JPS61196189A - 核燃料要素 - Google Patents
核燃料要素Info
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- JPS61196189A JPS61196189A JP60036422A JP3642285A JPS61196189A JP S61196189 A JPS61196189 A JP S61196189A JP 60036422 A JP60036422 A JP 60036422A JP 3642285 A JP3642285 A JP 3642285A JP S61196189 A JPS61196189 A JP S61196189A
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- JP
- Japan
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- cladding tube
- nuclear fuel
- irradiation
- elongation
- break
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Links
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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
Landscapes
- Catalysts (AREA)
- Glass Compositions (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、核燃料要素の改良に関するものである。
従来の核燃料要素を第５図により説明する。第５図は縦
断面図である。図において、１は燃料被覆管であり、被
覆管１内には燃料ペレット２が積層充填されるとともに
、上下端開口が、上下部端栓３，４によって密封されて
いる。また、被覆管１の上部には燃料ペレット２の移動
を防止するプレナムスプリング５が配置され、被覆管１
の内部にはＨｅガスが充填されている。被覆管１は、核
分裂生成物が冷却水中に逃げるのを防止するためのもの
であり、従って、その健全性を維持することが必要であ
る。そして、穐々の理由により、燃料ペレット２には二
酸化ウラン焼結体、被覆管１にはジルカロイが用いられ
ている。
断面図である。図において、１は燃料被覆管であり、被
覆管１内には燃料ペレット２が積層充填されるとともに
、上下端開口が、上下部端栓３，４によって密封されて
いる。また、被覆管１の上部には燃料ペレット２の移動
を防止するプレナムスプリング５が配置され、被覆管１
の内部にはＨｅガスが充填されている。被覆管１は、核
分裂生成物が冷却水中に逃げるのを防止するためのもの
であり、従って、その健全性を維持することが必要であ
る。そして、穐々の理由により、燃料ペレット２には二
酸化ウラン焼結体、被覆管１にはジルカロイが用いられ
ている。
ここで、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を例にとり核燃料要
素の使用条件下での動作を説明する。定格出力運転時３
５０Ｗ／ｃｒｒＩの場合、使用初期の被覆管１の温度は
外表面で３０５Ｃ，内表面では３５０Ｃである。そして
、被覆管１の機械的性質問題である。第２図は横軸に試
験温度をとり縦軸に破断伸びをとって示した低照射量（
約ｌＸｌ０”ｎ ／ｃｍ” ％ Ｅ ＞ Ｉ Ｍ＊□
Ｖ ）の破断伸びと温度の関係説明図である。照射され
た被覆管１の破断伸びは２５０〜３４３Ｃの範囲で最小
値を示す。この現像は、被覆管１に使用されるジルカロ
イが約３００Ｃで時効硬化を起こし易いためと考えられ
ている。また、この温度は従来の核燃料要素の被覆管１
の使用温度と対応している。
素の使用条件下での動作を説明する。定格出力運転時３
５０Ｗ／ｃｒｒＩの場合、使用初期の被覆管１の温度は
外表面で３０５Ｃ，内表面では３５０Ｃである。そして
、被覆管１の機械的性質問題である。第２図は横軸に試
験温度をとり縦軸に破断伸びをとって示した低照射量（
約ｌＸｌ０”ｎ ／ｃｍ” ％ Ｅ ＞ Ｉ Ｍ＊□
Ｖ ）の破断伸びと温度の関係説明図である。照射され
た被覆管１の破断伸びは２５０〜３４３Ｃの範囲で最小
値を示す。この現像は、被覆管１に使用されるジルカロ
イが約３００Ｃで時効硬化を起こし易いためと考えられ
ている。また、この温度は従来の核燃料要素の被覆管１
の使用温度と対応している。
被覆管１に及ぼす照射の影響としては他に外面腐食があ
る。照射が進むと被覆管１の外表面に、Ｚｒ０ｔ（酸化
ジルコニクム）膜が形成され、照射Ａ８ＴＭ ＳＴ
Ｐ ？５４． １９８２ ｐｐ、４ ３ ０−
４ ４ ９ンによれば、５ Ｘ １０” ｎ／ｃｒｒ１
”において約２０μｍのＺｒ０ｚ膜が形成される。Ｚｒ
０ｚ膜の熱伝導率は０．７Ｗ／ｍｋ、ジルカロイは１６
Ｗ／ｍｋであり、熱伝導率か小さいＺｒ（ｈが被覆管１
の外表面に形成されると被覆管１の温度は上昇する。
る。照射が進むと被覆管１の外表面に、Ｚｒ０ｔ（酸化
ジルコニクム）膜が形成され、照射Ａ８ＴＭ ＳＴ
Ｐ ？５４． １９８２ ｐｐ、４ ３ ０−
４ ４ ９ンによれば、５ Ｘ １０” ｎ／ｃｒｒ１
”において約２０μｍのＺｒ０ｚ膜が形成される。Ｚｒ
０ｚ膜の熱伝導率は０．７Ｗ／ｍｋ、ジルカロイは１６
Ｗ／ｍｋであり、熱伝導率か小さいＺｒ（ｈが被覆管１
の外表面に形成されると被覆管１の温度は上昇する。
第３図は横軸に中性子照射量をとり、縦軸に破断伸び及
び被覆管平均温度をとり、照射量と、破断伸び及び平均
温度の関係説明図である。第３図において、被覆管１に
おける破断伸びに及ぼす中性子照射量の影響は１０”ｎ
７ｃｍ”付近の照射量から生じ始め、破断伸びはＵ字形
の底部のように徐々に低下し、ｌＸｌ０”〜１ ｘ ｌ
Ｑ”ｎ／ｃｒｎ２の範囲で、破断伸びは最小値を示す
。そして、ＩＸ Ｉ Ｏ”〜４ Ｘ １０” ｎ７ｃｍ
”では、それまでとは逆に照射が進むと、ばらつきを伴
ないなから破断伸びは増加する。５Ｘ１０”ｎ／α２以
上の照射量では破断伸びは安定して大きな値を示す。
び被覆管平均温度をとり、照射量と、破断伸び及び平均
温度の関係説明図である。第３図において、被覆管１に
おける破断伸びに及ぼす中性子照射量の影響は１０”ｎ
７ｃｍ”付近の照射量から生じ始め、破断伸びはＵ字形
の底部のように徐々に低下し、ｌＸｌ０”〜１ ｘ ｌ
Ｑ”ｎ／ｃｒｎ２の範囲で、破断伸びは最小値を示す
。そして、ＩＸ Ｉ Ｏ”〜４ Ｘ １０” ｎ７ｃｍ
”では、それまでとは逆に照射が進むと、ばらつきを伴
ないなから破断伸びは増加する。５Ｘ１０”ｎ／α２以
上の照射量では破断伸びは安定して大きな値を示す。
一方、被覆管１の平均温度は照射初期は３３０Ｃであり
、ｌＸ１０”ｎ／ａｎ”から高くなって５Ｘ １０ ”
ｎ ７ｃｍ”では３５６Ｃまで上昇する。高照射量に
おいて破断伸びが増加する傾向はこの照射温度の上昇に
対応し、被覆管１の平均温度が３５６Ｃの場合には破断
伸びは安定して大きな値を示す。その時のＺｒＯ意膜厚
は約２０μｍである。
、ｌＸ１０”ｎ／ａｎ”から高くなって５Ｘ １０ ”
ｎ ７ｃｍ”では３５６Ｃまで上昇する。高照射量に
おいて破断伸びが増加する傾向はこの照射温度の上昇に
対応し、被覆管１の平均温度が３５６Ｃの場合には破断
伸びは安定して大きな値を示す。その時のＺｒＯ意膜厚
は約２０μｍである。
さらに、最近の過酷な出力レベルでのランプ試験の結果
、ペレット被覆管相互作用（ＰＣＩ）や応力腐食割れ（
８ＣＣ）破損は、約ｌＸｌ０”ｎ／ａｎ”付近の照射量
で起こり易く、高照射量では起こシにくいと云う結果が
あり、ＰＣＩ＋ＳＣＣ破損が起こり易い照射量範囲は破
断伸びが最小値を示す範囲と対応している。
、ペレット被覆管相互作用（ＰＣＩ）や応力腐食割れ（
８ＣＣ）破損は、約ｌＸｌ０”ｎ／ａｎ”付近の照射量
で起こり易く、高照射量では起こシにくいと云う結果が
あり、ＰＣＩ＋ＳＣＣ破損が起こり易い照射量範囲は破
断伸びが最小値を示す範囲と対応している。
本発明は上記の状況に鑑みなされたものであり、被覆管
の照射温度を高くして被覆管のぜい化を低減しペレット
及び被覆管相互作用や、応力腐食割れに基づく破損を防
止できる核燃料要素を提供することを目的としたもので
ある。
の照射温度を高くして被覆管のぜい化を低減しペレット
及び被覆管相互作用や、応力腐食割れに基づく破損を防
止できる核燃料要素を提供することを目的としたもので
ある。
本発明の核燃料要素は、燃料被覆管内に燃料ペレットが
積層充填されると共に、両端開口が上下部端栓を介し密
封されてなり、上記被覆管の外周表面に、厚さが２０〜
３５μｍの酸化ジルコニワムから形成された外膜が該被
覆管の使用に先立って予め被覆されているものである。
積層充填されると共に、両端開口が上下部端栓を介し密
封されてなり、上記被覆管の外周表面に、厚さが２０〜
３５μｍの酸化ジルコニワムから形成された外膜が該被
覆管の使用に先立って予め被覆されているものである。
即ち、従来から被覆管に照射が進むことによりその被覆
管外周部分にこの被覆管より熱伝導率が小さいＺｒ０ｚ
膜が形成され被覆管の温度上昇することが知られていた
。これに鑑み、被覆管の外周に予め人為的にＺｒ（ｈの
外膜を形成し、被覆管平均温度がほぼ３００〜３５０Ｃ
の従来破断伸びの小さかった部分の温度を上昇させて破
断伸びを高くし被覆管のぜい化を低減するようにしたも
のである。
管外周部分にこの被覆管より熱伝導率が小さいＺｒ０ｚ
膜が形成され被覆管の温度上昇することが知られていた
。これに鑑み、被覆管の外周に予め人為的にＺｒ（ｈの
外膜を形成し、被覆管平均温度がほぼ３００〜３５０Ｃ
の従来破断伸びの小さかった部分の温度を上昇させて破
断伸びを高くし被覆管のぜい化を低減するようにしたも
のである。
以下本発明の核燃料要素を実施例を用い従来と同部品は
同符号で示し同部分の構造の説明は省略し第１図によシ
説明する。図において、６は被覆管１の外周に被覆管１
の使用に先立って予め嵌入された外膜である。外膜６の
材料はｚｒｏｔであり、その厚さは２０〜３５μｍであ
る。オートクレーブ法によｆｉＺｒｃｈを形成させる場
合には、その厚さＡ（μｍ）は（１）式により与えられ
る。
同符号で示し同部分の構造の説明は省略し第１図によシ
説明する。図において、６は被覆管１の外周に被覆管１
の使用に先立って予め嵌入された外膜である。外膜６の
材料はｚｒｏｔであり、その厚さは２０〜３５μｍであ
る。オートクレーブ法によｆｉＺｒｃｈを形成させる場
合には、その厚さＡ（μｍ）は（１）式により与えられ
る。
但し、Ｔ：温度（ｋ）
を二時間（ｈ）
Ｒ１：ガス定数 １．９８７ｃｍ／ （ｍｏ ｔｋ）第
４因は横軸にＺｒＣｈ膜の厚さをとり縦軸に被覆管平均
温度をとシ、ＢＷＲ（沸騰水型原子炉）の場合の外膜６
のＺ ｒ Ｏ＊膜厚と被覆管温度との関係を示したもの
である。従来の被覆管１の平均温度は、照射初期におい
て出力３５０Ｗ／ｃＷ１のときに３００ｃであるが、本
実施例の場合は２０μｍの厚さのＺｒ（ｈｔ”有すると
き３５５Ｃでめる。
４因は横軸にＺｒＣｈ膜の厚さをとり縦軸に被覆管平均
温度をとシ、ＢＷＲ（沸騰水型原子炉）の場合の外膜６
のＺ ｒ Ｏ＊膜厚と被覆管温度との関係を示したもの
である。従来の被覆管１の平均温度は、照射初期におい
て出力３５０Ｗ／ｃＷ１のときに３００ｃであるが、本
実施例の場合は２０μｍの厚さのＺｒ（ｈｔ”有すると
き３５５Ｃでめる。
ＺｒＣｈ膜の厚さが厚くなるに従って被覆管１の温度は
直線的に増加する。第３１に示したように、従来技術に
よる核燃料要素においても、約２０ｐｍのＺｒＣｈ膜が
ある場合（５Ｘ １０” ｎ／ｚ”）には破断伸びは１
０チ以上である。そして、第１のように上昇し、また、
破断伸びも従来Ｕ字形の底部のように下がることがなく
、１０％から２０−の間に分布している。即ち、予め２
０μｍ以上のＺｒＣｈ膜を設けた本実施例の核燃料要素
では、従来技術による核燃料要素にあって約Ｉ Ｘ １
０”〜５ Ｘ １０” ｎ／３”で生じた破断伸びの低
下は被覆管温度が上昇することにより起らない。一方、
被覆管１は照射中罠炉水による腐食が進行し、腐食速度
は時間に対し一定であシ、使用末期までにはさらに２０
μｍのＺｒＯ鵞膜が形成される。尚、被覆管１の平均温
度が４００１：：以上になると、被覆管ｌの強度、クリ
ープ強度、核分裂生成物の放出率が高くなる等の問題が
生じる。そして、第４囚よシ被穂菅平均温就が４００ｃ
以上になるｚ ｒｏｔ膜の厚さは５５μｍである。従っ
て、照射前に形成させるｚｒｏｚ膜は、２０μｍ以上で
めシ好ましくは２０μｍから３５μｍの範囲である。
直線的に増加する。第３１に示したように、従来技術に
よる核燃料要素においても、約２０ｐｍのＺｒＣｈ膜が
ある場合（５Ｘ １０” ｎ／ｚ”）には破断伸びは１
０チ以上である。そして、第１のように上昇し、また、
破断伸びも従来Ｕ字形の底部のように下がることがなく
、１０％から２０−の間に分布している。即ち、予め２
０μｍ以上のＺｒＣｈ膜を設けた本実施例の核燃料要素
では、従来技術による核燃料要素にあって約Ｉ Ｘ １
０”〜５ Ｘ １０” ｎ／３”で生じた破断伸びの低
下は被覆管温度が上昇することにより起らない。一方、
被覆管１は照射中罠炉水による腐食が進行し、腐食速度
は時間に対し一定であシ、使用末期までにはさらに２０
μｍのＺｒＯ鵞膜が形成される。尚、被覆管１の平均温
度が４００１：：以上になると、被覆管ｌの強度、クリ
ープ強度、核分裂生成物の放出率が高くなる等の問題が
生じる。そして、第４囚よシ被穂菅平均温就が４００ｃ
以上になるｚ ｒｏｔ膜の厚さは５５μｍである。従っ
て、照射前に形成させるｚｒｏｚ膜は、２０μｍ以上で
めシ好ましくは２０μｍから３５μｍの範囲である。
このように本実施例の核燃料要素は、被覆管の外周表面
に厚さが２０〜３５μｍの酸化ジルコニウムから形成さ
れた外膜が該被覆管の使用に先立って予め被覆されてい
るので、被覆管の照射温度を３５０ｃ以上にして照射ぜ
い化を低減し、これまで５ Ｘ １０” ｎ７ｃｍ”以
下の照射量で生じてい友ベレット及び被覆管の相互作用
や、応力腐食割れに基づく破損を防止できる。
に厚さが２０〜３５μｍの酸化ジルコニウムから形成さ
れた外膜が該被覆管の使用に先立って予め被覆されてい
るので、被覆管の照射温度を３５０ｃ以上にして照射ぜ
い化を低減し、これまで５ Ｘ １０” ｎ７ｃｍ”以
下の照射量で生じてい友ベレット及び被覆管の相互作用
や、応力腐食割れに基づく破損を防止できる。
上記実施例はジルカロイ被覆管の改良について述べたが
、ジルコニウムを内張すしたジルコニウムライナ管につ
いても同様の作用効果を有する。
、ジルコニウムを内張すしたジルコニウムライナ管につ
いても同様の作用効果を有する。
〔発明の効果〕・
以上記述した如く本発明の核燃料要素は、被覆管の照射
温度を高くして被覆管のぜい化を低減しベレット及び被
覆管相互作用や、応力腐食割れに基づく破損を防止でき
る効果を有するものである。
温度を高くして被覆管のぜい化を低減しベレット及び被
覆管相互作用や、応力腐食割れに基づく破損を防止でき
る効果を有するものである。
第１図は本発明の核燃料要素の実施例の縦断面図、第２
因は照射量Ｉ Ｘ １ Ｇ ” ｎ ／（ｇｌ”におけ
る破断伸びと試験温度との関係説明図、第３図は破断伸
び及び被覆管平均温度と、照射量との関係説明図、第４
図はＺｒＯｓ膜厚と被覆管平均温度との関係説明図、第
５図は従来の核燃料要素の断面図である。 第１５２］ 拭峻温崖（′Ｃ） 烏 ３ 目 Ｉ？法子Ｗｌｌｔｔ ｅ＞１ｎｅｖ （ｙｖｃＩ）（
誠心慶５叔Ｃ） 第４図 ｔｒｏｔ ４の４−ｘ（ｔｔｆ） 第５図
因は照射量Ｉ Ｘ １ Ｇ ” ｎ ／（ｇｌ”におけ
る破断伸びと試験温度との関係説明図、第３図は破断伸
び及び被覆管平均温度と、照射量との関係説明図、第４
図はＺｒＯｓ膜厚と被覆管平均温度との関係説明図、第
５図は従来の核燃料要素の断面図である。 第１５２］ 拭峻温崖（′Ｃ） 烏 ３ 目 Ｉ？法子Ｗｌｌｔｔ ｅ＞１ｎｅｖ （ｙｖｃＩ）（
誠心慶５叔Ｃ） 第４図 ｔｒｏｔ ４の４−ｘ（ｔｔｆ） 第５図
Claims (1)
- １、燃料被覆管内に核燃料ペレットが積層充填されると
共に、両端開口が上下部端栓を介し密封された核燃料要
素において、上記被覆管の外周表面に、厚さが２０〜３
５μｍの酸化ジルコニウムから形成された外膜が該被覆
管の使用に先立つて予め被覆されていることを特徴とす
る核燃料要素。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60036422A JPS61196189A (ja) | 1985-02-27 | 1985-02-27 | 核燃料要素 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60036422A JPS61196189A (ja) | 1985-02-27 | 1985-02-27 | 核燃料要素 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61196189A true JPS61196189A (ja) | 1986-08-30 |
Family
ID=12469386
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60036422A Pending JPS61196189A (ja) | 1985-02-27 | 1985-02-27 | 核燃料要素 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61196189A (ja) |
Cited By (1)
| 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 |
-
1985
- 1985-02-27 JP JP60036422A patent/JPS61196189A/ja active Pending
Cited By (1)
| 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 |
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