JPS64670B2 - - Google Patents
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- JPS64670B2 JPS64670B2 JP59030497A JP3049784A JPS64670B2 JP S64670 B2 JPS64670 B2 JP S64670B2 JP 59030497 A JP59030497 A JP 59030497A JP 3049784 A JP3049784 A JP 3049784A JP S64670 B2 JPS64670 B2 JP S64670B2
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
- G21C3/20—Details of the construction within the casing with coating on fuel or on inside of casing; with non-active interlayer between casing and active material with multiple casings or multiple active layers
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/02—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
- G21C7/04—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect of burnable poisons
-
- 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
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- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Other Surface Treatments For Metallic Materials (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Laminated Bodies (AREA)
Description
本発明は、原子炉用の可燃性中性子吸収材（可
燃性毒物質とも言う）に関し、特に核燃料用の可
燃性吸収材被覆の改良に関するものである。 核燃料が燃料板、燃料柱及び燃料ペレツトのよ
うな種々の形態を有し、燃料ペレツトが端と端と
を当接してジルコニウム合金又はステンレス鋼製
の被覆管内に装填されていることは周知である。
燃料ペレツトは二酸化ウラン、二酸化トリウム、
二酸化プルトニウム又はそれ等の混合物のような
核分裂性物質を含む。通常、複数の燃料棒が集ま
つて燃料集合体を１体形成し、複数の燃料集合体
が一緒に配設されて原子炉の炉心を構成する。 核分裂過程には、核分裂性燃料物質をもつと質
量数の小さい２個以上の核分裂生成物にする崩壊
があることは周知である。中でも、核分裂過程は
自己持続反応の基になる中性子を発生する。原子
炉をある期間にわたつて運転したら、核分裂性物
質を有する燃料集合体は最終的には劣化のため交
換しなければならない。作換作業には時間及び費
用がかかるので、所定の燃料集合体の寿命を実際
に役立ちうる最大の長さに延ばすことが望まし
い。この理由により、計算された小量の寄生的中
性子捕獲元素を原子炉燃料へ計画的に追加するこ
とは、熱中性子炉に対して非常に有利な効果をも
たらすことになる。かかる中性子捕獲元素は“可
燃性吸収材”と通常呼ばれており、これもある時
間後に劣化するので、核分裂性物質の付随的減少
に関して補償がある。 燃料集合体の寿命は、最初に量の多い核分裂性
物質と計算した量の可燃性吸収材とを組み合わせ
ることにより延ばすことができる。かかる燃料集
合体の運転の初期段階においては、可燃性吸収材
が過剰中性子を吸収して、低中性子吸収断面積の
元素へ交換する。該元素は、核分裂性物質の有効
性が低い燃料集合体の寿命の末期におけるその反
応度には実質的に影響しない。従つて、注意深く
釣合いのとれた量の燃料及び可燃性吸収材を共に
含む燃料集合体では、比較的に一定の中性子生成
率及び反応度で燃料集合体の寿命延長を達成する
ことができる。 使用可能な可燃性吸収材にはホウ素、ガドリニ
ウム、サラリウム、ユウロピウム等がある。可燃
性吸収材は、燃料と均一に混合して使用するか
（即ち、分散吸収材）、或は原子炉内に別個の元素
として離れて入つているので、可燃性吸収材は燃
料とほぼ同一速度で燃焼、即ち劣化する。従つ
て、炉心の正味反応度は炉心の有効寿命を通じて
比較的一定に維持される。 米国特許第3427222号明細書は、二酸化ウラン
と、プラズマスプレー技術（第４欄の実施例を
参照）により得られる二ホウ化ジルコニウム可燃
性毒物との混合物で被覆された二酸化ウラン燃料
ペレツトを開示している。また、この米国特許
は、化学的蒸着により得られる可燃性毒物のホウ
素で被覆された二酸化ウラン燃料ペレツトを開示
している。この米国特許においては、蒸着速度は
低温で遅いが、被膜は高温で粘着性ではないこと
が分かつている（第５欄の実施例参照）。 アルミニウム容器に閉じ込められた核燃料をニ
オブの層で被覆し、核燃料が容器と反応するのを
防止することは周知である（英国特許第859206号
明細書第１頁第12〜30行参照）。また、燃料を腐
食から保護したり、核分裂の生成物の保留を助け
る目的で、二酸化ウラン粒子のような微細な核燃
料粒子をニオブを含む同種又は別種の非吸収材物
質からなる単一層又は数層で被覆することも周知
である。被膜は、被覆材料の蒸気からの沈着、分
解蒸気からの沈着、電気めつき等のような種々の
技術により得られる（英国特許第933500号明細
書）。 1967年に領布されたエー・エヌ・ホールデン
（A.N.Holden）氏のAEC論文、“分散形燃料要
素”においては、分散形燃料中の燃料粒子中を被
覆して、粒子とマトリツクスとの相互作用を防止
すると共に核分裂の生成物を保留することについ
て述べている（第30頁）。気相の還元によりニオ
ブで被覆された二酸化ウランが開示されている
（第48頁）。また、ニオブからなる下塗層の上に付
着した二塩化クロムを使用する気相還元によつ
て、二酸化ウランをクロムで被覆することが開示
されている（第48頁）。 本発明の発明者は、二ホウ化ジルコニウムを二
酸化ウランに化学蒸着するのに伴うはく離問題は
二酸化ウラン上に薄いニオブの下塗層（厚さ約３
〜６ミクロン）を最初に（スパツタリング、化学
蒸着等により）付着させ次いでニオブの下塗層上
に二ホウ化ジルコニウムを化学蒸着させることに
より解決しうる、ことを知つている。 単体ホウ素、ホウ素−10の同位元素（可燃性吸
収材の特性を有する単体ホウ素の同位元素）、二
ホウ化ジルコニウム、炭化ホウ素、窒化ホウ素等
の可燃性吸収材を含むホウ素で被覆された燃料ペ
レツトは水分吸収の度合が変化する点に問題があ
る。例えば、二ホウ化ジルコニウムで被覆された
二酸化ウランの燃料ペレツトは、製造後、時間の
かかる作業である炉内での乾燥を行ない、しかる
後、低湿のグローブボツクス環境内において燃料
棒中に装填しなければならない。これは、吸湿性
である二ホウ化ジルコニウムが空気自体から薄い
水分の層を得る（湿分吸収）ので、必要である。
長い乾燥工程（１mmHg以下の真空中において200
〜600℃の温度で約１〜３時間）及び水分制御を
したペレツト装填環境は核燃料処理ラインの時
間、複雑性及びコストを増大させる。主に水分と
して現われる燃料ペレツト中の過剰水素は燃料棒
のジルカロイ製被覆管に水酸化物を生じさせ、こ
れが被覆管の傷になるので、核燃料中の水分は避
けるべきである。 従つて、本発明の主な目的は、中性子吸収材料
で被覆され水分を吸収しにくいペレツトを有して
いるので、該ペレツトを貯蔵しておき、しかる後
長く且つ費用のかかる調整なしに該ペレツトを挿
入できる燃料要素を提供することである。 この目的から本発明は、核分裂性物質を含む核
燃料基体と、該核燃料基体の少なくとも一部を覆
う可燃性吸収材を含む層とを備える核燃料体にお
いて、原子炉に使用しうる疎水性の物質を含み、
前記可燃性吸収材の層に直接に接合されて該層を
囲む保護膜層を備えることを特徴とするものであ
る。 本発明は添付図面に例示したその好適な実施例
に関する以下の説明から一層容易に明らかとなろ
う。 核燃料は二酸化ウラン（又は二酸化トリウム、
二酸化プルトニウム、若しくはそれ等の混合物）
のペレツトの形態をしたウランを含んでおり、各
ペレツトは直径約８mm、長さ約12mmの円柱形であ
る。燃料ペレツト表面における二ホウ化ジルコニ
ウムの可燃性吸収材被膜の望ましい厚さは約８〜
16ミクロンである（約９〜10ミクロンが好まし
く、これは直線の長さ１cm当りほぼ0.6mgのホウ
素−10の装荷目標に相当している）。 水分吸収の度合は二ホウ化ジルコニウム層を付
着させるのに使用された技術に依存しており、ス
パツタリングは水分吸収の一因となる若干多孔質
の被膜を造り、一方、化学蒸着は水分吸収の問題
が少ないらしい、ことが分かつていた。 第１図及び第２図に示すように、原子炉の燃料
集合体で使用する燃料棒１０は、頂部及び底部に
端栓１４，１６を有し室１８を形成する被覆管１
２を備えており、室１８内には、複数の核分裂性
燃料ペレツト２０がばね２２の作用で底部の端栓
１６に対し押圧され、端と端とを当接して入れら
れている。ペレツト２０の直径は隙間２４を形成
するように被覆管１２の直径より若干小さい。ば
ね２２及び隙間２４は運転中のペレツト２０のど
んな熱膨張も吸収する。 燃料ペレツト２０の可燃性本体部、即ち基体２
６は基本的には二酸化ウランからなるのが好まし
いが、その他の形態のウランと同様にプルトニウ
ム又はトリウムも使用しうる。また、基体２６の
少なくとも一部を覆う可燃性吸収材層３０は基本
的には単体ホウ素又は二ホウ化ジルコニウムから
なるのが好ましいが、その他の形態のホウ素と同
様にガドリニウム、サマリウム、ユウロピウム等
も使用しうる。 可燃性吸収材で被覆された核燃料ペレツト２０
を非吸湿性（疎水性）にするために、可燃性吸収
材層３０はそこに直接接合される保護膜層３２で
被覆されている。保護膜層３２は原子炉に適合し
うる疎水性物質を含んでおり、約２〜６ミクロン
の厚さを有するのが好ましい。保護膜層３２は、
（可燃性吸収材によつて吸収された）水分が燃料
ペレツト２０中に囚われないように、可燃性吸収
材層３０が空気に曝される前に、接合されるべき
である。このような保護膜層について考慮すべき
原子炉適合性の因子には、コスト、中性子吸収断
面積、種々の可燃性吸収材との併用性、被覆管１
２との併用性、融解点等がある。従つて、原子炉
に適合しうる疎水性物質は次のグループ、即ち、
ニオブ、ジルコニウム、マグネシウム、アルミニ
ウム、シリコン、カーボン、チタン、クロム、
鉄、ニツケル、銅、イツトリウム、モリブデン、
バリウム及びセリウムから選択した物質であると
認められる。 好適な第１実施例においては、単体ホウ素が可
燃性吸収材層３０用に使用されており、これが、
二酸化ウランである基体２６に直接接合されてい
るが、保護膜層３２は本質的にニオブからなる。
一例においては、二酸化ウランの燃料ペレツトを
化学蒸着（CVD：Chemical vapor deposition）
技術によつて、最初に単体ホウ素で被覆し、次い
で、垂直に積み重ねられた燃料ペレツトを囲む垂
直管を利用してニオブで被覆した。ホウ素である
可燃性吸収材料層３０はB2H6の高温加熱により
調整され、ニオブである保護膜層３２は五塩化ニ
オブ（NbCl5）の水素還元によつて調整された。
これ等のガス状CVD先駆物質は垂直管の底部に
導入され、副生物は垂直管の頂部から排出した。
燃料ペレツトである基体２６は軽い研摩、蒸留水
中での繰返し超音波洗浄及び真空乾燥によつて洗
浄にしておいた。垂直管の壁面には熱電対を装着
した。基体２６は熱電対で測定される所定の壁温
まで上の炉によつて加熱し、一方、先駆物質であ
るガスは熱電対で測定される所定の壁温まで下の
炉によつて加熱した。その結果、第１表に要約し
た通りの種々の条件下で、満足すべき被覆が得ら
れた。
燃性毒物質とも言う）に関し、特に核燃料用の可
燃性吸収材被覆の改良に関するものである。 核燃料が燃料板、燃料柱及び燃料ペレツトのよ
うな種々の形態を有し、燃料ペレツトが端と端と
を当接してジルコニウム合金又はステンレス鋼製
の被覆管内に装填されていることは周知である。
燃料ペレツトは二酸化ウラン、二酸化トリウム、
二酸化プルトニウム又はそれ等の混合物のような
核分裂性物質を含む。通常、複数の燃料棒が集ま
つて燃料集合体を１体形成し、複数の燃料集合体
が一緒に配設されて原子炉の炉心を構成する。 核分裂過程には、核分裂性燃料物質をもつと質
量数の小さい２個以上の核分裂生成物にする崩壊
があることは周知である。中でも、核分裂過程は
自己持続反応の基になる中性子を発生する。原子
炉をある期間にわたつて運転したら、核分裂性物
質を有する燃料集合体は最終的には劣化のため交
換しなければならない。作換作業には時間及び費
用がかかるので、所定の燃料集合体の寿命を実際
に役立ちうる最大の長さに延ばすことが望まし
い。この理由により、計算された小量の寄生的中
性子捕獲元素を原子炉燃料へ計画的に追加するこ
とは、熱中性子炉に対して非常に有利な効果をも
たらすことになる。かかる中性子捕獲元素は“可
燃性吸収材”と通常呼ばれており、これもある時
間後に劣化するので、核分裂性物質の付随的減少
に関して補償がある。 燃料集合体の寿命は、最初に量の多い核分裂性
物質と計算した量の可燃性吸収材とを組み合わせ
ることにより延ばすことができる。かかる燃料集
合体の運転の初期段階においては、可燃性吸収材
が過剰中性子を吸収して、低中性子吸収断面積の
元素へ交換する。該元素は、核分裂性物質の有効
性が低い燃料集合体の寿命の末期におけるその反
応度には実質的に影響しない。従つて、注意深く
釣合いのとれた量の燃料及び可燃性吸収材を共に
含む燃料集合体では、比較的に一定の中性子生成
率及び反応度で燃料集合体の寿命延長を達成する
ことができる。 使用可能な可燃性吸収材にはホウ素、ガドリニ
ウム、サラリウム、ユウロピウム等がある。可燃
性吸収材は、燃料と均一に混合して使用するか
（即ち、分散吸収材）、或は原子炉内に別個の元素
として離れて入つているので、可燃性吸収材は燃
料とほぼ同一速度で燃焼、即ち劣化する。従つ
て、炉心の正味反応度は炉心の有効寿命を通じて
比較的一定に維持される。 米国特許第3427222号明細書は、二酸化ウラン
と、プラズマスプレー技術（第４欄の実施例を
参照）により得られる二ホウ化ジルコニウム可燃
性毒物との混合物で被覆された二酸化ウラン燃料
ペレツトを開示している。また、この米国特許
は、化学的蒸着により得られる可燃性毒物のホウ
素で被覆された二酸化ウラン燃料ペレツトを開示
している。この米国特許においては、蒸着速度は
低温で遅いが、被膜は高温で粘着性ではないこと
が分かつている（第５欄の実施例参照）。 アルミニウム容器に閉じ込められた核燃料をニ
オブの層で被覆し、核燃料が容器と反応するのを
防止することは周知である（英国特許第859206号
明細書第１頁第12〜30行参照）。また、燃料を腐
食から保護したり、核分裂の生成物の保留を助け
る目的で、二酸化ウラン粒子のような微細な核燃
料粒子をニオブを含む同種又は別種の非吸収材物
質からなる単一層又は数層で被覆することも周知
である。被膜は、被覆材料の蒸気からの沈着、分
解蒸気からの沈着、電気めつき等のような種々の
技術により得られる（英国特許第933500号明細
書）。 1967年に領布されたエー・エヌ・ホールデン
（A.N.Holden）氏のAEC論文、“分散形燃料要
素”においては、分散形燃料中の燃料粒子中を被
覆して、粒子とマトリツクスとの相互作用を防止
すると共に核分裂の生成物を保留することについ
て述べている（第30頁）。気相の還元によりニオ
ブで被覆された二酸化ウランが開示されている
（第48頁）。また、ニオブからなる下塗層の上に付
着した二塩化クロムを使用する気相還元によつ
て、二酸化ウランをクロムで被覆することが開示
されている（第48頁）。 本発明の発明者は、二ホウ化ジルコニウムを二
酸化ウランに化学蒸着するのに伴うはく離問題は
二酸化ウラン上に薄いニオブの下塗層（厚さ約３
〜６ミクロン）を最初に（スパツタリング、化学
蒸着等により）付着させ次いでニオブの下塗層上
に二ホウ化ジルコニウムを化学蒸着させることに
より解決しうる、ことを知つている。 単体ホウ素、ホウ素−10の同位元素（可燃性吸
収材の特性を有する単体ホウ素の同位元素）、二
ホウ化ジルコニウム、炭化ホウ素、窒化ホウ素等
の可燃性吸収材を含むホウ素で被覆された燃料ペ
レツトは水分吸収の度合が変化する点に問題があ
る。例えば、二ホウ化ジルコニウムで被覆された
二酸化ウランの燃料ペレツトは、製造後、時間の
かかる作業である炉内での乾燥を行ない、しかる
後、低湿のグローブボツクス環境内において燃料
棒中に装填しなければならない。これは、吸湿性
である二ホウ化ジルコニウムが空気自体から薄い
水分の層を得る（湿分吸収）ので、必要である。
長い乾燥工程（１mmHg以下の真空中において200
〜600℃の温度で約１〜３時間）及び水分制御を
したペレツト装填環境は核燃料処理ラインの時
間、複雑性及びコストを増大させる。主に水分と
して現われる燃料ペレツト中の過剰水素は燃料棒
のジルカロイ製被覆管に水酸化物を生じさせ、こ
れが被覆管の傷になるので、核燃料中の水分は避
けるべきである。 従つて、本発明の主な目的は、中性子吸収材料
で被覆され水分を吸収しにくいペレツトを有して
いるので、該ペレツトを貯蔵しておき、しかる後
長く且つ費用のかかる調整なしに該ペレツトを挿
入できる燃料要素を提供することである。 この目的から本発明は、核分裂性物質を含む核
燃料基体と、該核燃料基体の少なくとも一部を覆
う可燃性吸収材を含む層とを備える核燃料体にお
いて、原子炉に使用しうる疎水性の物質を含み、
前記可燃性吸収材の層に直接に接合されて該層を
囲む保護膜層を備えることを特徴とするものであ
る。 本発明は添付図面に例示したその好適な実施例
に関する以下の説明から一層容易に明らかとなろ
う。 核燃料は二酸化ウラン（又は二酸化トリウム、
二酸化プルトニウム、若しくはそれ等の混合物）
のペレツトの形態をしたウランを含んでおり、各
ペレツトは直径約８mm、長さ約12mmの円柱形であ
る。燃料ペレツト表面における二ホウ化ジルコニ
ウムの可燃性吸収材被膜の望ましい厚さは約８〜
16ミクロンである（約９〜10ミクロンが好まし
く、これは直線の長さ１cm当りほぼ0.6mgのホウ
素−10の装荷目標に相当している）。 水分吸収の度合は二ホウ化ジルコニウム層を付
着させるのに使用された技術に依存しており、ス
パツタリングは水分吸収の一因となる若干多孔質
の被膜を造り、一方、化学蒸着は水分吸収の問題
が少ないらしい、ことが分かつていた。 第１図及び第２図に示すように、原子炉の燃料
集合体で使用する燃料棒１０は、頂部及び底部に
端栓１４，１６を有し室１８を形成する被覆管１
２を備えており、室１８内には、複数の核分裂性
燃料ペレツト２０がばね２２の作用で底部の端栓
１６に対し押圧され、端と端とを当接して入れら
れている。ペレツト２０の直径は隙間２４を形成
するように被覆管１２の直径より若干小さい。ば
ね２２及び隙間２４は運転中のペレツト２０のど
んな熱膨張も吸収する。 燃料ペレツト２０の可燃性本体部、即ち基体２
６は基本的には二酸化ウランからなるのが好まし
いが、その他の形態のウランと同様にプルトニウ
ム又はトリウムも使用しうる。また、基体２６の
少なくとも一部を覆う可燃性吸収材層３０は基本
的には単体ホウ素又は二ホウ化ジルコニウムから
なるのが好ましいが、その他の形態のホウ素と同
様にガドリニウム、サマリウム、ユウロピウム等
も使用しうる。 可燃性吸収材で被覆された核燃料ペレツト２０
を非吸湿性（疎水性）にするために、可燃性吸収
材層３０はそこに直接接合される保護膜層３２で
被覆されている。保護膜層３２は原子炉に適合し
うる疎水性物質を含んでおり、約２〜６ミクロン
の厚さを有するのが好ましい。保護膜層３２は、
（可燃性吸収材によつて吸収された）水分が燃料
ペレツト２０中に囚われないように、可燃性吸収
材層３０が空気に曝される前に、接合されるべき
である。このような保護膜層について考慮すべき
原子炉適合性の因子には、コスト、中性子吸収断
面積、種々の可燃性吸収材との併用性、被覆管１
２との併用性、融解点等がある。従つて、原子炉
に適合しうる疎水性物質は次のグループ、即ち、
ニオブ、ジルコニウム、マグネシウム、アルミニ
ウム、シリコン、カーボン、チタン、クロム、
鉄、ニツケル、銅、イツトリウム、モリブデン、
バリウム及びセリウムから選択した物質であると
認められる。 好適な第１実施例においては、単体ホウ素が可
燃性吸収材層３０用に使用されており、これが、
二酸化ウランである基体２６に直接接合されてい
るが、保護膜層３２は本質的にニオブからなる。
一例においては、二酸化ウランの燃料ペレツトを
化学蒸着（CVD：Chemical vapor deposition）
技術によつて、最初に単体ホウ素で被覆し、次い
で、垂直に積み重ねられた燃料ペレツトを囲む垂
直管を利用してニオブで被覆した。ホウ素である
可燃性吸収材料層３０はB2H6の高温加熱により
調整され、ニオブである保護膜層３２は五塩化ニ
オブ（NbCl5）の水素還元によつて調整された。
これ等のガス状CVD先駆物質は垂直管の底部に
導入され、副生物は垂直管の頂部から排出した。
燃料ペレツトである基体２６は軽い研摩、蒸留水
中での繰返し超音波洗浄及び真空乾燥によつて洗
浄にしておいた。垂直管の壁面には熱電対を装着
した。基体２６は熱電対で測定される所定の壁温
まで上の炉によつて加熱し、一方、先駆物質であ
るガスは熱電対で測定される所定の壁温まで下の
炉によつて加熱した。その結果、第１表に要約し
た通りの種々の条件下で、満足すべき被覆が得ら
れた。
【表】
好適な第２実施例においては、第３図及び第４
図に示すように、二ホウ化ジルコニウムが可燃性
吸収材料層３０に使用されており、これがCVD
によつてニオブからなる下塗層２８に接合されて
いる。下塗層２８は二酸化ウランである基体２６
にCVDによつて接合されている。保護膜層３２
はCVDニオブからなる。化学蒸着（CVD）によ
つて二ホウ化ジルコニウムを二酸化ウランに付着
させる時のニオブの下塗層等の必要性については
前述した通りである。下塗層２８の厚さは約３〜
６ミクロンであることが好ましい。技術的には第
１実施例と同様である。二ホウ化ジルコニウムの
CVD先駆物質は四塩化ジルコニウム及び三塩化
ホウ素であつた。ガス状の塩化ジルコニウムは
HCl及びジルコニウムを反応させ、反応生成物を
水素の流れ内に運んで調整した。その結果、第２
表に要約した種々の条件下で満足すべき被膜が得
られた。
図に示すように、二ホウ化ジルコニウムが可燃性
吸収材料層３０に使用されており、これがCVD
によつてニオブからなる下塗層２８に接合されて
いる。下塗層２８は二酸化ウランである基体２６
にCVDによつて接合されている。保護膜層３２
はCVDニオブからなる。化学蒸着（CVD）によ
つて二ホウ化ジルコニウムを二酸化ウランに付着
させる時のニオブの下塗層等の必要性については
前述した通りである。下塗層２８の厚さは約３〜
６ミクロンであることが好ましい。技術的には第
１実施例と同様である。二ホウ化ジルコニウムの
CVD先駆物質は四塩化ジルコニウム及び三塩化
ホウ素であつた。ガス状の塩化ジルコニウムは
HCl及びジルコニウムを反応させ、反応生成物を
水素の流れ内に運んで調整した。その結果、第２
表に要約した種々の条件下で満足すべき被膜が得
られた。
【表】
【表】
本発明は、燃料ペレツト基体２６を可燃性吸収
材層３０及び保護膜層３２（並びに必要なら下塗
層２８）によつて円周方向に囲む（即ち、円周壁
のみを被覆する）のに使用するのが典型的であ
る。しかし、ある場合には、頂面及び底面を含む
燃料ペレツト基体２６の全体を被覆するのが望ま
しいことがある。また、燃料ペレツト基体の一部
分のみを可燃性吸収材層で被覆し、その後可燃性
吸収材層を保護膜層で全体的に又は部分的に被覆
するのが有利な場合がある。基体、可燃性吸収材
層、保護膜層及び下塗層がそれぞれ二酸化ウラ
ン、二ホウ化ジルコニウム及びニオブを含んでい
てよい場合、前記基体等はそれぞれ本質的に二酸
化ウラン、二ホウ化ジルコニウム及びニオブから
なることが好ましい。
材層３０及び保護膜層３２（並びに必要なら下塗
層２８）によつて円周方向に囲む（即ち、円周壁
のみを被覆する）のに使用するのが典型的であ
る。しかし、ある場合には、頂面及び底面を含む
燃料ペレツト基体２６の全体を被覆するのが望ま
しいことがある。また、燃料ペレツト基体の一部
分のみを可燃性吸収材層で被覆し、その後可燃性
吸収材層を保護膜層で全体的に又は部分的に被覆
するのが有利な場合がある。基体、可燃性吸収材
層、保護膜層及び下塗層がそれぞれ二酸化ウラ
ン、二ホウ化ジルコニウム及びニオブを含んでい
てよい場合、前記基体等はそれぞれ本質的に二酸
化ウラン、二ホウ化ジルコニウム及びニオブから
なることが好ましい。
第１図は、本発明による非吸湿性保護膜層を有
する、可燃性吸収材で被覆された燃料ペレツトの
入つた燃料棒の縦断面図、第２図は第１図の−
線断面図、第３図は下塗層が設けられている第
１図の燃料棒の縦断面図、第４図は第３図の−
線断面図である。 図中、１０は核燃料体（燃料棒）、２６は核燃
料基体、３０は可燃性吸収材の層、３２は保護膜
層である。
する、可燃性吸収材で被覆された燃料ペレツトの
入つた燃料棒の縦断面図、第２図は第１図の−
線断面図、第３図は下塗層が設けられている第
１図の燃料棒の縦断面図、第４図は第３図の−
線断面図である。 図中、１０は核燃料体（燃料棒）、２６は核燃
料基体、３０は可燃性吸収材の層、３２は保護膜
層である。
Claims (1)
- １ 核分裂性物質を含む核燃料基体と、該核燃料
基体の少なくとも一部を覆う可燃性吸収材を含む
層とを備える核燃料体において、原子炉に使用し
うる疎水性の物質を含み、前記可燃性吸収材の層
に直接に接合されて該層を囲む保護膜層を備える
ことを特徴とする核燃料体。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US06/704,644 US4558798A (en) | 1984-02-22 | 1985-02-22 | Fluid reservoir having a seal and cover |
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US468788 | 1983-02-22 | ||
| US468743 | 1983-02-22 | ||
| US06/468,743 US4582676A (en) | 1983-02-22 | 1983-02-22 | Coating a uranium dioxide nuclear fuel with a zirconium diboride burnable poison |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59159089A JPS59159089A (ja) | 1984-09-08 |
| JPS64670B2 true JPS64670B2 (ja) | 1989-01-09 |
Family
ID=23861054
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59030497A Granted JPS59159089A (ja) | 1983-02-22 | 1984-02-22 | 可燃性吸収材で被覆された核燃料 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4582676A (ja) |
| JP (1) | JPS59159089A (ja) |
| BE (1) | BE898971A (ja) |
| IT (1) | IT1178463B (ja) |
| ZA (1) | ZA84504B (ja) |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4818477A (en) * | 1984-07-10 | 1989-04-04 | Westinghouse Electric Corp. | PCI resistant fuel and method and apparatus for controlling reactivity in a reactor core |
| US4695476A (en) * | 1985-06-06 | 1987-09-22 | Westinghouse Electric Corp. | Process for coating the internal surface of zirconium tubes with neutron absorbers |
| US4762675A (en) * | 1985-06-06 | 1988-08-09 | Westinghouse Electric Corp. | Process for coating the internal surface of zirconium tubes with neutron absorbers |
| US4880597A (en) * | 1987-08-05 | 1989-11-14 | Combustion Engineering, Inc. | Alloy coated fuel cladding |
| US5319690A (en) * | 1992-06-30 | 1994-06-07 | Combustion Engineering Inc. | Internal fuel rod coating comprising metal silicates |
| RU2131626C1 (ru) * | 1996-08-27 | 1999-06-10 | Государственный научный центр Российской Федерации "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара" | Таблетка ядерного топлива с покрытием (ее варианты), способ нанесения покрытия и установка для осуществления способа |
| US7323228B1 (en) * | 2003-10-29 | 2008-01-29 | Lsi Logic Corporation | Method of vaporizing and ionizing metals for use in semiconductor processing |
| EP1952406A1 (en) * | 2005-11-23 | 2008-08-06 | Technische Universität München | Method for producing a fuel element for a nuclear reactor |
| US11587689B2 (en) | 2019-10-30 | 2023-02-21 | Battelle Energy Alliance, Llc | Nuclear fuel elements including protective structures, and related method of forming a nuclear fuel element |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3427222A (en) * | 1965-10-15 | 1969-02-11 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear fuel elements |
| US3969186A (en) * | 1974-02-11 | 1976-07-13 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
| US4029545A (en) * | 1974-11-11 | 1977-06-14 | General Electric Company | Nuclear fuel elements having a composite cladding |
| US4045288A (en) * | 1974-11-11 | 1977-08-30 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
-
1983
- 1983-02-22 US US06/468,743 patent/US4582676A/en not_active Expired - Fee Related
-
1984
- 1984-01-23 ZA ZA84504A patent/ZA84504B/xx unknown
- 1984-02-14 IT IT19596/84A patent/IT1178463B/it active
- 1984-02-21 BE BE0/212429A patent/BE898971A/fr not_active IP Right Cessation
- 1984-02-22 JP JP59030497A patent/JPS59159089A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| IT1178463B (it) | 1987-09-09 |
| US4582676A (en) | 1986-04-15 |
| JPS59159089A (ja) | 1984-09-08 |
| ZA84504B (en) | 1984-09-26 |
| IT8419596A0 (it) | 1984-02-14 |
| BE898971A (fr) | 1984-08-21 |
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