JPH0136915B2 - - Google Patents
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Description
【発明の詳細な説明】
発明の背景
本発明は核***原子炉の炉心に使用する核燃料
要素の改善に関し、そして、内面に保護障壁被覆
が設けられた、被覆さやよりなる複合容器を備え
ているような核燃料要素に適用される。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION BACKGROUND OF THE INVENTION The present invention relates to improvements in nuclear fuel elements for use in the core of nuclear fission reactors, and includes a composite vessel consisting of a coated sheath with a protective barrier coating on the inner surface. applicable to nuclear fuel elements.
複合容器を備えている核燃料要素、そして本発
明が特に関連している複合容器を備えている核燃
料要素は、本願と同じ譲受人に譲渡されている米
国特許第4200492号および1979年２月23日に出願
された米国出願番号14348に開示されている。 A nuclear fuel element with a composite vessel, and the nuclear fuel element with a composite vessel to which this invention is particularly related, is disclosed in commonly assigned U.S. Pat. No. 4,200,492 and February 23, 1979 No. 14348, filed in U.S.A.
上記米国特許第4200492号の開示、および、そ
の中で引用されている刊行物は、すべて参考文献
として本明細書に組入れられるものとする。 The disclosure of US Pat. No. 4,200,492, cited above, and all publications cited therein are hereby incorporated by reference.
通常核燃料の被覆と称されている核燃料容器の
内面上に結合さている障壁層、すなわち、被膜
は、応力腐食亀裂、あるいは、液体金属脆性とし
て知られているある有害な現象から金属容器を保
護するために設けられている。そのような破壊的
作用の発生は装置の損傷をもたらす。この現象の
原因は、一般に、原子炉の運転中において、核燃
料物質と、金属容器と、そして核***生成物間で
発生する、機械的および化学的相互作用の組合わ
せに帰せられている。たとえば、核燃料物質から
の中性子および核***生成物が放射され、そして
容器の金属と相互作用を起し、一方、核燃料の本
体の熱膨脹により、容器に物理的力が加えられ
る。このような原因に基く、核燃料要素の損傷
は、米国特許第4057466号、および同第4045288
号、又、その外、当該技術において記されてい
る。 A barrier layer, or coating, bonded onto the inner surface of a nuclear fuel container, commonly referred to as the nuclear fuel cladding, protects the metal container from stress corrosion cracking, or a certain deleterious phenomenon known as liquid metal embrittlement. It is provided for. The occurrence of such destructive effects results in damage to the device. The cause of this phenomenon is generally attributed to a combination of mechanical and chemical interactions that occur between the nuclear fuel material, the metal vessel, and the fission products during nuclear reactor operation. For example, neutrons and fission products from nuclear fuel material are emitted and interact with the metal of the container, while thermal expansion of the body of nuclear fuel exerts physical forces on the container. Damage to nuclear fuel elements due to such causes is discussed in US Pat. No. 4,057,466 and US Pat.
No. 1, or otherwise described in the art.
ジルコニウム合金核燃料容器、たとえば、よく
知られている市販で得られるジルカロイ組成（米
国特許第2772964号参照）で形成されている容器
の応力腐食亀裂および他の破壊的現象は、容器の
内面上に、少くとも中程度に純粋なジルコニウム
金属の障壁を設けることにより、有効に制御さ
れ、あるいは、克服されることが発見された。核
燃料容器に対する、このジルコニウム金属障壁の
使用は、上記した米国特許第4200492号および米
国特許出願番号14348に記載されている。 Stress corrosion cracking and other destructive phenomena in zirconium alloy nuclear fuel vessels, such as vessels formed with the well-known commercially available Zircaloy composition (see U.S. Pat. No. 2,772,964), can occur on the inner surface of the vessel. It has been discovered that this can be effectively controlled or overcome by providing a barrier of at least moderately pure zirconium metal. The use of this zirconium metal barrier for nuclear fuel containers is described in the above-mentioned US Pat. No. 4,200,492 and US Patent Application No. 14,348.
発電用原子炉に使用するための代表的核燃料要
素は、容器、すなわち、被覆さやの一部分にのみ
核***燃料物質を有しており、かくして、該容器
の中には如何なる核燃料も存在していない空の領
域が残存する。こうして設けられた空の領域は、
ガス核***生成物、水蒸気、および、その他の揮
発生物質の蓄積および保持のための、核燃料容器
内におけるプレナムあるいは空の空間を構成す
る。 A typical nuclear fuel element for use in a power reactor has fission fuel material in only a portion of the vessel, ie, the cladding, and thus has an empty space within which no nuclear fuel is present. area remains. The empty area thus created is
Contains a plenum or empty space within a nuclear fuel vessel for the accumulation and retention of gaseous fission products, water vapor, and other volatile materials.
この通常形式の核燃料要素においては、核***
燃料物質の柱、たとえば積重ねられているペレツ
トは、容器内において、そのベースすなわち下端
部から上方に向つて延在している。柱中の燃料の
量は、そのベースから予め定められた高さ、ある
いは点まで、容器内で延在するよう設計されてお
り、そして、充填燃料より先に延在している核燃
料容器の最上部、すなわち残部には、たとえば、
米国特許第3898125、および同、第3969186号で説
明されている如く、核燃料が存在していない。か
くして、核燃料要素とその容器は、核燃料部分と
プレナム域間の接触境界において、核燃料部分と
プレナム域とに分割されている。 In this conventional type of nuclear fuel element, a column of fission fuel material, such as a stack of pellets, extends upwardly within the container from its base or lower end. The amount of fuel in the column is designed to extend within the vessel from its base to a predetermined height or point, and the maximum amount of fuel in the nuclear fuel vessel extends beyond the charge fuel. In the upper part, i.e. the rest, e.g.
As explained in US Pat. No. 3,898,125 and US Pat. No. 3,969,186, there is no nuclear fuel present. Thus, the nuclear fuel element and its container are divided into a nuclear fuel section and a plenum zone at the contact boundary between the nuclear fuel section and the plenum zone.
核燃料容器中の充填核燃料より上の区域におけ
る、核燃料容器内のこのプレナム域には、前記特
許に示されている如く、ばねのごとき押圧装置が
設けられており、一定位置に充填核燃料を保持
し、それは容器の一端に接して固定されている。 This plenum area within the nuclear fuel container, in the area above the nuclear fuel charge in the nuclear fuel container, is provided with a biasing device, such as a spring, to hold the nuclear fuel charge in a fixed position, as shown in the above-mentioned patent. , it is fixed against one end of the container.
代表的には、核燃料容器のプレナム域は、反応
しない、有効な熱伝達媒体として、ヘリウム、ま
たは、同様な不活発性ガスで充満されている。 Typically, the plenum region of a nuclear fuel vessel is filled with helium or a similar inert gas as a non-reactive, effective heat transfer medium.
したがつて、充填核燃料より上のプレナム域に
おける核燃料容器は実質的に等温であつて、その
中にあるガス媒体の有効な熱伝達能力と移動性の
ために、冷却材を形成しているその周囲とほぼ等
しい温度のまゝでいる。核***燃料物質を中に保
持している核燃料容器の部分は、電力発生中、冷
却材を形成しているその周囲に対して、或る熱勾
配で維持されている。特に、核燃料容器の壁を通
つて周囲の冷却材に向けて、著しい温度降下を伴
つて、充填核燃料あるいは核燃料の柱内から外に
向け温度勾配が存在している。 Therefore, the nuclear fuel vessel in the plenum region above the nuclear fuel charge is essentially isothermal and, due to the effective heat transfer capacity and mobility of the gaseous medium therein, its coolant-forming It remains at approximately the same temperature as its surroundings. The portion of the nuclear fuel vessel holding the fission fuel material therein is maintained at a thermal gradient relative to its surroundings forming a coolant during power generation. In particular, a temperature gradient exists from within the filled nuclear fuel or column of nuclear fuel to the outside, with a significant temperature drop through the walls of the nuclear fuel vessel to the surrounding coolant.
水冷の、あるいは減速原子炉システムの運転に
おいては、冷却媒体内における水の分解による水
素の放出は固有の現象である。水素の放出は、主
として、システムの放射状態および高温、そし
て、核燃料容器、すなわち、被覆さやに通常使用
されているジルコニウム合金と酸素の間の強い親
和力のためである。 In the operation of water-cooled or moderated nuclear reactor systems, the release of hydrogen due to the decomposition of water within the cooling medium is an inherent phenomenon. Hydrogen release is primarily due to the radiant conditions and high temperatures of the system and the strong affinity between oxygen and zirconium alloys commonly used in nuclear fuel vessels, ie, cladding sheaths.
原子炉の環境内、すなわち、上記した如き条件
の組合せにおいては、自由水素の性状とそのジル
コニウム合金核燃料容器に及ぼす影響は、異つた
温度条件に対して変化することが決論づけられ
た。たとえば、水素が、ジルコニウム合金に浸透
するとき、より低い温度レベルを求めるように見
える。かくして、核燃料容器の異つた温度勾配あ
るいは、温度レベルは、その中で水素を異つたパ
ターンで移動させる。 It has been determined that within the environment of a nuclear reactor, ie, in a combination of conditions as described above, the properties of free hydrogen and its effect on the zirconium alloy nuclear fuel vessel change for different temperature conditions. For example, hydrogen appears to require lower temperature levels when penetrating zirconium alloys. Thus, different temperature gradients or levels in the nuclear fuel vessel cause hydrogen to move therein in different patterns.
かくして、水素が核燃料物質が保持されている
部分において、したがつて顕著な温度勾配が存在
している部分において、核燃料容器のジルコニウ
ム合金を貫通すると、水素は、被覆さやの壁のよ
り温度の低い外側部分、あるいは、その近くに濃
縮し残留し、そこから内部に向つて量がなくなる
ように分散していることが発見された。 Thus, when hydrogen penetrates the zirconium alloy of the nuclear fuel vessel in areas where the nuclear fuel material is held, and therefore where significant temperature gradients exist, it penetrates into the cooler walls of the cladding sheath. It was discovered that it remains concentrated in or near the outer part, and from there it is dispersed in such a way that the amount decreases towards the inside.
一方、水素が、実質的に等温であるプレナム域
を構成している核燃料容器の部分で、ジルコニウ
ム合金に接触し、それを貫通するとき、水素は、
核燃料容器のジルコニウム被覆壁を通つて均一に
移動し、分布する傾向を示すことが発見された。
しかしながら、前記の引用特許および出願中の特
許に記載されている如く、被覆の内面上に、ジル
コニウム金属の障壁が結合されて、ジルコニウム
合金核燃料容器が増強されると、内方へ移動する
水素は、内部的に発生する核***生成物および核
燃料の膨脹のために設けられている内部のジルコ
ニウム金属の障壁中に集中することが発見され
た。 On the other hand, when hydrogen contacts and penetrates the zirconium alloy in the portion of the nuclear fuel vessel that constitutes the plenum region, which is substantially isothermal, the hydrogen
It has been discovered that it tends to migrate and distribute uniformly through the zirconium-coated walls of nuclear fuel vessels.
However, when a zirconium alloy nuclear fuel vessel is enhanced by bonding a zirconium metal barrier on the inner surface of the cladding, as described in the cited and pending patents, inwardly migrating hydrogen is , were found to concentrate in the internal zirconium metal barrier provided for internally generated fission products and nuclear fuel expansion.
したがつて、そのような障壁が設けられている
核燃料容器においては、ジルコニウム合金に容器
内へ貫通して移動する水素は、ジルコニウム金属
との境界に隣接する容器の壁の区域内に顕著に蓄
積し、集中するように見える。 Therefore, in a nuclear fuel vessel provided with such a barrier, hydrogen that penetrates into the zirconium alloy and migrates into the vessel will accumulate significantly in the area of the vessel wall adjacent to the interface with the zirconium metal. and appears to be concentrating.
そのような、被覆壁の限定された部分内に、特
に、容器内面への障壁層の結合境界に隣接する限
定された部分内に蓄積する水素原子の集中は、複
合核燃料容器構造に対しては望ましくない影響を
及ぼし、そして、苛酷な運転条件の下では、核燃
料の性能を低下させよう。 Such a concentration of hydrogen atoms accumulating within a limited portion of the cladding wall, particularly adjacent to the bonding boundary of the barrier layer to the inner surface of the vessel, is a disadvantage for composite nuclear fuel vessel constructions. may have undesirable effects and, under severe operating conditions, reduce the performance of nuclear fuel.
発明の要約
本発明は、米国特許第4200492号に記載されて
いる如き、ジルコニウム合金の容器の内面上に横
たわるジルコニウム金属の障壁よりなる、複合構
成の核燃料容器を改善する装置と、同様のものよ
りなる核燃料要素に、使用中、水素の蓄積に対し
てより大きな耐久性を与える装置とよりなつてい
る。本発明は特に、核燃料容器内でプレナム域を
構成している核燃料容器のほとんどの部分から、
ジルコニウム金属の障壁層をほぼ完全に除去する
ことからなる。かくして、ジルコニウム金属の保
護障壁は、ジルコニウム合金核燃料容器内にある
核***燃料物質にほぼ隣接するか、あるいはそれ
を直接包囲する区域におけるジルコニウム合金の
容器の内面部分をのみ覆うように保持されてい
る。SUMMARY OF THE INVENTION The present invention relates to an apparatus for improving a composite nuclear fuel container consisting of a zirconium metal barrier overlying the interior surface of a zirconium alloy container, as described in U.S. Pat. No. 4,200,492, and similar devices. The device is designed to provide nuclear fuel elements with greater resistance to hydrogen build-up during use. In particular, the present invention provides for the
It consists of almost complete removal of the barrier layer of zirconium metal. Thus, the zirconium metal protective barrier is maintained over only the interior surface portion of the zirconium alloy nuclear fuel vessel in areas generally adjacent to or directly surrounding the fission fuel material within the zirconium alloy nuclear fuel vessel.
発明の目的
本発明の主要な目的は、ジルコニウム合金の被
覆さやと、該被覆さやのためのジルコニウム金属
の保護障壁とを備えている。複合核燃料容器より
なる改善された核燃料要素を提供することであ
る。OBJECTS OF THE INVENTION The primary object of the present invention is to provide a coated sheath of zirconium alloy and a protective barrier of zirconium metal for the coated sheath. An object of the present invention is to provide an improved nuclear fuel element comprising a composite nuclear fuel container.
本発明はさらに、自由水素の有害な影響に抗
し、核燃料要素の寿命を伸ばす、ジルコニウム合
金とジルコニウム金属障壁よりなる複合被覆さや
を備えている核燃料要素を提供することである。 The present invention further provides a nuclear fuel element with a composite cladding sheath of zirconium alloy and zirconium metal barrier that resists the deleterious effects of free hydrogen and extends the lifetime of the nuclear fuel element.
本発明の目的はまた、既に形成されているガス
用プレナム容積を増大し、そして、該ガス用プレ
ナム容積内にジルコニウム水素化物の化合物を形
成する水素の作用に起因する該プレナム容積の減
少に抗するようにして、複合容器内にジルコニウ
ム金属障壁を備えるジルコニウム合金の複合容器
よりなる核燃料容器を提供することである。 It is also an object of the present invention to increase the already formed gas plenum volume and to resist the reduction in the plenum volume due to the action of hydrogen forming zirconium hydride compounds within the gas plenum volume. It is an object of the present invention to provide a nuclear fuel container made of a zirconium alloy composite container having a zirconium metal barrier within the composite container.
本発明のさらにまた別な目的は、複合容器内に
ジルコニウム金属障壁を備えているジルコニウム
合金の複合容器よりなる核燃料要素を改善するた
めの方法を提供することである。 Yet another object of the present invention is to provide a method for improving a nuclear fuel element comprising a zirconium alloy composite vessel with a zirconium metal barrier within the composite vessel.
本発明の追加の目的は、内部にジルコニウム金
属の保護壁を備えているジルコニウム合金の複合
容器よりなる核燃料要素が、自由水素、および、
それが核燃料容器とその寿命におよぼす悪影響に
対して、より大きな抵抗力を有する方法を提供す
ることである。 An additional object of the invention is to provide a nuclear fuel element consisting of a composite vessel of zirconium alloy with a protective wall of zirconium metal inside, which contains free hydrogen and
The objective is to provide a method that is more resistant to the negative effects it has on the nuclear fuel container and its lifetime.
発明の説明
本発明は、被覆さやの内面上に冶金的に結合さ
れた、ほぼ純粋なジルコニウム金属の保護被覆障
壁を備えている、ジルカロイの如きジルコニウム
の合金の被覆さやよりなる、複合核燃料容器を備
えている、発電用原子炉のための、核燃料要素に
特に関連している。DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention provides a composite nuclear fuel vessel consisting of a cladding sheath of an alloy of zirconium, such as Zircaloy, with a protective cladding barrier of substantially pure zirconium metal metallurgically bonded onto the inner surface of the cladding sheath. It is of particular relevance to nuclear fuel elements for power reactors, including nuclear power reactors.
この構成および組成の核燃料要素は、前記した
米国特許第4200492号および米国出願番号14348に
開示されている。 Nuclear fuel elements of this construction and composition are disclosed in the aforementioned US Pat. No. 4,200,492 and US Application No. 14,348.
特に、本発明は、ジルコニウムの外に、その中
に重量で少くとも5000ppmの成分を有するジルコ
ニウム合金からつくられた被覆さやと、その中に
重量で5000ppm以下の不純物を有するジルコニウ
ム金属からつくられた被覆さや用のための保護障
壁部材とから構成されている複合核燃料容器に関
連している。好ましくは、障壁部材のジルコニウ
ム金属は重量で約4200ppm以下の不純物を含有し
ている。核燃料被覆さやのためのジルコニウムの
合金は、通常、原子力産業でよく知られ、市販さ
れているジルカロイ２あるいは４よりなつてい
る。 In particular, the present invention provides a coating sheath made of a zirconium alloy having, in addition to zirconium, a component of at least 5000 ppm by weight in the zirconium metal; and a protective barrier member for a cladding sheath. Preferably, the zirconium metal of the barrier member contains less than about 4200 ppm by weight of impurities. Zirconium alloys for nuclear fuel cladding sheaths typically consist of Zircaloy 2 or 4, which are well known and commercially available in the nuclear industry.
本発明は広い意味においては、上記した設計の
複合核燃料容器上への、自由水素による如何なる
品位低下、あるいは、有害な影響をも排除するこ
とからなる。水素に起因する品位の低下、あるい
は、損傷を克服するには、充填核燃料より上に延
在し、核***燃料物質が存在せず、そして、プレ
ナム域を形成する部分における、ジルコニウム合
金被覆さや内から、ジルコニウム金属障壁材料を
除去することによつて克服される。 In its broadest sense, the invention consists of eliminating any degrading or deleterious effects of free hydrogen on composite nuclear fuel vessels of the design described above. To overcome hydrogen-induced degradation or damage, the zirconium alloy cladding sheath should be , is overcome by removing the zirconium metal barrier material.
本発明による新規な核燃料要素がもたらすユニ
ークな核燃料容器は、如何なる核燃料も存在して
いないプレナム域内、および、その近辺における
水素化物の生成に抗する。かくしてプレナム域内
で、ジルコニウム水素化物を生成するようにジル
コニウム金属と反応する水素の作用によつて、核
燃料容器内ガス収集用プレナム域の空間容積がい
かなる識別し得る程でも縮小されるのを回避す
る。 The novel nuclear fuel element of the present invention provides a unique nuclear fuel vessel that resists hydride formation in and near the plenum region where no nuclear fuel is present. This avoids any appreciable reduction in the spatial volume of the plenum region for gas collection within the nuclear fuel vessel by the action of hydrogen reacting with zirconium metal in the plenum region to form zirconium hydride. .
プレナム域における指定された区域で、ジルコ
ニウム合金の被覆さやの内面上に結合されている
ジルコニウム金属の障壁を除去するには、若干の
技術、あるいは方法、あるいはそれらの組合わせ
のいずれか一つによつて達成される。たとえば、
ジルコニウム金属は、研磨、リーミングまたはホ
ーニングの如き機械的方法によつて除去すること
ができる。機械的除去は、装置のプレナム域とし
て設計されている核燃料容器部分にほぼ共通して
またがつている区域上の合金表面からジルコニウ
ム金属を除去するために適切な寸法を有する工具
を使用することにより効率的に行なうことができ
る。適切な化学的方法もまた、金属と反応する酸
の如き、溶解試薬でジルコニウム金属を除去する
ように指定された部分を接触させることにより、
ジルコニウム金属を除去するのに使用することが
できる。 Any one of several techniques or methods, or a combination thereof, may be used to remove the zirconium metal barrier bonded on the inner surface of the zirconium alloy sheath in designated areas in the plenum region. It is achieved by doing so. for example,
Zirconium metal can be removed by mechanical methods such as grinding, reaming or honing. Mechanical removal is accomplished by using a tool with appropriate dimensions to remove zirconium metal from the alloy surface on an area that generally spans the nuclear fuel vessel section, which is designed as the plenum area of the device. It can be done efficiently. Suitable chemical methods also include contacting a designated moiety to remove zirconium metal with a lytic reagent, such as an acid, that reacts with the metal.
Can be used to remove zirconium metal.
図面を参照すると、本発明の改善された核燃料
要素１０は以下の如く構成されている。燃料要素
１０は、閉鎖された、細長い複合容器１２を備
え、複合容器１２は、ジルコニウムの合金で形成
された被覆さや１４よりなり、被覆さや１４は核
***燃料物質１６を内蔵し、使用中の核燃料要素
１０を包囲する冷却媒体（図示せず）から、核分
裂燃料１６を遮断する。一般に核燃料要素１０
は、示されている如く、管状をしている。容器１
２は、容器１２を密閉するため、管状の被覆さや
１４の端部に取付けられている閉鎖用の端部プラ
グを備えている。 Referring to the drawings, the improved nuclear fuel element 10 of the present invention is constructed as follows. The fuel element 10 includes a closed, elongated composite vessel 12 comprising a cladding sheath 14 formed of an alloy of zirconium, the cladding sheath 14 containing fission fuel material 16 and containing nuclear fuel during use. Fission fuel 16 is isolated from the cooling medium (not shown) surrounding element 10. Generally nuclear fuel elements 10
has a tubular shape as shown. container 1
2 is provided with a closing end plug attached to the end of the tubular jacketing sheath 14 to seal the container 12.
ウラニウム、プルトニウム、あるいは、トリウ
ムの酸化物、あるいは、他の化合物の如き核***
燃料物質１６は、図示されている円筒状のペレツ
トの如き、複数個の小さな形状体で使用されるの
が普通である。核***燃料物質１６、あるいはそ
の単体は、一般に核燃料容器すなわち、被覆さや
と同じ、あるいは類似の断面形状をしており、代
表的には円筒状をしている。さらに、充填される
核***燃料物質体は、複合容器１２の内側の開口
している面積よりも僅かに小さな断面積あるいは
寸法を有し、核***燃料物質と複合容器間に自由
空間１８を提供し、予め定められた抑制されない
核***燃料物質の横方向熱膨脹を可能にする。か
くして、代表的な管状の核燃料要素においては、
その中に供給される円筒状の核***燃料物質は、
そのまわりに環状の空間を残すためには、複合容
器の内側に対して、充分より小さな直径を備えて
いる。 Fission fuel material 16, such as uranium, plutonium, or thorium oxides or other compounds, is typically used in a plurality of small shapes, such as the cylindrical pellets shown. . The fission fuel material 16, or element thereof, generally has the same or similar cross-sectional shape as the nuclear fuel container or cladding sheath, and is typically cylindrical. Furthermore, the body of fission fuel material to be filled has a cross-sectional area or dimension that is slightly smaller than the open area inside the composite vessel 12 to provide a free space 18 between the fission fuel material and the composite vessel; Allows for predetermined and unrestrained lateral thermal expansion of the fission fuel material. Thus, in a typical tubular nuclear fuel element,
The cylindrical fission fuel material fed into it is
It has a sufficiently smaller diameter to the inside of the composite container in order to leave an annular space around it.
ペレツトの形状で示されている燃料物質１６は
複合容器１２の基部すなわち下端部から上方へ延
在している柱に積重ねられ、予め定められた量の
核***物質を充填燃料として供給されている。そ
してそれは、容器１２の内部空間を部分的にのみ
占有する。代表的には、水冷の、そして、減速発
電原子炉においては、充填燃料は、容器容積、す
なわち、管状要素の長さの大部分を占有するであ
ろう。 Fuel material 16, shown in the form of pellets, is stacked in columns extending upwardly from the base or lower end of composite vessel 12 and is supplied with a predetermined amount of fissile material as filler fuel. And it only partially occupies the interior space of the container 12. Typically, in water-cooled and moderated power reactors, the charge fuel will occupy most of the vessel volume, ie, the length of the tubular element.
容器中に含有されている充填燃料より上に延在
する、燃料容器の残部、すなわち、残りの長さ
は、以下なる固体燃料物質からも空に保たれ、か
くして、ガス状の核***生成物、水蒸気および同
様の揮発性物質の蓄積および保持のためのプレナ
ム域を提供する。実際上は、プレナム域は、その
区域を占めるため一般にヘリウムの如き、良好な
熱伝達特性を有する不活発性ガス媒体により満た
され、そして、化学的活動を起させることなく、
熱伝達の効率を改善する。プレナムを形成してい
る核燃料要素のこの小部分は、核燃料要素の極く
小さな部分に過ぎない。たとえば、長さ約4064mm
（160インチ）（3810、mm（150インチ）の燃料）の
沸騰水形原子炉用の燃料要素に対して約203から
305mm（８から12インチ）、好ましくは、254mm
（10インチ）で、そして、加圧水形原子炉用の燃
料要素に対しては約102から203mm（４から８イン
チ）、好ましくは152mm（６インチ）である。 The remainder of the fuel container, i.e. the remaining length, which extends above the charge of fuel contained in the container, is also kept empty of solid fuel material, such as gaseous fission products, Provides a plenum area for the accumulation and retention of water vapor and similar volatile substances. In practice, the plenum region is generally filled with an inert gaseous medium, such as helium, which has good heat transfer properties to occupy its area and without causing any chemical activity.
Improve the efficiency of heat transfer. This small portion of the nuclear fuel element forming the plenum is only a very small portion of the nuclear fuel element. For example, the length is about 4064mm
(160 inches) (3810, mm (150 inches) of fuel) for fuel elements for boiling water reactors from about 203 to
305mm (8 to 12 inches), preferably 254mm
(10 inches), and for fuel elements for pressurized water nuclear reactors about 4 to 8 inches (102 to 203 mm), preferably 6 inches (152 mm).
容器１２内の充填燃料の柱は、代表的には、図
示されている如く、プレナム域内に位置してい
る、ばね２０により、定位置に取付けられてい
る。核燃料容器１２はかくしてその含有物や機能
により２つの別々の部分すなわち、燃料物質保持
部分２２とプレナム域２４に分割される。 The column of charged fuel within the container 12 is typically held in place by a spring 20 located within a plenum region, as shown. The nuclear fuel container 12 is thus divided into two separate sections, a fuel material holding section 22 and a plenum region 24, depending on their contents and function.
本発明によれば、改善された核燃料要素１０
は、実質的に純粋なジルコニウム金属の保護障壁
２６が、核燃料保持部分２２全体にわたつて、容
器の被覆さや１４の内面上に連続的に重合され、
冶金的に結合さている。かくして、ジルコニウム
金属障壁２６は、容器内に保持されている燃料物
質体１６にほぼ隣接するか、あるいは、核燃料物
質体を包囲している容器のすべての部分で、容器
１２の内面上にライニングを提供している。 According to the invention, an improved nuclear fuel element 10
a protective barrier 26 of substantially pure zirconium metal is continuously polymerized on the inner surface of the vessel sheath 14 throughout the nuclear fuel holding portion 22;
metallurgically bonded. Thus, the zirconium metal barrier 26 lines the interior surface of the vessel 12 in all portions of the vessel substantially adjacent to or surrounding the bodies of nuclear fuel material 16 held within the vessel. providing.
本発明の好ましい実施例においては、改善され
た核燃料要素１０は、複合燃料容器の全内面にわ
たつて最初から、実質的に延在している冶金的に
結合されているジルコニウム金属の障壁を有する
複合燃料容器からつくられる。したがつて、新し
い核燃料要素は、充填燃料に隣接する部分より上
に延在しているプレナム域を提供するために、そ
の部分内から、実質的に完全に障壁部材２６のジ
ルコニウム金属を除去することにより形成され
る。この作業のためには、ジルコニウム金属を下
に横たわる合金の内径まで、そして、充填燃料を
含有するための予め定められた部分までの距離だ
け除去するため、適切な寸法と長さを有するホー
ニング工具が好ましい。かくして、これは簡単な
機械作業により達成することができる。 In a preferred embodiment of the invention, the improved nuclear fuel element 10 initially has a metallurgically bonded zirconium metal barrier extending substantially over the entire interior surface of the composite fuel vessel. Made from composite fuel containers. Thus, the new nuclear fuel element substantially completely removes the zirconium metal of the barrier member 26 from within that portion to provide a plenum region that extends above the adjacent portion of the fuel charge. It is formed by For this operation, a honing tool with appropriate dimensions and length is required to remove the zirconium metal a distance to the inner diameter of the underlying alloy and to a predetermined portion to contain the fill fuel. is preferred. This can thus be achieved by simple mechanical operations.
障壁部材２６のジルコニウム金属は、プレナム
域２４を形成するように設計されている核燃料容
器の部分においてのみ除去されるべきであつて、
図面に示されている如く、充填燃料にほぼ隣接す
る、プレナム域と容器の核燃料部分間のほぼ境界
を超えて除去すべきではない。 The zirconium metal of the barrier member 26 should be removed only in those portions of the nuclear fuel vessel that are designed to form the plenum region 24;
As shown in the drawings, no removal should be made beyond approximately the boundary between the plenum area and the nuclear fuel portion of the vessel, approximately adjacent to the fill fuel.
容器内におけるプレナム域と燃料部分間の境界
は、原子炉の運転条件の下で引き起こされた熱膨
脹の結果として、容器内で燃料物質の柱が完全に
伸びきつている時の燃料―プレナム境界部分の概
略位置と指定するのが好ましい。しかしながら、
燃料―プレナム境界の位置の精密さ、したがつ
て、ジルコニウム金属障壁の除去位置の精密さ
は、格別に決定的なものではなく、特に沸騰水形
原子炉の場合には決定的なものではない。 The boundary between the plenum region and the fuel section within the vessel is the fuel-plenum interface when the column of fuel material is fully extended within the vessel as a result of thermal expansion induced under reactor operating conditions. It is preferable to specify the approximate location of . however,
The precision of the location of the fuel-plenum boundary, and therefore the location of removal of the zirconium metal barrier, is not particularly critical, especially in the case of boiling water reactors. .
これは該燃料の柱および核燃料要素の上部にお
いては、核***活動、したがつて熱発生が減少す
るからである。そのような上部領域においては核
***活動が低いのである。それは生成された蒸気
が水を置き換えて、中性子減速材として機能する
からである。かくして、核燃料要素の下部領域に
おける程、核燃料要素の上部領域における核燃料
部分の熱勾配は大きくはない。 This is because in the upper part of the fuel column and nuclear fuel element, fission activity and therefore heat production is reduced. Fission activity is low in such upper regions. This is because the generated steam replaces water and acts as a neutron moderator. Thus, the thermal gradient of the nuclear fuel portion in the upper region of the nuclear fuel element is not as great as in the lower region of the nuclear fuel element.
添付図面は本発明にしたがつて構成された核分
裂燃料物質を内蔵している核燃料要素組立体の部
分断面図を示す。
１０……核燃料要素、１２……複合容器、１４
……被覆さや、１６……核***可能燃料物質、１
８……自由空間、２０……ばね、２２……核燃料
保持部分、２４……プレナム域、２６……障壁部
材。
The accompanying drawings illustrate a partial cross-sectional view of a nuclear fuel element assembly containing nuclear fission fuel material constructed in accordance with the present invention. 10...Nuclear fuel element, 12...Composite container, 14
... coated sheath, 16 ... fissile fuel material, 1
8... Free space, 20... Spring, 22... Nuclear fuel holding portion, 24... Plenum area, 26... Barrier member.
Claims (1)
おいて、容器はジルコニウムの合金から形成され
ている被覆さやよりなり、容器の内部より小さな
断面寸法を有する核燃料物質の柱が該容器中に配
設され、かつ、該容器を部分的に満たし、かくし
て、核燃料の柱と容器の内面間で、核燃料物質の
柱のまわりに空間を残し、かつ、核燃料物質の柱
より上に延在している容器内にプレナム域を設け
るようにし、被覆さやは、その中の核燃料物質の
柱にほぼ隣接する内面の部分のみを被覆し冶金的
に結合しているジルコニウム金属ライニングの保
護障壁を備えていることを特徴とする前記核燃料
要素。 ２ 保護障壁は、スポンジジルコニウム、およ
び、結晶棒ジルコニウムのグループから選択され
たほぼ純粋なジルコニウム金属であることを特徴
とする特許請求の範囲第１項に記載の核燃料要
素。 ３ 核燃料物質の柱が容器を部分的に満たすこと
によつて、柱に隣接する容器の部分を核燃料部分
として、そして、それより上に延在する部分をプ
レナム域として画定することを特徴とする特許請
求の範囲第１項記載の核燃料要素。 ４ 核燃料物質は、ウラニウム、プルトニウム、
および、トリウムの化合物、および、それらの混
合物よりなるグループから選択されることを特徴
とする特許請求の範囲第３項に記載の核燃料要
素。 ５ 保護障壁は、スポンジジルコニウム、およ
び、結晶棒ジルコニウムのグループから選択され
たほぼ純粋なジルコニウム金属であることを特徴
とする特許請求の範囲第３項に記載の核燃料要
素。 ６ 核燃料物質の柱が複数の核燃料ペレツトから
なることによつて、かかる柱と容器の内面との間
に柱をめぐる環状の空間が残り、 核燃料物質の柱が容器を部分的に満たすことに
よつて、柱に隣接する容器の部分を核燃料部分と
して、そして、それより上に延在する部分をプレ
ナム域として画定し、そして 前記核燃料部分より上に延在してプレナム域を
構成している被覆さやの部分の内面には、保護障
壁のいかなるジルコニウム金属も実質的に存在し
ていないことを特徴とする特許請求の範囲第１項
記載の核燃料要素。 ７ 保護障壁は、スポンジジルコニウム、およ
び、結晶棒ジルコニウムのグループから選択され
たほぼ純粋なジルコニウム金属であることを特徴
とする特許請求の範囲第６項に記載の核燃料要
素。 ８ 前記容器の形は細長い管状であり、核燃料物
質の柱が複数の核燃料ペレツトからなることによ
つて、かかる柱と容器の内面との間に柱をめぐる
環状の空間が残り、核燃料物質の柱が容器を部分
的に満たすことによつて、柱に隣接する容器の部
分を核燃料部分として、そして、それより上に延
在する部分をプレナム域として画定し、そして 前記核燃料部分より上に延在してプレナム域を
構成している被覆さやの部分の内面には、保護障
壁のいかなるジルコニウム金属も実質的に存在し
ていないことを特徴とする特許請求の範囲第１項
記載の核燃料要素。 ９ 保護障壁は、スポンジジルコニウム、およ
び、結晶棒ジルコニウムのグループから選択され
たほぼ純粋なジルコニウム金属であることを特徴
とする特許請求の範囲第８項に記載の核燃料要
素。[Scope of Claims] 1. A nuclear fuel element consisting of a closed elongated vessel, the vessel consisting of a sheath formed from an alloy of zirconium, in which a column of nuclear fuel material having a smaller cross-sectional dimension than the interior of the vessel is provided. and partially filling the vessel, thus leaving a space around the column of nuclear fuel material between the column of nuclear fuel and the inner surface of the vessel, and extending above the column of nuclear fuel material. A plenum area is provided within the vessel in which the cladding sheath is provided with a protective barrier of a metallurgically bonded zirconium metal lining covering only the portion of the interior surface substantially adjacent to the column of nuclear fuel material therein. The nuclear fuel element characterized in that: 2. Nuclear fuel element according to claim 1, characterized in that the protective barrier is substantially pure zirconium metal selected from the group of sponge zirconium and crystal rod zirconium. 3. characterized in that the column of nuclear fuel material partially fills the vessel, thereby delimiting the part of the vessel adjacent to the column as the nuclear fuel part and the part extending above it as the plenum area. A nuclear fuel element according to claim 1. 4 Nuclear fuel materials include uranium, plutonium,
A nuclear fuel element according to claim 3, characterized in that it is selected from the group consisting of thorium, thorium, and mixtures thereof. 5. Nuclear fuel element according to claim 3, characterized in that the protective barrier is substantially pure zirconium metal selected from the group of sponge zirconium and crystal rod zirconium. 6. Because the column of nuclear fuel material is composed of a plurality of nuclear fuel pellets, an annular space surrounding the column remains between the column and the inner surface of the container, and the column of nuclear fuel material partially fills the container. defining a portion of the vessel adjacent to the pillar as a nuclear fuel portion and a portion extending above it as a plenum region, and a cladding extending above said nuclear fuel portion and forming the plenum region; A nuclear fuel element according to claim 1, characterized in that the inner surface of the sheath portion is substantially free of any zirconium metal of the protective barrier. 7. Nuclear fuel element according to claim 6, characterized in that the protective barrier is substantially pure zirconium metal selected from the group of sponge zirconium and crystal rod zirconium. 8 The shape of the container is an elongated tube, and since the column of nuclear fuel material is composed of a plurality of nuclear fuel pellets, an annular space surrounding the column remains between the column and the inner surface of the container, and the column of nuclear fuel material partially fills the vessel, thereby defining a portion of the vessel adjacent to the column as a nuclear fuel portion and a portion extending above it as a plenum region, and extending above said nuclear fuel portion; 2. The nuclear fuel element of claim 1, wherein the interior surface of the portion of the sheath defining the plenum region is substantially free of any zirconium metal of the protective barrier. 9. Nuclear fuel element according to claim 8, characterized in that the protective barrier is substantially pure zirconium metal selected from the group of sponge zirconium and crystal rod zirconium.
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