JPS5940195A - 高速増殖炉用核燃料要素 - Google Patents
高速増殖炉用核燃料要素Info
- Publication number
- JPS5940195A JPS5940195A JP57149952A JP14995282A JPS5940195A JP S5940195 A JPS5940195 A JP S5940195A JP 57149952 A JP57149952 A JP 57149952A JP 14995282 A JP14995282 A JP 14995282A JP S5940195 A JPS5940195 A JP S5940195A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- fuel element
- cladding tube
- fast breeder
- cladding
- Prior art date
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- Pending
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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】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】
〔発明の技術分野〕
本発明は高速増殖炉用核燃料要素に関し、更に詳しくは
、被覆管強度の低下を防止し得る高速増殖炉用核燃料要
素に関する。
、被覆管強度の低下を防止し得る高速増殖炉用核燃料要
素に関する。
現在、原子力発電において、高速増殖炉は、大エネルギ
ー量ヲウラン資源から取出し得ることから、軽水炉に代
わる原子炉としてその研究が進められている。
ー量ヲウラン資源から取出し得ることから、軽水炉に代
わる原子炉としてその研究が進められている。
近年、高速増殖炉用燃料要素の核燃料としては、溶融点
が高く、かつ冷却材のナトリウムに対する安定性が高く
、シかも高焼結度にも嗣えるなどの理由から、酸化ウラ
／と酸化プルトニウムとの混合物が多用されるようにな
った。
が高く、かつ冷却材のナトリウムに対する安定性が高く
、シかも高焼結度にも嗣えるなどの理由から、酸化ウラ
／と酸化プルトニウムとの混合物が多用されるようにな
った。
この核燃料は、細長い被覆管の中に充填されて核燃料要
素を構成する。被覆管の拐質としては、通常Ｆｅ −Ｎ
ｉ −Ｃｒ合金（例えば、ステンレス鋼）が採用されて
いる。
素を構成する。被覆管の拐質としては、通常Ｆｅ −Ｎ
ｉ −Ｃｒ合金（例えば、ステンレス鋼）が採用されて
いる。
このような核燃料要素について、高速増殖炉内での使用
後に強度試験を行なった際、その被覆管の強度が異常に
低下していることが報告されている。デー・アール・ダ
ンヵンラ、トランスアクションズ・オブ・ザ°アメリカ
ン・ンザエティ、第３８巻、２６５頁、１９８１年ＣＤ
、 Ｒ，Ｄｕｎｃａｎ ｅｔ ａｌ、 。
後に強度試験を行なった際、その被覆管の強度が異常に
低下していることが報告されている。デー・アール・ダ
ンヵンラ、トランスアクションズ・オブ・ザ°アメリカ
ン・ンザエティ、第３８巻、２６５頁、１９８１年ＣＤ
、 Ｒ，Ｄｕｎｃａｎ ｅｔ ａｌ、 。
Ｔｒａｎｓａｃｔｉｏｎｓ ｏｆ ｔｈｅ Ａｍｅｒｉ
ｃａｎ ５ｏｃｉｅｔｙ ｌ ３８ ｐ２６５ （１９
８１））、エム・ジー・アダムソンら、同上、第３９頁
、３８５頁、１９８１年ＣＭ、 Ｇ。
ｃａｎ ５ｏｃｉｅｔｙ ｌ ３８ ｐ２６５ （１９
８１））、エム・ジー・アダムソンら、同上、第３９頁
、３８５頁、１９８１年ＣＭ、 Ｇ。
Ａｄａｍｓｏｎ ｅｔ ａｌ、ｙ １ｂｌｄ ｐ
３９ ｅ ３８５（１９８１））等参照。
３９ ｅ ３８５（１９８１））等参照。
この被覆管の強度低下は、核燃料要素の寿命を短縮し、
また炉の運転時における破損等の危険性を増大させる原
因ともなるため、核燃料要素としての信頼性を低下させ
る。
また炉の運転時における破損等の危険性を増大させる原
因ともなるため、核燃料要素としての信頼性を低下させ
る。
上記した被覆管の強度低下現象は燃料隣接効果と呼ばれ
ている。この効果は、被覆管内表面に付着した酸化ウラ
ン及び酸化プルトニウムの核分裂生成物であるＣ８及び
Ｔｅが原因であると考えられている。更に、核燃料物質
との接触又はガス状核分裂生成物の内圧力等によシ、被
覆管に加わる応力がある閾値を超えると、燃料隣接効果
の発生することが考えられる。また、この効果は、Ｃ！
ＩとＴｅとが一定の混合比、即ち１：１にあるときに生
じることが判明している。
ている。この効果は、被覆管内表面に付着した酸化ウラ
ン及び酸化プルトニウムの核分裂生成物であるＣ８及び
Ｔｅが原因であると考えられている。更に、核燃料物質
との接触又はガス状核分裂生成物の内圧力等によシ、被
覆管に加わる応力がある閾値を超えると、燃料隣接効果
の発生することが考えられる。また、この効果は、Ｃ！
ＩとＴｅとが一定の混合比、即ち１：１にあるときに生
じることが判明している。
従って、被覆管強度低下を防止するためには、ＣｓとＴ
ｅとが所定の混合比で生成しないよ−うに核燃料の酸化
ウランと酸化プルトニウムの混合比を変えることが考え
られるが、こうした場合、発生するエネルギー量の低下
が避けられない。
ｅとが所定の混合比で生成しないよ−うに核燃料の酸化
ウランと酸化プルトニウムの混合比を変えることが考え
られるが、こうした場合、発生するエネルギー量の低下
が避けられない。
そこで、上記以外の方法によって燃料隣接効果を防止し
、もって核燃料要素の信頼性向上及び長寿命化を図るこ
とが望まれる。
、もって核燃料要素の信頼性向上及び長寿命化を図るこ
とが望まれる。
本発明の目的は、信頼性が向上し、かつ長寿命である高
速増殖炉用核燃料要素を提供するととにある。
速増殖炉用核燃料要素を提供するととにある。
即ち、本発明は被覆管内に酸化ウラン及び酸化プルトニ
ウムを含有した核燃料物質を充填して成る高速増殖炉用
核燃料要素において、前記被覆管の内面にζ被覆管の材
質よシもＴｅ又はＣｅと金属間化合物を生成し易い拐質
から成る金属保護層を一体的に形成したことを特徴とす
る。
ウムを含有した核燃料物質を充填して成る高速増殖炉用
核燃料要素において、前記被覆管の内面にζ被覆管の材
質よシもＴｅ又はＣｅと金属間化合物を生成し易い拐質
から成る金属保護層を一体的に形成したことを特徴とす
る。
以下に本発明の核燃料要素を第１図及び第２図に示した
１実施例に基づき詳細に説明する。第１図は本発明核燃
料要素の縦断面図、第２図は第１図のＡ−Ａ線に沿う縦
断面図である。
１実施例に基づき詳細に説明する。第１図は本発明核燃
料要素の縦断面図、第２図は第１図のＡ−Ａ線に沿う縦
断面図である。
図中、１は被覆管である。該被覆管１は通常円筒型で、
その材質は通常ステンレス鋼から成る。
その材質は通常ステンレス鋼から成る。
ステンレス鋼の具体例としては、ＳＵＳ ３１６があげ
られる。
られる。
２及び３は夫々上部端栓、下部端栓であって、被・直管
ｌに冠着される。その材質は通常被覆管１と同月質であ
る。
ｌに冠着される。その材質は通常被覆管１と同月質であ
る。
４はスプリング、５はスリーブ、６は燃料ペレットであ
って、夫々被覆管１内に装填されている。
って、夫々被覆管１内に装填されている。
燃料ペレット６には、通常所定比に混合された酸化ウラ
ン及び酸化プルトニウムを焼結法あるいは振動充填法に
より充分に均一化をはかｐ高密化してベレットとしたも
のが使用される。
ン及び酸化プルトニウムを焼結法あるいは振動充填法に
より充分に均一化をはかｐ高密化してベレットとしたも
のが使用される。
７は被覆管１の内面に形成された保護層である。
保護層７と被覆管１とは一体化構造になっていて、複合
被恒管８を構成している。保護層７の材質は、被覆管１
の材質よシもＴｏ又はＣＢと金属間化合物を生成し易く
、かつ延性に富む金属又は合金から選択される。また延
性の点から高純度であることが好丑しく、更には不純物
としての酸素の濃度が小さいもの程一層効果的である。
被恒管８を構成している。保護層７の材質は、被覆管１
の材質よシもＴｏ又はＣＢと金属間化合物を生成し易く
、かつ延性に富む金属又は合金から選択される。また延
性の点から高純度であることが好丑しく、更には不純物
としての酸素の濃度が小さいもの程一層効果的である。
被覆管１の材質が例えばＳＵＳ ３１６ステンレス鋼で
ある場合には、保護層７の材質はＣｕ 、 Ｆｅ 。
ある場合には、保護層７の材質はＣｕ 、 Ｆｅ 。
Ｎｉ ｒ Ｔｉ ｒ Ｍｅ ｒ Ｎｂ ＋ Ｚｒ ｅ
Ｃｒから選ばれる１種の金属又は２種以上の合金である
ことが好ましい。
Ｃｒから選ばれる１種の金属又は２種以上の合金である
ことが好ましい。
これらのうち、複合被覆管８の製造容易性及び耐食性の
観点からはＣｕ 、 Ｔｉ ＋ Ｎｉ 、 Ｎｂ 、
Ｚｒが好ましい。このうち熱伝導率及び熱膨張率を考慮
すると、Ｃｕが最も好ましい。
観点からはＣｕ 、 Ｔｉ ＋ Ｎｉ 、 Ｎｂ 、
Ｚｒが好ましい。このうち熱伝導率及び熱膨張率を考慮
すると、Ｃｕが最も好ましい。
伺、保護層７は単層であってもよいし、各種の金属又は
合金から成る多重層でβってもよい。
合金から成る多重層でβってもよい。
上記した保護層７は、例えば次のようにして被覆管１の
内面に形成される。即ち、加工して所定寸法形状にする
前の被覆管１の中に上記金属もしくは合金のパイプを密
着して嵌挿しておき、両者を所定の厚みになるまで同時
に熱間引き抜きする方法、又は予め所定寸法に加工され
た被覆管の内壁にこれら金属を所定の厚みに析出せしめ
るメッキ法などを適用することができる。
内面に形成される。即ち、加工して所定寸法形状にする
前の被覆管１の中に上記金属もしくは合金のパイプを密
着して嵌挿しておき、両者を所定の厚みになるまで同時
に熱間引き抜きする方法、又は予め所定寸法に加工され
た被覆管の内壁にこれら金属を所定の厚みに析出せしめ
るメッキ法などを適用することができる。
本発明の核燃料要素においては、酸化ウラン及び酸化プ
ルトニウムの核分裂生成物の一種でおるＣｓ及びＴｅが
、直接に被覆管１と接触することはない。よって、Ｃ６
及びＴｏは保護層７の内面に付着し、次第にＣｓ及びＴ
ｅのいずれか一方あるいは両者が保護層７と反応して金
属間生成物を生成することによシ核燃料要素内のＣｓと
Ｔｏとの混合比が変わる。
ルトニウムの核分裂生成物の一種でおるＣｓ及びＴｅが
、直接に被覆管１と接触することはない。よって、Ｃ６
及びＴｏは保護層７の内面に付着し、次第にＣｓ及びＴ
ｅのいずれか一方あるいは両者が保護層７と反応して金
属間生成物を生成することによシ核燃料要素内のＣｓと
Ｔｏとの混合比が変わる。
また、保護層７は、延性に富むため、燃料ペレット６の
膨張又はガス状核分裂生成物の内圧力等による被覆管１
への応力を吸収・緩和する機能を有する。
膨張又はガス状核分裂生成物の内圧力等による被覆管１
への応力を吸収・緩和する機能を有する。
以上の理由から、燃料隣接効果は抑制され、被覆管１の
強度低下防止が図られる。
強度低下防止が図られる。
伺、本発明の核燃料要素では、核分裂生成物を核燃料要
素から放出するようなベント型燃料要素であってもよい
ことは自明であろう。何故ならばベント型燃料要素にあ
っても、核分裂生成物は複合被覆管の内面に接触してい
るからである。また、燃料隣接効果は燃料カラム部に位
置する被覆管上のみ観察される現象なので保設層７は少
なくとも燃料カラム部に位置する被覆管に存在すればよ
い。
素から放出するようなベント型燃料要素であってもよい
ことは自明であろう。何故ならばベント型燃料要素にあ
っても、核分裂生成物は複合被覆管の内面に接触してい
るからである。また、燃料隣接効果は燃料カラム部に位
置する被覆管上のみ観察される現象なので保設層７は少
なくとも燃料カラム部に位置する被覆管に存在すればよ
い。
本発明の高速増殖炉用核燃料要素は、保護層によって、
燃料の核分裂生成物であるＣｓ及びＴｏから被覆管を隔
絶し、かつ被覆管へ加わる応力の吸収・緩和材として機
能するので、両者間の燃料隣接効果が生じない。従って
、被覆管の強度が低下するおそれはなくなり、その強度
は設計基準値を保持し得るため、極めて信頼性が高く、
かつ耐用寿命の長い核燃料要素となるものである。
燃料の核分裂生成物であるＣｓ及びＴｏから被覆管を隔
絶し、かつ被覆管へ加わる応力の吸収・緩和材として機
能するので、両者間の燃料隣接効果が生じない。従って
、被覆管の強度が低下するおそれはなくなり、その強度
は設計基準値を保持し得るため、極めて信頼性が高く、
かつ耐用寿命の長い核燃料要素となるものである。
第１図は本発明核燃料要素の一部切欠縦断面図、第２図
は第１図のＡ−Ａ線に沿う縦断面図である。 １・・・被覆管、２・・・上部端栓、３・・・下部端栓
、４・・・スプリング、５・・・スリーブ、６・・・燃
料ベレット、７・・・保護層、８・・・複合被覆管。
は第１図のＡ−Ａ線に沿う縦断面図である。 １・・・被覆管、２・・・上部端栓、３・・・下部端栓
、４・・・スプリング、５・・・スリーブ、６・・・燃
料ベレット、７・・・保護層、８・・・複合被覆管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 被覆管内に酸化ウラン及び酸化プルトニウムを含有した
核燃料物質を充填して成る高速増殖炉用核燃料要素にお
いて、 前記被覆管の内面に、被覆管の材質よシもＴｅ又はＣｓ
と金属間化合物を生成し易い材質から成る金属保獲層を
一体的に形成したことを特徴とする高速増殖炉用核燃料
要素。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57149952A JPS5940195A (ja) | 1982-08-31 | 1982-08-31 | 高速増殖炉用核燃料要素 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57149952A JPS5940195A (ja) | 1982-08-31 | 1982-08-31 | 高速増殖炉用核燃料要素 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5940195A true JPS5940195A (ja) | 1984-03-05 |
Family
ID=15486171
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57149952A Pending JPS5940195A (ja) | 1982-08-31 | 1982-08-31 | 高速増殖炉用核燃料要素 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5940195A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7867430B2 (en) | 2009-05-20 | 2011-01-11 | Samsung Electronics Co., Ltd. | Injection mold and injection molding method using the same |
| CN111326265A (zh) * | 2020-02-28 | 2020-06-23 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 一种二氧化铀-碳化物复合燃料芯块及其制备方法 |
| US11634810B2 (en) * | 2016-09-28 | 2023-04-25 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Process of manufacture a nuclear component with metal substrate by DLI-MOCVD and method against oxidation/hydriding of nuclear component |
-
1982
- 1982-08-31 JP JP57149952A patent/JPS5940195A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7867430B2 (en) | 2009-05-20 | 2011-01-11 | Samsung Electronics Co., Ltd. | Injection mold and injection molding method using the same |
| US11634810B2 (en) * | 2016-09-28 | 2023-04-25 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Process of manufacture a nuclear component with metal substrate by DLI-MOCVD and method against oxidation/hydriding of nuclear component |
| CN111326265A (zh) * | 2020-02-28 | 2020-06-23 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 一种二氧化铀-碳化物复合燃料芯块及其制备方法 |
| CN111326265B (zh) * | 2020-02-28 | 2023-05-02 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 一种二氧化铀-碳化物复合燃料芯块及其制备方法 |
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