JPH0688888A - 原子燃料集合体の仕上げ処理方法 - Google Patents
原子燃料集合体の仕上げ処理方法Info
- Publication number
- JPH0688888A JPH0688888A JP3352485A JP35248591A JPH0688888A JP H0688888 A JPH0688888 A JP H0688888A JP 3352485 A JP3352485 A JP 3352485A JP 35248591 A JP35248591 A JP 35248591A JP H0688888 A JPH0688888 A JP H0688888A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel assembly
- high temperature
- nuclear fuel
- oxide film
- protective oxide
- 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.)
- Withdrawn
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-
- 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】
【目的】 燃料棒に自己発熱が大きな核分裂性元素によ
る燃料が使われ、この発熱での昇温で、燃料棒の被覆管
がＯ2 やＮ2 を吸収して水に対する防食性が劣化してし
まう原子燃料集合体につき、当該被覆管に保護酸化膜を
適時生成することで、上記の劣化を防止する。 【構成】 組立て作業が終った原子燃料集合体１を、オ
ートクレーブ８などを用いて高温蒸気または高温水中に
さらすことで、Ｚｒ等による燃料棒の被覆管、溶接部そ
して上下端栓などに保護酸化物を形成する。これにより
Ｏ2 やＮ2 がＺｒ等に吸収されるのを阻止して防食性の
劣化を防ぎ、保護酸化膜が擦傷などで剥れてしまう心配
も解消し、さらに、保護酸化物が正常に形成されていな
い箇所を検査することで、汚れの付着を容易に検知でき
るようにする。
る燃料が使われ、この発熱での昇温で、燃料棒の被覆管
がＯ2 やＮ2 を吸収して水に対する防食性が劣化してし
まう原子燃料集合体につき、当該被覆管に保護酸化膜を
適時生成することで、上記の劣化を防止する。 【構成】 組立て作業が終った原子燃料集合体１を、オ
ートクレーブ８などを用いて高温蒸気または高温水中に
さらすことで、Ｚｒ等による燃料棒の被覆管、溶接部そ
して上下端栓などに保護酸化物を形成する。これにより
Ｏ2 やＮ2 がＺｒ等に吸収されるのを阻止して防食性の
劣化を防ぎ、保護酸化膜が擦傷などで剥れてしまう心配
も解消し、さらに、保護酸化物が正常に形成されていな
い箇所を検査することで、汚れの付着を容易に検知でき
るようにする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、燃料棒にＰｕの如く崩
壊熱により発熱が生じ、この熱によって、当該燃料棒の
被覆管が昇温され、しかも、当該被覆管の素材がジルカ
ロイ（ジルコニュウム（Ｚｒ）の合金）のように、Ｏ2
やＮ2 を吸収することで、当該被覆管を冷却してやらな
いと、水に対する耐食性が劣化してしまうような原子燃
料集合体に関し、上記の如き冷却手段を施さなくても、
当該劣化を有効に防止し得ると共に、原子燃料集合体の
組立作業中などにあって、燃料棒に付いてしまった汚れ
を検知するにも好適な原子燃料集合体の仕上げ処理方法
に係るものである。
壊熱により発熱が生じ、この熱によって、当該燃料棒の
被覆管が昇温され、しかも、当該被覆管の素材がジルカ
ロイ（ジルコニュウム（Ｚｒ）の合金）のように、Ｏ2
やＮ2 を吸収することで、当該被覆管を冷却してやらな
いと、水に対する耐食性が劣化してしまうような原子燃
料集合体に関し、上記の如き冷却手段を施さなくても、
当該劣化を有効に防止し得ると共に、原子燃料集合体の
組立作業中などにあって、燃料棒に付いてしまった汚れ
を検知するにも好適な原子燃料集合体の仕上げ処理方法
に係るものである。
【０００２】
【従来の技術】既知のように原子燃料集合体にあって、
ＰｕとＵの混合酸化物（ＭＯＸ：Ｍｉｘｅｄ Ｏｘｉｄ
ｅすなわち（Ｐｕ、Ｕ）Ｏ2 ）を燃料とする燃料棒を用
いているときは、Ｕと比べて崩壊し易いＰｕの崩壊熱に
より発熱量が大となり、従って、このような場合には当
該燃料棒組立後に、充分冷却してやらないと高温状態と
なる。
ＰｕとＵの混合酸化物（ＭＯＸ：Ｍｉｘｅｄ Ｏｘｉｄ
ｅすなわち（Ｐｕ、Ｕ）Ｏ2 ）を燃料とする燃料棒を用
いているときは、Ｕと比べて崩壊し易いＰｕの崩壊熱に
より発熱量が大となり、従って、このような場合には当
該燃料棒組立後に、充分冷却してやらないと高温状態と
なる。
【０００３】一方、軽水炉における燃料棒の被覆管には
ジルカイロを用いるが、これまた既知の如く、Ｚｒは１
００〜３００℃の温度環境下でＯ2 やＮ2 を吸収し易く
なる性質を有し、Ｏ2 やＮ2 を含むようになったジルカ
イロは水に対する耐食性が劣化し、原子炉の中で早期に
劣化が進行することになる。
ジルカイロを用いるが、これまた既知の如く、Ｚｒは１
００〜３００℃の温度環境下でＯ2 やＮ2 を吸収し易く
なる性質を有し、Ｏ2 やＮ2 を含むようになったジルカ
イロは水に対する耐食性が劣化し、原子炉の中で早期に
劣化が進行することになる。
【０００４】そこで、このような耐食性の劣化を防止し
ようとすれば、上記の如く冷却条件下に保持しなければ
ならず、組立てられた原子燃料集合体を輸送する際に
も、これを冷却しなければならないこととなるが、輸送
中は密閉状態となる輸送容器内にあるから、可成りの昇
温状態となってしまい、従って、輸送後における原子燃
料集合体を軽水炉で使用すると、その耐食性の劣化は著
しいものとなる。
ようとすれば、上記の如く冷却条件下に保持しなければ
ならず、組立てられた原子燃料集合体を輸送する際に
も、これを冷却しなければならないこととなるが、輸送
中は密閉状態となる輸送容器内にあるから、可成りの昇
温状態となってしまい、従って、輸送後における原子燃
料集合体を軽水炉で使用すると、その耐食性の劣化は著
しいものとなる。
【０００５】上記の輸送中における昇温を防ぐには、別
途冷却装置を用意すればよいが、これでは高価なものと
なって実用化が困難であり、これに代えて輸送空気内の
空気を除いて真空状態としたり、当該容器内の雰囲気を
高純度の不活性ガスに置換することで、被覆管がＯ2 や
Ｎ2 の影響を受けないようにすることも考えられる。
途冷却装置を用意すればよいが、これでは高価なものと
なって実用化が困難であり、これに代えて輸送空気内の
空気を除いて真空状態としたり、当該容器内の雰囲気を
高純度の不活性ガスに置換することで、被覆管がＯ2 や
Ｎ2 の影響を受けないようにすることも考えられる。
【０００６】しかし、上記の輸送容器も可成り高価とな
り、抽気作業やガス交換作業に時間と労力が必要となる
だけでなく、当該輸送空気に不本意なリークが発生する
こともあり、また、ガス交換を行っても、輸送空気内の
原子燃料集合体等における各部品には、空気が吸着され
ていることが多く、この結果、高純度の不活性ガス雰囲
気が得られないという問題もある。
り、抽気作業やガス交換作業に時間と労力が必要となる
だけでなく、当該輸送空気に不本意なリークが発生する
こともあり、また、ガス交換を行っても、輸送空気内の
原子燃料集合体等における各部品には、空気が吸着され
ていることが多く、この結果、高純度の不活性ガス雰囲
気が得られないという問題もある。
【０００７】さらに、輸送容器に安価なポリエチレン袋
などを用いて真空状態にするといったことも考えられる
が、可成りの高温となることから、結局有機材として
は、適切な素材がないことになり、金属箔などを用いて
耐熱性を満足させることができたとしても、極めて狭い
輸送容器内の僅かな空気が過熱されることで、一層、高
温環境下におかれてしまうことにもなる。
などを用いて真空状態にするといったことも考えられる
が、可成りの高温となることから、結局有機材として
は、適切な素材がないことになり、金属箔などを用いて
耐熱性を満足させることができたとしても、極めて狭い
輸送容器内の僅かな空気が過熱されることで、一層、高
温環境下におかれてしまうことにもなる。
【０００８】上記の難点を解消するため、上記の被覆管
か、燃料棒が出来上がった階段で、これをオートクレー
ブによって処理することにより、当該被覆管に酸化膜で
ある保護膜を形成する手段が提案されている。しかし、
この方法によるときは、原子燃料集合体の組立て作業に
あって、当該燃料棒を支持格子に挿入した際、保護膜の
一部が擦傷によって剥れてしまい、被覆管の表面が露呈
した小部分に、Ｏ2 やＮ2 が集中的に吸収されること
で、むしろ逆効果となってしまう事例も報告されてい
る。
か、燃料棒が出来上がった階段で、これをオートクレー
ブによって処理することにより、当該被覆管に酸化膜で
ある保護膜を形成する手段が提案されている。しかし、
この方法によるときは、原子燃料集合体の組立て作業に
あって、当該燃料棒を支持格子に挿入した際、保護膜の
一部が擦傷によって剥れてしまい、被覆管の表面が露呈
した小部分に、Ｏ2 やＮ2 が集中的に吸収されること
で、むしろ逆効果となってしまう事例も報告されてい
る。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】本願は上記従来の難点
に鑑み、その請求項１にあっては、前記の如き原子燃料
集合体にあって、これが組立作業によって出来上がった
後にあって、その全体を高温蒸気または高温水中にさら
すことで、その燃料棒に対して保護酸化膜を形成するよ
うにし、これにより、その耐食性劣化の現象を確実に防
止しようとするのが、その目的である。
に鑑み、その請求項１にあっては、前記の如き原子燃料
集合体にあって、これが組立作業によって出来上がった
後にあって、その全体を高温蒸気または高温水中にさら
すことで、その燃料棒に対して保護酸化膜を形成するよ
うにし、これにより、その耐食性劣化の現象を確実に防
止しようとするのが、その目的である。
【００１０】請求項２にあっては、請求項１における処
理温度条件を２００℃〜５００℃にすると共に、保護酸
化膜の厚さを０．５μｍ〜５μｍに規制することで、当
該保護酸化膜を、一層均一に、しかも熱伝導率の低下を
来さないようにすると共に、生産性の向上を図るのがそ
の目的である。
理温度条件を２００℃〜５００℃にすると共に、保護酸
化膜の厚さを０．５μｍ〜５μｍに規制することで、当
該保護酸化膜を、一層均一に、しかも熱伝導率の低下を
来さないようにすると共に、生産性の向上を図るのがそ
の目的である。
【００１１】さらに、請求項３では、上記請求項１にお
ける処理を行った際、保護酸化膜が正常に形成されてい
ない箇所を点検する工程を加えることで、被覆管におけ
る不純物付着箇所を知るようにし、これに対応した措置
を構じ得るようにするのが、その目的である。
ける処理を行った際、保護酸化膜が正常に形成されてい
ない箇所を点検する工程を加えることで、被覆管におけ
る不純物付着箇所を知るようにし、これに対応した措置
を構じ得るようにするのが、その目的である。
【００１２】
【課題を解決するための手段】本発明は上記の目的を達
成するため、請求項１にあっては、燃料棒の全部または
一部が、その被覆管内に崩壊し易い核分裂性元素を含む
ことで自己発熱が大きく、かつ、上記被覆管が高温環境
下で酸素や窒素を吸収し易い金属を含む素材により形成
されている原子燃料集合体を組立てた後、当該原子燃料
集合体を、高温蒸気または高温水中にさらすことによ
り、上記燃料棒に保護酸化膜を形成するようにしたこと
を特徴とする原子燃料集合体の仕上げ処理方法を提供し
ようとするものである。
成するため、請求項１にあっては、燃料棒の全部または
一部が、その被覆管内に崩壊し易い核分裂性元素を含む
ことで自己発熱が大きく、かつ、上記被覆管が高温環境
下で酸素や窒素を吸収し易い金属を含む素材により形成
されている原子燃料集合体を組立てた後、当該原子燃料
集合体を、高温蒸気または高温水中にさらすことによ
り、上記燃料棒に保護酸化膜を形成するようにしたこと
を特徴とする原子燃料集合体の仕上げ処理方法を提供し
ようとするものである。
【００１３】請求項２では原子燃料集合体を高温蒸気ま
たは高温水中にさらす際、その温度条件を２００℃〜５
００℃として、燃料棒に０．５μｍ〜５μｍの保護酸化
膜が形成されるようにした請求項１記載の原子燃料集合
体の仕上げ処理方法をその内容としている。
たは高温水中にさらす際、その温度条件を２００℃〜５
００℃として、燃料棒に０．５μｍ〜５μｍの保護酸化
膜が形成されるようにした請求項１記載の原子燃料集合
体の仕上げ処理方法をその内容としている。
【００１４】請求項３にあっては、燃料棒の全部または
一部が、その被覆管内に崩壊し易い核分裂性元素を含む
ことで自己発熱が大きく、かつ、上記被覆管が高温環境
下で酸素や窒素を吸収し易い金属を含む素材により形成
されている原子燃料集合体を組立てた後、当該原子燃料
集合体を、高温蒸気または高温水中にさらすことによ
り、上記燃料棒に保護酸化膜を形成するようにすると共
に、当該保護酸化膜が正常に形成されていない不純物付
着箇所を点検するようにしたことを特徴とする原子燃料
集合体の仕上げ処理方法を提供しようとするものであ
る。
一部が、その被覆管内に崩壊し易い核分裂性元素を含む
ことで自己発熱が大きく、かつ、上記被覆管が高温環境
下で酸素や窒素を吸収し易い金属を含む素材により形成
されている原子燃料集合体を組立てた後、当該原子燃料
集合体を、高温蒸気または高温水中にさらすことによ
り、上記燃料棒に保護酸化膜を形成するようにすると共
に、当該保護酸化膜が正常に形成されていない不純物付
着箇所を点検するようにしたことを特徴とする原子燃料
集合体の仕上げ処理方法を提供しようとするものであ
る。
【００１５】
【作用】請求項１によるときは、燃料棒が燃料の崩壊熱
により高温となり、かつ、その被覆管が高温下でＯ2 や
Ｎ2 を吸収し易い原子燃料集合体の全体を、高温蒸気ま
たは高温水中でさらすことで、当該被覆管はもとより、
溶接部とか燃料棒の端栓部にも保護酸化膜が形成され、
当該燃料棒は支持格子に挿入された状態で、上記の処理
が施されることから、従来例の如き擦傷を受けることが
ない。このようにして形成されたＺｒの保護酸化膜は、
Ｚｒに対してＯ2 やＮ2 が吸収されることを抑止するこ
ととなり、従って、燃料棒は加熱されても、水に対する
耐食性が劣化することを阻止し得ることになる。
により高温となり、かつ、その被覆管が高温下でＯ2 や
Ｎ2 を吸収し易い原子燃料集合体の全体を、高温蒸気ま
たは高温水中でさらすことで、当該被覆管はもとより、
溶接部とか燃料棒の端栓部にも保護酸化膜が形成され、
当該燃料棒は支持格子に挿入された状態で、上記の処理
が施されることから、従来例の如き擦傷を受けることが
ない。このようにして形成されたＺｒの保護酸化膜は、
Ｚｒに対してＯ2 やＮ2 が吸収されることを抑止するこ
ととなり、従って、燃料棒は加熱されても、水に対する
耐食性が劣化することを阻止し得ることになる。
【００１６】請求項２では、上記請求項１による処理の
温度条件を特定したので、２００℃以上とすることで、
処理時間の不本意な遅滞がなく、また５００℃以下とす
ることで生成速度が早きに失し、この結果、局部的に酸
化がすすんで、均一厚の保護酸化物が得られないといっ
たことが防止される。
温度条件を特定したので、２００℃以上とすることで、
処理時間の不本意な遅滞がなく、また５００℃以下とす
ることで生成速度が早きに失し、この結果、局部的に酸
化がすすんで、均一厚の保護酸化物が得られないといっ
たことが防止される。
【００１７】請求項３の場合には、請求項１の処理を行
うだけでなく、当該処理後にあって保護酸化膜が正常に
形成されていない不純物付着箇所を確認する工程が付加
されているので、これにより、組立作業中に汚れてしま
った箇所を知って、これに対応した措置を採ることがで
きる。
うだけでなく、当該処理後にあって保護酸化膜が正常に
形成されていない不純物付着箇所を確認する工程が付加
されているので、これにより、組立作業中に汚れてしま
った箇所を知って、これに対応した措置を採ることがで
きる。
【００１８】
【実施例】本発明を図面の参照により以下詳記すれば、
図示の原子燃料集合体１は、既知の如く上部ノズル２と
下部ノズル３との間に、多数の燃料棒４と制御棒案内管
（シンブル管）５が引き揃えの状態にて、複数段に配設
された支持格子６によって結束され、当該制御棒案内管
５によって、上下ノズル２、３が結合されたもので、図
中７はホールドダウンスプリングを示している。
図示の原子燃料集合体１は、既知の如く上部ノズル２と
下部ノズル３との間に、多数の燃料棒４と制御棒案内管
（シンブル管）５が引き揃えの状態にて、複数段に配設
された支持格子６によって結束され、当該制御棒案内管
５によって、上下ノズル２、３が結合されたもので、図
中７はホールドダウンスプリングを示している。
【００１９】ここで、上記燃料棒４は前記従来の技術に
おいて説示した通り、その全部または一部が、その被覆
管内に崩壊し易い核分裂性元素を含むことで自己発熱が
大きく、しかも、当該被覆管が高温下で、酸素や窒素を
吸収し易い金属を含む素材により形成されている。
おいて説示した通り、その全部または一部が、その被覆
管内に崩壊し易い核分裂性元素を含むことで自己発熱が
大きく、しかも、当該被覆管が高温下で、酸素や窒素を
吸収し易い金属を含む素材により形成されている。
【００２０】本発明を実施するには、上記の原子燃料集
合体１が組立てられたならば、次に望ましい前処理とし
て、これに対し酸洗いか、アセント等を用いて洗浄する
のがよく、もちろん酸洗いの場合には、その後、清浄水
によって充分に酸を洗い流すことが必要となる。
合体１が組立てられたならば、次に望ましい前処理とし
て、これに対し酸洗いか、アセント等を用いて洗浄する
のがよく、もちろん酸洗いの場合には、その後、清浄水
によって充分に酸を洗い流すことが必要となる。
【００２１】次に、上記の原子燃料集合体１を図示の如
く、静置式や循環式のオートクレーブ８内に収納するこ
とで、高温蒸気中に置くか、高温水中に置くのである
が、この際の温度条件、圧力条件、そして処理時間につ
いては特段の限定を要するものではない。
く、静置式や循環式のオートクレーブ８内に収納するこ
とで、高温蒸気中に置くか、高温水中に置くのである
が、この際の温度条件、圧力条件、そして処理時間につ
いては特段の限定を要するものではない。
【００２２】しかし、前記の如く被覆管等の表面に保護
酸化膜を形成しようとするのであるから、温度条件とし
ては２００℃〜５００℃程度となり、好ましくは３００
℃〜４５０℃とするのがよい。ここで、上記２００℃以
下とした場合には、保護酸化膜の生成速度が遅くなり、
所望膜厚に達するのが遅延することとなって能率が低下
し、これに対し５００℃を超えた場合には、同上生成速
度が早過ぎることから、局部的に酸化がすすみ、薄く均
一な保護酸化膜の形成が困難となり、その品質が劣化す
る可能性がある。
酸化膜を形成しようとするのであるから、温度条件とし
ては２００℃〜５００℃程度となり、好ましくは３００
℃〜４５０℃とするのがよい。ここで、上記２００℃以
下とした場合には、保護酸化膜の生成速度が遅くなり、
所望膜厚に達するのが遅延することとなって能率が低下
し、これに対し５００℃を超えた場合には、同上生成速
度が早過ぎることから、局部的に酸化がすすみ、薄く均
一な保護酸化膜の形成が困難となり、その品質が劣化す
る可能性がある。
【００２３】ここで、前記の処理時間は、温度条件によ
って左右されるが、形成すべき望ましい保護酸化膜の厚
さは、Ｚｒに対するＯ2 、Ｎ2 の吸収を小さくし、しか
も保護酸化膜の生成によって被覆管の熱伝導率が低下し
てしまわない範囲であることが望ましく、この観点から
０．５μｍ〜５μｍ程度とするのがよい。
って左右されるが、形成すべき望ましい保護酸化膜の厚
さは、Ｚｒに対するＯ2 、Ｎ2 の吸収を小さくし、しか
も保護酸化膜の生成によって被覆管の熱伝導率が低下し
てしまわない範囲であることが望ましく、この観点から
０．５μｍ〜５μｍ程度とするのがよい。
【００２４】実際に上記の処理をオートクレーブ８にて
行ったところ、４００℃、７２時間の処理時間をかける
ことで、約１μｍの酸化ジルコニウムによる保護酸化膜
が得られた。また、前記の如く高温水中でも、この処理
は可能であるが、この場合には高圧が必要となり、しか
も、それほどの高温が得られないから、所要厚さの保護
酸化膜とするのに長時間を要することとなる。
行ったところ、４００℃、７２時間の処理時間をかける
ことで、約１μｍの酸化ジルコニウムによる保護酸化膜
が得られた。また、前記の如く高温水中でも、この処理
は可能であるが、この場合には高圧が必要となり、しか
も、それほどの高温が得られないから、所要厚さの保護
酸化膜とするのに長時間を要することとなる。
【００２５】さらに、請求項３にあっては、請求項１に
係る方法により上記の如き処理を行うだけでなく、当該
処理後にあって、保護酸化物が外観や色などからして、
正常に形成されていない箇所の存否を検査するのであっ
て、このような工程を付加することにより、原子燃料集
合体の組立てに際し、汚れが付けられてしまった場合に
は、これを不純物付着箇所として容易に検知でき、これ
を除去するための措置を構ずることができる。
係る方法により上記の如き処理を行うだけでなく、当該
処理後にあって、保護酸化物が外観や色などからして、
正常に形成されていない箇所の存否を検査するのであっ
て、このような工程を付加することにより、原子燃料集
合体の組立てに際し、汚れが付けられてしまった場合に
は、これを不純物付着箇所として容易に検知でき、これ
を除去するための措置を構ずることができる。
【００２６】
【発明の効果】本発明は以上のようにして実施すること
ができるので、請求項１によるときは、原子燃料集合体
を組立ててしまった後の仕上げ工程として、燃料棒に対
する保護酸化膜の生成工程が施されることから、燃料棒
の被覆管のみでなく、溶接部や上部、下部の端栓にもＺ
ｒ等を保護する酸化膜が形成されることとなり、従っ
て、輸送中の発熱が大であっても、Ｚｒ等がＯ2 、Ｎ2
を吸収して水に対する防食性が劣化してしまうことを、
確実に防止でき、しかも支持格子に挿入支持された状態
にて燃料棒は処理されるため、保護酸化膜が擦傷されて
しまう心配も解消される。
ができるので、請求項１によるときは、原子燃料集合体
を組立ててしまった後の仕上げ工程として、燃料棒に対
する保護酸化膜の生成工程が施されることから、燃料棒
の被覆管のみでなく、溶接部や上部、下部の端栓にもＺ
ｒ等を保護する酸化膜が形成されることとなり、従っ
て、輸送中の発熱が大であっても、Ｚｒ等がＯ2 、Ｎ2
を吸収して水に対する防食性が劣化してしまうことを、
確実に防止でき、しかも支持格子に挿入支持された状態
にて燃料棒は処理されるため、保護酸化膜が擦傷されて
しまう心配も解消される。
【００２７】さらに、請求項３では被嵌管における不純
物付着箇所を容易に検知し得ることとなるので、汚れ検
査として活用できることとなり、望ましい原子燃料集合
体を提供することができる。
物付着箇所を容易に検知し得ることとなるので、汚れ検
査として活用できることとなり、望ましい原子燃料集合
体を提供することができる。
【図１】本発明に係る原子燃料集合体の仕上げ処理方法
の実施状態を示した正面略示図である。
の実施状態を示した正面略示図である。
１ 原子燃料集合体 ２ 燃料棒
Claims (3)
- 【請求項１】 燃料棒の全部または一部が、その被覆管
内に崩壊し易い核分裂性元素を含むことで自己発熱が大
きく、かつ、上記被覆管が高温環境下で酸素や窒素を吸
収し易い金属を含む素材により形成されている原子燃料
集合体を組立てた後、当該原子燃料集合体を、高温蒸気
または高温水中にさらすことにより、上記燃料棒に保護
酸化膜を形成するようにしたことを特徴とする原子燃料
集合体の仕上げ処理方法。 - 【請求項２】 原子燃料集合体を高温蒸気または高温水
中にさらす際、その温度条件を２００℃〜５００℃とし
て、燃料棒に０．５μｍ〜５μｍの保護酸化膜が形成さ
れるようにした請求項１記載の原子燃料集合体の仕上げ
処理方法。 - 【請求項３】 燃料棒の全部または一部が、その被覆管
内に崩壊し易い核分裂性元素を含むことで自己発熱が大
きく、かつ、上記被覆管が高温環境下で酸素や窒素を吸
収し易い金属を含む素材により形成されている原子燃料
集合体を組立てた後、当該原子燃料集合体を、高温蒸気
または高温水中にさらすことにより、上記燃料棒に保護
酸化膜を形成するようにすると共に、当該保護酸化膜が
正常に形成されていない不純物付着箇所を点検するよう
にしたことを特徴とする原子燃料集合体の仕上げ処理方
法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3352485A JPH0688888A (ja) | 1991-12-13 | 1991-12-13 | 原子燃料集合体の仕上げ処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3352485A JPH0688888A (ja) | 1991-12-13 | 1991-12-13 | 原子燃料集合体の仕上げ処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0688888A true JPH0688888A (ja) | 1994-03-29 |
Family
ID=18424394
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3352485A Withdrawn JPH0688888A (ja) | 1991-12-13 | 1991-12-13 | 原子燃料集合体の仕上げ処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0688888A (ja) |
-
1991
- 1991-12-13 JP JP3352485A patent/JPH0688888A/ja not_active Withdrawn
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 19990311 |