JPH0337594A - 核燃料要素およびその製造方法 - Google Patents
核燃料要素およびその製造方法Info
- Publication number
- JPH0337594A JPH0337594A JP1171138A JP17113889A JPH0337594A JP H0337594 A JPH0337594 A JP H0337594A JP 1171138 A JP1171138 A JP 1171138A JP 17113889 A JP17113889 A JP 17113889A JP H0337594 A JPH0337594 A JP H0337594A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- cladding tube
- zirconium
- fuel element
- layer
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 39
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims description 10
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims abstract description 34
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 15
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 14
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 13
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 claims abstract description 7
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 6
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims abstract description 6
- 229910044991 metal oxide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 6
- 150000004706 metal oxides Chemical class 0.000 claims abstract description 5
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 3
- 239000011651 chromium Substances 0.000 claims abstract description 3
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims abstract description 3
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 26
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims description 10
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 8
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 8
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 8
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000011135 tin Substances 0.000 claims description 3
- 229910052718 tin Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 abstract description 12
- 239000000203 mixture Substances 0.000 abstract description 7
- 239000001307 helium Substances 0.000 abstract description 3
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 abstract description 3
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 3
- RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);zirconium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[Zr+4] RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 2
- 229910001928 zirconium oxide Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- CLDVQCMGOSGNIW-UHFFFAOYSA-N nickel tin Chemical compound [Ni].[Sn] CLDVQCMGOSGNIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 5
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 3
- -1 ore Chemical compound 0.000 description 3
- MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N Zirconium dioxide Chemical compound O=[Zr]=O MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N Silicium dioxide Chemical compound O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 230000001771 impaired effect Effects 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 210000002425 internal capsule Anatomy 0.000 description 1
- 229910052743 krypton Inorganic materials 0.000 description 1
- DNNSSWSSYDEUBZ-UHFFFAOYSA-N krypton atom Chemical compound [Kr] DNNSSWSSYDEUBZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 230000000116 mitigating effect Effects 0.000 description 1
- 230000001590 oxidative effect Effects 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 229910052814 silicon oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 229910052724 xenon Inorganic materials 0.000 description 1
- FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N xenon atom Chemical compound [Xe] FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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】
［産業上の利用分野］
本発明は、核燃料要素およびその製造方法の改良に係り
、特にすぐれた機械的特性をもつ核燃料要素およびその
製造方法に関するものである。
、特にすぐれた機械的特性をもつ核燃料要素およびその
製造方法に関するものである。
［従来の技術］
従来の核燃料要素に関しては、「軽水炉燃料のふるまい
」 （原子力安全研究協会：昭和６０年８月、Ｐ６４〜
６９）に詳細に記載されている。
」 （原子力安全研究協会：昭和６０年８月、Ｐ６４〜
６９）に詳細に記載されている。
第３図に従来の沸騰水型原子炉で用いられている核燃料
要素の縦断面略示図を示した。同図において、核燃料要
素］には、被覆管２内に複数個の燃料ペレット３が装填
されており、被覆管２の上下両端の開口部には、夫々上
部端栓４および下部端栓５が溶接されている。また、被
覆管２内には、ヘリウムカスが到人されており、１１部
プレナｌ＼部には、プレナムスプリング７およびＺｒ合
金のチップ８を詰めたゲッタ９が設けられている。
要素の縦断面略示図を示した。同図において、核燃料要
素］には、被覆管２内に複数個の燃料ペレット３が装填
されており、被覆管２の上下両端の開口部には、夫々上
部端栓４および下部端栓５が溶接されている。また、被
覆管２内には、ヘリウムカスが到人されており、１１部
プレナｌ＼部には、プレナムスプリング７およびＺｒ合
金のチップ８を詰めたゲッタ９が設けられている。
このように構成された核燃料要素１において、核燃料の
燃焼が進むに従って核分裂生成物（ＦＩ）という）は、
核燃料要素内に放出される。この放出されたＦＰの中で
、気体状のＸ、ｅ、Ｋｒさらに揮発性のＣｓ等は、核燃
料要素内の内圧上昇の要因となる。また、燃料ペレット
３は燃焼に件って変形、膨張するため内服の上昇と相乗
して被覆管には大きな応力が負荷されることとなる。
燃焼が進むに従って核分裂生成物（ＦＩ）という）は、
核燃料要素内に放出される。この放出されたＦＰの中で
、気体状のＸ、ｅ、Ｋｒさらに揮発性のＣｓ等は、核燃
料要素内の内圧上昇の要因となる。また、燃料ペレット
３は燃焼に件って変形、膨張するため内服の上昇と相乗
して被覆管には大きな応力が負荷されることとなる。
［発明が解決しようとする課題］
核燃料要素の高燃焼度化にイ゛１′ってＦＰの放出量は
、現行運転時のものと比較して益々増大する傾３ 向にある１、また、燃焼にともなうペレット・の変形量
も増大し、被覆管の許容応力を超えてしまう可能性があ
る。
、現行運転時のものと比較して益々増大する傾３ 向にある１、また、燃焼にともなうペレット・の変形量
も増大し、被覆管の許容応力を超えてしまう可能性があ
る。
本発明の「１的は、核燃料要素の高燃焼度化に伴ない、
被覆管の内圧が上昇することに対して、強度および靭性
を高めて、高応力条件に耐えうる核燃料要素およびその
製造方法を提（Ｊｌｉすることである。
被覆管の内圧が上昇することに対して、強度および靭性
を高めて、高応力条件に耐えうる核燃料要素およびその
製造方法を提（Ｊｌｉすることである。
［課題を解決するための手段］
上記課題を解決するための本発明に係る核燃料要素の構
成は、ジルコニラ１１基合金からなる核燃料被覆管の内
周面に純ジルコニウムｚ ＪＭを設けたライナ被覆管内
に、複数個の燃料ペレットを積層して収納し、その上下
両端を端栓により密封してなる核燃料要素において、該
被覆管外表１ｆＩｉに、ジルコニウｌ＼、鉄、クロム、
錫、ニッケルと酸素とからなる非化学量論的組成の金属
酸化Ｎ （Ｍｏ２．ただし、０ 、０５ ＜ ｘ ＜
０ 、２ ）を形成するようにしたことである。
成は、ジルコニラ１１基合金からなる核燃料被覆管の内
周面に純ジルコニウムｚ ＪＭを設けたライナ被覆管内
に、複数個の燃料ペレットを積層して収納し、その上下
両端を端栓により密封してなる核燃料要素において、該
被覆管外表１ｆＩｉに、ジルコニウｌ＼、鉄、クロム、
錫、ニッケルと酸素とからなる非化学量論的組成の金属
酸化Ｎ （Ｍｏ２．ただし、０ 、０５ ＜ ｘ ＜
０ 、２ ）を形成するようにしたことである。
また、上記課題を解決するための本発明に係る核燃料要
素の製造方法の構成は、ジルコニウムライナ被覆管の内
部に、複数個の核燃料ペレツ１へを装填し、上下両端を
端栓溶接してなる核燃料要素の製造方法において、外表
面が、ジルコニウｌ＼、鉱、クロム、錫、ニッケルから
なる合金で形成された被覆管を、まず、酸素混合ガス中
で加熱（第１−段階の加熱）した後に、これらを真空中
で加熱（第２段階の加熱）するようにしたことである。
素の製造方法の構成は、ジルコニウムライナ被覆管の内
部に、複数個の核燃料ペレツ１へを装填し、上下両端を
端栓溶接してなる核燃料要素の製造方法において、外表
面が、ジルコニウｌ＼、鉱、クロム、錫、ニッケルから
なる合金で形成された被覆管を、まず、酸素混合ガス中
で加熱（第１−段階の加熱）した後に、これらを真空中
で加熱（第２段階の加熱）するようにしたことである。
［作用コ
燃料被覆管の内側に設けられた純ジルコニウム層は被覆
管のジルコニウム合金と比較して軟かいため、燃料の燃
焼によって起こる燃料ペレツ１へと被覆管との機械的相
互作用（ＰＣＭＩ）を緩和する作用が期待てきる。
管のジルコニウム合金と比較して軟かいため、燃料の燃
焼によって起こる燃料ペレツ１へと被覆管との機械的相
互作用（ＰＣＭＩ）を緩和する作用が期待てきる。
さらに、燃料被覆管の外側に設けられた金属酸化層はジ
ルコニウム合金と比較して強度的にすぐれているため、
高燃焼度運転時に被覆管に負荷される応力に耐えること
が可能となる。ジルコニウム基合金（Ｍと略す）の酸化
物として最も安定な化学形態はＭｏ２である。しかしな
からＭｏ２は、脆いためにジルコニウム合金層から剥離
しやすく、長期使用には不適である。
ルコニウム合金と比較して強度的にすぐれているため、
高燃焼度運転時に被覆管に負荷される応力に耐えること
が可能となる。ジルコニウム基合金（Ｍと略す）の酸化
物として最も安定な化学形態はＭｏ２である。しかしな
からＭｏ２は、脆いためにジルコニウム合金層から剥離
しやすく、長期使用には不適である。
したかって、Ｍｏ２のような化学量論的な化合物ではな
く、例えば、Ｍ Ｏｏ、ｏ ｓ ２Ｍ Ｏｏ、ｚなどの
ような非化学量論的化合物を、被覆管の外側に設けるよ
うにして、機械的強度と柔軟性とを兼備した核燃料被覆
管を製造することである。
く、例えば、Ｍ Ｏｏ、ｏ ｓ ２Ｍ Ｏｏ、ｚなどの
ような非化学量論的化合物を、被覆管の外側に設けるよ
うにして、機械的強度と柔軟性とを兼備した核燃料被覆
管を製造することである。
本発明では、Ｍｏ２に種々の熱処理を施して、非化学量
論的酸化金属ＭＯ，（０，０５＜Ｘ＜０．２）層の生成
に成功した。すなわち、実験的にＸの値を０．２より大
きな試料を作成し、本試料しこ応力を負荷した結果、Ｍ
ｏ２（ｘ＞０．２）層は、下地の金属層から剥離しやす
いことがわかった。一方、０．０５より過小になると、
従来のジルコニウム合金の強度とほとんど変化なく、好
適な強度特性が得られないため、実験的に最適値として
Ｘ−０゜１を選定した。
論的酸化金属ＭＯ，（０，０５＜Ｘ＜０．２）層の生成
に成功した。すなわち、実験的にＸの値を０．２より大
きな試料を作成し、本試料しこ応力を負荷した結果、Ｍ
ｏ２（ｘ＞０．２）層は、下地の金属層から剥離しやす
いことがわかった。一方、０．０５より過小になると、
従来のジルコニウム合金の強度とほとんど変化なく、好
適な強度特性が得られないため、実験的に最適値として
Ｘ−０゜１を選定した。
さらに、最適な厚さとして２００ｕｍを選定した。
すなわち、厚さの値は過大になるとジルコニウム合金の
延性かそこなわれ強度的に好ましくない可能性がある。
延性かそこなわれ強度的に好ましくない可能性がある。
−・方、厚さの値が過小になると好適な強度特性か得ら
れない。
れない。
ＭＯｏ□を形１反するためには、２段階の熱処理を最適
条件で実施する必要かある３、第１段階の熱処理は、ジ
ルコニウム合金層の表面を酸化させるためのものである
。第２段階の熱処理は、酸化層（ＭＯ７に近い組成のも
の）から過剰の酸素を合金内部へ拡散させて、出来るだ
け、所望のＭＯｏ、に近つけるために実施する真空熱処
岬である。
条件で実施する必要かある３、第１段階の熱処理は、ジ
ルコニウム合金層の表面を酸化させるためのものである
。第２段階の熱処理は、酸化層（ＭＯ７に近い組成のも
の）から過剰の酸素を合金内部へ拡散させて、出来るだ
け、所望のＭＯｏ、に近つけるために実施する真空熱処
岬である。
これらの熱処理のための最適条件を得るためには、真空
度、加熱温座、加熱時間などのパラメータサーベイを行
なわねばならない。
度、加熱温座、加熱時間などのパラメータサーベイを行
なわねばならない。
第１段階の熱処理については、２０％の酸素混合ガス中
で、加熱温度は４． ＯＯ・〜５００℃、加熱時間］０
０〜２００時間の範囲が最適であることかわかった。
で、加熱温度は４． ＯＯ・〜５００℃、加熱時間］０
０〜２００時間の範囲が最適であることかわかった。
第２段階の熱処理については、ます、真空度はｌＸｌ０
−”ｒｏｒｒ−ＩＸＩＯ”Ｔ”ｏｒｒてあればよい１、
加熱温度は、／１． Ｏ○〜５００ ’Ｃ１加熱時間は
５００時間（４００〜６００時間）であれは最適である
ことが確認できた。
−”ｒｏｒｒ−ＩＸＩＯ”Ｔ”ｏｒｒてあればよい１、
加熱温度は、／１． Ｏ○〜５００ ’Ｃ１加熱時間は
５００時間（４００〜６００時間）であれは最適である
ことが確認できた。
以−にのようにして、ＭＯ２Ｍから所定の厚さのＭｏ
ｏ、１１を生成することにより、強度のすぐれた核燃料
要素の製造が可能となり、その［」的を達成することか
できた。
ｏ、１１を生成することにより、強度のすぐれた核燃料
要素の製造が可能となり、その［」的を達成することか
できた。
［実施例］
以下本発明の１実施例について、第王図を用いて説明す
る。
る。
第１図（ａ）は、本発明に係る実施例の核燃料要素の縦
１１７１而略示図、同図（ｂ）は横断面鴫示図である。
１１７１而略示図、同図（ｂ）は横断面鴫示図である。
本実施例の構成は、核燃料要素１には、ジルコニウム合
金製の被覆管２内に複数個の燃料ベーン１〜３を積層し
て充填し、上下両端部は−に部端栓４および下部端栓５
で密封溶接されている。また、核燃料要素上内には、ヘ
リウムガスが封入されており、」二部プレナム部６には
、ブレナムスプリング７およびＺｒ合金チップ８を詰め
たゲッタ９が設けられている。さらに、被覆管２の内層
に、厚さ約８０μｍの純ジルコニウム層１０を設け、外
層はジルコニウム合金（ジルカロイ−２）からなり、特
に、その表面から２００μｍを組成がＭＯ。
金製の被覆管２内に複数個の燃料ベーン１〜３を積層し
て充填し、上下両端部は−に部端栓４および下部端栓５
で密封溶接されている。また、核燃料要素上内には、ヘ
リウムガスが封入されており、」二部プレナム部６には
、ブレナムスプリング７およびＺｒ合金チップ８を詰め
たゲッタ９が設けられている。さらに、被覆管２の内層
に、厚さ約８０μｍの純ジルコニウム層１０を設け、外
層はジルコニウム合金（ジルカロイ−２）からなり、特
に、その表面から２００μｍを組成がＭＯ。
１なる非化学量論的組成の酸化シルコニウス１合金層Ｉ
Ｊを設けるようにしたものである。
Ｊを設けるようにしたものである。
つぎに、本実施例の核燃料要素を原子炉炉心に装荷して
使用した場合の動作について説明する。
使用した場合の動作について説明する。
原子炉運転が進行し、装荷燃料の燃焼につれて燃料ベー
ン１〜から気体状のＦＰ（クリプトン及びキセノン）お
よび揮発性のセシウ１１等が放出されるため、しだいに
燃利要素内の内圧か上昇することとなる。さらに、燃焼
に伴なうペレットの変形管により、被覆管には応力が負
荷され、核燃料要素は機械強度的に厳しい環境下に置か
れることとなる。１ ｊ″Ｊ、上の実施例に−）いてその効果を検討するため
に行トＩ・、った実験結果を第２図に示す。すなＪ）ち
、第２図１．Ｊ： （１１，）従来の被覆管および（２
）本実施例の熱処理を施した場合の被覆管の各々を室温
において内圧力ｏ ｎ；による破裂試験の結果を総括し
た＃）のである、。
ン１〜から気体状のＦＰ（クリプトン及びキセノン）お
よび揮発性のセシウ１１等が放出されるため、しだいに
燃利要素内の内圧か上昇することとなる。さらに、燃焼
に伴なうペレットの変形管により、被覆管には応力が負
荷され、核燃料要素は機械強度的に厳しい環境下に置か
れることとなる。１ ｊ″Ｊ、上の実施例に−）いてその効果を検討するため
に行トＩ・、った実験結果を第２図に示す。すなＪ）ち
、第２図１．Ｊ： （１１，）従来の被覆管および（２
）本実施例の熱処理を施した場合の被覆管の各々を室温
において内圧力ｏ ｎ；による破裂試験の結果を総括し
た＃）のである、。
第２図によれは、（１）の場合には７０ Ｍ Ｐ ａで
破断したのに対して、（２）の場合には９０ＭＰａまで
破談しなかった。すなわち、強度は約３０％増大したこ
とになる。
破断したのに対して、（２）の場合には９０ＭＰａまで
破談しなかった。すなわち、強度は約３０％増大したこ
とになる。
本実施例による熱処理方法を採用することにより、従来
の被覆管より機械的強度のすぐれた燃料被覆管を得られ
ることが実証された。
の被覆管より機械的強度のすぐれた燃料被覆管を得られ
ることが実証された。
［発明の効果］
上述のように、本発明によれば、高燃焼度時の被覆管の
強度性能を高め、高応力条件に耐えうる核燃料要素およ
びその製造方法を提供することができる。
強度性能を高め、高応力条件に耐えうる核燃料要素およ
びその製造方法を提供することができる。
第１図（ａ）は、本発明の１実施例に係る核燃料要素の
縦断面略示図、第１図（ｂ ）は同上横断面略示図、第
２図は、内圧破裂試験結果の比較図、第３図は、従来の
核燃料要素の縦断面略示図である。 〈符Ｘの説明〉 １・・核燃料要素、２ 被覆管、３ 燃料ペレッＩ・、
４ 」一部端栓、５ 下部端栓、６ 」二部ブレナム、
９ ゲッター、」０ 純ジルコニウム屑、１１ 酸化ジ
ルコニウム合金層。
縦断面略示図、第１図（ｂ ）は同上横断面略示図、第
２図は、内圧破裂試験結果の比較図、第３図は、従来の
核燃料要素の縦断面略示図である。 〈符Ｘの説明〉 １・・核燃料要素、２ 被覆管、３ 燃料ペレッＩ・、
４ 」一部端栓、５ 下部端栓、６ 」二部ブレナム、
９ ゲッター、」０ 純ジルコニウム屑、１１ 酸化ジ
ルコニウム合金層。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、ジルコニウム基合金からなる核燃料被覆管の内周面
に純ジルコニウム層を設けたライナ被覆管内に、複数個
の燃料ペレットを積層して収納し、その上下両端を端栓
により密封してなる核燃料要素において、該被覆管外表
面に、ジルコニウム、鉄、クロム、錫、ニッケルと酸素
からなる非化学量論的組成の金属酸化層（ＭＯ＿ｘ、た
だし、０．０５＜ｘ０．２）を形成したことを特徴とす
る核燃料要素。 ２、金属酸化層の厚さを、１００μｍ〜５００μｍとし
たことを特徴とする請求項１記載の核燃料要素。 ３、ジルコニウムライナ被覆管の内部に、複数個の核燃
料ペレットを装填し、上下両端を端栓溶接してなる核燃
料要素の製造方法において、外表面が、ジルコニウム、
鉄、クロム、錫、ニッケルからなる合金で形成された被
覆管を、まず、酸素混合ガス中で加熱（第１段階の加熱
）した後に、これらを真空中で加熱（第２段階の加熱）
することを特徴とする核燃料要素の製造方法。 ４、第１段階の熱処理は、酸素混合ガス中で、加熱温度
を４００℃〜５００℃、加熱時間を１００〜２００時間
とし、第２段階の熱処理は、真空度が１×１０＾−＾６
〜１×１０＾−＾７Ｔｏｒｒ中で、加熱温度を４００℃
〜５００℃、加熱時間を４００〜６００時間とすること
を特徴とする請求項３記載の核燃料要素の製造方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1171138A JPH0337594A (ja) | 1989-07-04 | 1989-07-04 | 核燃料要素およびその製造方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1171138A JPH0337594A (ja) | 1989-07-04 | 1989-07-04 | 核燃料要素およびその製造方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0337594A true JPH0337594A (ja) | 1991-02-18 |
Family
ID=15917692
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1171138A Pending JPH0337594A (ja) | 1989-07-04 | 1989-07-04 | 核燃料要素およびその製造方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0337594A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5715290A (en) * | 1993-07-01 | 1998-02-03 | Hitachi, Ltd. | Reactor water control method in BWR power plant, BWR power plant having low radioactivity concentration reactor water and fuel clad tube for BWR |
| JP2023545150A (ja) * | 2020-10-13 | 2023-10-26 | フラマトム | 核燃料棒および製造方法 |
-
1989
- 1989-07-04 JP JP1171138A patent/JPH0337594A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5715290A (en) * | 1993-07-01 | 1998-02-03 | Hitachi, Ltd. | Reactor water control method in BWR power plant, BWR power plant having low radioactivity concentration reactor water and fuel clad tube for BWR |
| JP2023545150A (ja) * | 2020-10-13 | 2023-10-26 | フラマトム | 核燃料棒および製造方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP2846266B2 (ja) | 被覆管 | |
| JPS63499B2 (ja) | ||
| US3647623A (en) | Fuel element for a nuclear reactor | |
| JPH0337594A (ja) | 核燃料要素およびその製造方法 | |
| US3898125A (en) | Nuclear fuel element containing strips of an alloyed Zr, Ti and Ni getter material | |
| JPS63284490A (ja) | 加圧水型原子炉用燃料要素 | |
| JP4999270B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の核燃料と燃料集合体用被覆管に関する方法、用途、及び装置。 | |
| JPH01232289A (ja) | 燃料要素及び燃料集合体 | |
| US10217533B2 (en) | Fuel rod cladding and methods for making and using same | |
| JP2010145234A (ja) | 核燃料棒 | |
| JPH02167494A (ja) | 核燃料要素およびその製造方法 | |
| JP4708032B2 (ja) | 核燃料棒及び核燃料棒の製造方法 | |
| JPH06281766A (ja) | 原子炉用燃料棒 | |
| KR100982665B1 (ko) | 초소성 우라늄산화물 핵연료 소결체 및 이의 제조방법 | |
| US3154845A (en) | Method of fabricating a fuel element | |
| JPH01318993A (ja) | 核燃料要素 | |
| Clayton | Internal hydriding in irradiated defected Zircaloy fuel rods: A review (LWBR Development Program) | |
| JPH0472594A (ja) | 酸化物核燃料棒 | |
| JPS6026991B2 (ja) | 核燃料要素およびその製造方法 | |
| JPS58186081A (ja) | 核燃料集合体 | |
| JPH06222174A (ja) | 軽水炉用核燃料棒 | |
| JPH0777589A (ja) | 核燃料要素 | |
| JPS64675B2 (ja) | ||
| JPH04236395A (ja) | 核燃料ペレットの製造方法 | |
| JPH0682595A (ja) | 核燃料要素の製造方法 |