(57)【要約】【課題】被覆管表面上での厚いクラッド（３５ミクロン厚を超えるクラッド）の蓄積を防止する、改良された被覆管を提供する。【解決手段】原子炉の全出力運転の際に核沸騰を受ける軸方向の位置２２が、高研磨され、その結果、高研磨表面上の表面疵の最大サイズが約０．１ミクロンになっている、クラッド抑制核燃料要素被覆管１６。被覆管表面の残りの部分は、研磨されないままにされ、その結果、クラッドが燃料被覆管表面全体にわたってより均一に分布して、形成されるクラッドの厚さが３５ミクロン未満に制限される。【選択図】図１１
2005003671.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
核燃料集合体であって、
第１の閉端および第２の閉端を有し、内部容積の少なくとも一部に沿って軸方向に核分裂性物質を封入する、複数の軸方向に延びる細長い管状核燃料要素の離間したアレイであって、前記燃料要素の少なくとも１つの外面は、前記第１の閉端および前記第２の閉端間に略軸方向に延びる被覆管を備える、複数の軸方向に延びる細長い管状核燃料要素の離間したアレイと、
前記第１の閉端および前記第２の閉端間の前記被覆管の軸長に沿って規定パターンで軸方向に変化する、前記被覆管の表面テクスチャと、
を備える核燃料集合体。
【請求項２】
前記被覆管の前記表面テクスチャは、前記軸長の少なくとも一部に沿って研削面と研磨面とで軸方向に変化する、請求項１に記載の核燃料集合体。
【請求項３】
前記研磨面のいかなる疵も深さがほぼ０．１ミクロンを超えない、請求項２に記載の核燃料集合体。
【請求項４】
前記核燃料要素の前記第１の閉端は、前記核燃料要素の上端に相当し、
前記第２の閉端は、前記核燃料要素の下端に相当し、
前記核燃料要素の前記上端側の、内部容積内に核分裂性物質を収容する前記核燃料要素の軸長のほぼ３分の１は、前記軸長の少なくとも一部に沿って研磨される、請求項２に記載の核燃料集合体。
【請求項５】
前記核燃料要素の前記軸長の３分の１は、前記核燃料要素の前記第２の端から軸方向に約９５インチ（２４１．３ｃｍ）もしくはそれ以上である、請求項４に記載の核燃料集合体。
【請求項６】
前記被覆管の研磨される第１の複数の軸長と、
前記被覆管の研削される第２の複数の軸長と
を含み、
前記第１の複数の軸長および前記第２の複数の軸長は交互にある、請求項２に記載の核燃料集合体。
【請求項７】
前記被覆管の前記研磨面および前記研削面は、前記核分裂性物質を収容する前記燃料要素の前記軸長の上側３分の１に交互にある、請求項６に記載の核燃料集合体。
【請求項８】
前記燃料要素を包囲するとともに離間したアレイ状に固定する、複数の軸方向に離間したスペーサ格子を備え、
前記被覆の前記研削軸長は、前記格子の軸方向高さ位置の少なくともいくつかとほぼ同じ位置に配置されるか、またはその少し上に配置される、請求項６に記載の核燃料集合体。
【請求項９】
前記研磨面は、少なくとも１つのヒロックまたはバンプを含む、請求項２に記載の核燃料集合体。
【請求項１０】
前記ヒロックまたはバンプは、原子炉の運転の際に、前記被覆管と接触する冷却材流体の乱流を増加させるとともに層流底層を途絶させるような寸法にされる、請求項９に記載の核燃料集合体。
【請求項１１】
前記ヒロックの高さは約１２ミクロンである、請求項９に記載の核燃料集合体。
【請求項１２】
前記ヒロックの直径は約３７ミクロンである、請求項９に記載の核燃料集合体。
【請求項１３】
複数のヒロックまたはバンプを含み、前記ヒロックまたはバンプ間の間隔は、約１３８〜約１８５ミクロンの範囲である、請求項９に記載の核燃料集合体。
【請求項１４】
前記ヒロックは酸化ジルコニウムでコーティングされる、請求項９に記載の核燃料集合体。
【請求項１５】
原子炉の全出力運転の際に微弱でないサブクール核沸騰を受ける前記核燃料要素の軸長はそれぞれ研磨される、請求項４に記載の核燃料集合体。
【請求項１６】
前記研削面は、原子炉の全出力運転の際に微弱なサブクール核沸騰しか受けないか、または全くサブクール核沸騰を受けない、核燃料集合体に沿った軸方向位置に形成される、請求項２に記載の核燃料集合体。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、包括的に核燃料要素の被覆管（cladding）に関し、より詳細には、核燃料被覆管の少なくとも一部のテクスチャパターン（texturized pattern）に関する。
【背景技術】
【０００２】
加圧水型原子炉（「ＰＷＲ」）内の酸化ウラン燃料は、一般に燃料被覆管と呼ばれる密封された管に収容されている。この被覆管が燃料を所定の位置に保持し、その位置から制御された核分裂が進み、熱を発生させることができる。次に、被覆管が燃料からの熱を、原子炉冷却系の一次ループを循環する加圧水に伝える。一次ループの加熱された水を用いて、蒸気発生器にて水を沸騰させ、その蒸気が、次に、発電機に動力を与えるタービン内で膨張する。
【０００３】
一次ループは、燃料被覆管表面上での沸騰を防止するように加圧される。ＰＷＲでは、冷却材が、溶解したホウ酸および水酸化リチウムを含有するため、沸騰は望ましくない。ホウ酸のホウ素−１０同位体が中性子を吸収することで原子炉出力レベルが制御される。沸騰は、ホウ酸またはその塩が液相および気相間で選択的に分布することによりホウ素−１０の濃度を変える可能性がある。したがって、沸騰は、ホウ素−１０を局所的に高く濃縮することで中性子束および出力の局所的な変化を生じさせ得る。水酸化リチウムもまた沸騰面で濃縮され、蒸気相から枯渇する。これは望ましくない。その理由は、水酸化リチウムを用いて、系の材料の腐食を最小にとどめるのに最適である範囲内にｐＨが調節されるためである。水酸化リチウム濃度の局所的な変化は、原子炉冷却水のｐＨを最適なｐＨの範囲外に移動させ、その結果、腐食が早まる可能性がある。
【０００４】
ＰＷＲ燃料被覆管表面での沸騰もまた、被覆管表面上に腐食生成物を付着しやすくさせるため問題となる。ＰＷＲ冷却材は常に、低濃度の鉄、ニッケル、クロム、ジルコニウム、および他の金属ならびに金属酸化物を含有する。これらが冷却材に存在するのは、蒸気発生器の管材、燃料被覆管、配管、および原子炉冷却系内の他の材料が腐食するためである。ＰＷＲでの燃料被覆管上の付着物は、「クラッド」と呼ばれる。燃料棒（fuel）の表面上に付着したクラッドは放射化し、その後、一次系の他の部位に運ばれて、そこで、好ましくない放射線場が生じる。さらに、クラッドは、沸騰プロセスを早め、ホウ素とリチウムの化合物が集まる場所としての役目を果たす。
【０００５】
ＰＷＲの燃料被覆管上で沸騰するという望ましくない結果が起こる可能性があるにもかかわらず、現在、米国の多くの原子炉が、炉心の上部の領域において被覆管上での制限された沸騰を生ずるモードで運転している。この状況が起こっているのは、電気出力を増し燃料コストを下げるために、燃料集合体の出力と一次冷却材の温度がもとの設計レベルを超えて上げられたためである。
【０００６】
出力増加量は、「サブクール核（sub-cooled nucleate）」モードでの沸騰を最小にするのに十分に小さくされてきた。サブクール核沸騰では、被覆管温度は、系圧によって設定される沸点を超える（通常、２２５０ｐｓｉ（１５８．２ｋｇ／ｃｍ２）にて６５２．７°Ｆ（３４４．８°Ｃ））。バルク冷却材の温度は沸点未満なので、被覆管表面上に形成する気泡は、成長してより低温のバルク水（cooler bulk water）と接触するとつぶれる。
【０００７】
通常、低出力ＰＷＲサブクール核沸騰での気泡は小さく、気泡が形成するとすぐにつぶれるため、ホウ素およびリチウムの付着は通常、検出され得るレベルでは生じない。しかしながら、原子炉によっては、より高いサブクール沸騰および厚いクラッド付着物が形成され、何もない表面（clean surface）で見られる度合を超えて沸騰の集中を増幅させた。プラントによっては、炉心の上部の中性子束の減少を生じるほど、ホウ素の付着が高いレベルに達した。他の場合では、付着により、中性子束の減少および燃料棒の誤作動（fuel failure）が生じた。本出願人の分野の調査ならびに理論上のモデル化がこれまで示したところでは、中性子束の減少を生じるホウ素とリチウムに富んだ付着物が形成されるには、３５ミクロンを超える厚さの付着物が必要となる。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
したがって、本発明の目的は、被覆管表面上での厚いクラッド（厚さ３５ミクロンを超えるクラッド）の蓄積を防止する、改良された被覆管を提供することである。
【０００９】
本発明の他の目的は、被覆管のずっと広い表面領域にわたって、これまで行われてきたよりもより均一にクラッドを付着させるような被覆管を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
本発明は、内部容積の少なくとも一部内に核分裂性物質をそれぞれ封入する、複数の軸方向に延びた細長い管状の核燃料要素のアレイを有する、核燃料集合体を提供することによって、上記の目的を達成する。被覆管の表面テクスチャは、被覆管に沿って、規定パターンで軸方向に変化する。好ましくは、原子炉の全出力運転の際に微弱でない（not insubstantial）サブクール核沸騰を受ける燃料要素被覆部分が研磨され、原子炉の全出力運転の際に微弱な(insubstantial)サブクール核沸騰しか受けないか、または全くサブクール核沸騰を受けない被覆管表面部分が研削されて、３５ミクロンを超える付着を被ることなく、被覆管にわたってクラッドがより均一に分布するようにする。
【００１１】
好適な実施形態では、燃料要素被覆管の外側の規定パターンは、核分裂性物質を封入する被覆管部分の軸長の上側３分の１にわたって延びる。規定パターンの研磨面は、約０．１ミクロンを超える疵を有さないのが好ましい。
【００１２】
別の好適な実施形態では、被覆管の研磨面および研削面は、上側３分の１の部分で交互に位置する。
【００１３】
さらに別の実施形態では、被覆管の研削軸長は、スペーサ格子が、燃料要素を離間したアレイ状に整列させる格子高さ位置（grid elevation）の少なくともいくつかとほぼ同じ位置に配置されるか、またはそれらより少し上に配置される。
【００１４】
さらなる実施形態では、研磨面は、冷却材の層流を途絶させる少なくとも１つのヒロック(hillock)またはバンプを含む。
【００１５】
本発明のさらなる理解は、添付の図面とともになされる、好適な実施形態の以下の説明から得られる。
【発明の効果】
【００１６】
本発明が提供する核燃料集合体では、被覆管の表面テクスチャは、被覆管に沿って、規定パターンで軸方向に変化するので、被覆管は、３５ミクロンを超えるクラッドの付着を被ることなく、被覆管にわたってクラッドがより均一に分布するようにする。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１７】
本発明により開示される燃料被覆管は、厚いクラッド、すなわち厚さが３５ミクロンを超えるクラッドの蓄積を防止するように設計される。厚いクラッド付着物を形成するプロセスは複雑である。沸騰レート（boiling rate）が重要な要因であることは確かである。クラッド付着物が厚いＰＷＲの場合、付着の位置は沸騰が予測される位置に相当する。しかしながら、沸騰のみが、燃料被覆管表面に厚いクラッドを蓄積することの唯一の基準というわけではない。各種原子炉における種々の集合体に対する沸騰レートの計算により、厚いクラッドに影響を受けるプラントの沸騰レートは高いが、プラントによっては、著しく沸騰するものの、クラッド付着物は薄いことが示されている。クラッドの蓄積に影響を及ぼす他の要因は、以下に記載される。
【００１８】
クラッド付着の機構
加圧水型原子炉の炉水は、いくつかの形態の腐食生成物を含有する。一次要素は、鉄およびニッケルであり、クロムおよびジルコニウムの量はより少ない。これらの要素は、完全溶解イオン(totally dissolved ion)、粒子、またはコロイドである。完全溶解金属は、水和水またはホウ酸イオン(borate ion)等の対イオンに囲まれている金属イオンからなる。金属およびその配位圏は、サイズが約１ナノメータである。コロイド状腐食生成物は、原子サイズ（atomic-dimension）〜４５０ナノメータにわたる範囲である。これらは通常、金属酸化物からなり、凝集や表面への付着等のそれらの挙動は、表面化学に大きく影響される。コロイド状粒子が静止溶液から沈殿しないのは、ブラウン力が重力に比して大きいためである。腐食生成物粒子は、４５０ナノメータよりも大きい。これらの粒子も金属酸化物からなる。腐食生成物の３種類のサイズを比べた図を図１に示す。冷却材中の溶解イオンは参照数字１０、コロイドは参照数字１２、および金属粒子は参照数字１４で示す。
【００１９】
図２に象徴的に示した被覆管１６は、ＺＩＲＬＯ（商標）すなわちジルカロイ−４等のジルコニウム合金から作製される。これらの合金は、空気または水と急速に反応して、酸化ジルコニウム膜１８を形成する。この膜は、図２にて矢印で象徴的に示されているように、時間とともに成長する。原子炉内での膜の成長は、膜を介して金属酸化物の界面に酸素を拡散することにより起こる。したがって、もとの表面の特徴は、図２に示すように、燃料サイクルの過程にわたって被覆酸化物１８が厚くなるので概ね変わらないままである。酸化表面は、原子炉での２回の燃料サイクル（３年）後であっても、もとの表面のモルフォロジ（morphology）を維持していることが認められた。
【００２０】
水系腐食生成物を燃料上に付着させる複数の考えられ得るプロセスがある。これらのプロセスは、溶液からの完全溶解イオンの析出、コロイドの静電力／ファンデルワールス力による結合、および表面による小粒子の物理的捕捉を含む。本出願人の燃料棒付着物の研究、付着プロセスの数学的モデル化、および高温での金属酸化物の特性の研究室レベルの調査はみな、プロセスを支配する手がかりを提供している。
【００２１】
静電力／ファンデルワールス力による燃料棒表面２０上へのコロイド１２の最初の付着が起こりにくいのは、燃料被覆管上の酸化ジルコニウム１８および典型的な腐食生成酸化物がいずれも、負の表面電荷を有するものと想定されるためである。これは、Jayaweera他が行った低温の研究、「Determination of High Temperature Zeta Potential and pH of Zero Charge Some Transition Metal Oxides」(Colloids and Surfaces A, Physiochemical and Engineering Aspects 85(1994)19-27)における傾向により示唆される。ごく最近、ONRLによるＦｅ３Ｏ４およびＺｒＯ２に関する高温表面電荷の研究がこの結論を支持している（Palmerら著「Experimental Study of the Surface Charge and Cation(Including Lithium Ion)Binding to Zirconium Oxide Surfaces」,EPRI Robust Fuels Working Group I Meeting ,Tampa,Florida,Feburary 27-28,2001）。したがって、冷却材のコロイド状粒子１２および被覆管表面２０の間の力は、図３で象徴的に示すように反発的となり、付着は起こりにくい。
【００２２】
析出により酸化ジルコニウム表面２０上に完全溶解イオンが直接付着することは起こりにくい。この理由は、被覆管１６上の酸化ジルコニウム１８の結晶構造と、炉心内で析出する可能性がある酸化鉄、酸化ニッケル、および酸化クロムの結晶構造が全く異なっているからである。結晶の非均質核形成が要求されるであろう。非均質核形成は、低過飽和レベルでは生じず（Rudolfら著「Theory of Particulate Processes-Analysis and Techniques of Continuous Crystallization」,Academic press, New York,1971,p.103）、炉心内の過飽和レベルは低い。通常の冷却材化学的性質（ｐＨ６．９〜７．２）を用いた炉心の下部から上部にかけての温度変化は、主要なクラッド成分である鉄およびニッケルの双方に対し、１．０８以下の過飽和比をもたらす。サブクール核沸騰を考慮すると、表面過飽和比は、沸騰の作用により被覆管表面の流れにおいて層流層を増加させ得るが、この作用は、過飽和比を約１．３までしか増大させないはずである。個々の気泡によりミクロ層に幾分高い濃縮がしばらく起こる可能性があるが、結晶が核を成し、その後、気泡がつぶれる前に、安定に必要とされる臨界直径を上回るまで成長することは起こりにくい。
【００２３】
付着は、表面疵により小粒子が物理的に捕捉されることで開始する可能性が最も高い。次に粒子は、さらなる結晶成長、すなわち決まった場所に(in place)粒子を膠着させる（cement）プロセスの種として作用する。種が定着すると、過飽和比が非常に低い状態で結晶成長が起こる可能性がある。表面疵付近での沸騰（これは局所的な過飽和比を増大させる）は、結晶成長プロセスを促進させる。沸騰が捕捉粒子の付近で起こるのは、小粒子を捕捉したものと同一の表面疵が沸騰核生成場所としての役目を果たすからである。最終的に、複数の表面疵の周囲にある粒子クラスタがともに成長してひと続きの付着物層を形成する。沸騰核生成場所は蒸気チムニーに変わり、流体から濾された粒子やコロイドとともにさらなる冷却材を付着物に圧送する（pumping）。溶解イオンは、その濃度が付着沸騰プロセスにより増大するにつれて析出する。付着物内の結晶はサイズが増し続け、さらに、一箇所に構造を膠着させる。このプロセスを、図４Ａ〜図４Ｄに示す。図４Ａは象徴的に、表面疵によって捕捉されている腐食生成物粒子を示す。図４Ｂは、表面疵でのサブクール沸騰が溶解金属イオンの過飽和レベルを上げていることを示す。図４Ｃは、結晶成長が、捕捉された粒子が種として作用することで開始することを示す。もとの親粒子は、成長して子粒子を定着させる（anchor）につれて所定位置に膠着する。図４Ｄは、複数の表面疵での粒子のクラスタがともに成長してひと続きの付着層を形成することを示す。付着物内に沸騰チムニー（蒸気経路）が生じ、さらなる冷却材を付着物に圧送する。コロイドおよび粒子が付着物に加えられ、沸騰濃縮プロセスにより析出する溶解イオンによって決まった場所に膠着する。
【００２４】
付着の成長はやがて、一次冷却材流により誘発される磨損によって制限される。典型的なＰＷＲの炉心内での一次冷却材の流れは、約１７フィート／秒（５．１８メートル／秒）である。この高いバルク流の場合であっても、被覆管壁付近の速度は低く、厚さが数ミクロンの付着物は、著しいせん断力を被ることはない。しかしながら、付着物の厚さが増すにつれて、付着物の一部がさらに冷却材流に広がるとせん断力が増す。典型的な冷却材速度プロファイルを図５に示す。図６に象徴的に示すように、この力により表面から付着物の一部が破砕する。付着物が抗することができる力の大きさおよびその厚さの限度は、付着物が被覆管表面２０上に付着する強さと相関関係にあるはずである。本出願人は、クラッド付着物の検査により、クラッド付着物が表面に固定される付着点が占めるのは、クラッドと被覆管との界面領域の小断片であるということを見い出した。表面疵および他の瑕疵内にクラッドを定着させることは、付着物の最大の厚さを確立する際の重要な要因であることは確かである。直前に述べたクラッド付着物成長のプロセスは、本出願人のクラッド付着物の研究によって支持され、この研究の結果の一部を、図７、図８、図９、および図１０に示す。
【００２５】
被覆管製造業者が現在用いている製造プロセスは、被覆管の外周にわたる機械痕跡（machine marks）を形成する。最終表面仕上げを施す円盤型研削（radial grinding）プロセスは、これらの溝または疵を残したままである。クラッド付着物は、これらの疵に沿うため、クラッド付着物が散在する領域に疵の輪郭が描かれる傾向にある。この観察は、２回の燃料サイクル後の燃料被覆管から取り除かれた被覆酸化物に関して図７に示されている。クラッド付着物の平行線が、取り除かれた酸化剥片（oxide flakes）の一部にはっきりと見られる。図７、図８、および図９は、走査電子顕微鏡写真であり、図８は、画像の下の方へ突出した薄クラッド層を示す分離した被覆酸化物の横断面を示している。この顕微鏡写真から、クラッドが、表面の粗い特徴部と噛合しているが、比較的わずかな場所で被覆酸化物と直接接触していることがわかる。より厚いクラッド付着物の横断面は図９に示す。ここでもまた、被覆酸化物の特徴部に付着物が沿うが多数の場所では被覆酸化物と直接結合していない様子に留意することができる。本発明の重要な背景をなす最後の観察は、クラッドが炉心の周りに均一に分布しているのではないということである。大きな厚みを持つクラッドは、炉心の上側３分の１にしか見られず、格子位置間のスパン５および６に集中している。炉心のこの部分内では、最も厚いクラッド付着物が、スパン中間から、燃料棒を所定位置に保持しているスペーサ格子のすぐ前にかけて見られる。格子内および格子のすぐ後ろにある表面は、クラッド付着物をほとんど有さないか、あるいは全く有さない。クラッド厚プロファイルは、沸騰プロファイルに従う。格子の混合羽根によって起こる乱流のため、格子のすぐ上では沸騰はほとんど起こらない。沸騰レートに基づく付着物の厚さの予測は、観測された厚さの値とかなり合っている。沸騰レートに基づき予測された厚さの値、および２つの典型的な燃料棒で観測された厚さの値を図１０に示すが、ここでは、ダイヤのマークは測定値を示し、線は燃料集合体面の左側面および右側面についての予測値を示す。
【００２６】
クラッド抑制被覆管
クラッド抑制燃料被覆管は、厚いクラッドの蓄積を最小にとどめるように設計された表面粗さのパターンを有する燃料被覆管である。ここで、ＰＷＲ炉心で高い質量蒸発速度(mass evaporation rate)を被る被覆管部分には、高研磨が施される。高研磨は、クラッドの成長のための核形成場所として働く小粒子を捕捉する表面疵をなくすことで、蓄積されるクラッドを最小にとどめる。また、高研磨、すなわち約０．１ミクロンよりも大きな表面疵をなくす研磨は、起こるサブクール沸騰の特性を変えることによって、蓄積されるクラッドを最小にとどめる。サブクール沸騰は、開始場所がないことにより抑制され、またサブクール沸騰が起こる場合には、定位置ではなく表面全体にわたってランダムに気泡が形成される。沸騰がより均一かつランダムに分布する場合、厚いクラッド片を蓄積する傾向が減る。高研磨は、クラッドを被覆管にしっかり固定する場所も取り除く。冷却材の高速移動が及ぼす高いせん断力により固定の弱いクラッドが取り除かれるため、厚いクラッドの成長が阻害される。
【００２７】
クラッド抑制被覆管が、サブクール核沸騰を被るほとんどの領域の高研磨を施されている一方、沸騰レートが低いかまたは沸騰しない領域が粗面仕上げを施される。これらの被覆の粗研磨領域は、冷却材の腐食生成物に対する「ゲッター」として働く。冷却材から粗面へ移動したクラッドは、表面のうち厚いクラッド付着物が発生することが知られている場所に付着することができない。したがって、より薄いクラッドのより均一な分布が達成される。クラッドの厚さは、どの点においても３５ミクロンを超えることはなく、多大な量のホウ素およびリチウムの蓄積が回避される。
【００２８】
欠陥のない表面は考えられずとも、いかなる表面疵も所定の冷却系に存在する粒状物質を受け付けないほど小さくなる程度に、高研磨表面は滑らかである必要がある。クラッド抑制被覆管の高研磨表面上の表面疵の最大のサイズは、約０．１ミクロンである。
【００２９】
より小さいコロイド状粒子が冷却材中に存在する可能性があるが、物理的な捕捉よりもむしろ、表面電荷および電気的反発力および引力が、それらの粒子の挙動を支配している。約０．１ミクロンという表面疵サイズの最大制限は、沸騰核生成の経験からも示唆されている。Davisら著「The Incipient of Nucleate Boiling in Forced Convection Flow」（A.I.Ch.E.Journal 4, 1966 p. 774−779）は、サブクール沸騰の核を成す表面疵は約１ミクロンにわたるので、最大表面疵サイズがこの値を十分に下回るべきであるということを示している。本発明により採用することができる、クラッド抑制被覆管の複数の実施形態がある。
【００３０】
第１の実施形態では、図１１に示すように、高研磨が陰影領域２２として被覆管１６の上部全体に施される。高研磨面２２は、高出力燃料に関して厚いクラッド付着物が見られる被覆管の部分にわたっている。これは、現行のウェスチングハウス（Westinghouse）のＶ５Ｈ集合体設計においてスパン５Ａおよびそれより上である。高さに関して、集合体の底部から９５インチ（２．４１メートル）以上の高さまでの被覆管が高研磨される。この高さは、燃料要素の出力生成部分の上側３７％を示す。特定の原子炉用途に応じて、被覆管１６の全長も研磨することができる。
【００３１】
第２の実施形態は図１２に示されており、ここでは、高研磨が被覆管の上部に施されるが、研磨がバンド２２に施されるパターンが第１の実施形態とは異なる。この研磨は、粗い表面であれば沸騰が生じるような、被覆管のスペーサ格子間のフリースパン領域にしか施されない。出力レベルが低く、乱流がフリースパン領域よりも高く、沸騰が起こらない格子内においては、表面は粗い状態のまま残される。格子羽根に誘発される乱流が熱伝導を改善するとともに沸騰を抑制する、格子の各交点の上の短い部分においても、被覆管は研磨されない。図１２に示す、陰影がつけられていない領域２４は、若干粗くなっているか研削されている。この表面仕上げの作用は、スパン５Ａ、５Ｂ、６Ａ、および６Ｂそれぞれの上部におけるクラッド付着物を減少させることであるとともに、格子内および格子のすぐ上のフリースパン領域内のクラッド厚を維持するかまたは増大させることである。したがって、リチウムおよびホウ素を高レベルに濃縮するのに必要とする３５ミクロンという臨界厚に達することがなく、クラッドはより均一に分布する。この作用は、図１３にグラフにより示されており、ここでは、上述の図１０で示した厚さの測定平均値で、沸騰レートによるクラッド厚が示され、クラッドの分布に関しての第２の実施形態の予測作用が重ね合わされ、参照符号２６で示されている。
【００３２】
本発明の第３の実施形態では、被覆管１６の一部は、初めの２つの実施形態でのように高研磨が施される。さらに、小ヒロックまたはバンプ２８が研磨部に加えられている。これらのヒロックは、乱流を増やすとともに、被覆管と接触する流体の層流底層(laminar sublayer)を途絶させるような寸法にされている。これにより、熱伝導が改善され、その結果、配管の表面がより冷却され、サブクール核沸騰が低減するかまたは排除される。しかしながら、ヒロックおよびヒロックの周りの領域は滑らかであり、直径が約０．１ミクロンよりも大きな疵はない。クラッドの蓄積は、沸騰の低減、乱流の増大、および粒子の捕捉場所の欠如を組合せることにより阻害される。
【００３３】
ヒロックの理想的な高さは約１２ミクロンであり、その直径は約３７ミクロンである。ヒロック間の間隔は、１３８〜１８５ミクロンの範囲であることが好ましい。表面における乱流を、粒子の捕捉場所をもたらすことなく増大させるものであれば、ヒロックの他のサイズおよび形状を用いてもよい。
【００３４】
ヒロックは、周囲の研磨表面を摩耗による損傷から保護することによってさらなる利益を与える。このことは、ヒロックが、酸化ジルコニウムのような摩擦係数の低い硬質材料で頂部を覆われる場合に特に当てはまる。このことは、燃料被覆管が格子集合体に装填される際に燃料被覆管に対する損傷を最小にとどめ、取扱い時の損傷を低減する。また、水系廃物による損傷も低減する。
【００３５】
本発明の初めの２つの実施形態で説明したパターン化表面を生成することができる多くの方法がある。十分に滑らかな表面は、機械研磨、化学研磨（酸洗い）、電解研磨、およびレーザ表面融解によって生成することができる。
【００３６】
ヒロックも同様にいくつかの手段によって生成することができる。１つの方法は、図１５に示す流れ図により図示している。示したプロセスでは、化学研磨溶液または電解研磨溶液に不浸透性のマスク３０が、ヒロック２８が所望される各位置にて被覆管１６の表面２０にプリントされる。被覆管１６の表面２０は、好ましくは１２ミクロンの材料を除去するように研磨される。次に、ステップ３４でマスク３０が除去され、下側にあるヒロック２８を露出させる。そのため、ヒロック２８のきめの粗い表面は、被覆管１６の高研磨表面２０によって囲われる。
【００３７】
高研磨表面２０上に所望のヒロック２８を生成する別の技法は、図１６の流れ図によって示されている。図１５の方法において示したようにマスク３０を用いる代わりに、酸化ジルコニウムスポットパターン４０が、所望のヒロックが生成されるべき領域の被覆管表面２０上に生成されてもよい。電解研磨溶液および化学研磨溶液が酸化ジルコニウムを侵食する速度は非常に遅い。残されたヒロック２８は、周囲の滑らかな表面を保護する耐摩耗性酸化物で頂部を覆われる。酸素含有ガス内のレーザスポット加熱は、被覆管表面２０の所望の酸化パターンを生成することができる。アーク放電３８、特に導電水溶液４２中のアーク放電３８もまた、酸化パターンを生成することができる。
【００３８】
図１７に示した流れ図により示す、高研磨表面により囲われるヒロックを生成する最も融通性のある方法を提供する第３の方法は、レーザ表面融解を用いることである。このプロセスでは、酸化ジルコニウム粉末または安定化酸化ジルコニウム粉末が最初に表面２０上にプリントされる。酸化ジルコニウムスポットは、結合剤により所定位置に保持される。レーザ４６は、酸化物４４と被覆管１６の配管表面２０とにわたって通過して、滑らかな表面上に耐摩耗性ヒロックを生成する。
【００３９】
このように、耐腐食性被覆は、研磨または他の手段によって被覆管表面２０を磨くことにより、クラッドが蓄積しがちな領域にある表面疵の最大サイズが約０．１ミクロンであるように生成される。
【００４０】
したがって、本発明の被覆管は、図１８に示すように格子５２により離間したアレイ状に維持される複数の燃料要素５０の外側面として、燃料集合体４８に採用されることができる。
【００４１】
本発明の特定の実施形態を詳細に説明してきたが、当業者には、本開示の教示全体を鑑みて、これらの詳細部に種々の変更および代替を行うことができることが理解されよう。したがって、開示された個々の実施形態は、例示にすぎず、特許請求の全範囲およびその全等価物を与えられるべき本発明の範囲に関して限定することを意図するものではない。
【図面の簡単な説明】
【００４２】
【図１】加圧水型原子炉の一次冷却材の腐食生成物のサイズの分類を示す図である。
【図２】もとの表面を保護しているジルコニウム合金における酸化物の成長を示す図である。
【図３】付着ではなく静電反発をもたらす負の電荷を有する、腐食生成物コロイドおよび燃料被覆管表面を示す図である。
【図４ａ】ＰＷＲ燃料被覆でのクラッドの付着成長のプロセスの４つのステップの１つを示す図である。
【図４ｂ】ＰＷＲ燃料被覆でのクラッドの付着成長のプロセスの４つのステップの１つを示す図である。
【図４ｃ】ＰＷＲ燃料被覆でのクラッドの付着成長のプロセスの４つのステップの１つを示す図である。
【図４ｄ】ＰＷＲ燃料被覆でのクラッドの付着成長のプロセスの４つのステップの１つを示す図である。
【図５】ＰＷＲ炉心の燃料被覆管表面に垂直な通常の冷却材流速プロファイルのグラフである。
【図６】流れによる摩損によりクラッド層の一部が切り離され、付着成長が制限されていることを示す図である。
【図７】表面疵上に選択的に付着し、被覆酸化物が剥片として取り除かれているクラッドを示す、走査電子顕微鏡（ＳＥＭ）画像のコンピュータにより形成された画像である。
【図８】クラッドの薄層を示す、分離した被覆の横断面のＳＥＭ画像のコンピュータにより形成された画像である。
【図９】被覆酸化物の小セクションに付着したクラッド付着物の横断面のＳＥＭ画像のコンピュータにより形成された画像である。
【図１０】沸騰レートによるクラッドの予測厚と測定平均厚値のグラフである。
【図１１】高研磨された表面を示す陰影領域および粗面仕上げを表す明るい領域を有する本発明のクラッド抑制燃料要素被覆管の一実施形態の斜視図である。
【図１２】陰影領域として高研磨された表面を、および明るい領域として粗面仕上げを示す、本発明の燃料要素被覆管の第２の実施形態の斜視図である。
【図１３】クラッド分布に関する本発明の第２の実施形態の予測作用のグラフである。
【図１４】本発明の第３の実施形態の燃料被覆管表面の概略図である。
【図１５】図１４の実施形態を形成するのに用いられる製造ステップを表すフローチャートである。
【図１６】図１４に示した各種実施形態を形成するのに用いられる製造ステップを示すフローチャートである。
【図１７】図１４に示した実施形態のヒロックを形成する第３の代替形態を示すフローチャートである。
【図１８】本発明の被覆を組み込んだ核燃料集合体の上面図である。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４ａ】
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【図４ｂ】
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【図４ｃ】
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【図４ｄ】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図１７】
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【図１８】
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