(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
ウラニウムおよび／またはプルトニウムに基づく金属核燃料物質（ＣＮｕ）の線形要素と、ＦｅとＣｒまたは少なくともこれらの２つの元素を含む合金を含むクラッディング（Ｇｏ）と、を含む核燃料ピンにおいて、前記線形核燃料要素の周囲に配置された主シェルであって、ＳｉＣで作られた紡績糸または繊維（ＦＳｉＣ）主シェルも含むことを特徴とする、核燃料ピン。
【請求項２】
請求項１に記載の核燃料ピンにおいて、前記クラッディングはまた加熱生産物を放出するための中空部分と前記線形金属核燃料要素から前記中空部分を分離する貯蔵槽とを含む、ことを特徴とする核燃料ピン。
【請求項３】
請求項２に記載の核燃料ピンにおいて、前記貯蔵槽は溶融アクチニドの腐食に対し耐性がある物質で作られる環状領域（Ａｎ）を含む、ことを特徴とする核燃料ピン。
【請求項４】
請求項３に記載の核燃料ピンにおいて、前記環状領域はタンタル（Ｔａ）で作られる、ことを特徴とする核燃料ピン。
【請求項５】
請求項１乃至４のいずれか一項に記載の核燃料ピンにおいて、前記繊維を構成するＳｉＣは立方β同素体種である、ことを特徴とする核燃料ピン。
【請求項６】
請求項１乃至５のいずれか一項に記載の核燃料ピンにおいて、前記シェルはまたシリコン充填剤を含む、ことを特徴とする核燃料ピン。
【請求項７】
請求項１乃至６のいずれか一項に記載の核燃料ピンにおいて、前記主シェルはＳｉＣ紡績糸または繊維を含むストリップを含む、ことを特徴とする核燃料ピン。
【請求項８】
請求項１乃至７のいずれか一項に記載の核燃料ピンにおいて、前記主シェルは前記線形金属燃料材料要素に巻かれた一連の厚さのＳｉＣ繊維を含む、ことを特徴とする核燃料ピン。
【請求項９】
請求項１乃至７のいずれか一項に記載の核燃料ピンにおいて、前記線形核燃料要素と前記主シェルの間に挿入されたシリカまたは石英繊維の一次シェルも含むことを特徴とする核燃料ピン。
【請求項１０】
請求項８または９に記載の核燃料ピンにおいて、前記一次シェルは前記線形金属燃料材料要素に巻かれた一連の厚さのシリカまたは石英繊維を含む、ことを特徴とする核燃料ピン。
【請求項１１】
請求項１乃至１０のいずれか一項に記載の金属核燃料ピンの製造方法において、ＳｉＣ繊維を織るまたは編むことにより前記線形金属核燃料要素の周囲に主シェルを生成することも含むことを特徴とする方法。
【請求項１２】
請求項１乃至１０のいずれか一項に記載の金属核燃料ピンの製造方法において、前記線形金属核燃料要素に巻かれたＳｉＣ繊維のストリップにより主シェルを生成することを含むことを特徴とする方法。
【請求項１３】
請求項１１または１２のいずれか一項に記載の金属核燃料ピンの製造方法において、前記線形金属核燃料要素の表面酸化の前処理工程も含むことを特徴とする方法。
【請求項１４】
請求項１１乃至１３のいずれか一項に記載の金属核燃料ピンの製造方法において、導電材料に基づく軟質ろう付け粉末を含む結合剤により前記線形要素を被覆する前処理工程も含むことを特徴とする方法。
【請求項１５】
請求項１１乃至１４のいずれか一項に記載の金属核燃料ピンの製造方法において、前記線形金属核燃料要素と前記主シェル間の一次シェルを生成することも含み、前記一次シェルはシリカまたは石英繊維を含む、ことを特徴とする方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の分野は、地球規模の温暖化という文脈の中で、ウラニウムとプルトニウムをベースとした燃料により動作するように設計され、増加する世界規模でのエネルギー需要を満たすために研究された、性能と安全の観点で多くの目的を有する第４世代高速中性子炉の分野である。
【背景技術】
【０００２】
いくつかの原子炉設計が研究されており、［燃料／クラッディング／冷却材］システムについての異なる技術的解決策により提案されている。
【０００３】
液体ナトリウム（冷却材の動作温度は通常５００℃）で冷却されるＳＦＲ（ナトリウム冷却高速炉：Ｓｏｄｉｕｍ−ｃｏｏｌｅｄ  Ｆａｓｔ  Ｒｅａｃｔｏｒ）の概念は、国際的合意の主題である。核燃料に関し次の２つの意見、すなわち、基準として酸化物燃料（Ｕ，Ｐｕ）Ｏ２、および代案として、金属燃料例えばＵＰｕＺｒ（例えばＵ−２０Ｐｕ（２０％のＰｕ）−１０Ｚｒ（１０％のＺｒ））が想定される。一方で想像されるのは、高出力ＳＦＲ／酸化物炉心と局所および遠方エネルギー需要に対応する小または中出力ＳＦＲ／金属代替炉心である。ＳＦＲ／金属代替炉心に関しては、例えば、原子炉の寿命（燃料寿命）中に燃料を補給することが無く、高い固有燃料安全性要件を備えた「バッテリー」原子炉設計が提案されている。
【０００４】
燃料ピンがジルコニウムベースの合金（ジルカロイ）から作られた金属クラッディングから作られた現在の発電原子炉（酸化物燃料を用いる加圧水型原子炉または沸騰水型原子炉）の設計とは異なり、ナトリウム冷却原子炉の燃料の金属クラッディングは、多少精緻であるかまたは改善されたオーステナイト合金またはフェライト・マルテンサイト（ｆｅｒｒｉｔｉｃ−ｍａｒｔｅｎｓｉｔｉｃ）合金のＦｅ−ＣｒまたはＦｅ−Ｃｒ−Ｎｉステンレスベースで作られる（例：グレードＥＭ１０、Ｔ９１、ＨＴ９、Ｄ９、ＯＤＳまたはより単純には３１６Ｌ）。
【０００５】
金属燃料は、以下の少なくとも３つの技術的問題ももたらす特定の特徴を有する、すなわち、
−  原子炉内の中性子束下でのその膨潤。これはクラッディングを損傷する強い相互作用（これは、現在の加圧水型原子炉内の酸化物燃料（燃料（またはペレット）−クラッディング相互作用）とジルカロイクラッディングとの間にも生じる「古典的」かつ再発性の問題である）を生じさせる。金属燃料形態に関しては、膨潤は今日、特別な目的のための金属燃料設計と金属アクチニド合金のより低密度の選択とにより、より耐性のあるクラッディングで制御されることができると考えられる。そのため、ガス状の核分裂生成物はプリナム（ピン内に残された自由空間）中に集団で漏洩する可能性があるが、生成された元の気孔率が変形に対処できるようになる、
−  反応暴走およびより一般的には温度暴走中に、それを先験的に弱いものとするその低融点（１０００℃程度）、
−  極めて低い融点を有する、Ｆｅ、クラッディングの成分元素、核燃料物質からのＵとＰｕとの共晶（２つの化学種または元素間の相互作用中の所与の組成物の混合物の形成）の存在（Ｕ−Ｆｅ共晶の７２５℃［Ｊｏｕｒｎａｌ  ｏｆ  Ａｌｌｏｙｓ  ａｎｄ  Ｃｏｍｐｏｕｎｄｓ  ２７１−２７３（１９９８年）６３６〜６４０頁］、Ｐｕ−Ｆｅ共晶の４２０℃［Ｊｏｕｒｎａｌ  ｏｆ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｍａｔｅｒｉａｌｓ  ３８３，Ｖｏｌ．１−２（２００８年），１１２〜１１８頁］、ＵとＰｕがＺｒと合金される際のまたはクラッディングのグレードに依存した６００℃程度）。これは薄くすることおよび安全性に関するマージンにより第１の障壁の性能を著しく劣化させることがある。この共晶はまた、達成可能な動作温度を最終的に制限し、熱力学の法則とカルノーサイクルに従って理論的に得ることができであろうエネルギー効率を低減する。共晶を形成するための手順では、Ｚｒは、溶融に対する抵抗を増加させ、これによりマージンを増加させることができるので、極めて特殊な役割を有する。残念ながら、原子炉内の中性子束下では、燃料のＺｒは、その周辺部分のこの要素内で付随的に空乏化されるピンの中心に向かって移動する。
【０００６】
燃料とクラッディング（Ｈｅ接合）間の間隙と空間を埋めるためのヘリウムの代わりに、システムの熱力学を著しく最適化するナトリウム（Ｎａ接合）を使用することが可能である。これにより、燃料の中心とクラッディングとの間の温度勾配が低減し溶融に関し大きな安全マージンが得られるようになるが、残念ながら、ガス状核分裂生成物の放出の手順を妨げ、再処理に関する照射済み燃料の管理を複雑にする。Ｎａ接合は共晶の形成に関連する危険性を排除しない。
【０００７】
したがって金属燃料の使用の主要問題の１つは、この共晶の形成であり、より一般的にはその低融点である。
【０００８】
この問題を解決するのを助けるために、棒をナトリウムで充填すること以外に、３つの主要な技術的原理が一般的に提案され、研究され、実施されている。すなわち、
−  燃料合金の組成物の変更、
−  機械的強さ、放射に対する抵抗、共融温度の増加の間の最良の妥協を示すステンレスグレードの選択、
−  金属ライナーの使用、これは多くの特許の主題であり、そのうちのいくつかについて以下に注記する。
【０００９】
実際、内部耐食性に対するまたは消耗可能中性子吸収物質等の支持体としての拡散障壁機能だけでなく時に熱力学に関する特定の役割も有する通常は金属性でとりわけＺｒから作られた）内部ライナーを含む、核燃料化合物クラッディングに関する多くの特許がある。いくつかの例外は別にして、これらの特許は大部分、酸化物燃料と、冷却材として加圧水で動作する発電原子炉との使用に向けられている。金属燃料の使用に関し、特にナトリウム冷却高速炉への適用に関し、欧州特許第０５９５５７１Ｂ１号明細書（１９９７年）は、熱力学を最適化するとともに燃料合金とステンレスクラッディングとの間の直接接触の発生を最少化するために楕円形状の内部クラッディングを有する複合同心クラッディング［（外側）ステンレス合金／（内側）ジルコニウム合金］の使用について記載している。複合同心クラッディング内に生成される空間は熱力学の最適化のためにＨｅとＮａで個別に充填されてもよい。これは、Ｚｒライナーを有する複合同心クラッディングの概念が既に提示されている１９９０年（欧州特許出願公開第Ａ−０４０９４０５号明細書）の米国特許第４９７１７５３号明細書の改良として提示された特許である。これらの２つの特許は金属燃料の使用に明示的に向けられている。
【００１０】
これらの特許は、内部耐食性を改良するためにＺｒライナーが変更された米国特許第４８９４２０３号明細書（１９９０年）を参照する。米国特許第５２２７１２９号明細書（１９９３年）自体は、ライナーとしてかつそれを適用するための物理的方法として窒化ジルコニウムの使用について記載している。米国特許第５４１２７０１号明細書（１９９５年）は、中性子吸収物質の支持体として、ジルコニウムベースのアルカリ金属ケイ酸塩を利用する可能性を提示している。
【００１１】
米国特許第５３０１２１８号明細書では、圧延金属箔（巻紙のようないくつかの箔）の形状のライナーであって特別の技術「内側圧延金属燃料のタック溶接」により円筒状燃料を取り囲み外部に溶着され、すべてがクラッディング内に入るライナーのための特別の技術を記載している。巻線は、燃料により生成されるであろう圧力または機械的負荷の影響下で変形され、密接になることがある。
【００１２】
これらの特許のほとんどは、改良の観点では、金属の拡散障壁を組み込む複合同心クラッディングの技術的原理が記載された１９９６年の２つの特許に直接言及している。核燃料ＵＯ２の米国特許第３２３０１５０号明細書（１９６６年）は、Ｃｕから作られた内側ライナー（管）とステンレス鋼から作られた外側部とで形成されたクラッディングを有し、これらは組み合わされる（「多管状クラッディング」）。最後に、米国特許第３２９１７００号明細書（１９６６年）では、Ｕタイプまたはその合金（特にはＵＡｌｘ合金）の金属燃料に関し、金属（特にはＡｌ）クラッディングとの相互作用を制限または抑制する方法を記載している。提示技術は、その物理的形態（板または筒）またはその化学的性質（金属またはセラミック）に関係なく、クラッディングする前に完全に覆うために選択された金属包帯を燃料の回りに巻くことにその本質がある。製造方法は、所与の回転運動を利用して燃料を包むために上記物質を分布させるシートを包むボビンまたはローラーから作られた単純設計の技術システムを使用することにその本質がある。
【００１３】
ライニングを含む高度核燃料クラッディングのためのこれらの設計の高温用途（例えば第４世代のガス冷却高速炉［ＧＦＲ］）に関しては、またはより一般的には複合材料解決策に関しては、セラミック選択肢が好ましいが、これは耐火性が向上し、したがって性能が向上するためである。
【００１４】
国際公開第２００７／０１７５０３号パンフレット（２００７年）は、例えば、極めて限定的な仕様を有する、モノリシックで繊維状のＳｉＣと、例えば通常はＧＦＲ内で動作することができ極めて高温で動作することができるＵ、Ｐｕ炭化物の核燃料の耐熱合金に基づく金属ライナーと、から作られる複合ハニカム板設計について記載している。
【００１５】
高温用途に関しては、２００６年の国際公開第２００６／０７６０３９Ａ２号パンフレット（欧州特許第１７７４５３４号明細書）もまた、第４世代鉛／リチウム冷却またはガス冷却原子炉の燃料要素の仕様を満たすと推測されるＳｉＣ−ＳｉＣ複合多層管として、かつ化石燃料発電所の適用として、知られている。最後に、ＳｉＣは、セシウムをトラップするための大きな拡張表面積形態の炭化ケイ素ＳｉＣを上部に含む高速炉の燃料ピン設計に関して、米国特許第４７１０３４３号明細書（１９８７年）では、特にセシウムのための、スポンジ材料として本来の方法で使用される。
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１６】
要約すると、ＳＦＲ原子炉の金属燃料への適用に関する公知の技術において提案された解決策のすべてに関し、いくつかの問題、特に以下の問題が残ることは明らかである。すなわち、
−  約５００℃の動作温度における定格条件下での、燃料とクラッディングとの間の物理化学相互作、より具体的にはＵＰｕＺｒ金属燃料とＦｅ−Ｃｒ−ＮｉまたはＦｅ−Ｃｒに基づくステンレスクラッディングとの間の共晶の物理化学相互作用、
−  「偶発的」条件下での、すなわち通常は１０００℃程度であってよい燃料の融点より上の温度での、クラッディングの性能とその幾何学形状の維持を促進する一方で、核分裂性原子濃度を低減することにより局所中性子反応を低減することによる良好な熱的性質により、クラッディング内の固体状態における大きな体積分率を維持する可能性。
【００１７】
引用特許のほとんどでは、技術的効果を越えて、燃料ピンまたはライナーを含む要素の設計に関しては、製造の容易さ、強健さ、費用に関する疑問に直ちに直面する。
【００１８】
特に「全セラミック」または「セラミック−金属」の選択肢に関し、組み立て（広義には製造）と熱力学的適格性に関する課題が基本的問題となる。「全金属」選択肢に関し、製造課題が乗り越えられたとしても、動作面と使用される金属材料の量ともまた、可用性と原料のリサイクリングに関し、したがって費用に関し、またより重い燃料要素を管理し扱うための方法に関し、基本的問題となる。
【００１９】
本出願人は、複雑であり、かつ動作条件下の核燃料要素として制約されるようなシステム上の機能同士の著しい減結合は、有害な技術的影響の源となる可能性があるという原理から始める。これは、それを形成する要素の数が多ければ多いほどそれらの相互作用または結合はいっそう予測不能である。そして本出願人は、本発明において、原理が簡単であり、選択された技術的効果を引き起こすために極めて限定された数の要素に基づく解決策を提案する。
【００２０】
ＳＦＲのＵＰｕＺｒ金属燃料の挙動に関する上述の問題を解決することと比較して、本出願人は、製造と使用が簡単なシステムであって、その動作が同業者らにより研究が進められ周知となっている物理的、機械的または化学的性質に基づき全体として確実に予測可能であるシステムに基づく界面のマトリックスライナータイプの解決策に取り組むと同時にそれを提案する従来技術が無いことを特定した。
【００２１】
上記特性は、本発明に関する状況下のＳＦＲの金属燃料に関して観察された摂動場（温度上昇と熱膨張、燃料の融解が無い出力過渡変動、反応性または非反応性相互拡散（クラッディングによる）、約６００℃（融解の無い過渡現象の場合）の共晶（Ｕ−Ｐｕ−Ｆｅ）、約１０００℃（偶発的状況）の燃料の溶融）に依存して徐々に生じる。
【課題を解決するための手段】
【００２２】
この文脈内では、本発明の主題の１つは前述の問題を克服できるようにする金属核燃料ピンである。
【００２３】
より具体的には、本発明の主題の１つは、ウラニウムおよび／またはプルトニウムに基づく金属核燃料物質の線形要素と、鉄とクロムまたは少なくともこれらの２つの元素を含む合金を含むクラッディングと、を含む核燃料ピンであって、核燃料ピンはまた、線形核燃料要素の周囲に配置した主シェルを含み、前記シェルはＳｉＣから作られた紡績糸または繊維を含むことを特徴とする、核燃料ピンである。
【００２４】
クラッディングはまた有利には、核分裂気体を放出するための中空部分（プリナムと呼ばれる貯蔵槽）と前記線形金属核燃料要素から前記中空部分を分離する貯蔵槽とを含み、発電燃料棒またはピンの正しい動作が可能となる。
【００２５】
本発明の一変形形態によると、プリナムと呼ばれる前記貯蔵槽は溶融燃料を収容してもよく、溶融アクチニドの腐食に対し耐性のある物質から作られた環状領域（ａｎｎｕｌｕｓ）を含む。
【００２６】
本発明の一変形形態によると、前記環状領域はタンタル（Ｔａ）で作られる。
【００２７】
本発明の一変形形態によると、繊維を構成するＳｉＣは立方β同素体種（ａｌｌｏｔｒｏｐｉｃ  ｖａｒｉｅｔｙ）である。
【００２８】
本発明の一変形形態によると、前記シェルはまた自由シリコン充填剤を含む。
【００２９】
本発明の一変形形態によると、前記主シェルはＳｉＣ紡績糸または繊維を含むストリップを含む。
【００３０】
本発明の一変形形態によると、主シェルは線形金属燃料材料要素に巻かれた一連の厚さのＳｉＣ繊維を含む。
【００３１】
本発明の一変形形態によると、ピンはまた、線形燃料要素と主シェルとの間に挿入されたシリカまたは石英繊維の一次シェルを含む。
【００３２】
本発明の一変形形態によると、一次シェルは線形金属燃料材料要素に巻かれた一連の厚さのシリカまたは石英繊維を含む。
【００３３】
本発明の別の主題は、本発明による金属核燃料ピンを製造するための方法であり、ＳｉＣ繊維を織るまたは編むことにより線形金属核燃料要素周囲に主シェルを生成することを含むことを特徴とする、方法である。
【００３４】
本発明の一変形形態によると、本方法は線形金属核燃料要素に巻かれたＳｉＣ繊維のストリップによる主シェルの生成を含む。
【００３５】
本発明の一変形形態によると、本方法はまた、線形金属核燃料要素の表面酸化の従来工程を含む。
【００３６】
本発明の一変形形態によると、本方法はまた、導電材料に基づく軟質ろう付け粉末を含む結合剤で線形要素を被覆する従来工程を含む。
【００３７】
本発明の一変形形態によると、本方法はまた、線形金属核燃料要素と主シェル間の一次シェルの生成を含み、一次シェルはシリカまたは石英繊維を含む。
【００３８】
以下の非限定的に与えられる説明を読むことによりそして添付図面により、本発明はさらに良く理解され他の利点が明らかになる。
【図面の簡単な説明】
【００３９】
【図１】本発明による燃料ピンを概略的に示す。
【図２】本発明による核燃料ピンに含まれる主シェルを製造するための方法の第１の例を図示する。
【図３】本発明による核燃料ピンに含まれる主シェルを製造するための方法の第２の例を図示する。
【図４】シリコン、ウラニウム、ジルコニウムの酸素に対する親和性を示す。
【図５】温度の関数としての様々な化合物の自由エネルギー（安定性）を示す。
【図６】「偶発的」条件下の本発明の核燃料ピンの挙動を図示する。
【図７ａ−ｂ】金属核燃料の「偶発的」溶融中のＭｕＳｉｖＯｗ酸化物とＭｘＣｙＳｉｚ材料の相互作用層の形成を示す。
【発明を実施するための形態】
【００４０】
概して、かつ本発明によると、ピンは、図１に示すように、Ｆｅ−Ｃｒ−ＮｉまたはＦｅ−Ｃｒに基づくステンレス材料で作られるクラッディングＧｏと、通常は５〜１０ｍｍの小口径を有する筒形状の棒またはビレットの形態で存在してもよい線形金属核燃料要素ＣＮｕと、を含む。核燃料物質は、ＵＰｕＺｒまたはＵＰｕＸ型とすることができ、Ｘは例えばモリブデンとすることができる。したがってピンは物質ＣＮｕの核分裂柱を含む第１の部分とガスのプレナムＰＬｅにより構成される第２の部分とを含む。
【００４１】
有利には、タンタルＴａの環状領域Ａｎまたはライナーは，動作条件下で、溶融アクチニドの腐食に対し耐性のある貯蔵槽を構成して設けられる。
【００４２】
有利には、基板に付着する立方ＭＯ２型の数マイクロメートルの層を得るために（ここでＭは金属核燃料の構成合金である）、空気中で数時間２００〜２５０℃で表面酸化工程を実行できるようにしてもよい。
【００４３】
ＳｉＣ繊維または紡績糸の製造に関しては、様々な生産方法が想定されてもよく、そして特に繊維を編む工程を含む方法（特に航空分野において単純かつ証明済みの原理）が想定されてもよい。
【００４４】
ＳｉＣ繊維に基づく主シェルの例示的な２つの実施形態について以下に説明する。
【００４５】
本発明によるピンの第１の例示的実施形態：
紡績糸または繊維の形態であるＳｉＣマトリックスは、当業者らに周知の技術装置を使用してビレットに沿って織られるまたは編まれる。ビレットに接する第１層目の巻線は、予め酸化された繊維によりまたは編んだ石英繊維またはシリカＳｉＯ２繊維により生成されると有利である。
【００４６】
ガラス中のホウ素により決定される中性子吸収物質の蓄積が求められる場合はホウケイ酸塩ガラスを使用することも可能である。実際、例えば、ホウ素１０（ホウ素の同位元素１０）は、Ｈｅ＋Ｌｉを与えるホウ素１１に変換されるために中性子（分裂反応の毒物質である）を捕捉する。同位元素１０Ｂ（自然ホウ素は同位元素１０Ｂ（１９．８ｍｏｌ％）＋１１Ｂ（８０．２ｍｏｌ％）の混合物である）は、他の吸収性物質と比較して、高速中性子から熱中性子までの極めて広いスペクトラムにわたり有効性を有する。（ｎ，α）型の捕獲反応は、次のように与えられる：１０Ｂ＋１ｎ＝>７Ｌｉ＋４Ｈｅ＋２．６ＭｅＶ。
【００４７】
巻数と巻線のそれぞれの重なりの幅とにより決定される厚さは調整可能データである。巻線は緩い（締め付けられていない）。
【００４８】
有利には、ろう付け粉末（伝導率を改良するために通常はＮｉに基づく）は、その液体結合剤（真空下の引き込みにより容易に蒸発する）と共に、織るまたは編むことにより覆うための作業の前にビレット上に塗られてもよい。
【００４９】
ろう付けで覆われそして任意選択的に塗られるビレットは、クラッディングに徐々に導入されるので、このようにして固定されるカバーは緩くならない。
【００５０】
図２に示された概略図は、主シェルを生成するための方法のこの例を示す。クラッディングＧｏは、ＳｉＣの紡績糸または繊維ＦＳｉＣが巻かれる核燃料ＣＮｕのビレットを収容することを目的としている。そしてその回りに、図示しないが石英繊維またはＳｉＯ２繊維が、織り始めるまたは編み始めるために固定された後、第１の厚さとして予め巻かれている。
【００５１】
この主シェルを繊維ＦＳｉＣにより生成するために、燃料ビレットは回転され、ボビンＢｏＦＳｉＣを編むためのフライホイールと支持体とを含む多層編機もまた回転自在に取り付けられる。
【００５２】
本発明によるピンの第２の例示的実施形態：
織物の形態のＳｉＣマトリクスは、標準的なＳｉＣ繊維に基づく予め編まれたあまり密でないストリップを使用することによりビレットに沿ってひだを付けられる。織物の形態のＳｉＣマトリクスは固定点ＰＡにおけるクラッディング作業のために固定される。ビレットに接触した第１層は、有利には、中性子吸収物質（ガラス中のホウ素により決定される）の蓄積が求められる場合は、予め酸化されたストリップまたは繊維により、または編んだ石英繊維またはシリカＳｉＯ２繊維またはホウケイ酸ガラス繊維により、製造される。予め酸化した金属ビレットに接触する第１層はＳｉＯ２で構成される。
【００５３】
厚さ（層数または巻数）と巻線のそれぞれの重なりの幅は調整可能なデータである。層は緩い（締め付けられていない）。
【００５４】
回転中に粉末状Ｓｉまたは極めて多孔性のＳｉＣ発泡体（これは、要求に応じて、被覆作業を受けるストリップの密封空間中に注がれる）により巻線間空間を埋めることは任意選択的に可能である。
【００５５】
有利には、（伝導率を改良するために通常はＮｉに基づく）ろう付け粉末は、その液体結合剤（これは真空下の引き込みにより容易に蒸発する）と共に、緊縛により被覆するための作業の前にビレット上に塗られてもよい。
【００５６】
ろう付けで覆われ任意選択的に塗られるビレットは、クラッディングに徐々に導入されるので、このようにして固定されたカバーは緩くならない。
【００５７】
図３は、核燃料ＣＮｕのビレットの周囲のストリップＢＦＳｉＣの組み立てと、また巻線間空間を例えばＳｉまたはＳｉ発泡体で埋めるための領域Ｚｉｎｔｅｒおよび巻線間重なり領域ＺＲｅを図示する。水平方向矢印はこのようにして巻かれたビレットをクラッディングＧｏ内のその主シェル中に導入するための方向を示す。
【００５８】
クラッディング作業が終了すると、システムは（単純な半径方向切断により）正しい長さに調整され、溶接による密閉の前に、任意選択的に張り付けられた軟質ろう付けの結合剤を排出するために真空下に任意選択的に配置される。ピンを製造するための作業の残りの部分は当業者らに周知である。
【００５９】
５００℃の静温度における定格動作下の本発明のピンの挙動検証
この温度範囲では、本出願人は、熱的および物理的性質が良好であるため、かつ膨潤が通常は所与の積算線量において０．５〜１％程度である特にこれらの温度範囲、すなわち約５００℃、における放射下でのその優れた挙動のため、ＳｉＣを使用することを提案する。。金属燃料とＳｉＣとの間の（それらの接触直後の）固体相互作用は零ではないが、金属燃料上に酸化前処理により形成されたＭＯ２層に接触した織物上のＳｉＯ２（石英またはシリカ）の存在により動力学的に延期または遅延される。
【００６０】
熱力学的には、シリコンＳｉの酸素に対する親和性はＵまたはＺｒの親和性未満であるということが知られている。したがってシステムの自然な化学的進化は、いくつかの化合物の酸素に対する親和性を示す図４に図示する通り未定義層ＭｕＳｉｖＯｗの形成によりその酸化の維持を有利にするために、酸素を石英またはシリカＳｉＯ２からアクチニド合金へ移動することである。
【００６１】
このとき、織られたカバーとアクチニド合金との間の相互作用が先験的に未定義な複雑な相互作用層ＭｘＣｙＳｉｚを形成し得るが、このため成長（拡散）反応速度が温度により（通常は数十〜１００μｍに）制限される。固体状態ではＳｉＣとステンレス合金、特に、クラッディングなどの３１６Ｌ型のオーステナイト合金、との間の顕著な相互作用は１２００℃を越える温度まで無いということに注意すべきである。これらの合金はさらに、Ｊｏｕｒｎａｌ  ｏｆ  Ｍａｔｅｒｉａｌｓ  Ｓｃｉｅｎｃｅ  Ｌｅｔｔｅｒｓ  １９（２０００年），Ｖｏｌ．７，６１３〜６１５頁；Ｍａｔｅｒｉａｌｓ  Ｓｃｉｅｎｃｅ  ａｎｄ  Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ：Ａ，３３５（２００２年），Ｖｏｌ．１−２，１〜５頁に記載される通り、それらを機械的に強化するためにそれらの処理中にＳｉＣで充填されてもよい。
【００６２】
動作中、ＳｉＣ織物の機械的性質（実施に当たって緩い状態で始まる）は、温度上昇中にアクチニド合金の膨張（その膨張率は通常、ＳｉＣの膨張率より３倍大きい）を収容できるようにし、次に金属燃料の大部分が縦方向に可塑化されるようにする。燃料とクラッディングとの間隙が塞がれると、このＳｉＣは、伝導性（燃料−織ＳｉＣ−クラッディング接触）を介し、任意選択的にかつ有利にはＦｅ−ＣｒまたはＦｅ−Ｃｒ−Ｎｉクラッディングに応力（適切な寸法決めにより）を過度にかけることなしにＮｉの軟質ろう付けにより、クラッディングと冷却材に向かう熱の十分な除去を確実にすることができる。
【００６３】
この巻線の織物の多孔性は、核分裂気体をプレナムに向かって放出できるようにする。
【００６４】
したがって定格条件下では、中性子束下の金属核燃料とそのクラッディングとの間の温度において常に予想または心配しなければならない相互作用は、ここでは低減され、原理的に分散され、一方、設計により、燃料−クラッディング共晶は形成されることができない（直接接触が無い）。
【００６５】
使用される金属燃料合金の融点を越える温度における「偶発的」動作下の本発明のピンの挙動検証
ＵＰｕＺｒ金属燃料の融点を越える、通常は１０００℃を起点とする、高温では、関心があるのは溶融アクチニドによるＳｉＣの高反応性と低耐食性である。ＳｉＣを使用する他の用途、適用、または発明のほとんどとは異なり、本出願人または発明者は、溶融アクチニドの合金と反応するために、そして耐火性炭化物と珪化物（これらはそれらを生じさせたＵＰｕＺｒ合金ほど密でない）を生じさせるために、消耗可能なものとして使用される低化学的不活性材料としてＳｉＣを使用することを提案する。
【００６６】
元素Ｐｕ、Ｕ、Ｚｒは炭素に対する極めて強い親和性を有するので、ＳｉＣより熱力学的に安定している多くの炭化物を形成するために、そしてＳｉに対しては多くの珪化物と混合カーボ珪化物（ｃａｒｂｏｓｉｌｉｃｉｄｅ）ＭｘＣｙＳｉｚとを形成するために、ＳｉＣは、溶融アクチニドの合金、特にはＵＰｕＺｒなどの合金、の腐食に熱力学的および動力学的に耐えなくてもよい。図５には、この関連で、炭化物、珪化物または二珪化炭素の相対的安定性の図を示し、Ｍ＝Ｕ、Ｐｕ、Ｚｒの自由エンタルピー形成ΔｆＧ（ａ．ｕ．）を示す。
【００６７】
したがって、図６に示すこれらの混合珪化炭素ＭｘＣｙＳｉｚの形成は、クラッディングと未溶融核燃料間の壁を構成するこれらの混合珪化炭素を伴う。これらはあまり密ではないので、これらの低密度な耐火性化合物は局所の中性子反応を低減し、したがって余り加熱しないのでそれらの温度低下（中性子反応に対して）が分かる。
【００６８】
単純な熱力学的観点から、溶融状態／ＳｉＣ界面の物理化学［Ｓｕｒｖｅｙ  ｏｎ  ｗｅｔｔｉｎｇ  ｏｆ  ＳｉＣ  ｂｙ  ｍｏｌｔｅｎ  ｍｅｔａｌｓ，Ｇ．Ｗ．Ｌｉｕ，Ｍ．Ｌ．Ｍｕｏｌｏ，Ｆ．Ｖａｌｅｎｚａ，Ａ．Ｐａｓｓｅｒｏｎｅ，Ｃｅｒａｍｉｃｓ  Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ  ３６，４（２０１０年５月）１１７７−１１８８、Ａｃｔａ  ｍｅｔａｌｌ，ｍａｔｅｒ．Ｖｏｌ．４３，Ｎｏ．３，９０７〜９１２頁，１９９５年］に基づき、そしてまたＵ−Ｓｉ二成分系［Ｊｏｕｒｎａｌ  ｏｆ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｍａｔｅｒｉａｌｓ  ３８９（２００９年）１０１−１０７］、Ｕ−Ｃ  ｂｉｎａｒｙ  ｓｙｓｔｅｍｓ  ［Ｊｏｕｒｎａｌ  ｏｆ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｍａｔｅｒｉａｌｓ  ２８８（２００１年）１００−１２９］、Ｐｕ−Ｓｉ  ｂｉｎａｒｙ  ｓｙｓｔｅｍｓ  ［Ｊｏｕｒｎａｌ  ｏｆ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｍａｔｅｒｉａｌｓ，Ｖｏｌｕｍｅ  １５，Ｉｓｓｕｅ  １，１９６５年，２３＾３２頁］と、ＰｕＣ二成分系［Ｃｏｍｐｕｔｅｒ  Ｃｏｕｐｌｉｎｇ  ｏｆ  Ｐｈａｓｅ  Ｄｉａｇｒａｍｓ  ａｎｄ  Ｔｈｅｒｍｏｃｈｅｍｉｓｔｒｙ  ３２（２００８年）３７１−３７７］と、を読むことで、溶融ＰＵまたはＵ内の炭素または珪素の熱力学的活性は極めて急速に増加すること、固体ＭＳｉｘ（通常は１０００℃におけるＵ３Ｓｉ２）、ＭＣｘまたはさらにはＭＣｘＳｉｙの析出が、二成分化合物、すなわち、Ｆｅ−Ｓｉ、Ｕ−Ｓｉ、Ｐｕ−Ｓｉ、Ｐｕ−Ｃ、Ｕ−Ｃ、Ｚｒ−Ｓｉに比べて、熱力学的に課されること、とを理解することが可能である。
【００６９】
したがって、液状金属は、これら様々な元素の多くの炭化物、珪化物で作られる極めて複雑な相互作用層ＭＳｉｘＣｙを急速に形成することになる。相互作用層はいくぶん耐火性であることが知られている（化合物の大部分の融点は、プルトニウム珪化物［Ｓｕｐｐｌ．ｔｏ  ＩＥＥＥ  Ｔｒａｎｓａｃｔｉｏｎｓ  ｏｎ  Ａｅｒｏｓｐａｃｅ，１９６５年６月，Ｐｌｕｔｏｎｉｕｍ  Ｃｏｍｐｏｕｎｄｓ  ｆｏｒ  Ｓｐａｃｅ  Ｐｏｗｅｒ  Ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎｓ］  および特にＪｏｕｒｎａｌ  ｏｆ  Ｎｕｃｌｅａｒ  Ｍａｔｅｒｉａｌｓ，Ｖｏｌｕｍｅ  １６８，Ｉｓｓｕｅｓ  １−２，１９８９年１０月〜１１月，１３７〜１４３頁）Ｓｕｐｐｌ．ｔｏ  ＩＥＥＥ  Ｔｒａｎｓａｃｔｉｏｎｓ  ｏｎ  Ａｅｒｏｓｐａｃｅ，１９６５年６月，Ｐｌｕｔｏｎｉｕｍ  Ｃｏｍｐｏｕｎｄｓ  ｆｏｒ  Ｓｐａｃｅ  Ｐｏｗｅｒ  Ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎｓに記載されるほとんどの炭化物と珪化物などの熱の効果的な伝導体のように通常は１０００〜１６００℃である。
【００７０】
形成されるＭＳｉｘＣｙ化合物は、燃料金属（ＺｒＳｉ２は４．９ｇ．ｃｍ−３、ＵとＰｕの珪化物は７〜８ｇ．ｃｍ−３と１０ｇ．ｃｍ−３との間）ほど密でなく、平均ではＳｉＣ（有利にはＳｉで充填される）の体積とこれらの化合物を生じさせた溶融アクチニドの体積の密度の平均値ほど密でない。
【００７１】
反緻密化（ｄｅｄｅｎｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ）のため、未反応の液体管にたとえられる溶融金属は図６の矢印により示されるように上方へ機械的に放出され、相互作用の進行中、半径方向圧縮と前記液体管の密閉の影響により、恐らく低密度なＭＳｉｘＣｙ生産物を運ぶか、事実上核分裂柱内の核分裂性原子の密度を局所的に低減すること（重い原子の密度が低い、複合物核燃料の現場での生成）により浮遊する。
【００７２】
溶融アクチニド合金（プレナム中の）の膨張容器（ｅｘｐａｎｓｉｏｎ  ｖｅｓｓｅｌ）は、この種の問題に従来から利用される材料のタンタルＴａ被覆により溶融燃料特にプルトニウムの侵食性から保護される（例えば、Ｐｕ−Ｇａの液体合金を含むべくＣＥＡ／ＤＡＭにより開発されたステンレス鋼／Ｔａ／ステンレス鋼複合物クレードルを記載する１９９８年の仏国特許第２７５２２３４号明細書を参照）。
【００７３】
原理的には、考察温度において固体であり低密度であり、あまり密でない化合物を生成するいかなる化学反応も、記載されたものなどの動作を可能にし得ると考えられる。
【００７４】
したがって、図７ａと図７ｂでは、横断面図により、化合物ＭｘＣｙＳｉｚと酸化物ＭｕＳｉｖＯｗとを生じさせるためにＳｉＣと反応した溶融金属核燃料の追加界面の外観を有する核燃料を溶融する反応中の、ＳｉＣ／クラッディングＧｏ界面の繊維ＦｓｉＣで構成されたシリカ／主シェルの繊維ＦＳｉＯ２で構成された金属核燃料ＣＮｕ／一次シェルの進化を概略的に示す。核燃料ＣＮｕは拡大および膨張され、ＦＳｉＣで作られる主シェルの構成巻線はクラッディングＧｏに対して圧縮される。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７ａ】
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【図７ｂ】
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