JPS61201191A - 核燃料要素 - Google Patents
核燃料要素Info
- Publication number
- JPS61201191A JPS61201191A JP60041158A JP4115885A JPS61201191A JP S61201191 A JPS61201191 A JP S61201191A JP 60041158 A JP60041158 A JP 60041158A JP 4115885 A JP4115885 A JP 4115885A JP S61201191 A JPS61201191 A JP S61201191A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- cladding tube
- nuclear fuel
- fuel element
- fuel
- cladding
- 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.)
- Pending
Links
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
- Glass Compositions (AREA)
- Catalysts (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、核燃料要素に係り、特に応力腐食割れ防止構
造を改良した核燃料要素に関するものである。
造を改良した核燃料要素に関するものである。
この種核燃料要素に関連し、「ジルカロイ燃料被覆管の
製造と検査」日本原子力学会誌 Ｖｏｔ２０．４８ （
１９７８）Ｉ）５３９〜ｐ５４６ （公知文献）、が知
られている。
製造と検査」日本原子力学会誌 Ｖｏｔ２０．４８ （
１９７８）Ｉ）５３９〜ｐ５４６ （公知文献）、が知
られている。
一般に、核燃料要素は被覆管内に被数個の核燃料ペレッ
トが積層収納されると共に、被覆管の両端開口が端栓に
より密閉されている。核燃料ペレットは核分裂性の酸化
物燃料粉末を、例えば、長さと直径との比が約１の円柱
状ベレットに成形焼結したものであ・る。また、上記の
ように構成された核燃料要素において、被覆管には、燃
料外ペレットとの間で、冷却材と接触すること及び化学
反応が生じることを阻止する機能と、燃料から放出され
た放射性核分裂生成物が冷却材中に浸入することを阻止
する機能とが要求されている。従って、このような機能
を満足しない被覆管、即ち、被覆管が破損したような場
合には、冷却系プラントの放射能レベルが上昇し、安全
を確保するために原子炉の運転を停止させなければなら
ない事態となる。
トが積層収納されると共に、被覆管の両端開口が端栓に
より密閉されている。核燃料ペレットは核分裂性の酸化
物燃料粉末を、例えば、長さと直径との比が約１の円柱
状ベレットに成形焼結したものであ・る。また、上記の
ように構成された核燃料要素において、被覆管には、燃
料外ペレットとの間で、冷却材と接触すること及び化学
反応が生じることを阻止する機能と、燃料から放出され
た放射性核分裂生成物が冷却材中に浸入することを阻止
する機能とが要求されている。従って、このような機能
を満足しない被覆管、即ち、被覆管が破損したような場
合には、冷却系プラントの放射能レベルが上昇し、安全
を確保するために原子炉の運転を停止させなければなら
ない事態となる。
一方、水冷型原子炉に用いられる核燃料要素の被Ｎ管は
、一般にジルコニウム及びその合金系材料で形成されて
いる。ジルコニウム及びその合金は、中性子吸収断面積
が小さく、かつ、約４００Ｃ以下の温度で強靭性で延性
がよく、しかも冷却材として用いられる水蒸気とも反応
しない特性を有している。
、一般にジルコニウム及びその合金系材料で形成されて
いる。ジルコニウム及びその合金は、中性子吸収断面積
が小さく、かつ、約４００Ｃ以下の温度で強靭性で延性
がよく、しかも冷却材として用いられる水蒸気とも反応
しない特性を有している。
しかしながら、現在までの運転経験によると、ジルコニ
ウム及びその合金で形成された被覆管にちっても、中性
子照射を受けることＫよる材料強度の低下及び核分裂生
成物との化学反応による腐食などの相互作用に基づく脆
性割れが発生している。このような望ましくない現象は
、次のようにして発生するものとして考えられる。即ち
、核燃料ペレットで発生した熱を被覆管の外表面に効率
よく伝えるには、被覆管の内側面と核燃料ペレットとの
間に形成されるギャップを、数十ミクロン以下に設定す
る必要がある。一方、運転時には、核燃料ペレットが発
熱するのでペレット自身が熱応力で割れ、その破面の喰
い違いや、さらには、燃焼とともに核燃料ペレット内に
核分裂生成物が累積して起こる体積膨張などが原因して
被覆・ｉが核燃料ペレットによって押し拡げられ応力を
受ける。被覆管が受ける歪の周方向の平均値はさほど大
きくはないが、核燃料ペレットに生じたクラック近傍の
壁には局部的に歪が集中し、この歪は降伏応力以上に達
する。さらに、核分裂に伴なって核燃料ペレットからよ
う素及びよう素化合物、セシウム及びセシウム化合物な
どの腐食性ガスが発生し、この腐食性ガスは被覆管内の
自由空間、即ち、クラックなどが集まる。殊に、被覆管
の特に歪が集中している部分近傍に腐食性ガスが集まり
易い。
ウム及びその合金で形成された被覆管にちっても、中性
子照射を受けることＫよる材料強度の低下及び核分裂生
成物との化学反応による腐食などの相互作用に基づく脆
性割れが発生している。このような望ましくない現象は
、次のようにして発生するものとして考えられる。即ち
、核燃料ペレットで発生した熱を被覆管の外表面に効率
よく伝えるには、被覆管の内側面と核燃料ペレットとの
間に形成されるギャップを、数十ミクロン以下に設定す
る必要がある。一方、運転時には、核燃料ペレットが発
熱するのでペレット自身が熱応力で割れ、その破面の喰
い違いや、さらには、燃焼とともに核燃料ペレット内に
核分裂生成物が累積して起こる体積膨張などが原因して
被覆・ｉが核燃料ペレットによって押し拡げられ応力を
受ける。被覆管が受ける歪の周方向の平均値はさほど大
きくはないが、核燃料ペレットに生じたクラック近傍の
壁には局部的に歪が集中し、この歪は降伏応力以上に達
する。さらに、核分裂に伴なって核燃料ペレットからよ
う素及びよう素化合物、セシウム及びセシウム化合物な
どの腐食性ガスが発生し、この腐食性ガスは被覆管内の
自由空間、即ち、クラックなどが集まる。殊に、被覆管
の特に歪が集中している部分近傍に腐食性ガスが集まり
易い。
一般に腐食性ガスの雰囲気中で応力（特に降伏応力以上
）が作用すると、材料の延性が低減し、応力腐食割れと
呼称される脆性破壊現象が発生する。応力腐食割れは、
温度、応力、腐食性ガスの濃度、溶存酸素、合金の組成
、熱処理、加工度などによっても左右され、その発生メ
カニズムは単一ではない。これらの好ましくない破壊を
防止する目的で、元来例として、被覆管を内張シする概
念は周知であり、米国特許３５０２５４９号、同３６２
５８２１号明細書、特開昭５１−６９７９２号、同５１
−６９７９５号、同５１−６９７９６号及び同５１−７
１４９７号公報において、ライナー材として、Ｍｏ、Ｗ
、Ｎｂ、Ｃｒ、Ｎｉ、Ｆｅｗ Ｍｇ。
）が作用すると、材料の延性が低減し、応力腐食割れと
呼称される脆性破壊現象が発生する。応力腐食割れは、
温度、応力、腐食性ガスの濃度、溶存酸素、合金の組成
、熱処理、加工度などによっても左右され、その発生メ
カニズムは単一ではない。これらの好ましくない破壊を
防止する目的で、元来例として、被覆管を内張シする概
念は周知であり、米国特許３５０２５４９号、同３６２
５８２１号明細書、特開昭５１−６９７９２号、同５１
−６９７９５号、同５１−６９７９６号及び同５１−７
１４９７号公報において、ライナー材として、Ｍｏ、Ｗ
、Ｎｂ、Ｃｒ、Ｎｉ、Ｆｅｗ Ｍｇ。
Ｃｕ、純ｚｒ、ｈｔ、 Ｎｔ−ｃｒ金合金アルミ化コー
ティング、珪素化コーティング等が示されている。
ティング、珪素化コーティング等が示されている。
しかしながら、以上の従来技術に述べである障壁材とし
てのライナー材のあるものは、中性子吸収断面積が大き
く炉の経済性を低下させるなどの欠点がある。また、ラ
イナー材を用いると、被覆管の製造工程が増すだけでな
く、個有の技術的問題及び経済的不利を生じる問題がめ
った。
てのライナー材のあるものは、中性子吸収断面積が大き
く炉の経済性を低下させるなどの欠点がある。また、ラ
イナー材を用いると、被覆管の製造工程が増すだけでな
く、個有の技術的問題及び経済的不利を生じる問題がめ
った。
本発明は上記の状況に鑑みなされたものであり２、耐応
力腐食割れ性能全増大できるとともに、経済性、信頼性
を向上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。
力腐食割れ性能全増大できるとともに、経済性、信頼性
を向上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、燃料被覆管内に核燃料ペレット
が充填されると共に、該燃料′？ｅｆｔ 櫨ｆの両端開
口が端栓を介して密封されてなり、該燃料被覆管の外表
面部の少なくとも一部分の内側部分に空穴部が形成され
ているものである。
が充填されると共に、該燃料′？ｅｆｔ 櫨ｆの両端開
口が端栓を介して密封されてなり、該燃料被覆管の外表
面部の少なくとも一部分の内側部分に空穴部が形成され
ているものである。
本発明者らは、本発明の核燃料要素の実、元側の断面図
の第・１図において、被積管１の外表面近傍の内側部分
に空穴部２を形成することによって、被覆管１の巨視的
な熱伝導率が、従来技術に基づく被覆管より低いため、
照射中の被覆管温度が従来技術に基づく管より高くなシ
照射硬化が小さく、耐応力腐食割れ性能が向上すること
を見い出したものである。
の第・１図において、被積管１の外表面近傍の内側部分
に空穴部２を形成することによって、被覆管１の巨視的
な熱伝導率が、従来技術に基づく被覆管より低いため、
照射中の被覆管温度が従来技術に基づく管より高くなシ
照射硬化が小さく、耐応力腐食割れ性能が向上すること
を見い出したものである。
以下本発明の核燃料要素を実施例音用い＠１図。
第２図により説明する。第２図は被覆管の製造工程の流
れ図である。まず、原子炉級ジルカロイ−２の化学組成
規格（ＡＳＴＭ Ｂ−３５３ＧｒａｄｅＲＡ−１）を満
足するジルカロイ−２インゴツトの製造方法を第２図に
より説明する。尚、第２図の流れ末端側の表面加工工程
以外は、従来の被覆管製造工程（上記公知文献）と同一
である。上記工程における本実施例の表面刀Ω工工程で
は、被覆管１外表面に深さ約４０μｍ１ ピッチ３０μ
ｍの凹部を環状に形成した後、被覆管１を長手方向に引
き抜き、外表面を塑性流動化させることにより、形成し
た凹部の外周面開口部を閉じ、外表面を平滑に形成した
。この外表面処理の結果、直径約２０μｍ１ ピッチ３
０μｍの円環状の空穴部２が外表面内側に形成された。
れ図である。まず、原子炉級ジルカロイ−２の化学組成
規格（ＡＳＴＭ Ｂ−３５３ＧｒａｄｅＲＡ−１）を満
足するジルカロイ−２インゴツトの製造方法を第２図に
より説明する。尚、第２図の流れ末端側の表面加工工程
以外は、従来の被覆管製造工程（上記公知文献）と同一
である。上記工程における本実施例の表面刀Ω工工程で
は、被覆管１外表面に深さ約４０μｍ１ ピッチ３０μ
ｍの凹部を環状に形成した後、被覆管１を長手方向に引
き抜き、外表面を塑性流動化させることにより、形成し
た凹部の外周面開口部を閉じ、外表面を平滑に形成した
。この外表面処理の結果、直径約２０μｍ１ ピッチ３
０μｍの円環状の空穴部２が外表面内側に形成された。
このような形状を有する被覆管１の熱伝導率を計等によ
って予測したところ、従来技術に基づく被覆管の熱伝導
率の約５０％まで低下することが明らかとなった。さて
、このような被覆管１の平均温度ｆ：燃料要素の発熱量
を元にして計算する。
って予測したところ、従来技術に基づく被覆管の熱伝導
率の約５０％まで低下することが明らかとなった。さて
、このような被覆管１の平均温度ｆ：燃料要素の発熱量
を元にして計算する。
今、燃料ペレットの単位長さ当りの発熱量を３５０Ｗ／
ｃｍとし、冷却材温度を２９８Ｃとすると、被覆管１表
面温度は３０５Ｃとなる。この時の、従来技術に基づく
被覆管の平均温度は３３０ｔｒである。また、本実施例
の被覆管１の熱伝導率は８Ｗ／ｍＫであるので、被覆管
内表面は４０７Ｃ，平均温度は３５６Ｃとなる。
ｃｍとし、冷却材温度を２９８Ｃとすると、被覆管１表
面温度は３０５Ｃとなる。この時の、従来技術に基づく
被覆管の平均温度は３３０ｔｒである。また、本実施例
の被覆管１の熱伝導率は８Ｗ／ｍＫであるので、被覆管
内表面は４０７Ｃ，平均温度は３５６Ｃとなる。
上記のように、従来技術による被Ｉ′４ｉ管の照射中の
平均温度が３３Ｏｒであるのに対し、本実施例の燃料被
覆管１を用いると、照射中の被覆管平均温度は３５６Ｃ
であり、従来技術に基づく被ｇ管より２６Ｃ高温である
。燃料被覆管は原子炉内での使用中に中性子照射を受け
、強度が上昇してゆく。その強度の上昇の様子に関して
は比較的多くの実験データが報告されておシ、従来技術
による被覆管の降伏応力の上昇のデータを、横軸に中性
子照射量をとり縦軸に降伏応力をとって表しこれを第３
図に余した。また、本実施例の被覆管１を用いた場合の
降伏応力値を実験データから求めて第３図併記した。さ
て、被覆管の降伏応力が上昇するにつれて応力腐食割れ
に対する感受性が高まることが知られており、Ｗｏｏｄ
ら（後記参照）は降伏応力と応力腐食割れの発生頻度を
整理した結果、降伏応力が約５００ＭＰａ以上では応力
腐食割れが著しく発生し易くなる可能性を、Ｊ、Ｃ。
平均温度が３３Ｏｒであるのに対し、本実施例の燃料被
覆管１を用いると、照射中の被覆管平均温度は３５６Ｃ
であり、従来技術に基づく被ｇ管より２６Ｃ高温である
。燃料被覆管は原子炉内での使用中に中性子照射を受け
、強度が上昇してゆく。その強度の上昇の様子に関して
は比較的多くの実験データが報告されておシ、従来技術
による被覆管の降伏応力の上昇のデータを、横軸に中性
子照射量をとり縦軸に降伏応力をとって表しこれを第３
図に余した。また、本実施例の被覆管１を用いた場合の
降伏応力値を実験データから求めて第３図併記した。さ
て、被覆管の降伏応力が上昇するにつれて応力腐食割れ
に対する感受性が高まることが知られており、Ｗｏｏｄ
ら（後記参照）は降伏応力と応力腐食割れの発生頻度を
整理した結果、降伏応力が約５００ＭＰａ以上では応力
腐食割れが著しく発生し易くなる可能性を、Ｊ、Ｃ。
Ｗｏｏｄ ： ＡＮＳ Ｔｏｐｉｃａｌ Ｍｅｅ
ｔｉｎｇ ｏｎ ＷａｔｅｒＲＩｅａｃｔｅｒ
Ｆｕｅｌ Ｐｅｒｆｏｍａｎｃｅ ｐ３１５゜工１
ｌｉｎｏｉｓ （１９７７） で報告している。この５
００ＭＰａを応力腐食割れ発生応力限界値として第３図
中に記載した。第３図から明らかなように本実施例の被
覆管１は、高燃焼度（〜１０２２ｒ１／ｃＷｌ、）に達
しても、降伏応力が応力腐食割れの可能性を生じる５０
０ＭＰａまで上昇せず信頼性の萬い核燃料櫟素をイ尋る
ことか可能となる。
ｔｉｎｇ ｏｎ ＷａｔｅｒＲＩｅａｃｔｅｒ
Ｆｕｅｌ Ｐｅｒｆｏｍａｎｃｅ ｐ３１５゜工１
ｌｉｎｏｉｓ （１９７７） で報告している。この５
００ＭＰａを応力腐食割れ発生応力限界値として第３図
中に記載した。第３図から明らかなように本実施例の被
覆管１は、高燃焼度（〜１０２２ｒ１／ｃＷｌ、）に達
しても、降伏応力が応力腐食割れの可能性を生じる５０
０ＭＰａまで上昇せず信頼性の萬い核燃料櫟素をイ尋る
ことか可能となる。
このように本実施例の核燃料要素は、被覆管の外衣面部
の少なくとも一部分の内側部分に空穴部を形成したこと
により、腐食性ガス中において燃料との相互作用により
被覆管に応力が作用した場合に応力腐食割れが起こり碓
く、信頼性及び経済性を向上できる。尚、上記実施例に
おいては、ジルカロイ−２からなる被ＩＪ管について説
明したが、他のジルコニウム合金から構成された燃料被
覆管、あるいは管内表面にライナ材を内張すしたライナ
ー管についても同様の作用効′４！：ヲ有する。
の少なくとも一部分の内側部分に空穴部を形成したこと
により、腐食性ガス中において燃料との相互作用により
被覆管に応力が作用した場合に応力腐食割れが起こり碓
く、信頼性及び経済性を向上できる。尚、上記実施例に
おいては、ジルカロイ−２からなる被ＩＪ管について説
明したが、他のジルコニウム合金から構成された燃料被
覆管、あるいは管内表面にライナ材を内張すしたライナ
ー管についても同様の作用効′４！：ヲ有する。
以上記述した如く本発明の核燃料要素は、耐応力腐食割
れ性能を著しく向上できると共に、信頼性、経済性を向
上できる効果を有するものである。
れ性能を著しく向上できると共に、信頼性、経済性を向
上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断面図、第２図
は第１図の核燃料要素の製造工程の流れ図、第３図は第
１図の核燃料要素の効果説明図である。 １・・・被覆管、２・・・空穴部。
は第１図の核燃料要素の製造工程の流れ図、第３図は第
１図の核燃料要素の効果説明図である。 １・・・被覆管、２・・・空穴部。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、燃料被覆管内に核燃料ペレットが充填されると共に
、該燃料被覆管の両端開口が端栓を介して密封されてい
るものにおいて、該燃料被覆管の外表面部の少なくとも
一部分の内側部分に空穴部が形成されていることを特徴
とする核燃料要素。 ２、上記空穴部が、上記被覆管の外円周上に凹部溝が所
定のピッチをおいて形成された後該被覆管が長手方向に
引き抜かれ上記外表面を塑性流動化して上記内側部分に
形成されている特許請求の範囲第１項記載の核燃料要素
。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60041158A JPS61201191A (ja) | 1985-03-04 | 1985-03-04 | 核燃料要素 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60041158A JPS61201191A (ja) | 1985-03-04 | 1985-03-04 | 核燃料要素 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61201191A true JPS61201191A (ja) | 1986-09-05 |
Family
ID=12600609
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60041158A Pending JPS61201191A (ja) | 1985-03-04 | 1985-03-04 | 核燃料要素 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61201191A (ja) |
-
1985
- 1985-03-04 JP JP60041158A patent/JPS61201191A/ja active Pending
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