JPH06201870A - 燃料要素および該要素内に隔壁を設置する方法 - Google Patents
燃料要素および該要素内に隔壁を設置する方法Info
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- JPH06201870A JPH06201870A JP5260302A JP26030293A JPH06201870A JP H06201870 A JPH06201870 A JP H06201870A JP 5260302 A JP5260302 A JP 5260302A JP 26030293 A JP26030293 A JP 26030293A JP H06201870 A JPH06201870 A JP H06201870A
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- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
- G21C3/18—Internal spacers or other non-active material within the casing, e.g. compensating for expansion of fuel rods or for compensating excess reactivity
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 合金核燃料を使用する燃料要素（１０）の燃
料体（１２）と燃料被覆管（１４）との間に挿入する新
規な隔壁（１８）を提供する。 【構成】 隔壁は、多層管状に巻かれた金属箔にレーザ
仮付け溶接を施すことによって形成される。上記の多層
管は仮付け溶接点（２０）において少なくとも３つの層
を有し、溶接の溶込みは、箔の溶接部が少なくとも２つ
の層を融着するが全ての層に溶込むことはないように調
整される。かかる溶接部は、照射時における燃料合金
（またはブランケット合金）の膨張に応答して破壊し、
破壊後には、燃料合金（またはブランケット合金）の膨
張に伴って重なり合った層が互いに滑動して、多層管が
ほどけて行くように設計される。
料体（１２）と燃料被覆管（１４）との間に挿入する新
規な隔壁（１８）を提供する。 【構成】 隔壁は、多層管状に巻かれた金属箔にレーザ
仮付け溶接を施すことによって形成される。上記の多層
管は仮付け溶接点（２０）において少なくとも３つの層
を有し、溶接の溶込みは、箔の溶接部が少なくとも２つ
の層を融着するが全ての層に溶込むことはないように調
整される。かかる溶接部は、照射時における燃料合金
（またはブランケット合金）の膨張に応答して破壊し、
破壊後には、燃料合金（またはブランケット合金）の膨
張に伴って重なり合った層が互いに滑動して、多層管が
ほどけて行くように設計される。
Description
【０００１】
【発明の分野】本発明は、原子炉において使用するため
の核燃料物質を含んだ燃料要素に関するものである。更
に詳しく言えば本発明は、金属状または合金状の核燃料
をステンレス鋼容器の内部に収容して成る原子炉用燃料
要素の改良に関する。
の核燃料物質を含んだ燃料要素に関するものである。更
に詳しく言えば本発明は、金属状または合金状の核燃料
をステンレス鋼容器の内部に収容して成る原子炉用燃料
要素の改良に関する。
【０００２】
【発明の背景】金属状の核燃料はウラン、プルトニウム
およびトリウムから成るのが通例であるが、これらは単
独で使用することもできるし、あるいは合金として使用
することもできる。現在使用されている核燃料は主とし
て金属ウランから成っている。好適な核燃料の実例とし
ては、高率（たとえば６０〜９８重量％）の金属ウラン
と低率（たとえば２〜４０重量％）の金属プルトニウム
とから成る合金が挙げられる。
およびトリウムから成るのが通例であるが、これらは単
独で使用することもできるし、あるいは合金として使用
することもできる。現在使用されている核燃料は主とし
て金属ウランから成っている。好適な核燃料の実例とし
ては、高率（たとえば６０〜９８重量％）の金属ウラン
と低率（たとえば２〜４０重量％）の金属プルトニウム
とから成る合金が挙げられる。
【０００３】金属状の核燃料物質は原子力分野において
長い歴史を有しているが、大きな欠点があるため、従来
は液体金属冷却材を用いるようないわゆる増殖型原子炉
において主に使用されてきた。金属状の核分裂性物質を
核燃料として使用する際の主な欠点は、それらの融点が
比較的低いためにかなり低い温度で構造特性（たとえば
引張強さ）が失われること、およびそれらが他の元素に
対して高度の反応性を示すために腐食を受け易いことで
ある。最も一般的な核燃料物質である金属ウランは２０
７０°Ｆ（１１３２℃）という低い融点を有しており、
またウランとプルトニウムとから成る合金はそれよりも
一層低い融点を有するのが普通である。たとえば、８８
重量％のＵと１２重量％のＰｕとから成る合金は約１１
３０°Ｆ（６１０℃）の融点を有している。
長い歴史を有しているが、大きな欠点があるため、従来
は液体金属冷却材を用いるようないわゆる増殖型原子炉
において主に使用されてきた。金属状の核分裂性物質を
核燃料として使用する際の主な欠点は、それらの融点が
比較的低いためにかなり低い温度で構造特性（たとえば
引張強さ）が失われること、およびそれらが他の元素に
対して高度の反応性を示すために腐食を受け易いことで
ある。最も一般的な核燃料物質である金属ウランは２０
７０°Ｆ（１１３２℃）という低い融点を有しており、
またウランとプルトニウムとから成る合金はそれよりも
一層低い融点を有するのが普通である。たとえば、８８
重量％のＵと１２重量％のＰｕとから成る合金は約１１
３０°Ｆ（６１０℃）の融点を有している。
【０００４】他方、金属状の核燃料は効率の高い熱伝達
のために役立つ優れた熱伝導性を有すると共に、単位体
積当りの核分裂性原子濃度の最大値を与える。それ故、
金属状の核燃料を使用すれば、単位体積当りの出力を大
きくすることができると共に、発生した熱をより高い効
率で冷却材に伝達することができるのである。金属核燃
料の品質を向上させかつ上記のごとき欠点を解消するた
め、金属ウランおよび（または）金属プルトニウムの合
金が提唱されかつ使用されてきた。たとえば、金属核燃
料中の相組織を安定化し、それによって該相組織に由来
する性質を安定化するため、少量の合金生成金属（たと
えば、モリブデン、ニオブ、チタン、ジルコニウム、バ
ナジウムまたはクロム）が使用されてきた。たとえば、
アルゴンヌ・ナショナル・ラボラトリー(Argonne Natio
nal Laboratory) の１９６５年度年間業績報告書(Annua
l Progress Report for 1965) ＡＮＬ−７１５５（１９
６５年）の１４〜２５頁に収載されたアール・ジェイ・
ダンワース(R.J.Dunworth) 等の論文「ウラン−プルト
ニウム基合金の性質」中には、ジルコニウムまたはチタ
ンを用いて金属核燃料を合金化することによってウラン
−プルトニウム燃料の融点を高めることが開示されてい
る。
のために役立つ優れた熱伝導性を有すると共に、単位体
積当りの核分裂性原子濃度の最大値を与える。それ故、
金属状の核燃料を使用すれば、単位体積当りの出力を大
きくすることができると共に、発生した熱をより高い効
率で冷却材に伝達することができるのである。金属核燃
料の品質を向上させかつ上記のごとき欠点を解消するた
め、金属ウランおよび（または）金属プルトニウムの合
金が提唱されかつ使用されてきた。たとえば、金属核燃
料中の相組織を安定化し、それによって該相組織に由来
する性質を安定化するため、少量の合金生成金属（たと
えば、モリブデン、ニオブ、チタン、ジルコニウム、バ
ナジウムまたはクロム）が使用されてきた。たとえば、
アルゴンヌ・ナショナル・ラボラトリー(Argonne Natio
nal Laboratory) の１９６５年度年間業績報告書(Annua
l Progress Report for 1965) ＡＮＬ−７１５５（１９
６５年）の１４〜２５頁に収載されたアール・ジェイ・
ダンワース(R.J.Dunworth) 等の論文「ウラン−プルト
ニウム基合金の性質」中には、ジルコニウムまたはチタ
ンを用いて金属核燃料を合金化することによってウラン
−プルトニウム燃料の融点を高めることが開示されてい
る。
【０００５】かかる金属核燃料中に合金成分として含有
されるジルコニウムはまた、核燃料の固相線温度を上昇
させると共に、液体金属冷却型原子炉用の燃料容器にお
いて通例使用されているステンレス鋼との化学的適合性
を高めるためにも役立つ。商業的使用のために検討され
てきた好適な合金核燃料は、６４重量％のＵ、２６重量
％のＰｕおよび１０重量％のＺｒから成る組成を有する
ものであった。かかる合金核燃料は約１８６８°Ｆ（１
０２０℃）の融点を有している。
されるジルコニウムはまた、核燃料の固相線温度を上昇
させると共に、液体金属冷却型原子炉用の燃料容器にお
いて通例使用されているステンレス鋼との化学的適合性
を高めるためにも役立つ。商業的使用のために検討され
てきた好適な合金核燃料は、６４重量％のＵ、２６重量
％のＰｕおよび１０重量％のＺｒから成る組成を有する
ものであった。かかる合金核燃料は約１８６８°Ｆ（１
０２０℃）の融点を有している。
【０００６】しかしながら、金属ジルコニウムのごとき
非燃料元素を用いて通常の金属核燃料を合金化する技術
に関しては、新たな問題が発見された。すなわち、本質
的に強い放射線および高い温度を伴う原子炉内条件のた
め、最初は合金成分の実質的に均一な混合物を成してい
た合金核燃料が化学的な再分配を受けて合金成分の不均
一な混合物となることが見出されたのである。このよう
な合金核燃料の再分配現象は、それの性質および燃料体
中における性質の一様性に顕著な影響を及ぼすことにな
る。
非燃料元素を用いて通常の金属核燃料を合金化する技術
に関しては、新たな問題が発見された。すなわち、本質
的に強い放射線および高い温度を伴う原子炉内条件のた
め、最初は合金成分の実質的に均一な混合物を成してい
た合金核燃料が化学的な再分配を受けて合金成分の不均
一な混合物となることが見出されたのである。このよう
な合金核燃料の再分配現象は、それの性質および燃料体
中における性質の一様性に顕著な影響を及ぼすことにな
る。
【０００７】ジルコニウムのごとき合金成分の化学的再
分配の特徴の１つは、金属ジルコニウムが燃料体の内部
区域または中心区域に向かって内方に移動することであ
る。それに伴って燃料体の内部区域または中心区域の固
相線温度が上昇する一方、外部区域または周辺区域の固
相線温度が低下する。その結果、燃料体の周辺区域にお
ける残りの合金の融点が低下し、従って低融点相の生成
を防止するというジルコニウム添加の効果が低減もしく
は消失することになる。このようにして、燃料体の表面
部分の融点が低下すれば、隣接する材料との化学的相互
作用が起こる可能性が増大する。
分配の特徴の１つは、金属ジルコニウムが燃料体の内部
区域または中心区域に向かって内方に移動することであ
る。それに伴って燃料体の内部区域または中心区域の固
相線温度が上昇する一方、外部区域または周辺区域の固
相線温度が低下する。その結果、燃料体の周辺区域にお
ける残りの合金の融点が低下し、従って低融点相の生成
を防止するというジルコニウム添加の効果が低減もしく
は消失することになる。このようにして、燃料体の表面
部分の融点が低下すれば、隣接する材料との化学的相互
作用が起こる可能性が増大する。
【０００８】ジルコニウムが移動すると、残りの合金成
分は融点のより低い合金または共融組成物を生成するこ
とになる。その上、ジルコニウムの移動後に燃料体の周
辺区域に残留する低融点の成分（たとえば、プルトニウ
ムや核分裂生成物としてのセリウム）は、燃料容器（以
後は「燃料被覆管」と呼ぶ）のステンレス鋼に対して侵
食または反応を及ぼし、それによって燃料被覆管の健全
性を低下させることがある。このように、核燃料の成分
とステンレス鋼製の燃料被覆管との相互作用は、比較的
薄肉の燃料被覆管において肉厚の減少、組成の変化また
はそれに伴う透過性の変化を引起こして燃料被覆管の構
造強度を低下させることになる。
分は融点のより低い合金または共融組成物を生成するこ
とになる。その上、ジルコニウムの移動後に燃料体の周
辺区域に残留する低融点の成分（たとえば、プルトニウ
ムや核分裂生成物としてのセリウム）は、燃料容器（以
後は「燃料被覆管」と呼ぶ）のステンレス鋼に対して侵
食または反応を及ぼし、それによって燃料被覆管の健全
性を低下させることがある。このように、核燃料の成分
とステンレス鋼製の燃料被覆管との相互作用は、比較的
薄肉の燃料被覆管において肉厚の減少、組成の変化また
はそれに伴う透過性の変化を引起こして燃料被覆管の構
造強度を低下させることになる。
【０００９】アルゴンヌ・ナショナル・ラボラトリーの
ツーソン会議（１９８６年９月）において発表されたジ
ー・エル・ホフマン(G.L. Hofman) 等の論文「金属核燃
料とオーステナイト系およびフェライト系ステンレス鋼
被覆材との化学的相互作用」中においては、Ｕ−Ｐｕ−
Ｚｒ合金核燃料とフェライト系ステンレス鋼製燃料被覆
管の成分との間における相互拡散現象が論じられてい
る。かかる現象は核燃料組成物の性能を低下させること
がある。かかる現象がもたらす結果としては、強度を低
下させる拡散帯域がステンレス鋼中に形成されること、
ステンレス鋼の結晶粒間に核燃料成分が侵入すること、
並びに運転温度よりも低い融点を持った共晶領域が形成
されることが挙げられる。
ツーソン会議（１９８６年９月）において発表されたジ
ー・エル・ホフマン(G.L. Hofman) 等の論文「金属核燃
料とオーステナイト系およびフェライト系ステンレス鋼
被覆材との化学的相互作用」中においては、Ｕ−Ｐｕ−
Ｚｒ合金核燃料とフェライト系ステンレス鋼製燃料被覆
管の成分との間における相互拡散現象が論じられてい
る。かかる現象は核燃料組成物の性能を低下させること
がある。かかる現象がもたらす結果としては、強度を低
下させる拡散帯域がステンレス鋼中に形成されること、
ステンレス鋼の結晶粒間に核燃料成分が侵入すること、
並びに運転温度よりも低い融点を持った共晶領域が形成
されることが挙げられる。
【００１０】典型的な液体金属冷却型原子炉において
は、燃料被覆管の材料としてステンレス鋼が使用される
のが通例である。かかるステンレス鋼の好適な実例とし
ては、ＨＴ９およびＤ９の商品名で市販されているもの
が挙げられる。これらのステンレス鋼の典型的な組成を
下記表１中に示す。
は、燃料被覆管の材料としてステンレス鋼が使用される
のが通例である。かかるステンレス鋼の好適な実例とし
ては、ＨＴ９およびＤ９の商品名で市販されているもの
が挙げられる。これらのステンレス鋼の典型的な組成を
下記表１中に示す。
【００１１】
【表１】 表 １ ──────────────────────────── 含量（重量％） 成 分 ＨＴ９ Ｄ９ Ｆｅ 84.8 65.7 Ｃｒ 12.0 14.5 Ｎｉ 0.6 14.5 Ｍｏ 1.0 2.0 Ｍｎ 0.5 2.0 Ｗ 0.4 − Ｖ 0.3 − Ｓｉ 0.2 1.0 Ｔｉ − 0.3 Ｃ 0.2 0.03 Ｎ 0.004 0.005 Ｏ 0.006 0.006 ──────────────────────────── Ｕ−ＺｒまたはＵ−Ｐｕ−Ｚｒ合金核燃料とＨＴ９およ
びＤ９のごときステンレス鋼製の燃料被覆管との界面に
は低融点の合金が生成する。このような低融点の合金は
高温における過渡的な原子炉運転条件の下で燃料被覆管
の性能を著しく低下させることがある。
びＤ９のごときステンレス鋼製の燃料被覆管との界面に
は低融点の合金が生成する。このような低融点の合金は
高温における過渡的な原子炉運転条件の下で燃料被覆管
の性能を著しく低下させることがある。
【００１２】燃料被覆管の材料は、Ｕ−ＺｒまたはＵ−
Ｐｕ−Ｚｒ合金核燃料との相互作用が起こり難いように
選ばれている。しかしながら、拡散対実験および照射実
験の結果、燃料被覆管の材料中へのプルトニウム、ウラ
ンおよび核分裂生成物の拡散は実際に起こることが証明
されている。しかも、その際には、合金核燃料と燃料被
覆管との界面に所望の高融点合金組成を維持するのに十
分なだけのジルコニウムの拡散は起こらないのである。
Ｐｕ−Ｚｒ合金核燃料との相互作用が起こり難いように
選ばれている。しかしながら、拡散対実験および照射実
験の結果、燃料被覆管の材料中へのプルトニウム、ウラ
ンおよび核分裂生成物の拡散は実際に起こることが証明
されている。しかも、その際には、合金核燃料と燃料被
覆管との界面に所望の高融点合金組成を維持するのに十
分なだけのジルコニウムの拡散は起こらないのである。
【００１３】照射実験によれば、７１重量％のＵ、１９
重量％のＰｕおよび１０重量％のＺｒから成る合金核燃
料がＨＴ９ステンレス鋼製の燃料被覆管に接触した場
合、２．９原子％の燃焼度においてステンレス鋼中に深
さ７〜１０μｍの反応帯域が生じ、しかもかかる反応帯
域にはプルトニウムおよび核分裂生成物であるセリウム
が濃縮されていることが証明された。下記表２中に示さ
れるごとく、プルトニウムおよびセリウムはステンレス
鋼成分と低融点の合金を生成するのである。
重量％のＰｕおよび１０重量％のＺｒから成る合金核燃
料がＨＴ９ステンレス鋼製の燃料被覆管に接触した場
合、２．９原子％の燃焼度においてステンレス鋼中に深
さ７〜１０μｍの反応帯域が生じ、しかもかかる反応帯
域にはプルトニウムおよび核分裂生成物であるセリウム
が濃縮されていることが証明された。下記表２中に示さ
れるごとく、プルトニウムおよびセリウムはステンレス
鋼成分と低融点の合金を生成するのである。
【００１４】
【表２】 表 ２ ───────────────────────────── 融 点 組 成 合 金 （℃） （重量％） Ｐｕ−Ｆｅ 410 2.5Ｆｅ Ｐｕ−Ｎｉ 475 4Ｎｉ Ｃｅ−Ｎｉ 477 8Ｎｉ Ｃｅ−Ｆｅ 592 4Ｆｅ Ｐｕ−Ｕ 610 12Ｕ Ｐｕ−Ｍｏ 613 0.5Ｍｏ Ｐｕ−Ｃｒ 615 0.5Ｃｒ Ｐｕ−Ｃｅ 625 12Ｃｅ Ｐｕ 640 − Ｐｕ−Ｚｒ >640 ＊ Ｕ−Ｆｅ 725 11Ｆｅ Ｕ−Ｎｉ 740 11Ｎｉ Ｚｒ−Ｃｅ 750 3Ｚｒ Ｕ−Ｃｒ 860 5Ｃｒ Ｕ−２６Ｐｕ−２Ｚｒ 913 − Ｚｒ−Ｆｅ 934 16Ｆｅ Ｚｒ−Ｎｉ 961 17Ｎｉ Ｕ 1134 − Ｕ−Ｚｒ >1134 ＊ Ｚｒ−Ｃｒ 1300 18Ｃｒ ───────────────────────────── ＊この組合せは固溶体を生成するが、かかる系中ではＰｕ およびＵが最も低い融点を有する。 原子炉用の合金核燃料の不均一融解状態およびそれがも
たらす潜在的な効果は、アルゴンヌ・ナショナル・ラボ
ラトリーのＡＮＬ−７６０２（１９６９年１１月）中に
収載されたダブリュー・エフ・マーフィ(W.F. Murphy)
等の論文「ＥＢＲ−１１内において４．５原子％の燃焼
度にまで照射されたＵ−Ｐｕ−Ｚｒ燃料要素の照射後検
査」の主題となっている。この論文においてはまた、核
分裂に際して合金核燃料中に顕著な物理的変化（たとえ
ば顕著な変形）が起こることも論じられている。かかる
変形の実例としては、熱的効果やガス状核分裂生成物の
内部生成のために最大約３０容量％にも達する膨張また
はスエリングが起こることが挙げられる。
たらす潜在的な効果は、アルゴンヌ・ナショナル・ラボ
ラトリーのＡＮＬ−７６０２（１９６９年１１月）中に
収載されたダブリュー・エフ・マーフィ(W.F. Murphy)
等の論文「ＥＢＲ−１１内において４．５原子％の燃焼
度にまで照射されたＵ−Ｐｕ−Ｚｒ燃料要素の照射後検
査」の主題となっている。この論文においてはまた、核
分裂に際して合金核燃料中に顕著な物理的変化（たとえ
ば顕著な変形）が起こることも論じられている。かかる
変形の実例としては、熱的効果やガス状核分裂生成物の
内部生成のために最大約３０容量％にも達する膨張また
はスエリングが起こることが挙げられる。
【００１５】燃料被覆管の破損が起こる可能性について
は、アルゴンヌ・ナショナル・ラボラトリーの紀要(Tra
ns. Ans.) 第３４巻（１９８０年６月）の２１０〜２１
１頁に収載されたビー・アール・ザイデル(B.R. Seide
l) の論文「照射後加熱時における金属核燃料被覆材の
共晶生成」中において論じられている。米国特許第４９
７１７５３号の明細書中には、原子炉用の合金核燃料と
ステンレス鋼製の燃料被覆管との間における相互作用を
抑制するための方法が開示されている。この発明に従え
ば、合金核燃料の融点を上昇させる性質を持った消費し
得る量の合金生成金属が、ウラン合金から成る燃料体を
ステンレス鋼製燃料被覆管の内部に収容して成る燃料要
素内に設置される。詳しく述べれば、ウラン合金の燃料
体とステンレス鋼製の燃料被覆管との間にジルコニウム
隔壁が配置される。かかる隔壁は、ジルコニウムの利用
可能性を高めて燃料体と燃料被覆管との界面に生成され
る合金の融点を上昇させることにより、照射の結果とし
て生じる低融点合金の有害な作用からステンレス鋼製の
燃料被覆管を保護するために役立つ。
は、アルゴンヌ・ナショナル・ラボラトリーの紀要(Tra
ns. Ans.) 第３４巻（１９８０年６月）の２１０〜２１
１頁に収載されたビー・アール・ザイデル(B.R. Seide
l) の論文「照射後加熱時における金属核燃料被覆材の
共晶生成」中において論じられている。米国特許第４９
７１７５３号の明細書中には、原子炉用の合金核燃料と
ステンレス鋼製の燃料被覆管との間における相互作用を
抑制するための方法が開示されている。この発明に従え
ば、合金核燃料の融点を上昇させる性質を持った消費し
得る量の合金生成金属が、ウラン合金から成る燃料体を
ステンレス鋼製燃料被覆管の内部に収容して成る燃料要
素内に設置される。詳しく述べれば、ウラン合金の燃料
体とステンレス鋼製の燃料被覆管との間にジルコニウム
隔壁が配置される。かかる隔壁は、ジルコニウムの利用
可能性を高めて燃料体と燃料被覆管との界面に生成され
る合金の融点を上昇させることにより、照射の結果とし
て生じる低融点合金の有害な作用からステンレス鋼製の
燃料被覆管を保護するために役立つ。
【００１６】米国特許第４９７１７５３号明細書中に
は、かかるジルコニウム隔壁が燃料要素内に様々な形態
で設置し得ることが述べられている。たとえば、かかる
ジルコニウム隔壁は燃料体の外周面上または燃料被覆管
の内周面上に形成されたジルコニウム層として設置する
こともできるし、あるいは燃料体と燃料被覆管との間の
空隙内に挿入されたジルコニウムの中空円筒（たとえ
ば、管状に巻いたジルコニウム箔または剛性のジルコニ
ウム管状部材）として設置することもできる。
は、かかるジルコニウム隔壁が燃料要素内に様々な形態
で設置し得ることが述べられている。たとえば、かかる
ジルコニウム隔壁は燃料体の外周面上または燃料被覆管
の内周面上に形成されたジルコニウム層として設置する
こともできるし、あるいは燃料体と燃料被覆管との間の
空隙内に挿入されたジルコニウムの中空円筒（たとえ
ば、管状に巻いたジルコニウム箔または剛性のジルコニ
ウム管状部材）として設置することもできる。
【００１７】界面における合金の融点を許容し得るレベ
ルにまで高めるためには、燃料体と燃料被覆管との間に
配置される隔壁の厚さは０．００２〜０．００４インチ
の範囲内にあればよい。なお、製造および検査に伴う困
難並びに費用の点から見れば、薄くて完全度の高い隔壁
を製造するための従来の技術を使用することは適当でな
い。
ルにまで高めるためには、燃料体と燃料被覆管との間に
配置される隔壁の厚さは０．００２〜０．００４インチ
の範囲内にあればよい。なお、製造および検査に伴う困
難並びに費用の点から見れば、薄くて完全度の高い隔壁
を製造するための従来の技術を使用することは適当でな
い。
【００１８】たとえば、所要の隔壁は燃料体と燃料被覆
管との間に配置された薄肉の管として設置することがで
きる。しかしながら、０．００２〜０．００４インチの
肉厚を有する管は製造が困難であるばかりでなく、多大
の費用を必要とする。その上、燃料合金またはブランケ
ット合金と燃料被覆管との接触のための通路として働く
欠陥が管壁中に存在しないことを検査するためにも多大
の費用が必要となる。かかる管の使用に伴うもう１つの
問題は、照射時における燃料体の膨張の結果として管壁
が破損する可能性があることである。
管との間に配置された薄肉の管として設置することがで
きる。しかしながら、０．００２〜０．００４インチの
肉厚を有する管は製造が困難であるばかりでなく、多大
の費用を必要とする。その上、燃料合金またはブランケ
ット合金と燃料被覆管との接触のための通路として働く
欠陥が管壁中に存在しないことを検査するためにも多大
の費用が必要となる。かかる管の使用に伴うもう１つの
問題は、照射時における燃料体の膨張の結果として管壁
が破損する可能性があることである。
【００１９】また、化学蒸着技術を用いて燃料被覆管の
内面上に隔壁材料を設置することもできる。しかしなが
ら、この場合のキャリヤガスはフッ素であって、これは
ステンレス鋼中に応力腐食を引起こす。そのため、原子
炉において使用するためのステンレス鋼製燃料被覆管の
製造方法からは全てのハロゲンを排除しなければならな
い。また、熱間静水圧圧縮技術を用いてステンレス鋼製
の燃料被覆管に隔壁材料を結合することも不適当であ
る。なぜなら、照射効果に耐え得るようにするため燃料
被覆管に施された特殊な熱処理または加工硬化状態が結
合操作の結果として変化することがあるからである。更
にまた、スパッタリング技術を用いて燃料被覆管の内面
上に隔壁材料を設置することもできるが、燃料被覆管の
直径が小さくかつ長さが大きいことはこの技術の使用を
著しく制限する。要するに、燃料被覆管の内側に隔壁材
料を付加するための蒸着技術、結合技術およびスパッタ
リング技術はいずれも比較的高い費用を要し、しかも隔
壁の一様性の検査および確認は困難なのである。
内面上に隔壁材料を設置することもできる。しかしなが
ら、この場合のキャリヤガスはフッ素であって、これは
ステンレス鋼中に応力腐食を引起こす。そのため、原子
炉において使用するためのステンレス鋼製燃料被覆管の
製造方法からは全てのハロゲンを排除しなければならな
い。また、熱間静水圧圧縮技術を用いてステンレス鋼製
の燃料被覆管に隔壁材料を結合することも不適当であ
る。なぜなら、照射効果に耐え得るようにするため燃料
被覆管に施された特殊な熱処理または加工硬化状態が結
合操作の結果として変化することがあるからである。更
にまた、スパッタリング技術を用いて燃料被覆管の内面
上に隔壁材料を設置することもできるが、燃料被覆管の
直径が小さくかつ長さが大きいことはこの技術の使用を
著しく制限する。要するに、燃料被覆管の内側に隔壁材
料を付加するための蒸着技術、結合技術およびスパッタ
リング技術はいずれも比較的高い費用を要し、しかも隔
壁の一様性の検査および確認は困難なのである。
【００２０】
【発明の概要】本発明によれば、米国特許第４９７１７
５３号の発明を改良するため、燃料合金（またはブラン
ケット合金）とステンレス鋼製の燃料被覆管との間に隔
壁を設置するための簡便で費用効率の良い方法が提供さ
れる。本発明に従えば、多層管状に巻かれた金属箔にレ
ーザ仮付け溶接を施すことによって隔壁が形成される
が、かかる隔壁は無放射能組立工程において燃料合金
（またはブランケット合金）と燃料被覆管との間に挿入
することができる。レーザ溶接の溶込みは、箔の溶接部
が隔壁中の全層数より少なくとも１つだけ少ない最小２
つの層を融着するように調整される。かかる溶接部は、
照射時における燃料合金（またはブランケット合金）の
膨張に応答して破壊するように設計される。溶接部の破
壊後には、燃料合金（またはブランケット合金）の膨張
に伴って重なり合った層が互いに滑動し、そして多層管
はほどけて行く。その結果、燃料合金（またはブランケ
ット合金）と燃料被覆管との間には切れ目の無い連続し
た隔壁が維持され、それによって溶接操作または溶接部
の破壊から生じた隔壁中の欠陥は遮蔽されるのである。
また、検出されなかった製造時の欠陥が箔中に存在して
いても、それらは多層管中の個々の層が互いに滑動する
ことによって遮蔽される。
５３号の発明を改良するため、燃料合金（またはブラン
ケット合金）とステンレス鋼製の燃料被覆管との間に隔
壁を設置するための簡便で費用効率の良い方法が提供さ
れる。本発明に従えば、多層管状に巻かれた金属箔にレ
ーザ仮付け溶接を施すことによって隔壁が形成される
が、かかる隔壁は無放射能組立工程において燃料合金
（またはブランケット合金）と燃料被覆管との間に挿入
することができる。レーザ溶接の溶込みは、箔の溶接部
が隔壁中の全層数より少なくとも１つだけ少ない最小２
つの層を融着するように調整される。かかる溶接部は、
照射時における燃料合金（またはブランケット合金）の
膨張に応答して破壊するように設計される。溶接部の破
壊後には、燃料合金（またはブランケット合金）の膨張
に伴って重なり合った層が互いに滑動し、そして多層管
はほどけて行く。その結果、燃料合金（またはブランケ
ット合金）と燃料被覆管との間には切れ目の無い連続し
た隔壁が維持され、それによって溶接操作または溶接部
の破壊から生じた隔壁中の欠陥は遮蔽されるのである。
また、検出されなかった製造時の欠陥が箔中に存在して
いても、それらは多層管中の個々の層が互いに滑動する
ことによって遮蔽される。
【００２１】
【好適な実施の態様の詳細な説明】以下、添付の図面を
参照しながら本発明の好適な実施の態様を詳しく説明し
よう。先ず図１を見ると、本発明の好適な実施の態様に
基づく燃料要素１０が示されている。かかる燃料要素１
０は金属状または合金状の核燃料物質から成る細長い燃
料体１２を含んでいるが、それの実例としてはピンまた
はスラッグとも呼ばれる棒状体が挙げられる。かかる燃
料体１２（または複数の整列した燃料体）は、「燃料被
覆管」と呼ばれることもある密閉された管状の金属容器
１４の内部に収容されている。燃料被覆管１４は、燃料
要素１０の外面に沿って流れてそれから熱を運び去るた
めの冷却材から燃料体１２を隔離し、それによって核燃
料と冷却材との反応あるいは冷却材による核燃料の汚染
を防止するために役立つ。更にまた、燃料被覆管１４は
核分裂生成物を閉込めることにより、それらが冷却材中
に漏れ出ることを防止するためにも役立つ。
参照しながら本発明の好適な実施の態様を詳しく説明し
よう。先ず図１を見ると、本発明の好適な実施の態様に
基づく燃料要素１０が示されている。かかる燃料要素１
０は金属状または合金状の核燃料物質から成る細長い燃
料体１２を含んでいるが、それの実例としてはピンまた
はスラッグとも呼ばれる棒状体が挙げられる。かかる燃
料体１２（または複数の整列した燃料体）は、「燃料被
覆管」と呼ばれることもある密閉された管状の金属容器
１４の内部に収容されている。燃料被覆管１４は、燃料
要素１０の外面に沿って流れてそれから熱を運び去るた
めの冷却材から燃料体１２を隔離し、それによって核燃
料と冷却材との反応あるいは冷却材による核燃料の汚染
を防止するために役立つ。更にまた、燃料被覆管１４は
核分裂生成物を閉込めることにより、それらが冷却材中
に漏れ出ることを防止するためにも役立つ。
【００２２】燃料体１２の寸法は、主として内部で発生
するガス状の核分裂生成物のために約２５〜３０容量％
の半径方向膨張を示し得るように設計されている。すな
わち、最初に製造された燃料体１２は燃料被覆管１４の
内部横断面積よりも実質的に小さい横断面積を有してい
る。その結果、燃料体１２の外面と燃料被覆管１４の内
面との間には空隙１６が形成されることになる。最初に
存在するこのような空隙１６は、運転中に発生するガス
に原因する燃料体１２の膨張を許し、それによって膨張
する燃料体１２が及ぼす内圧のために燃料被覆管１４が
物理的応力を受けて破裂することを防止するために役立
つ。
するガス状の核分裂生成物のために約２５〜３０容量％
の半径方向膨張を示し得るように設計されている。すな
わち、最初に製造された燃料体１２は燃料被覆管１４の
内部横断面積よりも実質的に小さい横断面積を有してい
る。その結果、燃料体１２の外面と燃料被覆管１４の内
面との間には空隙１６が形成されることになる。最初に
存在するこのような空隙１６は、運転中に発生するガス
に原因する燃料体１２の膨張を許し、それによって膨張
する燃料体１２が及ぼす内圧のために燃料被覆管１４が
物理的応力を受けて破裂することを防止するために役立
つ。
【００２３】燃料要素１０の空隙１６は、初期組立時に
はナトリウム、カリウム、リチウムまたはそれらの合金
のごとき固体金属結合材で満たされている。かかる結合
材は通常の原子炉運転温度で融解し、そして燃料体１２
の膨張に伴って徐々に排除される。かかる結合材は、燃
料体１２が膨張して空隙１６を満たすまでの期間におい
て燃料体１２から燃料被覆管１４への熱伝達を促進する
ために役立つ。
はナトリウム、カリウム、リチウムまたはそれらの合金
のごとき固体金属結合材で満たされている。かかる結合
材は通常の原子炉運転温度で融解し、そして燃料体１２
の膨張に伴って徐々に排除される。かかる結合材は、燃
料体１２が膨張して空隙１６を満たすまでの期間におい
て燃料体１２から燃料被覆管１４への熱伝達を促進する
ために役立つ。
【００２４】液体金属冷却型原子炉において使用するた
めの典型的な燃料要素の燃料体１２は、約０．１９イン
チの直径を有する円柱状の物体である。かかる燃料体１
２を包囲する燃料棒被覆管１４は、約２０ミルの肉厚お
よび約０．２６インチの外径を有するステンレス鋼管で
ある。本発明に従って燃料体１２と燃料被覆管１４との
間に配置された隔壁１８は、消費可能な合金生成金属か
ら成る多層部材である。その結果、燃料体１２を構成す
る合金核燃料は燃料棒被覆管１４のステンレス鋼でなく
隔壁１８の材料と相互作用を示すことになる。隔壁１８
は合金核燃料の融点を上昇させる性質を持った任意の合
金生成金属から成り得るが、その実例としてはジルコニ
ウム、チタン、ニオブ、モリブデン、バナジウム、クロ
ムなどが挙げられる。なお、本発明の実施にとって好適
な合金生成金属はジルコニウムである。
めの典型的な燃料要素の燃料体１２は、約０．１９イン
チの直径を有する円柱状の物体である。かかる燃料体１
２を包囲する燃料棒被覆管１４は、約２０ミルの肉厚お
よび約０．２６インチの外径を有するステンレス鋼管で
ある。本発明に従って燃料体１２と燃料被覆管１４との
間に配置された隔壁１８は、消費可能な合金生成金属か
ら成る多層部材である。その結果、燃料体１２を構成す
る合金核燃料は燃料棒被覆管１４のステンレス鋼でなく
隔壁１８の材料と相互作用を示すことになる。隔壁１８
は合金核燃料の融点を上昇させる性質を持った任意の合
金生成金属から成り得るが、その実例としてはジルコニ
ウム、チタン、ニオブ、モリブデン、バナジウム、クロ
ムなどが挙げられる。なお、本発明の実施にとって好適
な合金生成金属はジルコニウムである。
【００２５】本発明の好適な実施の態様に従えば、隔壁
１８はジルコニウムまたはそれと機能的に同等な金属の
箔を多層に管状に巻いたものから成っている。図２から
最も良くわかる通り、かかる箔は多層管の形に巻かれ、
次いで多層管の形に保持するためにレーザ仮付け溶接が
施される。かかるレーザ溶接の溶込みは、箔の溶接部２
０が２つ以上の外側の層のみを融着するように調整され
る。溶接点において、多層管はレーザ溶接によって融着
された層の数より少なくとも１つだけ多い数の層を含ん
でいなければならない。
１８はジルコニウムまたはそれと機能的に同等な金属の
箔を多層に管状に巻いたものから成っている。図２から
最も良くわかる通り、かかる箔は多層管の形に巻かれ、
次いで多層管の形に保持するためにレーザ仮付け溶接が
施される。かかるレーザ溶接の溶込みは、箔の溶接部２
０が２つ以上の外側の層のみを融着するように調整され
る。溶接点において、多層管はレーザ溶接によって融着
された層の数より少なくとも１つだけ多い数の層を含ん
でいなければならない。
【００２６】溶接部２０は、照射時における燃料合金
（またはブランケット合金）の膨張に応答して破壊する
ように設計される。最も外側の層と１つ以上の中間層と
を結合している融着材料は、箔材料の破断が起こる応力
レベルよりも低い応力レベルにおいて破壊する。溶接部
２０の破壊後には、図３に示されるごとく、重なり合っ
た層が互いに滑動し、そして多層管はほどけて行く。図
示の都合上、図３には最も外側の層における破壊した溶
接区域２２が中間層上になおも融着されている残留溶接
部２０’に対して円周方向に移動したところが示されて
いる。（なお、破壊した溶接区域と残留溶接部との位置
関係が逆になることもあるのは勿論である。）もし隔壁
が仮付け溶接点において２つの層しか含まなければ、２
つの層の相対運動の結果として破壊した溶接区域２２が
第２の層の縁端を越えた場合、燃料体１２と燃料被覆管
１４との間には破壊した溶接区域２２を通して直接の
「見通し」状態が生じることがある。しかるに本発明に
従えば、第３の層が設けられる結果、燃料体１２から燃
料被覆管１４を望む全ての「視線」に沿って少なくとも
２つの層が存在することになる。このように、検出され
なかった製造時の小さな欠陥または溶接部の破壊が原因
となって個々の層中に生じた欠陥は多層管がほどけるこ
とによって遮蔽される結果、燃料合金（またはブランケ
ット合金）の膨張に順応し得る隔壁が得られるのであ
る。
（またはブランケット合金）の膨張に応答して破壊する
ように設計される。最も外側の層と１つ以上の中間層と
を結合している融着材料は、箔材料の破断が起こる応力
レベルよりも低い応力レベルにおいて破壊する。溶接部
２０の破壊後には、図３に示されるごとく、重なり合っ
た層が互いに滑動し、そして多層管はほどけて行く。図
示の都合上、図３には最も外側の層における破壊した溶
接区域２２が中間層上になおも融着されている残留溶接
部２０’に対して円周方向に移動したところが示されて
いる。（なお、破壊した溶接区域と残留溶接部との位置
関係が逆になることもあるのは勿論である。）もし隔壁
が仮付け溶接点において２つの層しか含まなければ、２
つの層の相対運動の結果として破壊した溶接区域２２が
第２の層の縁端を越えた場合、燃料体１２と燃料被覆管
１４との間には破壊した溶接区域２２を通して直接の
「見通し」状態が生じることがある。しかるに本発明に
従えば、第３の層が設けられる結果、燃料体１２から燃
料被覆管１４を望む全ての「視線」に沿って少なくとも
２つの層が存在することになる。このように、検出され
なかった製造時の小さな欠陥または溶接部の破壊が原因
となって個々の層中に生じた欠陥は多層管がほどけるこ
とによって遮蔽される結果、燃料合金（またはブランケ
ット合金）の膨張に順応し得る隔壁が得られるのであ
る。
【００２７】初期段階においては、少なくとも２-1/2巻
きの箔を有するように多層管が形成され、そして仮付け
溶接される。厚さ０．００２インチのジルコニウム箔を
用いたレーザ溶接実験によれば、溶接部が多層管中の２
つ以上の外側の層には溶込むが最も内側の層には影響を
及ぼさないように溶接出力を調整し得ることが判明し
た。多層管がほどけた場合、溶接部に生じた欠陥が初期
において溶接点に存在する数の層よりも１つだけ少ない
数の層によって遮蔽されるようにするため、燃料被覆管
と隔壁との幾何学的関係は下記の式を満足しなければな
らない。
きの箔を有するように多層管が形成され、そして仮付け
溶接される。厚さ０．００２インチのジルコニウム箔を
用いたレーザ溶接実験によれば、溶接部が多層管中の２
つ以上の外側の層には溶込むが最も内側の層には影響を
及ぼさないように溶接出力を調整し得ることが判明し
た。多層管がほどけた場合、溶接部に生じた欠陥が初期
において溶接点に存在する数の層よりも１つだけ少ない
数の層によって遮蔽されるようにするため、燃料被覆管
と隔壁との幾何学的関係は下記の式を満足しなければな
らない。
【００２８】（Ｃ−２Ｔ−Ｂ）π＋３Ｓ＜Ｌ 上記式中、Ｃは燃料被覆管の直径、Ｔは燃料被覆管の肉
厚、Ｂは隔壁の直径、Ｓは仮付け溶接部の直径、そして
Ｌは溶接区域を越えて存在する内側の箔層の長さであ
る。この式に従えば、多層管状の隔壁がほどけた場合、
破壊した溶接区域が燃料合金（またはブランケット合
金）と燃料被覆管との間に直接の「見通し」状態を生じ
ないようにするために十分な長さだけ内側の層が溶接区
域を越えて存在することになる。
厚、Ｂは隔壁の直径、Ｓは仮付け溶接部の直径、そして
Ｌは溶接区域を越えて存在する内側の箔層の長さであ
る。この式に従えば、多層管状の隔壁がほどけた場合、
破壊した溶接区域が燃料合金（またはブランケット合
金）と燃料被覆管との間に直接の「見通し」状態を生じ
ないようにするために十分な長さだけ内側の層が溶接区
域を越えて存在することになる。
【００２９】図１に示された好適な実施の態様は、もっ
ぱら例示を目的とするものに過ぎない。本発明が仮付け
溶接点において３つの層を有する多層管状の隔壁のみに
限定されないことは容易に理解されよう。全ての層数よ
りは少ない２つ以上の層が外側からの仮付け溶接によっ
て互いに融着されていさえすれば、隔壁は仮付け溶接点
において４つ以上の層を有していてもよいのである。
ぱら例示を目的とするものに過ぎない。本発明が仮付け
溶接点において３つの層を有する多層管状の隔壁のみに
限定されないことは容易に理解されよう。全ての層数よ
りは少ない２つ以上の層が外側からの仮付け溶接によっ
て互いに融着されていさえすれば、隔壁は仮付け溶接点
において４つ以上の層を有していてもよいのである。
【図１】本発明の好適な実施の態様に基づく燃料要素の
横断面図である。ただし、各部の寸法は必ずしも一定の
縮尺に従っていない。
横断面図である。ただし、各部の寸法は必ずしも一定の
縮尺に従っていない。
【図２】本発明の好適な実施の態様に基づく３層の核燃
料／燃料被覆管隔壁のレーザ仮付け溶接部の横断面図で
ある。
料／燃料被覆管隔壁のレーザ仮付け溶接部の横断面図で
ある。
【図３】図２に示された３層の核燃料／燃料被覆管隔壁
のレーザ仮付け溶接部が破壊した後の状態を示す横断面
である。
のレーザ仮付け溶接部が破壊した後の状態を示す横断面
である。
１０ 燃料要素 １２ 燃料体 １４ 燃料被覆管 １６ 空隙 １８ 隔壁 ２０ 溶接部 ２２ 破壊した溶接区域
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ドナルド・クリフォード・ウエイドカンパ ー アメリカ合衆国、カリフォルニア州、プレ ザントン、リースリング・ドライブ、964 番
Claims (10)
- 【請求項１】 合金核燃料から成る細長い燃料体（１
２）を密閉された細長い燃料被覆管（１４）の内部に収
容したものから成っていて、前記燃料体が前記燃料被覆
管の内部空間の横断面積よりも小さい横断面積を有する
結果として前記燃料体と前記燃料被覆管との間に空隙
（１６）が存在し、かつ前記空隙内には前記燃料体の外
周面を包囲する隔壁（１８）が配置されているような原
子炉用の燃料要素において、前記隔壁が箔を多層に管状
に巻いて、仮付け溶接（２０）によって多層管の形に保
持したものから成ることを特徴とする燃料要素。 - 【請求項２】 前記箔が金属または合金から成る請求項
１記載の燃料要素。 - 【請求項３】 前記金属がジルコニウム、チタン、ニオ
ブ、バナジウム、クロムおよびモリブデンから成る群よ
り選ばれる請求項２記載の燃料要素。 - 【請求項４】 前記合金核燃料が金属ウランと、金属プ
ルトニウムと、ジルコニウム、チタン、ニオブ、バナジ
ウム、クロムおよびモリブデンから成る群より選ばれた
元素とから成り、前記燃料被覆管がステンレス鋼から成
り、かつ前記金属がジルコニウム、チタン、ニオブ、バ
ナジウム、クロムおよびモリブデンから成る群より選ば
れる請求項２記載の燃料要素。 - 【請求項５】 前記多層管が仮付け溶接点において少な
くとも３つの層を有し、かつ全ての層数よりは少ない２
つ以上の層が外側からの前記仮付け溶接によって互いに
融着されている請求項１記載の燃料要素。 - 【請求項６】 ２つ以上の外側の層を結合している融着
材料は、前記燃料体の膨張の結果、前記箔の材料の破断
が起こる応力レベルよりも低い応力レベルにおいて破壊
する請求項５記載の燃料要素。 - 【請求項７】 前記燃料被覆管と前記隔壁との幾何学的
関係が式 （Ｃ−２Ｔ−Ｂ）π＋３Ｓ＜Ｌ （式中、Ｃは前記燃料被覆管の直径、Ｔは前記燃料被覆
管の肉厚、Ｂは前記隔壁の直径、Ｓは仮付け溶接部の直
径、そしてＬは溶接区域を越えて存在する内側の箔層の
長さである）を満足する請求項１記載の燃料要素。 - 【請求項８】 請求項１記載の燃料要素内に前記隔壁を
設置する方法において、(a) 箔を多層管の形に巻き、
(b) 前記箔を前記多層管の形に保持するために仮付け溶
接を施し、次いで(c) 前記多層管を前記空隙内に配置す
ることによって前記燃料体の外周面を包囲する諸工程を
有することを特徴とする方法。 - 【請求項９】 前記箔がジルコニウム、チタン、ニオ
ブ、バナジウム、クロムおよびモリブデンから成る群よ
り選ばれた金属から成る請求項８記載の方法。 - 【請求項１０】 前記多層管が仮付け溶接点において少
なくとも３つの層を有し、かつ全ての層数よりは少ない
２つ以上の層が外側からの前記仮付け溶接によって互い
に融着されている請求項８記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/964,995 US5301218A (en) | 1992-10-22 | 1992-10-22 | Tolerant metal fuel/cladding barrier and related method of installation |
| US964995 | 1992-10-22 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06201870A true JPH06201870A (ja) | 1994-07-22 |
| JP2763739B2 JP2763739B2 (ja) | 1998-06-11 |
Family
ID=25509291
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5260302A Expired - Lifetime JP2763739B2 (ja) | 1992-10-22 | 1993-10-19 | 燃料要素および該要素内に隔壁を設置する方法 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5301218A (ja) |
| EP (1) | EP0594398B1 (ja) |
| JP (1) | JP2763739B2 (ja) |
| KR (1) | KR0123791B1 (ja) |
| DE (1) | DE69307257T2 (ja) |
| TW (1) | TW227058B (ja) |
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| RU2485611C2 (ru) * | 2012-06-05 | 2013-06-20 | Потапов Юрий Васильевич | Способ снаряжения фольгой оболочки твэла и устройство для его осуществления |
| JP2016502115A (ja) * | 2012-12-28 | 2016-01-21 | テラパワー， エルエルシー | 核燃料要素 |
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| RU2201627C2 (ru) * | 2001-06-04 | 2003-03-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А.Бочвара" | Способ изготовления тепловыделяющего элемента для ядерного реактора |
| RU2201628C2 (ru) * | 2001-06-04 | 2003-03-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А.Бочвара" | Способ изготовления тепловыделяющего элемента для ядерного реактора |
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| US7842434B2 (en) * | 2005-06-15 | 2010-11-30 | Ati Properties, Inc. | Interconnects for solid oxide fuel cells and ferritic stainless steels adapted for use with solid oxide fuel cells |
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| JP5755568B2 (ja) | 2008-12-25 | 2015-07-29 | トリウム・パワー、インクＴｈｏｒｉｕｍ Ｐｏｗｅｒ，Ｉｎｃ． | 軽水炉核燃料集合体および軽水炉 |
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| WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
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