JPH0363038B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0363038B2 JPH0363038B2 JP58224239A JP22423983A JPH0363038B2 JP H0363038 B2 JPH0363038 B2 JP H0363038B2 JP 58224239 A JP58224239 A JP 58224239A JP 22423983 A JP22423983 A JP 22423983A JP H0363038 B2 JPH0363038 B2 JP H0363038B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- cladding tube
- fuel
- sodium
- nuclear fuel
- corrosion products
- 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.)
- Expired - Lifetime
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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
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- Glass Compositions (AREA)
- Catalysts (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、核燃料要素に係り、高温ナトリウム
中に於ける耐腐食、耐摩耗に好適な燃料要素に関
する。
中に於ける耐腐食、耐摩耗に好適な燃料要素に関
する。
高速炉に用いられている核燃料要素の被覆管
は、SUS316で作られ直接高温のナトリウムと接
している。被覆管は、炉心領域で中性子の照射を
受けて放射化される。さらに被覆管は、高温のナ
トリウム中にさらされているためにナトリウム中
で腐食される。これらの要因に基づいて、放射性
腐食生成物がナトリウム中に溶出する。溶出した
放射性腐食生成物は、ナトリウムの流れに沿つて
冷却系配管へと運ばれ、配管や機器（ポンプ、中
間熱交換器、逆止弁等）の表面に沈着する。これ
ら沈着した放射性腐食生成物は、機器の保守点検
に際して被曝線源となるためメンテナンス時の大
きな障害となつている。このため、ナトリウム中
に放出された放射性腐食生成物をナトリウム中の
不純物を精製するためのコールドトラツプによつ
て、除去する方法などが考えられている。しか
し、これらの除去方法は、必ずしも充分な除去効
率を有しておらず、ナトリウム中に放出された放
射性腐食生成物の一部はどうしても除去する前に
冷却系の配管や機器に沈着してしまう。
は、SUS316で作られ直接高温のナトリウムと接
している。被覆管は、炉心領域で中性子の照射を
受けて放射化される。さらに被覆管は、高温のナ
トリウム中にさらされているためにナトリウム中
で腐食される。これらの要因に基づいて、放射性
腐食生成物がナトリウム中に溶出する。溶出した
放射性腐食生成物は、ナトリウムの流れに沿つて
冷却系配管へと運ばれ、配管や機器（ポンプ、中
間熱交換器、逆止弁等）の表面に沈着する。これ
ら沈着した放射性腐食生成物は、機器の保守点検
に際して被曝線源となるためメンテナンス時の大
きな障害となつている。このため、ナトリウム中
に放出された放射性腐食生成物をナトリウム中の
不純物を精製するためのコールドトラツプによつ
て、除去する方法などが考えられている。しか
し、これらの除去方法は、必ずしも充分な除去効
率を有しておらず、ナトリウム中に放出された放
射性腐食生成物の一部はどうしても除去する前に
冷却系の配管や機器に沈着してしまう。
さて、炉心において、冷却材であるナトリウム
は流速が５〜6m／ｓと高流速で燃料集合体内を
流れるため、燃料集合体内の燃料要素が互いに振
動して、接触することが考えられる。このとき、
被覆管が多少ならずとも摩耗する可能性がある。
従つて、たとえ接触しても摩耗を低減できる構造
が好ましい。
は流速が５〜6m／ｓと高流速で燃料集合体内を
流れるため、燃料集合体内の燃料要素が互いに振
動して、接触することが考えられる。このとき、
被覆管が多少ならずとも摩耗する可能性がある。
従つて、たとえ接触しても摩耗を低減できる構造
が好ましい。
その摩耗低減構造としては、炭化チタンをはじ
めとする耐摩耗性の被膜を燃料棒の被覆管外周面
に形成することが、特開昭54−36469号公報によ
つてしられている。
めとする耐摩耗性の被膜を燃料棒の被覆管外周面
に形成することが、特開昭54−36469号公報によ
つてしられている。
しかしこの公知例では、高温環境下における被
覆管と被膜との熱膨張差による剥離の確実な改善
及びナトリウム中の放射性腐食生成物の積極的な
補修による放射性腐食生成物の拡散防止を対摩耗
性との兼ね合いで成立させることの開示は無い。
覆管と被膜との熱膨張差による剥離の確実な改善
及びナトリウム中の放射性腐食生成物の積極的な
補修による放射性腐食生成物の拡散防止を対摩耗
性との兼ね合いで成立させることの開示は無い。
したがつて、本発明の目的は、腐食量や摩耗量
を低減できる核燃料要素を高温環境下でも信頼性
良く且つ放射性腐食生成物の拡散防止を可能とす
る構成にて提供することにある。
を低減できる核燃料要素を高温環境下でも信頼性
良く且つ放射性腐食生成物の拡散防止を可能とす
る構成にて提供することにある。
本発明の核燃料要素の構成は、両端が密封され
た被覆管と、前記被覆管内に充填した複数の燃料
ペレツトとからなる核燃料要素いおいて、前記被
覆管の外面に、SiC，TiNおよびTiCのいずれか
１つにて形成されたセラミツクにNiまたはMoが
混在している層を設けたことを特徴とする核燃料
要素であり、この構成により、被覆管を対腐食
性、対摩耗性に優れたセラミツクにて保護し、且
つそのセラミツクにはNiまたはMoの金属が混在
しているから、金属性の被覆管とその層との熱膨
張差を改善し、更にはその層が被覆管からナトリ
ウム中に出ていこうとする放射性腐食生成物の拡
散障壁となる上、その層は炉心を流れるナトリウ
ム中の放射性腐食生成物を吸着して放射性腐食生
成物の原子炉炉心外への拡散防止を抑制できる。
た被覆管と、前記被覆管内に充填した複数の燃料
ペレツトとからなる核燃料要素いおいて、前記被
覆管の外面に、SiC，TiNおよびTiCのいずれか
１つにて形成されたセラミツクにNiまたはMoが
混在している層を設けたことを特徴とする核燃料
要素であり、この構成により、被覆管を対腐食
性、対摩耗性に優れたセラミツクにて保護し、且
つそのセラミツクにはNiまたはMoの金属が混在
しているから、金属性の被覆管とその層との熱膨
張差を改善し、更にはその層が被覆管からナトリ
ウム中に出ていこうとする放射性腐食生成物の拡
散障壁となる上、その層は炉心を流れるナトリウ
ム中の放射性腐食生成物を吸着して放射性腐食生
成物の原子炉炉心外への拡散防止を抑制できる。
以下、本発明の一実施例である核燃料要素を説
明する。
明する。
第１図は、本実施例の核燃料要素が装填されて
いる燃料集合体の横断面を示す。燃料集合体は、
図示されていないがエントランスノズルを有する
下部タイプレート、ラツパ管１及び核燃料要素２
からなつている。核燃料要素２の下端部が、下部
タイプレートに取付けられている。ラツパ管１の
下端部も、下部タイプレートの上部に取付けられ
る。ラツパ管１の内側には核燃料要素２が収納さ
れている。第２図は核燃料要素２の詳細構造を示
したものである。核燃料要素２は、燃料被覆管３
の内部に、燃料ペレツト４、ブランケツト用ペレ
ツト５Ａ及び５Ｂが充填されて構成されている。
さらに燃料被覆管３内でブランケツト用ペレツト
５Ａの上部にはスプリング６が設けられている。
燃料被覆管３の外側には、ワイヤスペーサ７が巻
付けられている。スプリング６は、ペレツト４，
５Ａ及び５Ｂが自由に上下しないように固定する
ものである。ワイヤスペーサ７は、ラツパ管１内
で隣接している核燃料要素２が互いに直接接触す
ることを防いでいる。核燃料要素２は、第３図に
示すように、燃料被覆管３の外表面にセラミツク
ス層９がコーテイングされている。
いる燃料集合体の横断面を示す。燃料集合体は、
図示されていないがエントランスノズルを有する
下部タイプレート、ラツパ管１及び核燃料要素２
からなつている。核燃料要素２の下端部が、下部
タイプレートに取付けられている。ラツパ管１の
下端部も、下部タイプレートの上部に取付けられ
る。ラツパ管１の内側には核燃料要素２が収納さ
れている。第２図は核燃料要素２の詳細構造を示
したものである。核燃料要素２は、燃料被覆管３
の内部に、燃料ペレツト４、ブランケツト用ペレ
ツト５Ａ及び５Ｂが充填されて構成されている。
さらに燃料被覆管３内でブランケツト用ペレツト
５Ａの上部にはスプリング６が設けられている。
燃料被覆管３の外側には、ワイヤスペーサ７が巻
付けられている。スプリング６は、ペレツト４，
５Ａ及び５Ｂが自由に上下しないように固定する
ものである。ワイヤスペーサ７は、ラツパ管１内
で隣接している核燃料要素２が互いに直接接触す
ることを防いでいる。核燃料要素２は、第３図に
示すように、燃料被覆管３の外表面にセラミツク
ス層９がコーテイングされている。
セラミツクス層９としては、耐摩耗性、対腐食
性に優れているSiC，TiN，TiCなどが好適であ
る。これ以外には、前述のセラミツクス内に金属
の粉末を混合したいわゆるサーメツトなどを用い
てもよい。これら、セラミツクスを燃料被覆管
（SUS316）のような金属材料の表面にコーテイ
ングする方法の一例としてはイオンプレーテイン
グ法がある。この方法は、真空容器内の圧力を
10-3〜10-4Torrのアルゴンガス雰囲気中で高電
圧（数百〜数千Ｖ）の電圧を印加し、イオン化し
たアルゴンガスと蒸発したセラミツクス分子とを
一緒に金属表面に入射させるものである。これに
よつて、金属材料の表面にセラミツクスの被覆を
形成される。
性に優れているSiC，TiN，TiCなどが好適であ
る。これ以外には、前述のセラミツクス内に金属
の粉末を混合したいわゆるサーメツトなどを用い
てもよい。これら、セラミツクスを燃料被覆管
（SUS316）のような金属材料の表面にコーテイ
ングする方法の一例としてはイオンプレーテイン
グ法がある。この方法は、真空容器内の圧力を
10-3〜10-4Torrのアルゴンガス雰囲気中で高電
圧（数百〜数千Ｖ）の電圧を印加し、イオン化し
たアルゴンガスと蒸発したセラミツクス分子とを
一緒に金属表面に入射させるものである。これに
よつて、金属材料の表面にセラミツクスの被覆を
形成される。
セラミツクスの被覆と金属材料との密着性は、
金属材料表面の汚染度によつて異なる。金属材料
表面の洗浄は、イオンプレーテイングを施す前に
予め、アルゴンイオンなどをスパターして金属表
面の油などによる汚れを除去するものである。こ
のように被コーテイング材の表面を洗浄すれば、
金属とコーテイングされたセラミツクス層の密着
性がよくなり、セラミツクス層がナトリウム中で
剥離するのを未然に防止できる。
金属材料表面の汚染度によつて異なる。金属材料
表面の洗浄は、イオンプレーテイングを施す前に
予め、アルゴンイオンなどをスパターして金属表
面の油などによる汚れを除去するものである。こ
のように被コーテイング材の表面を洗浄すれば、
金属とコーテイングされたセラミツクス層の密着
性がよくなり、セラミツクス層がナトリウム中で
剥離するのを未然に防止できる。
コーテイングされたセラミツクス層９の厚さ
は、任意でよいが数μm程度で充分である。燃料
被覆管３の厚みは約350〜600μm程度であり、こ
れに対するコーテイングしたセラミツクス層９の
厚みは、数％である。燃料被覆管３の製作精度は
約数10μm程度であるから、セラミツクス層９の
厚みは、燃料被覆管３の製作誤差範囲内に収める
ことができる。セラミツクスの線膨張率、例え
ば、TiCの線膨張率は、7.5〜８×10-6／℃であ
り、燃料被覆管３（SUS316の場合では15×
10-6／℃）の約1/2の大きさである。コーテイン
グのため、核燃料要素２を炉心内に装荷して高速
炉を運転すると高温になるので、セラミツクス層
９が燃料被覆管３の表面から剥離するのではとい
う懸念が生じる。しかし、コーテイングされたセ
ラミツクス層９の厚みが数μmと薄いため、燃料
被覆管３が熱膨張等により伸縮したとしても、セ
ラミツクス層９が燃料被覆管３の表面から剥離す
ることはない。セラミツクスの熱膨張係数は、前
述したようにセラミツクスであるTiCまたはNbC
などのいずれかにNiやMoを添加することによつ
て、すなわちサーメツトにすることによつて改善
される。また、セラミツクス層９は、熱伝導度の
点においても、一般に被覆管材料として用いられ
ているSUS316と殆んど差がない。燃料被覆管３
の内外面の温度差は約数10℃であり、セラミツク
ス層９の厚みが数μmであることから、セラミツ
クス層９が伝熱の抵抗にならない。
は、任意でよいが数μm程度で充分である。燃料
被覆管３の厚みは約350〜600μm程度であり、こ
れに対するコーテイングしたセラミツクス層９の
厚みは、数％である。燃料被覆管３の製作精度は
約数10μm程度であるから、セラミツクス層９の
厚みは、燃料被覆管３の製作誤差範囲内に収める
ことができる。セラミツクスの線膨張率、例え
ば、TiCの線膨張率は、7.5〜８×10-6／℃であ
り、燃料被覆管３（SUS316の場合では15×
10-6／℃）の約1/2の大きさである。コーテイン
グのため、核燃料要素２を炉心内に装荷して高速
炉を運転すると高温になるので、セラミツクス層
９が燃料被覆管３の表面から剥離するのではとい
う懸念が生じる。しかし、コーテイングされたセ
ラミツクス層９の厚みが数μmと薄いため、燃料
被覆管３が熱膨張等により伸縮したとしても、セ
ラミツクス層９が燃料被覆管３の表面から剥離す
ることはない。セラミツクスの熱膨張係数は、前
述したようにセラミツクスであるTiCまたはNbC
などのいずれかにNiやMoを添加することによつ
て、すなわちサーメツトにすることによつて改善
される。また、セラミツクス層９は、熱伝導度の
点においても、一般に被覆管材料として用いられ
ているSUS316と殆んど差がない。燃料被覆管３
の内外面の温度差は約数10℃であり、セラミツク
ス層９の厚みが数μmであることから、セラミツ
クス層９が伝熱の抵抗にならない。
以上述べてきたように、燃料被覆管３の表面に
セラミツクス等をコーテイングすることによつ
て、燃料被覆管３の素材が直接高温のナトリウム
と接することがないので、燃料被覆管３の腐食が
防止できる。このことにより、中性子照射を受け
て放射化された燃料被覆管３から放射性腐食生成
物がナトリウム中へ溶出するのを遮断でき、冷却
系の配管や機器の表面へ沈着する放射性腐食生成
物の量を低減することが可能となる。さらに、セ
ラミツクス層９は、対腐食性ばかりではなく、対
摩耗性の作用もあるため、燃料集合体内の核燃料
要素２同志あるいは核燃料要素２とワイヤスペー
サ７との接触による燃料被覆管３の損耗量を少な
くできる。これによつて、燃料被覆管３の健全性
を高めることができ、燃料破損などによる核分裂
生成物がナトリウム中に溶出あるいは気相への移
行を防止できる。さらに、コーテイング材として
セラミツクスに、NiやMoなどを添加したサーメ
ツトなどを利用したとすれば、熱伝導や熱膨張率
が改善されるばかりではなく、ナトリウム中の不
純物が炉心で放射化して生成した放射性腐食生成
物例えば58Co，60Co，54Mnなどを吸着により除去
することができる。すなわち、サーメツトを用い
ることによつて、放射性腐食生成物がナトリウム
中へ溶出するのを防止でき、ナトリウム中に存在
する放射性腐食生成物を燃料被覆管表面に集中的
に捕集でき、しかも対摩耗性という三点の効果を
同時に発揮することができる。さらに放射性腐食
生成物を、燃料被覆管に集中させることにより、
放射性廃棄物の処理としては、核燃料要素のみを
処理すればよいため、処理工程の短縮しかも放射
性の分散を最少にくいとめることができる。
セラミツクス等をコーテイングすることによつ
て、燃料被覆管３の素材が直接高温のナトリウム
と接することがないので、燃料被覆管３の腐食が
防止できる。このことにより、中性子照射を受け
て放射化された燃料被覆管３から放射性腐食生成
物がナトリウム中へ溶出するのを遮断でき、冷却
系の配管や機器の表面へ沈着する放射性腐食生成
物の量を低減することが可能となる。さらに、セ
ラミツクス層９は、対腐食性ばかりではなく、対
摩耗性の作用もあるため、燃料集合体内の核燃料
要素２同志あるいは核燃料要素２とワイヤスペー
サ７との接触による燃料被覆管３の損耗量を少な
くできる。これによつて、燃料被覆管３の健全性
を高めることができ、燃料破損などによる核分裂
生成物がナトリウム中に溶出あるいは気相への移
行を防止できる。さらに、コーテイング材として
セラミツクスに、NiやMoなどを添加したサーメ
ツトなどを利用したとすれば、熱伝導や熱膨張率
が改善されるばかりではなく、ナトリウム中の不
純物が炉心で放射化して生成した放射性腐食生成
物例えば58Co，60Co，54Mnなどを吸着により除去
することができる。すなわち、サーメツトを用い
ることによつて、放射性腐食生成物がナトリウム
中へ溶出するのを防止でき、ナトリウム中に存在
する放射性腐食生成物を燃料被覆管表面に集中的
に捕集でき、しかも対摩耗性という三点の効果を
同時に発揮することができる。さらに放射性腐食
生成物を、燃料被覆管に集中させることにより、
放射性廃棄物の処理としては、核燃料要素のみを
処理すればよいため、処理工程の短縮しかも放射
性の分散を最少にくいとめることができる。
本発明によれば、核燃料要素の被覆管の外表面
を被覆する層にナトリウム中の放射性腐食生成物
を吸着しやすい金属を有するセラミツクとしたか
ら、対腐食性、対摩耗性に優れ、被覆管と被覆層
との剥離の可能性及び放射性腐食生成物の拡散も
低減出来るに至り、被覆管の健全性を確実に維持
するとともに、放射性腐食生成物の拡散が抑制さ
れるから、原子炉炉心外のメンテナンスの容易化
並びに放射線遮蔽構造の簡略化が可能となる。
を被覆する層にナトリウム中の放射性腐食生成物
を吸着しやすい金属を有するセラミツクとしたか
ら、対腐食性、対摩耗性に優れ、被覆管と被覆層
との剥離の可能性及び放射性腐食生成物の拡散も
低減出来るに至り、被覆管の健全性を確実に維持
するとともに、放射性腐食生成物の拡散が抑制さ
れるから、原子炉炉心外のメンテナンスの容易化
並びに放射線遮蔽構造の簡略化が可能となる。
第１図は燃料集合体の断面線、第２図は核燃料
要素の縦断面図、第３図は第２図の核燃料要素の
局部拡大図である。 ２…核燃料要素、３…燃料被覆管、４…燃料ペ
レツト、９…セラミツクス層。
要素の縦断面図、第３図は第２図の核燃料要素の
局部拡大図である。 ２…核燃料要素、３…燃料被覆管、４…燃料ペ
レツト、９…セラミツクス層。
Claims (1)
- １ 両端が密封された被覆管と、前記被覆管内に
充填した複数の燃料ペレツトとからなる核燃料要
素において、前記被覆管の外面に、SiC，TiNお
よびTiCのいずれか１つにて形成されたセラミツ
クにNiまたはMoが混在している層を設けたこと
を特徴とする核燃料要素。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58224239A JPS60117179A (ja) | 1983-11-30 | 1983-11-30 | 核燃料要素 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58224239A JPS60117179A (ja) | 1983-11-30 | 1983-11-30 | 核燃料要素 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60117179A JPS60117179A (ja) | 1985-06-24 |
| JPH0363038B2 true JPH0363038B2 (ja) | 1991-09-27 |
Family
ID=16810669
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58224239A Granted JPS60117179A (ja) | 1983-11-30 | 1983-11-30 | 核燃料要素 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60117179A (ja) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3445166A1 (de) * | 1984-12-11 | 1986-06-19 | INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach | Oberflaechenbeschichtete bauteile von kernenergieanlagen |
| JP4467995B2 (ja) * | 2004-01-21 | 2010-05-26 | 白川 利久 | 沸騰水型原子炉 |
| WO2011025551A1 (en) * | 2009-08-28 | 2011-03-03 | Searete, Llc | A nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system |
| EP2599087B1 (en) * | 2010-07-29 | 2018-05-30 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Isotope production target |
| JP6467168B2 (ja) * | 2014-08-25 | 2019-02-06 | 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン | 燃料集合体 |
-
1983
- 1983-11-30 JP JP58224239A patent/JPS60117179A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60117179A (ja) | 1985-06-24 |
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