JP4708032B2 - 核燃料棒及び核燃料棒の製造方法 - Google Patents

Description

本発明は、閉鎖内部空間を画定し、かつジルコニウム及びジルコニウム系合金からなる群の材料の少なくとも１種から作製される被覆管と、内部空間の一部を満たすように被覆管中の内部空間に配置された複数の核燃料ペレット（a pile of nuclear fuel pellets）と、内部空間の残部を満たすために閉鎖内部空間内に配置されたある割合のヘリウムとある割合の一酸化炭素を含んだ充填ガスとを含む沸騰水型又は加圧水型の原子炉用の核燃料棒に関する。本発明は、そうした核燃料棒を含む核燃料集合体にも関する。更に、本発明は沸騰水型又は加圧水型の原子炉用の核燃料棒の製造方法に関する。

原子力プラントでは多数の燃料集合体から形成された炉心を備えている。各燃料集合体は、延在された互いに平行な複数の核燃料棒と、軸方向に核燃料棒に沿って配置され、かつ核燃料棒と結合した複数のスペーサを備えている。各核燃料棒は被覆管と被覆管内に封入された核燃料とを含む。核燃料は通常、被覆管内に互いに重ねて配置された燃料ペレット中に圧縮して入れられているウラニウムを備えている。原子力プラントが稼動しているときは、炉心はその炉心にポンプで汲み上げる冷媒によって冷却されている。

原子力プラント内の構成部品は水素化及び酸化による攻撃に曝されることが多い。露出しているそうした構成部品に表面コーティングを施して構成部品を保護することが知られている。核燃料棒の被覆管はその構成部品の一例である。被覆管が攻撃されるということは、最悪の場合、被覆管の厚さ全体にわたって広がる欠陥が発生し、それによって被覆管内部にある放射性核燃料及びその核分裂生成物が原子炉の冷却水中に漏出する可能性があることを意味する。被覆管への欠陥に関しては、一次欠陥と二次欠陥に区分される。

一次欠陥は被覆管の外部表面上への攻撃によって発生し、特に異物による摩耗によって引き起こされる。通常、軽微な磨耗性の欠陥によって核燃料棒のウラニウムペレットの明らかな破壊（evident destruction）とウォッシュアウト（washing out）を起こすことはない。しかし、一次欠陥は被覆管の厚さ全体にわたって広がる可能性がある。そうした一次欠陥は水、蒸気又はその両者が被覆管内に入り、核燃料と被覆管の内部表面との間の空間に流入することを意味する。

一次欠陥が進行した場合、被覆管の内部空間と原子炉の冷却水との間に連結経路が存在することになる。それによって、核燃料棒の内部圧力Ｐ_ｉが原子炉の系圧力Ｐ_ｓｙｓと同じになるまで、水と蒸気が核燃料棒内に侵入することになる。この事象の過程で、水分子からの水素の放出の際に被覆管の内部とウラニウムペレットは酸化される。次に、一次欠陥から離れた所で、これにより、非常に高い水素分圧ｐｐＨ₂、いわゆる「酸素欠乏」又は「蒸気欠乏」した環境ができる結果となる。そうした環境では、被覆の内部は水素を非常に急速に吸収する、いわゆる水素化を起こす傾向がある。水素化は、被覆内で局所的に非常に高い水素濃度を招く可能性があり、これは二次劣化と称され、被覆の機械的特性を著しく劣化させる。被覆は非常に脆くなり、これによって、自己誘導応力又は外部負荷に起因する、亀裂の誘発、亀裂の成長及び二次燃料欠陥をもたらす可能性がある。二次欠陥は長い亀裂又は横断的な破壊の形態をとることが多く、これは、欠陥の非常に深刻な形であることを意味する。

核燃料棒中に水が流入するような欠陥の場合、水は蒸発し、水分子は解離し、それによって被覆管の内部表面は酸化され、内部空間内で遊離した水素が形成される。遊離水素はジルコニウム系被覆管によって吸収され、その結果、上記の脆化が発生することになる。吸収は特に酸化層がまだ形成されていない表面上で起こる。この過程は比較的速い。一次欠陥が起こると、直ちに酸化過程が開始される。これによって、一次欠陥から離れた所で非常に高い水素分圧を有する環境の発生が急速にもたらされる。その結果、二次水素化に影響を与える可能性と、それによる二次欠陥の発生のリスクに関して、一次欠陥の発生に続く時間と日数が非常に重要である。この文脈での問題は、内部空間内で通常見られるヘリウムガス中で水素ガスが水分子より速く拡散することである。したがって水素ガスは、水分子より速く自由表面に達するであろう。そうでないと、水分子は、ジルコニウム表面上での保護酸化層の形成の際に表面と反応できてしまうであろう。

特許文献１は原子炉用の閉鎖管を開示している。この閉鎖管は核燃料及び／又は中性子吸収体を収容することを目的としている。その閉鎖管の中に、Ｈｅと、Ｏ₂、ＣＯ及びＣＯ_２のガスうちの１つの追加のガスからなる充填ガスと一緒に、燃料及び／又は中性子吸収体が収容されている。追加のガスの目的は、被覆管の内部表面上に薄い酸化層を形成するためである。酸化層は、通常の運転のもとで、閉鎖管を通してのトリテリウム（triterium：水素の同位体）の浸透性を低下させると考えられる。この特許文献１の記載によれば、トリテリウムは原子炉内での放射の際に放出される。上記特許は欠陥と関連して燃料棒に生じる問題は論じていない。したがって、追加のガスの目的は水素化と二次劣化を防止することではない。充填ガス中の追加ガスの量はヘリウムの量の２〜３容積％に達する。したがって、充填ガスの量に対する追加のガスの量は３容積％未満である。
米国特許第４，６０９，５２４号明細書

本発明の目的は、二次劣化に対する核燃料棒の耐性を改善することである。より具体的には、本発明は、核燃料棒に一般的な一次欠陥が発生した後で、二次水素化と二次欠陥を防止することに関する。一次欠陥の発生は異常なことではあるが、二次水素化、二次劣化及び二次欠陥の発生を招く一次欠陥のリスクを軽減することができれば、実質的な利点が得られる。

上記目的は、導入部で開示される沸騰水型の原子炉用の核燃料棒によって達成されるものであって、核燃料棒内の充填ガスの内部圧力が少なくとも絶対圧２００ｋＰａ（2 bar）に達し、かつ一酸化炭素の割合が充填ガスの少なくとも３容積％であることを特徴とする。本発明は、燃料棒の製造に関連して加えられる充填ガスのある部分を、一酸化炭素で構成されるべきであることを含む。したがって、充填ガスをヘリウムと一酸化炭素の混合物で構成することができる。燃料又は被覆管による吸収で一酸化炭素が使用し尽くされることはないので、核燃料棒がその全運転時間の相当な時間運転された後でも、充填ガスが一酸化炭素を含有することは保証されることになる。本発明は、通常使用される充填ガスの改変によって被覆の水素吸収能力が低減されるという知見に基づいている。研究によって、ＣＯはそれ自体ではＺｒの酸化をもたらさないが、水素に対する吸着部位の阻止に関わる効果を有する、すなわち、ＣＯはジルコニウム表面上のこれらの位置に吸着されるのであり、そうでないと、水素が吸着され、その後、ジルコニウム材料によって吸収されることになる。Ｈｅの分圧に対するＣＯの分圧の下限ｐｐＣＯ／ｐｐＨｅは、一次欠陥を仮定した後で、水素吸収速度の実質的な減少を得るために消費される一酸化炭素の量によって定義され、他方、ｐｐＣＯ／ｐｐＨｅの上限はガス混合物の熱伝導度によって制限される。充填ガスの熱伝導度が著しく低下した場合、充填ガスが実質的にヘリウムからだけで構成された場合と比較して、燃料ペレットと被覆との間の熱伝導度は低下し、それによってペレット温度が上昇し、核分裂ガスの放出が増大する結果となる。ガス混合物の熱伝導度の低下はいくらか許容されるが、ｐｐＣＯ／ｐｐＨｅの上限は、核分裂ガスの放出が、望ましくないバーンアウト限界（burn−out limitation）まで至らないように選択しなければならない。結果としてこのことは、ｐｐＣＯ／ｐｐＨｅの上限が、実際の核燃料棒が曝露されることになるバーンアウトのレベルに依存することに関係してくる。

本発明の実施形態によれば、一酸化炭素の割合は充填ガスの少なくとも４容積％を構成する。本出願人は、水素吸収を防止するために求めてきた効果は、充填ガス中の一酸化炭素の割合を増大させることによって改善されることを示した。したがって、一酸化炭素の割合は、有利には充填ガスの少なくとも５容積％、より有利には充填ガスの少なくとも６容積％を構成することができる。

本発明の実施形態によれば、一酸化炭素の割合は充填ガスの少なくとも４容積％を構成する。本出願人は、水素吸収を防止するために求めてきた効果は、充填ガス中の二酸化炭素の割合を増大させることによって改善されることを示した。したがって、二酸化炭素の割合は、有利には充填ガスの少なくとも５容積％、より有利には充填ガスの少なくとも６容積％を構成することができる。

また、本発明の目的は、導入部で開示される加圧水型の原子炉用の核燃料棒によって達成されるものであって、核燃料棒中の充填ガスの内部圧力が少なくとも絶対圧１ＭＰａ（10 bar）に達し、かつ一酸化炭素の割合が充填ガスの少なくとも２容積％であることを特徴とするものである。加圧水型の原子炉中でそうした核燃料棒を使用すると、沸騰水型の原子炉について上述したものに相当する利点が実現される。

加圧水型の原子炉用核燃料棒の他の実施形態によれば、一酸化炭素の割合は充填ガスの少なくとも３容積％、充填ガスの少なくとも４容積％、特に充填ガスの少なくとも５容積％に達する。

本発明の他の実施形態によれば、被覆管は内部空間に面する内部表面を有し、それによって、内部空間に最も近接した被覆管中の材料は予備酸化し、したがって酸化ジルコニウムを含む。被覆管の内部表面を酸化ジルコニウム層でコーティングすることは公知である。そうした酸化層はジルコニウム材料中での水素吸収に対する保護効果を有している。従って、本発明による一酸化炭素の追加と組み合わせると、ジルコニウム材料中での水素吸収の低減を大幅に向上させることができる。

本発明の目的は、
内部空間を画定し、かつジルコニウム及びジルコニウム系合金からなる群の材料の少なくとも１種から作製される被覆管を提供する工程と、
内部空間の一部を満たすように被覆管中の内部空間に配置された複数の核燃料ペレットを導入する工程と、
その内部空間の残部を満たすために、ある割合の不活性ガスとある割合の一酸化炭素を含んだ充填ガスで内部空間を完全に満たし、少なくとも絶対圧２００ｋＰａに達する内部圧力が内部空間内に存在するときに内部空間を完結させる工程であって、一酸化炭素の割合が充填ガスの３容積％より大きくする工程と
を備える沸騰水型の原子炉用核燃料棒を作製するために導入される方法によっても達成される。

本発明の目的は、
内部空間を画定し、かつジルコニウム及びジルコニウム系合金からなる群の材料の少なくとも１種から作製される被覆管を提供する工程と、
内部空間の一部を満たすように被覆管中の内部空間に配置された複数の核燃料ペレットを導入する工程と、
その内部空間の残部を満たすために、ある割合の不活性ガスとある割合の一酸化炭素を含んだ充填ガスで内部空間を完全に満たし、少なくとも絶対圧１ＭＰａに達する内部圧力が内部空間内に存在するときに内部空間を完結させる工程であって、一酸化炭素の割合が充填ガスの２容積％より大きくする工程と
を備える加圧水型の原子炉用核燃料棒を作製するために導入する方法によっても達成される。

核燃料棒の実施形態によれば、被覆管は内部空間に面する内部表面を備えており、その方法は、核燃料ペレット及び充填ガスが被覆管に導入される前に、酸化ジルコニウムを含む外側層を内部表面に形成する工程を備えている。添加された一酸化炭素ガスと一緒に、そうした酸化層はジルコニウム材料中での水素吸収を更に低減することになる。

次に、様々な実施形態の説明と添付の図面を参照して、本発明をより詳細に説明する。

図１は軽水型原子炉用の核燃料棒１を示す図である。原子炉は沸騰型原子炉（ＢＷＲ）でも加圧水型原子炉（ＰＷＲ）でも良い。核燃料棒は閉鎖内部空間３を画定する被覆管２を備えている。被覆管２は頂部プラグ４で終わる上側の第１の端部と、底部プラグ５で終わる下側の第２の端部を有する。

被覆管２はジルコニウム及びジルコニウム系合金からなる群の材料の少なくとも１種から作製される。そうしたジルコニウム系合金はジルカロイ−２又はジルカロイ−４で良い。示した実施形態では、被覆管２は外側管６及び内側管７を備えており、その内側管７は、外側管６と金属結合するように作製されたいわゆるライナーを形成する。外側管６は上記のジルコニウム系合金のいずれからも作製することができ、一方、内側管７は純ジルコニウム金属から作製することができる。被覆管２は、ライナーの無い１つの管だけを備えているものであっても良いことに留意されたい。

核燃料棒１は被覆管２内の内部空間３に配置された複数の燃料ペレット９も備えている。従来のタイプの燃料ペレット９は圧縮された酸化ウラニウムを含む。複数の燃料ペレット９は内部空間３の一部を満たしており、燃料ペレット９と内側管の７内部表面との間には狭い空隙１０が存在する。更に内部空間３の、例えば燃料ペレット９の上部にプレナム（plenum）１１があり、弾性手段１２の助けを得て複数の燃料ペレット９は底部プラグ５に対して押しつけられる。

核燃料棒１は、内部空間３内に配置され、内部空間３の残部、すなわち本質的に隙間１０、前記プレナム１１及び燃料ペレット９同士の間に存在するかもしれない空隙を満たす充填ガスも含む。充填ガスはある割合の不活性ガスとある割合の一酸化炭素を含む。示した実施形態では、充填ガスは本質的に前記割合の不活性ガスと前記割合の一酸化炭素とからなる。不活性ガスは本質的にはヘリウムからなるが、他の不活性ガスであっても良い。

図２に沸騰型原子炉用の核燃料集合体１５の例を図示する。この集合体は多数の本発明による核燃料棒を含む。燃料棒１は互いに連結されており、燃料棒同士は複数のスペーサ１６によって適正な距離に保持されている。更に核燃料棒１は、燃料棒１の周りに部分的に図示されているケーシングを構成し、かつ燃料１の下端部の下部プレート１８から燃料棒１の上端部の上部プレート１９に延在するボックス１７中に密閉することができる。

図３は、加圧水型原子炉用の核燃料集合体２５の例を対応した形で図示する。核燃料集合体２５も本発明による核燃料棒１と、核燃料集合体２５の長手方向に沿う複数のスペーサ２６とを備えている。この場合のスペーサは、燃料棒１の束を通して延在し、その下端部で底部部材２８に、またその上端部で頂部部材２９に連結された導管２７を把持する働きもする。

燃料棒の被覆管２はその内部表面上、すなわち内側管７の内部表面上、あるいはライナーが存在しない場合外側管６の内部表面上で予備酸化されていても良い。このことは、核燃料棒１が装着される前、すなわち燃料ペレット９が被覆管２中に導入され、充填ガスが加えられて被覆管２が閉じられる前に、内部表面上に薄い酸化層が形成されていることを意味する。したがって、内部表面は酸化ジルコニウムを含む、又は本質的に酸化ジルコニウムからなる表面層から形成される。そうした酸化ジルコニウム層又は酸化ジルコニウムコーティングは、２μm未満、好ましくは１μm未満の非常に薄い厚さであって良い。酸化層は高圧蒸気殺菌処理（autoclaving）、陰極処理又は乾燥酸素ガスへの曝露によって作製することが好ましく、それによって高密度酸化層を得ることができる。

本出願人は実験的検討を行い、水素中へのＣＯ添加が少ないほど、予備酸化の有無にかかわらず、ジルコニウム系材料の水素吸収速度が低下することがわかった。これらの検討結果を図４〜図８に示す。

図４に、予備酸化したジルコニウム材料（予備酸化したＺｉｒｃａｌｙ−２、Ｚｒ２ｏｘ）及び予備酸化していないジルコニウム材料（純ジルコニウム、Ｚｒ）について、異なるＣＯ／Ｈ_２比での４００℃における水素吸収速度のグラフを示す。純ジルコニウムの場合、約０．２のｐｐＣＯ／ｐｐＨ₂での水素吸収は、ＣＯが加えられていない場合と比べて１／１０に低下することがわかる。予備酸化したジルコニウム系合金の場合、約０．０４のｐｐＣＯ／ｐｐＨ₂で、対応する１／１０までの低下が既に得られている。

図５は予備酸化したジルコニウム合金（ジルカロイ−２）の４００℃における水素吸収度を示すグラフである。このグラフから、予備酸化したジルコニウム合金を含む閉鎖空間内のｐｐＨ₂は、ｐｐＣＯ＝２００Ｐａ（2mbar）で時間に関して実質的に一定であり、ｐｐＣＯ／ｐｐＨ₂＝０．１４であることがわかる。

図６に、予備酸化したジルカロイ−２の４００℃における水素吸収度についての別のグラフを示す。ここでは、約４００分後にＣＯを加え、それによってｐｐＨ₂が２５０Ｐａ（2.5mbar）に達していると共に、ｐｐＣＯ／ｐｐＨ₂＝０．０４となっている。明らかに水素吸収度の低下が観察される。

図７はＺｒを有する閉鎖空間中のＣＯ分圧を時間の関数として示したグラフである。グラフから、ＣＯ分子はジルコニウム表面上に吸着されていても、ＣＯガスはＺｒには吸収されないことがわかる。

図８は、５個の燃料ペレットを有する閉鎖空間中のＣＯ分圧を時間の関数として示したグラフである。グラフから、４００℃では燃料ペレットによってＣＯは吸収されず、６００℃でも吸収されないことがわかる。

種々の一酸化炭素分圧ｐｐＣＯを有する水素ガス雰囲気への、ジルカロイ−２又はジルカロイ−４などのジルコニウム系合金の曝露に関して、実施した調査から、比較的低い一酸化炭素分圧（約０．２のｐｐＣＯ／ｐｐＨ₂、図４参照）が、金属が水素を吸収する速度に著しい影響を及ぼすことがわかる。金属を高純度水素ガスに曝した場合と比べて吸収速度は約１／１０に低下する。ジルコニウム系材料が予備酸化している場合、効果が増大する。この場合、ｐｐＣＯ／ｐｐＨ₂が約０．０４のときに、吸収速度が既に著しく低下していることが観察された。調査によると、予備酸化自体で水素吸収速度を著しく低下させるが、一酸化炭素の添加を予備酸化に組み合わせると、吸収速度を更に著しく低下させることも判明した（図４参照）。この場合、吸収速度は、ｐｐＣＯ／ｐｐＨ₂＝０．０４で、予備酸化していないジルコニウム系材料を水素ガスに曝した場合の約１／１００となり、一酸化炭素分圧が低下した場合、吸収速度は更に低下され得る。

一次欠陥が発生した直後の一次欠陥から離れた所で、初期充填ガス（このケースではＨｅ及びＣＯ）と水素ガスとの混合物を有し、ｐｐＣＯ／ｐｐＨ₂の値がある臨界値Ｆ_ｋｒｉｔを超えていると仮定した場合、充填ガスが含有すべき最も低いｐｐＣＯを推定することができる。このケースでは着目するのはｐｐＣＯの絶対値であるが、結論として、原子炉の系圧力が一定であるという仮定のもとで、ｐｐＣＯ＋ｐｐＨｅの増大に伴いｐｐＣＯ／ｐｐＨｅを減少させることができる。後者は妥当な仮定であるが、系圧力PSYSが一般に約７ＭＰａ（70bar）である沸騰型原子炉（ＢＷＲ）用に作製される燃料棒と、系圧力PSYSが通常約１５ＭＰａ（150bar）である加圧水型原子炉（ＰＷＲ）用に作製される燃料棒とではｐｐＣＯの選択が異なって良いことを意味する。

室温ＴＲでの燃料棒の充填圧力がＰ_fillであり、燃料棒の温度が室温ＴＲから運転温度に増大したとき燃料棒中の圧力が倍数Ａ（一般に２〜３）で増大する場合、運転時、燃料棒は最初内部圧力Ｐ_ｉ、すなわちＰ_ｉ＝Ｐ_fill＊Ａを有する。Ｐ_ｓｙｓが系圧力であり、一次欠陥後に燃料棒の内部圧力と系圧力との間の圧力平衡が生じれば、これは、一次欠陥後での燃料棒の長さ全体にわたって計算したｐｐＨ₂Ｏ＋ｐｐＨ₂の平均値がｐｐＨ₂Ｏ＋ｐｐＨ₂＝Ｐ_ｓｙｓ−Ｐ_ｉであると仮定できることを意味する。一次欠陥から離れた所では、ｐｐＨ₂Ｏは、一次欠陥が生じたすぐ後の期間では無視でき、一方、上記に開示したようなより速い水素ガスの拡散速度とあいまって、酸化ジルコニウムの生成と水素の放散の間、被覆の内側との水分子の急速な反応に依存してｐｐＨ₂は相対的に非常に高い。実際の時間の期間、一次欠陥から離れた所では、ガスは局所的には充填ガス（Ｈｅ＋ＣＯ）とＨ_２の混合物からなり、ｐｐＨ₂は局所的には次の関係を満足すると仮定することができる：
Ｐ_ｓｙｓ−Ｐ_ｉ＜ｐｐＨ₂＜Ｐ_ｓｙｓ

ｐｐＣＯ／ｐｐＨ₂の部分は、ある臨界値Ｆ_ｋｒｉｔを超えなければならず、運転温度でｐｐＣＯはｐｐＣＯ（ＴＲ）＊Ａであるので、ｐｐＣＯ（ＴＲ）は、
ｐｐＣＯ（ＴＲ）＝Ｆ_ｋｒｉｔ＊ｐｐＨ₂／Ａ＝Ｆ_ｋｒｉｔ＊（Ｐ_ｓｙｓ−Ｐ_ｉ）／Ａ＝Ｆ_ｋｒｉｔ＊（Ｐ_ｓｙｓ−Ｐ_fill＊Ａ）／Ａ
となるはずである。

以下の表は、ＢＷＲ及びＰＷＲにおいて、種々のＰ_fill、Ｆ_ｋｒｉｔ及びＡ値について、分圧及び容積％として表したＣＯの量の様々な例を示す。ＣＯの量の追加の値は、他のＰ_fill、Ｐ_ｓｙｓ、Ｆ_ｋｒｉｔ及びＡ値について与えられた式を用いて容易に計算することができる。表ではＦ_ｋｒｉｔが０．０２及び０．０３の例を示している。図４からわかるように、水素ガスの量に対して、これらの２つの相対的に低いＣＯ含有量で既に、特にジルコニウム表面を予備酸化している場合、著しい水素吸収の低下が得られている。本発明の範囲内で、水素吸収のより少ない低下、したがって、特定の内部圧力Ｐ_fillに対して以下の表で示したものより少ない充填ガス中の一酸化炭素の量を選択することができる。ジルコニウム表面が酸化されていない場合、図４に見られるように、Ｆ_ｋｒｉｔは若干高いはずであり、それによって、初期的には、より高いＣＯ容積％を生じさせている。

本発明は示した実施形態に限定されるものではなく、上記の特許請求の範囲内で変更及び修正を行うことができる。

本発明による核燃料棒の縦方向の断面図である。 多数の本発明による核燃料棒を有する沸騰型原子炉用の核燃料集合体の部分的側部断面図である。 多数の本発明による核燃料棒を有する加圧水型原子炉用の核燃料集合体の側面図である。 異なるＣＯ／Ｈ_２比についてのジルコニウム系材料の水素吸収速度を示すグラフである。 ジルコニウム系材料を、異なるＣＯ分圧を有する雰囲気のＨ_２に曝した場合に、閉鎖空間中のＨ_２分圧がどのように変化するかを時間の関数として示すグラフである。 ジルコニウム系材料を、曝露の間のＣＯの分圧が変化する雰囲気のＨ_２に曝した場合に、閉鎖空間中のＨ_２分圧がどのように変化するかを時間の関数として示す別のグラフである。 Ｚｒを有する閉鎖空間中のＣＯの分圧を時間の関数として示すグラフである。 ５個のペレットを有する閉鎖空間中のＣＯの分圧を時間の関数として示すグラフである。

符号の説明

１ 核燃料棒
２ 被覆管
３ 閉鎖内部空間
４ 頂部プラグ
５ 底部プラグ
６ 外側管
７ 内側管
９ 燃料ペレット
１０ 空隙
１１ プレナム
１２ 弾性手段

Claims (9)

1. 閉鎖内部空間（３）を画定し、かつジルコニウム及びジルコニウム系合金からなる群の材料の少なくとも１種から作製される被覆管（２）と、
   内部空間（３）の一部を満たすように、被覆管中の内部空間に配置された複数の核燃料ペレット（９）と、
   前記内部空間の残部を満たすために、前記閉鎖内部空間（３）内に導入され、ある割合の不活性ガスとある割合の一酸化炭素を含んだ充填ガスと、
   を含む沸騰水型原子炉用の核燃料棒であって、
   前記核燃料棒中の前記充填ガスの内部圧力（Ｐ_fill）が室温（Ｔ_Ｒ）で少なくとも絶対圧６００ｋＰａに達し、かつ一酸化炭素の割合が、前記充填ガスの３容積％〜９．６容積％であることを特徴とする核燃料棒。
2. 前記被覆管（２）の材料が、水素を吸収可能な複数の部位を有しており、前記一酸化炭素が、水素を吸収可能な前記部位に位置されており、これにより前記部位を閉塞させたことを特徴とする請求項１に記載の核燃料棒。
3. 前記核燃料棒中の前記充填ガスの内部圧力（Ｐ_fill）が、室温（Ｔ_Ｒ）で少なくとも絶対圧７００ｋＰａに達すると共に、前記一酸化炭素の割合が、前記充填ガスの４．６容積％〜８．０容積％であることを特徴とする請求項１または２に記載の核燃料棒。
4. 前記被覆管（２）が前記内部空間（３）に面する内部表面を有し、前記内部表面に最も近接した前記被覆管中の材料が予備酸化しており、これにより、前記内部表面に酸化ジルコニウムを含む表面層が形成されていることを特徴とする請求項１から３のいずれか一項に記載の核燃料棒。
5. 前記不活性ガスが実質的にヘリウムからなることを特徴とする請求項１から４のいずれか一項に記載の核燃料棒。
6. 請求項１から５のいずれか一項に記載の核燃料棒（１）を複数備える核燃料集合体。
7. 内部空間を画定し、かつジルコニウム及びジルコニウム系合金からなる群の材料の少なくとも１種から作製される被覆管を提供する工程と、
   前記内部空間の一部を満たすように、前記被覆管中の内部空間に配置される複数の核燃料ペレットを導入する工程と、
   前記内部空間の残部を満たすために、ある割合の不活性ガスとある割合の一酸化炭素を含んだ充填ガスで前記内部空間を完全に満たし、かつ室温（Ｔ_Ｒ）で少なくとも絶対圧６００ｋＰａに達する内部圧力が前記内部空間内に存在するときに、内部空間を完結させる工程とを備え、
   一酸化炭素の割合を前記充填ガスの３容積％〜９．６容積％とする工程を更に備えることを特徴とする沸騰水型原子炉用の核燃料棒の製造方法。
8. 前記核燃料棒中の前記充填ガスの内部圧力（Ｐ_fill）を、室温（Ｔ_Ｒ）で少なくとも絶対圧７００ｋＰａとすると共に、前記一酸化炭素の割合を、前記充填ガスの４．６容積％〜８．０容積％とする工程を更に備えることを特徴とする請求項７に記載の方法。
9. 前記被覆管が前記内部空間に面する内部表面を有し、かつ、前記核燃料ペレットが前記被覆管に導入される前に、前記内部表面に酸化ジルコニウムを含む表面層を形成する工程を更に備えることを特徴とする請求項７または８に記載の方法。

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