａは被覆管１１と同種の材料で形成され、被覆管１１の端部に形成された傾斜面１１ａと端栓１２ａの端部に形成された傾斜面１２ｄが当接し金属接合材２０にて接合され、接合部を中子２１が支持する。

Description

軽水炉用燃料棒及び燃料集合体
　本発明は、原子炉の炉心に装荷される燃料集合体に係り、特に、軽水炉の炉心に装荷される原子炉燃料棒及び燃料集合体に関する。
　一般に、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Ｂｏｉｌｉｎｇ　Ｗａｔｅｒ　Ｒｅａｃｔｏｒ）や加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Ｐｒｅｓｓｕｒｉｓｅｄ　Ｗａｔｅｒ　Ｒｅａｃｔｏｒ）等などの軽水炉の炉心には、原子炉燃料として燃料集合体が装荷されている。燃料集合体は、ウラン燃料が装填された複数本の原子炉燃料棒（単に、燃料棒とも称される）が、上部タイプレートおよび下部タイプレートにより整列・支持されているものである。　
　各原子炉燃料棒は、長さ約４ｍの燃料被覆管にウラン燃料ペレットが充填されており、その両端が端栓によって封じられている。燃料被覆管および端栓は、従来から、熱中性子吸収断面積が小さくかつ耐食性に優れたジルコニウム合金（ジルカロイ）がその材料として使用されており、中性子経済に優れるとともに通常の原子炉内環境において安全に使用されてきた。
　一方、水を冷却材として使用する軽水炉では、極めて稀ではあるが、冷却水が原子炉内に流入できなくなる事象、すなわち、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ：Ｌｏｓｓ－Ｏｆ－Ｃｏｏｌａｎｔ　Ａｃｃｉｄｅｎｔ）が発生した場合、ウラン燃料の発熱により原子炉内の温度が上昇し、高温の水蒸気が発生する。また、冷却材（冷却水）不足により燃料棒が冷却水から露出すると、燃料棒の温度が上昇して１０００℃を優に超え、燃料被覆管のジルコニウム合金と水蒸気とが化学反応し（ジルコニウム合金が酸化して水蒸気が還元され）、水素が生成される。このような冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）への対策として、例えば、非常用炉心冷却装置（Ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ　Ｃｏｒｅ　Ｃｏｏｌｉｎｇ　Ｓｙｓｔｅｍ：ＥＣＣＳ）などを含む各種安全対策が施されている。なお、安全性強化の試みは、システム設計に留まらず、炉心を構成する材料に対しても検討されている。　
　例えば、燃料被覆管や端栓の材料として、水素発生の原因となるジルコニウム合金の代わりにセラミックス材料を用いる検討が進められている。中でも、炭化ケイ素(ＳｉＣ)は、耐食性に優れ、熱伝導率も高く、熱中性子吸収断面積も小さいことから、燃料被覆管・端栓の有望な材料として研究開発が進んでいる。また、１３００℃を超えるような高温水蒸気環境におけるＳｉＣの酸化速度は、ジルコニウム合金の酸化速度よりも２桁低いことから、万が一冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が発生したとしても水素生成の大幅な低減が期待できる。
　上記燃料被覆管及び端栓を、ＳｉＣを構成材料とするものとして、例えば、特許文献１が提案されている。特許文献１では、燃料被覆管と、燃料被覆管の両端部を封止する端栓とを、炭化ケイ素長繊維で強化された炭化ケイ素繊維強化複合材料により形成し、燃料被覆管と端栓とが接合する部分のうち少なくとも炉水と接触する部分が異種材料を介在せず直接接合する構成が開示されている。また、燃料被覆管と端栓とが接合する部分のうち炉水と接触する側（燃料被覆管の外周面側）が異種材料を介在せず直接接合し、炉水と接触しない側（燃料被覆管の内周面側）が異種材料（チタンシリコンカーバイドとチタンシリサイドの混合体、またはアルミニウムとイットリウムを含む炭化ケイ素）を介して固相接合する構成が記載されている。
特開２０１２－２３３７３４号公報
　原子炉は、通常運転時において、運転サイクル毎に起動及び停止を繰り返す。このため、燃料棒の内外圧力差は変動し、燃料被覆管と端栓との接合部には繰り返し荷重が付加され、き裂発生及びき裂進展が生じことが危惧される。　
　また、地震、もしくは万が一の落下事故を想定した場合、燃料棒には、通常運転時よりも更に大きな曲げ荷重が付加される。燃料棒を構成する、中実の端栓と中空の燃料被覆管が接続された端栓接合部は、急激に断面積が変化する領域である。従って、端栓が固定された状態で曲げ荷重が付加されると、端栓接合部に応力が集中する。従来のジルコニウム合金製燃料棒の端栓溶接部では、耐力以上の応力が生じても塑性変形することにより破断応力に達するまでは、き裂が燃料棒の内外部を貫通することはない。一方、セラミックス材料を基材とする燃料被覆管と端栓との端栓接合部では、一旦、き裂が発生すると塑性変形することなくき裂が進展し、燃料棒の内外部を貫通する可能性が高い。　
　よって、特許文献１の構成では、仮に、上記端栓接合部に応力が集中し燃料被覆管と端栓の接合面（端栓接合部）に介在する接合材との界面にき裂が生じた場合、当該き裂が接合面に沿って、燃料被覆管又は端栓の外周面へと向かい進展し、燃料被覆管又は端栓を貫通する恐れがある。
　そこで、本発明は、セラミックス材料を基材とする燃料被覆管及び端栓との接合部に、仮に、き裂が生じた場合であっても、燃料被覆管又は端栓をき裂が貫通することを防止し得る軽水炉用燃料棒及び燃料集合体を提供することにある。 
　上記課題を解決するため、本発明の軽水炉用燃料棒は、セラミックス材料を基材とする円筒状の被覆管と、前記被覆管と同種の材料で形成される中子と、前記中子を収容し得る連続した曲面形状の凹部を有する端栓とを備え、前記端栓は前記被覆管と同種の材料で形成され、前記被覆管の端部に形成された傾斜面と前記端栓の端部に形成された傾斜面が当接し金属接合材にて接合され、当該接合部を前記中子が支持することを特徴とする。　
　また、本発明の燃料集合体は、スペーサにより複数の燃料棒が束ねられ、原子炉の炉心に装荷される燃料集合体であって、前記燃料棒は、セラミックス材料を基材とする円筒状の被覆管と、前記被覆管と同種の材料で形成される中子と、前記中子を収容し得る連続した曲面形状の凹部を有する端栓とを備え、前記端栓は前記被覆管と同種の材料で形成され、前記被覆管の端部に形成された傾斜面と前記端栓の端部に形成された傾斜面が当接し金属接合材にて接合され、当該接合部を前記中子が支持することを特徴とする。
　本発明によれば、 セラミックス材料を基材とする燃料被覆管及び端栓との接合部に、仮に、き裂が生じた場合であっても、燃料被覆管又は端栓をき裂が貫通することを防止し得る軽水炉用燃料棒及び燃料集合体を提供することができる。　
　上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。
本発明の一実施形態に係る原子炉燃料棒の部分断面模式図である。 比較例の燃料被覆管と端栓との接合部の一例を示す拡大断面模式図である。 比較例の燃料被覆管と端栓との接合部の他の例を示す拡大断面模式図である。 図１に示す燃料被覆管と下部端栓との接合部の一例を示す拡大断面模式図である。 図１に示す燃料被覆管と下部端栓との接合部の他の例を示す拡大断面模式図である。 図１に示す燃料被覆管の側面図及び正面図並びに燃料被覆管の接合部形状を示す拡大断面図である。 図１に示す下部端栓の側面図及び正面図並びに下部端栓の接合部形状を示す拡大断面図である。 図６及び図７に示す燃料被覆管及び下部端栓の内部であって、接合部を含む領域に配される中子の側面図及び正面図である。 本発明の他の実施形態に係る原子炉燃料棒の部分断面模式図である。 図９に示す燃料被覆管と下部端栓との接合部の一例を示す拡大断面模式図である。 図９に示す燃料被覆管と下部端栓との接合部の他の例を示す拡大断面模式図である。 本発明の一実施形態に係る燃料集合体の縦断面模式図である。 図１２に示す燃料集合体のＡ―Ａ断面矢視図である。 沸騰水型原子炉のセルの一例を示す横断面模式図である。 加圧水型原子炉に装荷される燃料集合体の一部透過外観斜視図である。 加圧水型原子炉のセルの一例を示す横断面模式図である。
　以下、本発明の実施形態について、図面を参照しながらより具体的に説明する。なお、同義の部材や部位には同じ符号を付して、重複する説明を省略することがある。また、本発明は、以下に記載する実施形態に限定されず、本発明の技術的思想を逸脱しない範囲で適宜組み合わせや改変が可能あり、これら適宜組み合わせた構成或いは改変された構成を含むものとする。
　（原子炉燃料棒）　
　図１は、本発明の一実施形態に係る原子炉燃料棒の部分断面模式図である。本実施例に係る原子炉燃料棒１０ａは、燃料被覆管１１と、燃料被覆管１１の両端に接合され燃料被覆管１１を封止する下部端栓１２ａ及び上部端栓１２ｂとを有し、燃料被覆管１１内に複数の燃料ペレット１３が充填されている。原子炉燃料棒１０ａは、円筒状の燃料被覆管１１内に複数充填される燃料ペレット１３を固定するため、プレナムスプリング１５を備える。プレナムスプリング１５の上端部は上部端栓１２ｂに接続され、プレナムスプリング１５の下端部は燃料ペレット１３を押圧する。なお、燃料被覆管１１、上部端栓１２ａ、及び下部端栓１２ｂは、セラミックス材料を基材として構成され、以下では、炭化ケイ素（ＳｉＣ）材料にて構成する場合を例に説明する。
　図２は、比較例の燃料被覆管と端栓との接合部の一例を示す拡大断面模式図である。なお、図２においては、接合部の一例として燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとの接合部を示すが、上部端栓１２ｂと燃料被覆管１１との接合部も同様の構造を有する。また、図２では、燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとの接合部をより分かり易く示すため、燃料被覆管１１内に充填される燃料ペレット１３を便宜上省略している。図２に示すように、下部端栓１２ａは、中実の円柱状をなし、その外縁部を除く領域に燃料被覆管１１内へと突出する挿入直胴部１２ｃを有する。挿入直胴部１２ｃの外径は、燃料被覆管１１の内径よりも僅かに小さく、下部端栓１２ａの外径は燃料被覆管１１の外径とほぼ等しい。これにより、下部端栓１２ａには、挿入直胴部１２ｃと挿入直胴部１２ｃの立ち上がり部の周囲（外縁部）との間に、上面が平坦且つ、燃料被覆管１１の軸方向に対し略垂直に延在する円環状の段差部が形成される。この上面が平坦な円環状の段差部は、燃料被覆管１１の下部端面に対向し、金属接合材２０を介して燃料被覆管１１の下部端面と接合される突き合わせ面１２ｄをなす。
　図２に示す比較例の構成では、原子炉の通常運転時において、運転サイクル毎に、起動及び停止が繰り返されると、内部に図示しない燃料ペレット１３が充填された中空円筒状の燃料被覆管１１の内部及び外部における圧力差、すなわち、内外圧力差が生じる。この内外圧力差に起因し生ずる繰返し応力は、特に異材界面を有する金属接合材２０付近に集中し、疲労によるき裂発生と進展を生じる可能性がある。さらに、地震または落下により原子炉燃料棒に曲げ荷重が付加されると、下部端栓１２ａは固定端として機能し、挿入直胴部１２ｃの外周面と燃料被覆管１１の内周面との間隙が大きい場合、横断面積が急激に変化する、挿入直胴部１２ｃの立ち上がり部に存在する金属接合材料２０近辺に応力が集中し、き裂が発生し進展する可能性がある。　
　なお、上述の通常運転時における繰り返し応力は、特に、中空円筒状の燃料被覆管１１が外側へ押し広げるよう作用する。換言すれば、繰り返し応力により、中空円筒状の燃料被覆管１１は、燃料被覆管１１の内径及び外径が拡大する方向へ押し広げられる。このとき、燃料被覆管１１の変位量は、下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄ、特に、挿入直胴部１２ｃの立ち上がり部を起点として、図２中上方に向かうに従い大きくなる。従って、繰り返し応力の影響により、最もき裂が生じ易いと考えられる箇所は、燃料被覆管１１の内周面と挿入直胴部１２ｃとの間隙に存在する金属接合材２０のうち、挿入直胴部１２ｃの外周面に接する金属接合材２０の最上部付近となる。この金属接合材２０と挿入直胴部１２ｃとの界面のうち最上部に生じたき裂は、挿入直胴部１２ｃの外周面に沿って、挿入直胴部１２ｃの立ち上がり部へと下方に向けて進展する。挿入直胴部１２ｃの立ち上がり部にき裂が到達すると、下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄと金属接合材２０との界面を、円環状の突き合わせ面１２ｄの外周部側へと径方向に進展し、やがてき裂は原子炉燃料棒を貫通する恐れがある。
　図３は、比較例の燃料被覆管と端栓との接合部の他の例を示す拡大断面模式図である。図２に示した比較例との相違は、図３に示す下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄが、燃料被覆管１１の軸方向に対し傾斜する点にある。すなわち、下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄは、挿入直胴部１２ｃの立ち上がり部を起点とし、図３において下方に向かうに従って突き合わせ面１２ｄを構成する下部端栓１２ａの径が拡大する傾斜面を有する。なお、燃料被覆管１１の下部端面は、この下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄを模した形状、すなわち、燃料被覆管１１の内径が、下部端栓１２ａ側へ向かうに従い拡大する傾斜面を有する。図３に示す比較例の構造においても、図２の場合と同様に、上述の繰り返し応力により、中空円筒状の燃料被覆管１１は外側へと押し広げられ、挿入直胴部１２ｃと金属接合材２０との界面に生じたき裂は、挿入直胴部１２ｃの外周面及び下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄと金属接合材２０との界面に沿って進展し、原子炉燃料棒を貫通する可能性が図２の構成に比較し、さらに高まる。
　図４は、図１に示す本発明の一実施形態に係る原子炉燃料棒１０ａを構成する燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとの接合部の一例を示す拡大断面模式図である。図４では、一例として燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとの接合部を示すが、図１に示す上部端栓１２ｂと燃料被覆管１１との接合部も同様の構造を有する。また、図４においては、燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとの接合部をより分かり易く示すため、中空円筒状の燃料被覆管１１内に充填される燃料ペレット１３を便宜上省略している。　
　図４に示すように、下部端栓１２ａは、中実の円柱状をなすと共に、燃料被覆管１１の下部端面と接合される突き合わせ面１２ｄを含む上部領域に曲面形状の凹部１２ｆを有する。この曲面形状の凹部１２ｆは、その底部付近が球面の一部として近似された窪み部と、当該窪み部と内面が連続する円筒状部からなる。曲面形状の凹部１２ｆを画定する下部端栓１２ａの上部端面は、後述する燃料被覆管１１の下部端面である突き合わせ面１１ａと当接し得る突き合わせ面１２ｄをなす。図４に示すように、下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄは、内周面側から外周面側へと向かい上方（燃料被覆管１１側）へ傾斜する傾斜面をなす。すなわち、下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄは、曲面形状の凹部１２ｆの内径が燃料被覆管１１側へと向かうに従い拡大する形状を有する。換言すれば、上面視、円環状の突き合わせ面１２ｄは、内径側から外径側へと向かうに従い高さが増す、下に凸となる円錐の内側領域を切り欠いた形状と類似する。
　一方、下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄと対向する、燃料被覆管１１の下部端面である突き合わせ面１１ａは、燃料被覆管１１の内周面側から外周面側へ向かうに従い上方へと傾斜する傾斜面をなす。換言すれば、燃料被覆管１１の突き合わせ面１１ａは、燃料被覆管１１の外周面側から内周面側へと下部端栓１２ａに向かい傾斜する傾斜面をなす。また、図４に示すように、下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆから、下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄ及び燃料被覆管１１の突き合わせ面１１ａを越え、燃料被覆管１１の内部の所定の高さにわたり配される中子２１を有する。中子２１は、中実の円柱状部と、その長手方向の一方端又は両端部に球面の一部にて近似される曲面部２１ａを備え、円柱状部と曲面部２１ａとは外表面が連続している。図４では、下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆの上記窪み部と対向する側に、球面の一部にて近似される曲面部２１ａを有する中子２１を一例として示している。この中子２１を介して燃料被覆管１１と下部端栓１２ａが支持されている。ここで、球面の一部として近似される中子２１の曲面部２１ａ及び下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆの窪み部は、その曲率又は近似される球体の半径が大きいほど好ましい。　
　また、図４に示すように、下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄと燃料被覆管１１の突き合わせ面１１ａ、突き合わせ面１２ｄのうち中子２１に対向する側の端部から所定の距離だけ上方へと位置する領域内において、燃料被覆管１１の内周面と中子２１の外周面とは、金属接合材２０にて接合されている。なお、中子２１の外周面と下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆとの内周面との間に形成される間隙に、金属接合材２０が流れ込んでも構わず、もしくは、予め金属接合材２０を中子２１の外周面または下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆに付与し、接合時に当該間隙を金属接合材２０で埋めても良い。
　図４に示す、本発明の一実施形態に係る燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとを、中子２１により支持しつつ金属接合材２０により接合する構造とすることにより、上述の繰り返し応力により、仮に、中子２１の外周面と金属接合材２０との界面にき裂が生じた場合であっても、当該き裂が、原子炉燃料棒１０ａを貫通するよう進展することを防止できる。
　以下、このメカニズムにつき説明する。　
　まず、上述の図２及び図３に示した比較例の構造では、下部端栓１２ａを構成する挿入直胴部１２ｃの立ち上がり部（燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとの接合部付近）が、中実の下部端栓１２ａの横断面積が急激に変化する領域であったのに対し、図４に示す構造では、下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆの球面の一部にて近似される窪み部が、中実の下部端栓１２ａの横断面積が急激に変化する領域となる。従って、上述の曲げ荷重の付加による応力が集中する箇所は、燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとの接合部である、燃料被覆管１１の突き合わせ面１１ａ及び下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄから離間する曲面形状の凹部１２ｆの窪み部付近となる。また、この下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆの窪み部は、球面の一部にて近似された形状であることから、応力集中自体が緩和される。　
　また、万が一、上述のように金属接合材２０と中子２１の外周面との界面のうち、最上部にき裂が生じた場合であっても、原子炉燃料棒１０ａの内外圧力差に起因する繰返し応力により進展するき裂は、燃料被覆管１１の突き合わせ面１１ａ及び下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄが、共に、内周面側から外周面側へと上方に向かって傾斜しているため、突き合わせ面１２ｄと金属接合材２０との界面を進展し、原子炉燃料棒１０ａの外周面へ貫通するとはない。また、金属接合材２０と中子２１の外周面との界面を進展するき裂は、下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄの内周側端部に到達すると、その後、き裂は、下方に位置する下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆの内面と中子２１の外表面に沿って進展し原子炉燃料棒１０ａの内部に留まる。　
　なお、ここで、仮にき裂が中子２１の内側へと進展した場合であっても、原子炉燃料棒１０ａを貫通することはないため、特に問題とならない。
　燃料被覆管１１、下部端栓１２ａ及び中子２１は、炭化ケイ素（ＳｉＣ）材料を用い、特に、燃料被覆管１１及び下部端栓１２ａには、炭化ケイ素をマトリックスとし炭化ケイ素繊維を複合する炭化ケイ素繊維強化炭化ケイ素複合材料（以下、ＳｉＣ／ＳｉＣ複合材料と称する場合がある）を用いることが好ましい。また、ＳｉＣ／ＳｉＣ複合材料の表面の一部（例えば、双方の接合面に相当する領域）にＳｉＣ層が更に形成された材料を用いることが好ましい。上記ＳｉＣ層の形成方法に特段の限定はなく、例えば、化学蒸着法（ＣＶＤ法）、塗布・焼結法等を用いることができる。　
　さらに、燃料被覆管１１及び下部端栓１２ａには、ＳｉＣ自体を原子炉内の冷却水環境から遮蔽するため、Ｚｒ、ＴｉまたはＣｒを基材とした合金または化合物を最大１００μｍ程度被覆することが好ましい。この環境遮蔽皮膜の形成方法に特段の限定はなく、例えば、物理蒸着法（ＰＶＤ法）、化学蒸着法（ＣＶＤ法）、塗布・焼結法等を用いることができる。
　燃料被覆管１１の寸法は、ジルコニウム合金からなる従来の燃料被覆管と同様であることが好ましく、例えば、長さ約４ｍ、外径約１１ｍｍ、管の肉厚約１ｍｍである。また、下部端栓１２ａは、燃料被覆管１１の突き合わせ面１１ａに突き合わせ面１２ｄを接合したときに接合部近傍の外表面に段差が生じないような形状・寸法になっていることが好ましい。燃料被覆管１１及び下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆに中子２１を挿入し易くするため、中子２１の外径は、燃料被覆管１１の内径よりも適度な遊び分（例えば、０．０２～０．５ｍｍ程度）小さく形成されていることが好ましい。
　図４に示したように、燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとは、中子２１を介して支持され、金属接合材２０を介したろう付け及び／又は拡散接合によって気密性を確保するように接合されている。金属接合材２０としては、Ｓｉ（融点１４１４℃）、Ｔｉ（融点１８１２℃）、Ｚｒ（融点１８５５℃）、及び固相線温度が１２００℃以上となる組成を有するＳｉ合金、Ｔｉ合金、Ｚｒ合金から選ばれる一種を好ましく用いることができる。溶融温度（液相が生じる温度）が１２００℃以上となる金属接合材２０を用いて接合することにより、極めて稀ではあるが、仮に、原子炉燃料棒１０ａの温度が１２００℃となるような状態になったとしても、原子炉燃料棒１０ａの気密性を維持することができる。　
　なお、本実施形態では、金属接合材２０を介して燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとの接合を行っているため、「ろう付け」と「拡散接合」とを微細組織的に完全に識別することが困難な場合がある。そのため、本明細書においては、金属接合材２０を介して加熱接合することを前提として、「ろう付け及び／又は拡散接合」と表現する。
　ここで、燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとの接合方法につき、以下に説明する。　
　例えば、まず、接合しようとする燃料被覆管１１の突き合わせ面１１ａと下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄとのいずれか一方または両方、及び、燃料被覆管１１の内周面と中子２１の外周面とのいずれか一方または両方に、金属接合材２０の皮膜を成膜する。当該皮膜厚さは、上述した遊び分（燃料被覆管１１の内径と中子２１の外径との間隙）を埋める程度（例えば、０．０１～０．２５ｍｍ程度）が好ましい。これにより、燃料被覆管１１の突き合わせ面１１ａと下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄを当接させると共に、燃料被覆管１１内及び下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆ内に中子２１を挿入したときに、下部端栓１２ａのガタツキや抜け落ちを防ぐことができる。金属接合材２０の皮膜を成膜する方法に特段の限定はなく、既知の方法、例えば、蒸着法、溶射法、コールドスプレー法、或いは溶融法等を用いることができる。
　次に、燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとを押圧しながら加熱し、燃料被覆管１１及び下部端栓１２ａ並びに中子２１を接合する。このとき、燃料被覆管１１内には燃料ペレット１３は充填されておらず、燃料被覆管１１の上部端栓１２ｂ側は解放状態にある。　
　その後、燃料被覆管１１内に、燃料ペレット１３を充填し、プレナムスプリング１５を挿入し、上部端栓１２ｂの突き合わせ面と燃料被覆管１１の突き合わせ面とを当接させ、加熱し接合する。燃料ペレット１３を充填することなく、燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとを接合する場合は、下部端栓１２ａとの接合部を含む燃料被覆管１１全体を加熱することができる。また、燃料ペレット１３及びプレナムスプリング１５を挿入した後に、上部端栓１２ｂと燃料被覆管１１とを接合する場合は、燃料ペレット１３を加熱しないよう、接合部を局所的に加熱する。加熱方法に特段の限定はなく、既知の方法、例えば、長尺加熱炉を用いた全体加熱、レーザまたは高周波或いは局所ヒータを用いた局所加熱を用いることができる。
　本実施形態で用いる金属接合材２０は、その平均線膨張係数が１０ｐｐｍ／Ｋ未満であることが好ましい。被接合材となるＳｉＣ材料の平均線膨張係数（４．３～６．６ｐｐｍ／Ｋ）との差異が小さい材料を金属接合材２０として用いることによって、原子炉燃料棒１０ａの温度変動（熱膨張・熱収縮）に伴う熱応力を最小限に抑え、接合部の破損を防止することができる。一方、平均線膨張係数が１０ｐｐｍ／Ｋ以上の金属接合材２０を用いると、その作用効果が得られず、原子炉燃料棒１０ａ全体としての長期信頼性を損なう恐れがある。
　図５は、図１に示す燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとの接合部の他の例を示す拡大断面模式図である。図５に示すように、中空円筒状の燃料被覆管１１の内周面、下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆを構成する円筒状部の内周面、及び中子２１を構成する中実の円柱状部の外周面に、ねじ構造１２ｅを有する。燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとを、中子２１を介してねじ構造１２ｅによって機械的に締結することにより、接合強度の信頼性をより高めることができる。なお、燃料被覆管１１の肉厚を考慮すると、ねじ構造１２ｅは、緩いねじ構造（例えば、山谷が浅い、ねじピッチが広い）であることが望ましい。緩いねじ構造であっても、螺合する雄ねじと雌ねじ間での摩擦力により、中子２１が、燃料被覆管１１及び下部端栓１２ａから離脱することなく螺合状態を維持できる程度であれば良い。
　図６に、図１に示す燃料被覆管１１の側面図及び正面図並びに燃料被覆管１１の接合部形状を示す拡大断面図を示し、図７に、図１に示す下部端栓１２ａの側面図及び正面図並びに下部端栓１２ａの接合部形状を示す拡大断面図を示し、図８に、図６及び図７に示す燃料被覆管１１及び下部端栓１２ａの内部であって、接合部を含む領域に配される中子２１の側面図及び正面図を示す。　
　図６に示すように、中空円筒状の燃料被覆管１１の端部（図６の側面図中の左側端部）に形成される突き合わせ面１１ａは、拡大断面図に示すように燃料被覆管１１の外径が先端部に向かうに従い縮小する傾斜面をなし、この突き合わせ面１１ａと燃料被覆管１１の内周面とは傾斜角度θａをなす。すなわち、突き合わせ面１１ａは、燃料被覆管１１の軸方向に対し傾斜角度がθａとなるよう傾斜している。　
　また、図７に示すように、下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆを構成する円筒状部の端部（図７の側面図中の右側端部）に形成される突き合わせ面１２ｄは、拡大断面図に示すように、曲面形状の凹部１２ｆを構成する円筒状部の内径が先端部に向かうに従い拡大する傾斜面をなし、この突き合わせ面１２ｄと曲面形状の凹部１２ｆを構成する円筒状部の内周面とは傾斜角度θｂをなす。すなわち、突き合わせ面１２ｄは、下部端栓１２ａの軸方向に対し傾斜角度がθｂとなるよう傾斜している。そしてこれら傾斜角度θａ及びθｂは等しく、上述のように、燃料被覆管１１の突き合わせ面１１ａと下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄとが当接可能となる。
　このように、燃料被覆管１１の突き合わせ面１１ａと下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄに、それぞれ傾斜角度θａ及びθｂをもたせることにより、燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとの軸合わせ精度を向上することが可能となる。また、突き合わせ面１１ａ及び突き合わせ面１２ｄとの接合面積が増大し、接合強度及び気密性の信頼性を高めることができる。　
　また、上述したように、原子炉燃料棒１０ａの内外圧力差に起因し生ずる繰り返し応力によるき裂の進展を、燃料被覆管１１の突き合わせ面１１ａ及び下部端栓１２ａの突合せ面１２ｄが、それぞれ傾斜角度θａ及びθｂにて傾斜することにより、き裂が原子炉燃料棒１０ａを貫通することはない。　
　これら上記の作用効果を奏するためには、傾斜角度θａ及びθｂは、３０～８０°であることが好ましく、４５～６０°であることが望ましい。傾斜角度θａ及びθｂが８０°を超える場合は、軸合わせ精度の向上効果は得られるものの、突き合わせ面１２ｄへのき裂の進展を抑制するには不十分である。一方、傾斜角度θａ及びθｂが３０°未満の場合は、加工が困難となり、突き合わせ面１１ａ，１２ｄの先端部分に欠けが生じ易くなる。
　図７に戻り、下部端栓１２ａは、図示しない燃料集合体の下部タイプレートと嵌合する領域のうち、側面図中の右側の一点鎖線から長手方向に左へ所定の距離進んだ領域に外径縮小部１２ｇを有する。外径縮小部１２ｇは、下部端栓１２ａの先端部（図７の側面図中の左側端部）へ向かうに従い徐々に外径が縮小する形状、換言すれば、緩やかな傾斜を有する。また、図８の側面図に示すように、中子２１は、球面の一部にて近似される曲面部２１ａと円柱状部から構成される。
　図９は、本発明の他の実施形態に係る原子炉燃料棒の部分断面模式図である。図９に示すように、本実施形態に係る原子炉燃料棒１０ｂは、下部端栓１２ａと燃料被覆管１１との接合部を含む外周面、及び上部端栓１２ｂと燃料被覆管１１との接合部を含む外周面を覆うよう、耐食性の高い被覆金属からなる接合部被覆１４を有する点が、図１に示した原子炉燃料棒１０ａと異なる。　
　図１０は、図９に示す燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとの接合部の一例を示す拡大断面模式図であり、図１１は、図９に示す燃料被覆管１１と下部端栓１２ａとの接合部の一例を示す拡大断面模式図である。　
　図１０に示すように、接合部被覆１４は、燃料被覆管１１の突き合わせ面１１ａと下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄを覆い、その下端が下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆを構成する窪み部より下方に位置し、上端が燃料被覆管１１及び下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆ内に配される中子２１の上端部より上方に位置する。また、図１１においても同様に、接合部被覆１４は、燃料被覆管１１の突き合わせ面１１ａと下部端栓１２ａの突き合わせ面１２ｄを覆い、その下端が下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆを構成する窪み部より下方に位置し、上端が燃料被覆管１１及び下部端栓１２ａの曲面形状の凹部１２ｆ内に配される中子２１の上端部より上方に位置する。このように、本実施形態の原子炉燃料棒１０ｂは、図１、図４、及び図５に示した原子炉燃料棒１０ａと比較し、耐食性の高い接合部被覆１４により、下部端栓１２ａと燃料被覆管１１との接合部を含む外周面、及び上部端栓１２ｂと燃料被覆管１１との接合部を含む外周面が覆われるため、上記各接合部における強度を更に向上することが可能となる。
　（燃料集合体）　
　図１２は、本発明の一実施形態に係る燃料集合体の縦断面模式図であり、図１３は、図１２に示す燃料集合体のＡ―Ａ断面矢視図である。　
　図１２及び図１３に示す燃料集合体３０は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）用の燃料集合体の一例であり、上部タイプレート３１、下部タイプレート３２、これら上部タイプレート３１及びに下部タイプレート３２に両端が保持されている複数の原子炉燃料棒１０、ウォータロッド３３（ウォータチャネルと称される場合もある）、これらの原子炉燃料棒を束ねる燃料支持格子（スペーサ）３４、及び、燃料支持格子３４により束ねられている燃料棒束を取り囲み上部タイプレート３１に取り付けられたチャンネルボックス３５を備えている。上部タイプレート３１にはハンドル３７が締結されており、ハンドル３７を吊り上げることで、燃料集合体３０全体を引き上げることができる。原子炉燃料棒として、その一部に高さが上部タイプレート３１まで達しない部分長燃料棒３６が用いられる。すなわち、部分長燃料棒３６は、原子炉燃料棒１０（全長燃料棒とも称される）よりも内部に充填される燃料有効長が短く、高さが上部タイプレート３１まで達しない原子炉燃料棒である。
　図１３に示すように、横断面角筒状のチャンネルボックス３５内に、原子炉燃料棒１０（全長燃料棒）、部分長燃料棒３６及びウォータロッド３３が正方格子状に束ねられて収容されている。ここでは、チャンネルボックス３５の横断面略中央部に２本のウォータロッド３３を配し、各ウォータロッド３３を４本の原子炉燃料棒１０（全長燃料棒）が配置可能な格子領域に配置した例を示している。
　燃料集合体３０において、ウォータロッド３３は、ジルコニウム合金製のウォータロッドを用いてもよいが、極めて稀ではあるが万が一の冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）を想定すると、ウォータロッド３３も、原子炉燃料棒１０と同様の構成、すなわち、ＳｉＣ材料からなる中空管と端栓とを有し、当該中空管と端栓とが金属接合材２０を介して接合される構成を有することが好ましい。また、上記中空管と端栓とが金属接合材２０を介して接合される接合部周りが接合部被覆１４で覆われる構成としても良い。
原子炉燃料棒１０や部分長燃料棒３６のほかに、ウォータロッド３３及びチャンネルボックス３５の接水面には、ＳｉＣ自体を原子炉内の冷却水環境から遮蔽するため、Ｚｒ、ＴｉまたはＣｒを基材とした合金または化合物を最大１００μｍ程度被覆することが好ましい。この環境遮蔽皮膜の形成方法に特段の限定はなく、例えば、物理蒸着法（ＰＶＤ法）、化学蒸着法（ＣＶＤ法）、塗布・焼結法等を用いることができる。この環境遮蔽皮膜とＳｉＣ基材との密着性を向上させるために、熱膨張差を小さくするように化学組成や構成する相の比率を制御したものが好ましい。
　図１４は、沸騰水型原子炉のセルの一例を示す横断面模式図である。図１４に示すように、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）のセル４０は、４体の燃料集合体３０が正方状に配置され、その中央部に横断面が略十字状の制御棒４１が配設されている。セル４０は、本実施形態に係る原子炉燃料棒１０および燃料集合体３０を用いることにより、通常運転環境下で従来と同等の長期信頼性を維持しつつ、万が一の非常事態（例えば、冷却材喪失事故）における安全性を向上することができる。
　図１５は、加圧水型原子炉に装荷される燃料集合体の一部透過外観斜視図である。図１５に示すように、燃料集合体５０は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）用の燃料集合体の一例であり、複数の原子炉燃料棒１０、複数の制御棒案内シンブル５１、炉内計装用案内シンブル５２、それらを束ねて支持する複数の支持格子（スペーサ）５３と、上部ノズル５４、及び下部ノズル５５を備える。上部ノズル５４及び下部ノズル５５は、燃料集合体５０の骨格の構成体であると同時に、炉心における燃料集合体５０の位置決め、或は冷却水の流路確保の役割を担う。また、炉内計装用案内シンブル５２は、局所出力領域モニタ（Ｌｏｃａｌ　Ｐｏｗｅｒ　Ｒａｎｇｅ　Ｍｏｎｉｔｏｒ：ＬＰＲＭ）及び／又は、平均出力領域モニタ（Ａｖｅｒａｇｅ　Ｐｏｗｅｒ　Ｒａｎｇｅ　Ｍｏｎｉｔｏｒ：ＡＰＲＭ）等の炉内計装機器を炉心へ案内する。　
　図１６は、加圧水型原子炉のセルの一例を示す横断面模式図である。図１６に示すように、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）のセル６０は、燃料集合体５０の中に制御棒が配設されることから、４体の燃料集合体５０がそのまま正方状に配置される。セル６０も、本実施形態に係る原子炉燃料棒１０及び燃料集合体５０を用いることにより、通常運転環境下で従来と同等の長期信頼性を維持しつつ、万が一の非常事態（例えば、冷却材喪失事故）における安全性を向上することができる。
　上述の実施形態では、燃料被覆管１１、下部端栓１２ａ、上部端栓１２ｂ、及び中子２１の構成材料を炭化ケイ素（ＳｉＣ）とする原子炉燃料棒（１０，１０ａ，１０ｂ）を例に説明したがこれに限られない。例えば、酸化物系のアルミナ（Ａｌ２Ｏ３）又はジルコニア（ＺｒＯ２）、ムライト（Ａｌ６Ｏ１３Ｓｉ２）等の通常のセラミックス材料から構成される中空の管状体（被覆管）及び蓋体を備え、高温及び／又は高圧となる管状体（被覆管）の内部が封止され、腐食環境に晒される管状体（被覆管）へも同様に適用できる。
　以下、実施例により本発明を更に具体的に説明する。なお、本発明はこれらの実施例に限定されるものではない。
　（金属接合材を用いたＳｉＣ材料の接合実験）　
　複数種の金属接合材２０を用意し、ＳｉＣ製模擬燃料被覆管とＳｉＣ製模擬端栓の接合実験を行った。ＳｉＣ製模擬燃料被覆管とＳｉＣ製模擬端栓は、その表面にＳｉＣ層を形成したものを用いた。表１に用意した金属接合材の諸元を示す。
Figure JPOXMLDOC01-appb-T000001
　表１に示すように、実施例１では、Ｃが０.０８％以下であり残部がＳｉの金属接合材を用いた。　
　実施例２では、Ｇｅが５０％以下、Ｃが０.０８％以下であり残部がＳｉの金属接合材を用いた。　
　また、実施例３では、Ｍｏが５％以下、Ｗが２０％以下、Ｆｅが４０％以下であり残部がＳｉの金属接合材を用いた。　
　実施例４では、Ｔｉが２％以下、Ｚｒが２％以下、Ｔａが２％以下、Ｎｂが２％以下、Ｖが２％以下、Ｙが２％以下、Ｃｒが２％以下であり残部がＳｉの金属接合材を用いた。　
　実施例５では、Ｆｅが０.３％以下、Ｃが０.０８％以下であり残部がＴｉの金属接合材を用いた。　
　また、実施例６では、Ｚｒが５０％、Ｆｅが０.３％以下、Ｃが０.０８％以下であり残部がＴｉの金属接合材を用いた。　
　実施例７では、Ｆｅが０.３％以下、Ｃが０.０８％以下であり残部がＺｒの金属接合材を用いた。　
　実施例８では、Ｓｎが１.２～１.７％、Ｎｉが０.０３～０.０８％、Ｆｅが０.０７～０.２％、Ｃｒが０.０５～０.１５％、Ｔｉが０.００５％以下であり残部がＺｒの金属材料を用いた。　
　また、実施例９では、Ｓｎが１.２～１.７％、Ｆｅが０.１８～０.２４％、Ｃｒが０.０７～０.１３％、Ｔｉが０.００５％以下であり残部がＺｒの金属接合材を用いた。　
　実施例１０では、Ｎｂが１～２.５％、Ｔｉが０.００５％以下であり残部がＺｒの金属接合材を用いた。
　表面にＳｉＣ層が形成されたＳｉＣ製模擬燃料被覆管及びＳｉＣ製模擬端栓を用意し、それぞれの一方の表面に上記各実施例の金属接合材（厚さ約０．２ｍｍ）を蒸着法により成膜した。次に、成膜した金属接合材皮膜同士が対面するように、ＳｉＣ製模擬燃料被覆管及びＳｉＣ製模擬端栓を突き合わせ（当接させ）、電気炉を用いて押圧熱処理（アルゴン気流中）を施した。加熱温度は、実施例１及び実施例４では１４５０～１５１４℃とし、実施例２及び実施例３では１２５０～１５１４℃とし、実施例５～実施例１０では１２００～１４００℃とした。加熱接合後、接合部断面を研磨し、光学顕微鏡で接合部領域の微細組織を観察した。
　接合部領域の微細組織観察の結果、実施例１～実施例４（Ｓｉ、Ｓｉ合金）では、ろう付けを主体とする微細組織（ろう付け組織）が観察され、実施例５～実施例１０（Ｔｉ、Ｔｉ合金、Ｚｒ、Ｚｒ合金）は、拡散接合を主体とする微細組織（拡散接合組織）が観察された。いずれの実施例においても、接合部領域でクラックや連通する気孔は観察されなかった。
　上述した実施形態は、本発明の理解を助けるために具体的に説明したものであり、本発明は、説明した全ての構成を備えることに限定されるものではない。例えば、ある実施形態の構成の一部を他の実施形態の構成に置き換えることが可能であり、ある実施形態の構成に他の実施形態の構成を加えることも可能である。さらに、各実施形態の構成の一部について、削除・他の構成に置換・他の構成の追加をすることが可能である。
１０，１０ａ，１０ｂ・・・原子炉燃料棒、１１・・・燃料被覆管、１１ａ・・・突き合わせ面、１２ａ・・・下部端栓、１２ｂ・・・上部端栓、１２ｃ・・・挿入直胴部、１２ｄ・・・突き合わせ面、１２ｅ・・・ねじ構造、１２ｆ・・・曲面形状の凹部、１２ｇ・・・外径縮小部、１３・・・燃料ペレット、１４・・・接合部被覆、１５・・・プレナムスプリング、２０・・・金属接合材、２１・・・中子、２１ａ・・・曲面部、３０・・・燃料集合体、３１・・・上部タイプレート、３２・・・下部タイプレート、３３・・・ウォータロッド、３４・・・燃料支持格子（スペーサ）、３５・・・チャンネルボックス、３６・・・部分長燃料棒、３７・・・ハンドル、４０・・・セル、４１・・・制御棒、５０・・・燃料集合体、５１・・・制御棒案内シンブル、５２・・・炉内計装用案内シンブル、５３・・・支持格子、５４・・・上部ノズル、５５・・・下部ノズル、６０・・・セル

Claims (18)

  1. 　セラミックス材料を基材とする円筒状の被覆管と、前記被覆管と同種の材料で形成される中子と、前記中子を収容し得る連続した曲面形状の凹部を有する端栓とを備え、
    　前記端栓は前記被覆管と同種の材料で形成され、前記被覆管の端部に形成された傾斜面と前記端栓の端部に形成された傾斜面が当接し金属接合材にて接合され、当該接合部を前記中子が支持することを特徴とする軽水炉用燃料棒。
  2. 　請求項１に記載の軽水炉用燃料棒において、
    　前記中子は、
    　円柱状部と、当該円柱状部の長手方向の一方端又は両端部に球面の一部にて近似された曲面部を備え、
    　前記円柱状部の外表面と前記曲面部の外表面が連続する形状を有することを特徴とする軽水炉用燃料棒。
  3. 　請求項２に記載の軽水炉用燃料棒において、
    　前記端栓の曲面形状の凹部は、
    　前記中子の円柱状部と所定の間隙にて対向する円筒部と、球面の一部にて近似された窪み部を備え、
    　前記円筒部の内面と前記窪み部の内面が連続する形状を有することを特徴とする軽水炉用燃料棒。
  4. 　請求項３に記載の軽水炉用燃料棒において、
    　前記端栓の端部に形成された傾斜面は、前記曲面形状の凹部の内径が前記被覆管側へと向かうに従い拡大する形状を有することを特徴とする軽水炉用燃料棒。
  5. 　請求項４に記載の軽水炉用燃料棒において、
    　前記被覆管の端部に形成された傾斜面は、前記端栓の端部に形成された傾斜面と当接するよう、前記被覆管の外周側から内周側へと前記端栓側へ向かい傾斜することを特徴とする軽水炉用燃料棒。
  6. 　請求項５に記載の軽水炉用燃料棒において、
    　少なくとも、前記被覆管の傾斜面と前記端栓の傾斜面、前記被覆管の内周面と前記中子の外周面は、前記金属接合材を介して接合されることを特徴とする軽水炉用燃料棒。
  7. 　請求項６に記載の軽水炉用燃料棒において、
    　前記金属接合材は、平均熱膨張係数が１０ｐｐｍ/Ｋ未満であり、前記セラミックス材料が炭化珪素材料の場合、ケイ素、ケイ素合金、チタン、チタン合金、ジルコニウム、及びジルコニウム合金から選ばれる何れか一種であり、ろう付け又は拡散接合により接合されることを特徴とする軽水炉用燃料棒。
  8. 　請求項７に記載の軽水炉用燃料棒において、
    　前記被覆管の傾斜面及び／又は前記端栓の傾斜面と、前記被覆管の内周面及び／又は前記中子の円柱状部の外周面に、前記金属接合材が予め成膜され、
    　前記予め金属接合材が成膜された接合部を突き合わせ、レーザ又は高周波或は局所ヒータを用いて前記接合部が局所加熱されることを特徴とする軽水炉用燃料棒。
  9. 　請求項８に記載の軽水炉用燃料棒において、
    　前記被覆管の傾斜面は、その面方向が前記被覆管の軸方向に対して３０°以上８０°以下の傾斜角度を有することを特徴とする軽水炉用燃料棒。
  10. 　スペーサにより複数の燃料棒が束ねられ、原子炉の炉心に装荷される燃料集合体であって、
    　前記燃料棒は、セラミックス材料を基材とする円筒状の被覆管と、前記被覆管と同種の材料で形成される中子と、前記中子を収容し得る連続した曲面形状の凹部を有する端栓とを備え、前記端栓は前記被覆管と同種の材料で形成され、前記被覆管の端部に形成された傾斜面と前記端栓の端部に形成された傾斜面が当接し金属接合材にて接合され、当該接合部を前記中子が支持することを特徴とする燃料集合体。
  11. 　請求項１０に記載の燃料集合体において、
    　前記中子は、円柱状部と、当該円柱状部の長手方向の一方端又は両端部に球面の一部にて近似された曲面部を備え、前記円柱状部の外表面と前記曲面部の外表面が連続する形状を有することを特徴とする燃料集合体。
  12. 　請求項１１に記載の燃料集合体において、
    　前記端栓の曲面形状の凹部は、前記中子の円柱状部と所定の間隙にて対向する円筒部と、球面の一部にて近似された窪み部を備え、前記円筒部の内面と前記窪み部の内面が連続する形状を有することを特徴とする燃料集合体。
  13. 　請求項１２に記載の燃料集合体において、
    　前記端栓の端部に形成された傾斜面は、前記曲面形状の凹部の内径が前記被覆管側へと向かうに従い拡大する形状を有することを特徴とする燃料集合体。
  14. 　請求項１３に記載の燃料集合体において、
    　前記被覆管の端部に形成された傾斜面は、前記端栓の端部に形成された傾斜面と当接するよう、前記被覆管の外周側から内周側へと前記端栓側へ向かい傾斜することを特徴とする燃料集合体。
  15. 　請求項１４に記載の燃料集合体において、
    　少なくとも、前記被覆管の傾斜面と前記端栓の傾斜面、前記被覆管の内周面と前記中子の外周面は、前記金属接合材を介して接合されることを特徴とする燃料集合体。
  16. 　請求項１５に記載の燃料集合体において、
    　前記金属接合材は、平均熱膨張係数が１０ｐｐｍ/Ｋ未満であり、前記セラミックス材料が炭化珪素材料の場合、ケイ素、ケイ素合金、チタン、チタン合金、ジルコニウム、及びジルコニウム合金から選ばれる何れか一種であり、ろう付け又は拡散接合により接合されることを特徴とする燃料集合体。
  17. 　請求項１６に記載の燃料集合体において、
    　前記被覆管の傾斜面及び／又は前記端栓の傾斜面と、前記被覆管の内周面及び／又は前記中子の円柱状部の外周面に、前記金属接合材が予め成膜され、
    　前記予め金属接合材が成膜された接合部を突き合わせ、レーザ又は高周波或は局所ヒータを用いて前記接合部が局所加熱されることを特徴とする燃料集合体。
  18. 　請求項１７に記載の燃料集合体において、
    　前記被覆管の傾斜面は、その面方向が前記被覆管の軸方向に対して３０°以上８０°以下の傾斜角度を有することを特徴とする燃料集合体。
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