特許 5964753 核燃料棒と、そのような核燃料棒用のペレットの製造方法

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】特許公報(B2)

(11)【特許番号】5964753

(24)【登録日】2016年7月8日

(45)【発行日】2016年8月3日

(54)【発明の名称】核燃料棒と、そのような核燃料棒用のペレットの製造方法

(51)【国際特許分類】

   G21C 3/28 20060101AFI20160721BHJP

   G21C 3/06 20060101ALI20160721BHJP

【ＦＩ】

   G21C3/28 AGDR

   G21C3/06 EGDF

   G21C3/06 FGDP

【請求項の数】9

【全頁数】18

(21)【出願番号】特願2012-541482(P2012-541482)

(86)(22)【出願日】2010年12月1日

(65)【公表番号】特表2013-513099(P2013-513099A)

(43)【公表日】2013年4月18日

(86)【国際出願番号】EP2010068611

(87)【国際公開番号】WO2011067274

(87)【国際公開日】20110609

【審査請求日】2013年11月29日

(31)【優先権主張番号】0958661

(32)【優先日】2009年12月4日

(33)【優先権主張国】FR

【前置審査】

(73)【特許権者】

【識別番号】502124444

【氏名又は名称】コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ

(74)【代理人】

【識別番号】110002077

【氏名又は名称】園田・小林特許業務法人

(72)【発明者】

【氏名】ラヴェネ， アラン

【審査官】 青木 洋平

(56)【参考文献】

【文献】 特開昭５１−０３５８８４（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開昭５８−１４２２９３（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特表２０００−５０２８０９（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開平１１−２０２０７３（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開２００６−２３４７１９（ＪＰ，Ａ）

【文献】 特開２００６−２８４４８９（ＪＰ，Ａ）

(58)【調査した分野】（Int.Cl.，ＤＢ名）

Ｇ２１Ｃ ３／２８

Ｇ２１Ｃ ３／６２

(57)【特許請求の範囲】

【請求項1】

互いに積み重ねられた複数の燃料ペレット（６）と、該ペレットの積み重ねを囲む中性子透過性の材料で作られた燃料被覆（２）とを備えた、長手方向（ＸＸ’）に沿って延びる核燃料棒（１）であって、前記長手方向（ＸＸ’）を横切る断面において、
−前記燃料被覆がおおむね楕円形であって、内面（２００）が、長さ２×ａの長軸および長さ２×ｂの短軸を有しており、
−各核燃料ペレット（６）の形状が、前記燃料被覆の長軸方向端部が断ち落とされたおおむね楕円形であり、各ペレットの短軸が、前記燃料被覆への前記ペレットの組み立てすき間ｊを除いて前記燃料被覆の内面の短軸の長さ２×ｂに等しい長さ２×ｂ’を有し、前記ペレットの断ち落とされた半長軸と前記燃料被覆の半長軸との長さの差（ｃ−ａ）が、前記組み立てすき間ｊよりもはるかに大きく、
各核燃料ペレット（６）の形状が、前記燃料被覆の長軸方向端部が前記長手方向（ＸＸ‘）に平坦部を形成するように断ち落とされたおおむね楕円形である、核燃料棒。

【請求項2】

前記断ち落とされた長軸の全長２×ｃを越えたところにある前記燃料被覆への前記ペレットの組み立てすき間ｊが、前記燃料被覆の長軸の長さ２×ａの１０％以下である、請求項１に記載の核燃料棒。

【請求項3】

加圧水型原子炉（ＰＷＲ）用であり、前記燃料被覆がジルコニウム合金またはＭ５合金（ＺｒＮｂＯ）で作られており、前記燃料ペレットが、ＵＯ_２、（Ｕ，Ｐｕ）Ｏ_２などのセラミック材料、あるいは酸化ウランおよび再処理酸化プルトニウムにもとづく混合物で作られている、請求項１または２に記載の核燃料棒。

【請求項4】

ガス冷却高速炉（ＧＣＦＲ）用であり、前記燃料被覆が、例えばバナジウム主体の合金などの耐熱または準耐熱金属材料、あるいは例えばＴｉ_３ＳｉＣ_２型のＭＡＸ相などの延性セラミックで作られており、前記燃料ペレットが、（Ｕ，Ｐｕ）Ｃ、（Ｕ，Ｐｕ）Ｏ_２などのセラミック材料で作られている、請求項１または２に記載の核燃料棒。

【請求項5】

格子にまとめて配置された、請求項１〜４のいずれか一項に記載の燃料棒を複数本備えている、核燃料アセンブリ。

【請求項6】

長手方向（ＸＸ’）に沿って延びる核燃料ペレット（６）であって、前記長手方向（ＸＸ’）を横切る断面が、前記長手方向（ＸＸ‘）に平坦部を形成するように長軸方向端部が断ち落とされたおおむね楕円形である核燃料ペレット（６）。

【請求項7】

長手方向（ＸＸ’）に沿って高さＨを有し、前記長手方向（ＸＸ’）を横切る断面が、長軸方向端部が断ち落とされた、長さ２×ｃの長軸と長さ２×ｂ’の短軸とを有する楕円形状を有している核燃料ペレット（６）を製造する方法であって、
−いわゆるペレット化工程において燃料粉末を作成するステップと、
−高さＨと、長軸２×ｃおよび短軸２×ｂ’を有する断ち落とされた楕円形の断面とを有する一組の金型内で、前記燃料粉末を原料ペレットの縁に対して圧縮するステップと、
−前記圧縮した燃料ペレットを焼結するステップと
を実行し、
前記長手方向（ＸＸ’）を横切る断面が、長軸方向端部が前記長手方向に平坦部を形成するように断ち落とされた、核燃料ペレット（６）を製造する方法。

【請求項8】

高さＨと長軸２×ｃとの比Ｈ／（２×ｃ）が、少なくとも１．２に等しい、請求項７に記載の製造方法。

【請求項9】

中性子透過性の材料で作られた燃料被覆（２）の内側に燃料ペレット（６）を積み重ねて核燃料棒を製作する方法であって、
請求項７または８に記載の製造方法を直接使用して作られた焼結されたままの燃料ペレットを、おおむね楕円形の燃料被覆の内側に積み重ねるもので、
前記燃料被覆の内面の短軸の長さ２×ｂが、組み立てすき間ｊを除いて、前記ペレットの短軸の長さ２×ｂ’と同じであり、
前記ペレットの断ち落とされた半長軸と前記燃料被覆の半長軸との長さの差（ｃ−ａ）が、前記組み立てすき間ｊよりもはるかに大きい、方法。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本発明は、新種の核燃料棒に関する。

【0002】

この新種の核燃料棒の対象となる用途として、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）および第４世代原子炉と呼ばれるガス冷却高速炉（ＧＣＦＲ）が挙げられる。

【0003】

本出願の全体の目的において、「原子炉」は、現時点におけるこの用語の通常の意味を指し、すなわち燃料要素を使用して核分裂反応にもとづいてエネルギーを生成する発電所を指し、そのような発電所において、熱の形態でパワーを放出する核分裂反応が生じ、このパワーが要素を冷却する冷却材との熱交換によって要素から取り出される。

【0004】

本出願の全体の目的において、「核燃料棒」は、例えばＮｕｃｌｅａｒ Ｓｃｉｅｎｃｅｓ ａｎｄ Ｔｅｃｈｎｉｑｕｅｓ ｄｉｃｔｉｏｎａｒｙに定義されているとおりの公式の意味を指し、すなわち両端が閉じられ、原子炉の炉心を形成しており、核分裂性物質を含んでいる小径の細い管を指す。これが、「核燃料ピン」を形成し、これについて本発明の説明において使用される好ましい用語が、核燃料棒である。

【0005】

したがって、本発明は、燃料ペレットと燃料被覆との間の機械的な相互作用の間の熱機械的挙動が改善された核燃料棒の新たな設計を開示する。

【背景技術】

【0006】

動作条件および原子炉の性能に応じて、さまざまな種類の燃料要素が存在する。いわゆる第３世代の発電所（特に、ＰＷＲ原子炉）は、円形の断面を有する棒状の燃料要素を使用する。

【0007】

本発明者は、燃料要素の考え方の改善を考案した。

【0008】

最初に、すべての公知の燃料要素について、設計の原理を理解し、機能的な限界を特定することを試みた。

【0009】

燃料要素が果たさなければならない主たる機能は、
−核分裂性の原子の密度を、中性子の機能の条件および反応空間の単位体積当たりの出力密度に適合させなければならないこと、
−燃料物質と熱運搬流体との間で熱を伝えなければならないこと、
−原子炉の運転中に燃料から放出される固体および気体の核分裂生成物を閉じ込めなければならないこと。燃料内部の核分裂反応によって、物質の構造体を大きく膨張させうる固体および気体の核分裂生成物が発生しうる。特に気体による膨張現象は、核分裂ガスを燃料物質の外部へと放出する機構も生じさせる熱によって引き起こされる。したがって、燃料要素の燃料被覆が、完全性を失うことなくこれらの変形および燃料からの気体の放出に対応できる必要がある。

【0010】

燃料における核分裂反応の密度は、燃料被覆を通じて冷却材へと移動させるべき単位体積当たりの出力に直接相関する。

【0011】

したがって、燃料の最高温度およびこの熱流束によって引き起こされる影響を抑え、物質における勾配および燃料と燃料被覆との間の膨張の相違を抑えるために、熱源と冷却材との間の熱抵抗を最小にすることが不可欠である。

【0012】

反応空間における核分裂物質の密度は、基本的に、要素によって生成される出力を容認できる圧力損失にて移動させるために必要な冷却材の浸透性を維持しつつ、最大の充てん比を目標とすることによって所与の空間に要素を配置する可能性を制限する要素の形状に依存して決まる。

【0013】

核施設において一般的に見られる基本的な燃料要素を、３つの種類に分類することができ、具体的にはプレート状の要素（あらゆる形状）、棒状の要素を形成する軸方向に細長いシリンダ状の要素（通常は、円形または環状の断面）、および通常は小径粒子（約１ミリメートル）の形態である球状の要素に分類することができる。

【0014】

さらに、球状の粒子を不活性マトリクスに入れて生成される複合燃料要素が、高温原子炉（ＨＴＲ）において上述の３つの幾何学的形態、すなわち球、プレート、およびコンパクトな形状にて存在する。

【0015】

これらの３つの種類の燃料要素の各々は、生じる問題に対する異なる技術的解決策を組み合わせ、その動作領域について設計の選択肢の間の妥協を行なわなければならない。各燃料要素の動作領域は、選択される設計の性能によって実際に制限される。

【0016】

すなわち、プレートは、きわめて細長いシェル（シェルの自由長と厚さとの比がきわめて大きい）のように挙動する燃料被覆を備える。

【0017】

その延性ゆえに、燃料被覆材の形状が燃料の中央部の形状に合わせて自動的に変化し、すなわち燃料物質および燃料被覆の異なる横変形（膨張および拡大）にきわめて低い応力レベルにて対応することができる。しかしながら、このプレート構造は、その平面を横切る方向について燃料被覆の剛性がきわめて低いため、厚さの方向に燃料によって加わる変形を抑える能力に乏しい。この自由度が、この方向の異方性かつ優先的な燃料の変形を可能にする。また、この構造は、とりわけ燃料コアが燃料被覆に接続されず、あるいは弱くしか接続されない場合に、この構造の平面に圧縮力が広域的または局所的（例えば、高温点において）に加わる場合の座屈においてきわめて不安定である。

【0018】

いかなる動作環境のもとでも気体の核分裂生成物を放出することがないよう、燃料を十分に低い温度範囲に保つために、燃料と燃料被覆との間に良好な熱的接触が必要である。

【0019】

したがって、プレート状の要素は、低温燃料についてのみ使用され、すなわち換言すると、燃料物質が気体を放出することがない温度範囲で、控えめな単位体積当たりの出力レベルにおいて使用される。

【0020】

単位体積当たりの目標出力に合わせたプレート最適化パラメータは、通常はプレートの厚さおよび燃料／燃料被覆の接触の質、燃料被覆の腐食の抑制、ならびに運転時の燃料被覆の延性の低下の防止にあてはまる。

【0021】

これらの要素の主たる不具合モードは、加わる変形のもとでの燃料被覆の延性の欠如（腐食による劣化または放射線による硬化）、あるいは燃料温度の上昇および核分裂ガスの放出ならびに燃料被覆の内圧の高まりを生じさせ、燃料被覆の不安定な変形によって不具合を生じさせる燃料と冷却材との間の熱抵抗の増加（例えば、燃料被覆表面の抵抗性の腐食領域、燃料被覆の局所的な座屈によって形成されるすき間ゆえの燃料および燃料被覆の間の分離）のいずれかに関係する。

【0022】

シリンダ状の要素は、例えば黒鉛／ガス原子炉において使用されるカートリッジ、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）において使用される燃料棒、または高速炉（ＦＲ）において使用されるピンを含む。

【0023】

燃料被覆と、燃料被覆の内側に積み重ねられるペレットの形態の燃料との間に、このようなシリンダ状の要素の構造に固有の半径方向のすき間が存在し、燃料物質と燃料被覆との間の変形の相違への対応を可能にするとともに、このすき間が、要素の最初の出力の増大時の膨張の相違ならびに燃料の膨張のうちの自らのクリープおよび内部空洞（すなわち、中央の穴および気孔で構成される空洞）への再圧密では再吸収できない部分を、少なくとも補償することができる。また、燃料物質は、変形に対応するためのこれらの機構を有効にすることができる温度で動作しなければならない。

【0024】

他方で、核分裂ガスの一部も放出される。

【0025】

第２の膨張空間が、要素の内圧を抑えるために、燃料被覆内側の、燃料ペレットの積み重ねの端部において形成される。

【0026】

これらのシリンダ状の要素の主たる最適化パラメータは、燃料と燃料被覆との間の初期の半径方向のすき間（すなわち、組み立て時の半径方向のすき間）、燃料と燃料被覆との間に熱的接続を形成する流体の品質（ガスシールまたは溶融金属シール）、半径方向のすき間、気孔、中央の穴などのボイド、および／またはペレットの長手方向の両端に位置する両凸ディッシュによって定められる燃料被覆の断面における燃料の有効充てん密度、燃料被覆の剛性（厚さ）、ならびに燃料被覆および燃料物質の機械的特性（最大強度および延性）および挙動の法則（膨張およびクリープ）である。

【0027】

気体で満たされたペレットと燃料被覆との間の半径方向のすき間および燃料被覆の厚さが、冷却材と燃料ペレットとの間の熱の伝達を制御する半径方向の熱抵抗を形成する。

【0028】

この熱抵抗は、半径方向のすき間の変化および核分裂ガスの放出に起因する伝導性の低下が存在するため、運転の最中に変化する可能性がある。この熱抵抗の変化が、燃料物質がいかなる運転状況のもとでも融点に達してはならないという事実によって制御される燃料の最大温度の制御を複雑にする。さらに、この種の要素を「圧力封じ込め」にて使用することは、圧力のもとで（瞬間的および／または遅延性の）唐突な不具合の恐れがないように、要素を所定の場所に機械的に保持することができる材料の使用を意味する。これを達成するために、通常は、圧力に最もよく耐える円形の断面が採用され、したがって燃料と燃料被覆との間の機械的な相互作用の状況において、燃料被覆が周方向張力のもとに置かれることによって高い周方向の剛性に対抗し、結果として燃料が２つの半径方向において固定され、軸方向のみが部分的に自由であり、この部分的な自由度は、ペレットと燃料被覆との間の付着に応じて決まる。

【0029】

燃料被覆によって燃料へと加えられるこの周方向の圧力が、燃料の再配置の機構を有効にし、すなわち再密化を有効にする。

【0030】

したがって、目標とされる動作温度範囲における十分な最終的強度、可塑性および熱クリープにおける延性、ならびに燃料要素の動作の全範囲に対応する温度範囲において典型的には２０ＭＰａ．√ｍを上回る十分な硬度をもたらさなければならないため、燃料被覆材の選択が決定的に重要である。したがって、これらの要素の動作条件（温度および単位体積当たりの出力）の限定が、燃料被覆（温度の関数としての瞬時の最終的強度およびクリープ強度）および燃料物質（溶融温度）の選択によって決定される。

【0031】

この種の要素に関する主たる残りの不具合モードは、例えば原子炉の出力がそれまでの運転レベルよりも高いレベルへと上昇する状況や、燃料の温度が燃料自身の変形による自動適応の機構を生じさせず、あるいはわずかにしか生じさせない動作状況において、燃料被覆の変形能を超える燃料と燃料被覆との間の機械的な瞬時の相互作用である。

【0032】

最後に、高温原子炉（ＨＴＲ）において使用される粒子を含む要素などの球状の要素においては、種々のコーティング層が、中心に位置しなければならない核分裂性のコアに順次に付着させられる。これは、核分裂性のコア、ならびにきわめて高い多孔率を有し、核分裂性のコアと燃料被覆層との間に初期の連続性を維持する「バッファ」と称される中間層に、気孔の形態のボイドを生成することによって達成される。

【0033】

燃料と燃料被覆（換言すると、コーティング層）との間の変形の相違が、ボイドの充てんによって対処され、動作中に中性子束のもとでバッファが徐々に密になることで、核分裂性のコアと燃料被覆層との間の強力な機械的相互作用を防止する半径方向のすき間が解放される。さらに、燃料被覆の内部の自由な空間が、核分裂性物質から放出される核分裂ガスを保持し、燃料被覆の球形が、高まる内圧への抵抗に良好に適応する。

【0034】

基本的な粒子の最適化パラメータは、基本的に、材料（中性子束および温度のもとでの性状、構造、特性、および挙動の法則）および種々の層の厚さの選択にある。

【0035】

これらの球状の燃料要素は、高温熱流束およびガス冷却炉（ＨＴＲ）においてのみ使用されている。

【0036】

それらの主たる残りの不具合モードは、閉じ込めの燃料被覆に不具合を生じさせる可能性がある核分裂性のコアと燃料被覆層との間の強力な相互作用（燃料被覆に加わる変形における張力の発生）に対応し、この観点から、燃料被覆の最悪の形状は球である。なぜならば、球においては、相互作用力（燃料被覆の内部空間における静水圧の発生）を緩和すべく燃料物質が（最大の緻密化を超えてさらに）変形するための方向が存在しないからである。

【0037】

この種の球状の燃料要素は、単位体積当たりの原子炉の反応空間において数％程度のきわめて少量の核分裂性物質を有する粒子を、冷却材へと熱を伝達するマトリクスに希釈している種々の複合形でも使用される。さらに、設計により、核燃焼（または、燃え尽き）の高い値における燃料被覆の不具合の恐れが減らされている。

【0038】

このように、以上に鑑みて、本発明者は、３つの種類の燃料要素のそれぞれが、以下のように要約できる固有の利点を有すると考えた。すなわち、
−プレートは、良好な熱伝達、および燃料ペレットと燃料被覆との間に機械的な相互作用が存在するときの適応品質を有する。
−シリンダ状の要素（燃料棒）および球状の要素は、気体の核分裂生成物からの圧力に対して良好な耐性を有する。

【0039】

他方で、以上に鑑みて、現時点において使用されているシリンダ状の要素（燃料棒）が、燃料ペレットと燃料被覆との間に機械的な相互作用が存在する場合の熱機械的な挙動が制御不能になりうるという大きな欠点を有することも、理解することができる。

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0040】

したがって、本発明者は、第２世代および第３世代の原子炉において現在使用されている棒状の燃料要素について、燃料ペレットと燃料被覆との間に機械的な相互作用が存在するときの熱機械的な挙動の改善を、主要な目的として設定した。

【0041】

これらの新たな要素は、第４世代のガス高速炉にも使用可能である。

【0042】

本発明のより一般的な目的は、上述のような既存のさまざまな種類の燃料要素に特有の利点を組み合わせ、以下の仕様を満足することを可能にすると考えられる棒状の燃料要素を提案することにある。
１．円形の断面を有する既存の燃料棒において使用されている燃料の割合に等しい単位体積当たりの燃料の割合に達すること。
２．寿命の全体を通して燃料ペレットから冷却材への最適な熱の移動を達成し、プレートにおける熱伝達（好ましくは２つの反対向きの面における交換）に比肩できる値を達成すること。
３．燃料ペレットと燃料被覆との間の機械的な相互作用を制御することによって燃料被覆の不具合の恐れを回避すること。

【0043】

本発明の別の目的は、製造プロセスが円形の断面を有する現在の棒状の燃料要素を製造するために用意された産業設備にとって完全には異質でない棒状の燃料要素を提案することにある。

【課題を解決するための手段】

【0044】

これを達成するために、本発明の目的は、互いに積み重ねられた複数の燃料ペレットと、該ペレットの積み重ねを囲む中性子透過性の材料で作られた燃料被覆とを備えており、長手方向に沿って延びている核燃料棒であって、
前記長手方向を横切る断面において、
−前記燃料被覆が、楕円形であって、内面が、長さ２×ａの長軸および長さ２×ｂの短軸を有しており、
−各核燃料ペレットが、前記燃料被覆の長軸方向端部が断ち落とされたおおむね楕円形であり、各ペレットの短軸が、前記燃料被覆への前記ペレットの組み立てすき間ｊを除いて、前記燃料被覆の内面の短軸の長さ２×ｂに等しい長さ２×ｂ’を有し、前記ペレットの断ち落とされた半長軸と前記燃料被覆の半長軸との長さの差（ｃ−ａ）が、前記組み立てすき間よりもはるかに大きい核燃料棒である。

【0045】

本発明の目的において、組み立てすき間よりも「はるかに」大きいということは、後述のように燃料被覆との周方向の相互作用を伴うことなく燃料の膨張が可能であるようにボイド空間を配置することができるように、組み立てすき間よりも大きい値を意味する。

【0046】

本発明による技術的解決策を実現するために、本発明者は、制御されないペレット／燃料被覆の機械的な相互作用の場合に生じ、すなわち燃料被覆の変形能を超える瞬間的な機械的相互作用の状況において生じる機械的な現象の特定を試みた。

【0047】

これらの状況は、例えば原子炉の出力がそれまでの運転の出力よりも高いレベルへと上昇する場合や、燃料の温度が燃料の自動的な再配置の機構を生じさせず、すなわち自身の変形の自動適応を生じさせず、あるいはわずかにしか生じさせない動作状況において、生じる可能性がある。

【0048】

これらの状況において、円形の断面を有する既存の燃料棒は、ペレットと燃料被覆との間のきわめて強力な機械的相互作用を有する。これらの状況において、中実な円形のペレットは、中心から周辺に向かって低下する温度勾配を有し、すなわち換言すると、ペレットの低温な外周が、一種のフープ拘束剛性を形成する半径方向の剛性を課す。さらに、ペレットの自身の適応がきわめてわずかであるため、半径方向の柔軟性が存在しない。したがって、このような状況において、燃料被覆が燃料ペレットの半径方向の変形のより大きな割合によって課される膜剛性と呼ばれるフープ拘束剛性を有する。換言すると、フープ拘束が、この半径方向の相互作用の方向に生じる。結果として、ペレットにとって、可能な応力緩和の方向が１つだけ、すなわち軸方向または長手方向だけしか存在せず、この目的のために各ペレットの端部に形成された皿（ｄｉｓｈｉｎｇ）に向かって局所的なクリープが可能なだけである。

【0049】

さらに、本発明者は、きわめて強力なペレット／燃料被覆の機械的な相互作用が存在する状況において、燃料棒の熱機械的挙動を改善すべき場合に、以下の技術的解決策を実現しなければならないという結論に達した。
・燃料被覆のフープ拘束方法を変更し、円形断面の場合に燃料被覆を長円にすることによって、燃料被覆の剛性を低下させる。機械的な半径方向のペレット／燃料被覆の相互作用を、非軸対称にしなければならない。したがって、最初は長円形である断面を、小径の方向においてのみペレットと燃料被覆との間の機械的な接触が生じうるように定めなければならず、大径の方向のペレットと燃料被覆との間の移動（すなわち、燃料の膨張）が可能であるように、空間を生成しなければならない。
・これに対応して、ペレットを長円形にすることによってペレットの低温な外周の剛性を低下させる。これは、相互作用の表面を局所化でき、長円モードでペレットに応力を加えることによって小径に対してのみ直角にすることができる。
・２つの面において冷却されるプレートの温度勾配により近い温度勾配を持たせることによって、非軸対称なペレットの温度勾配を生成する。燃料の非軸対称な温度勾配は、長円形のペレットの長軸の端部により高温な部位を生じさせることによって、現時点において使用されている円形断面のペレットの低温な外周のフープ剛性を下げることができる。この熱的効果は、ペレットが短軸に沿って有する長円剛性の低下に貢献する。
・膨張および拡大する燃料が、他の応力またはペレット／燃料被覆の相互作用を生じさせることなく自身の断面においてクリープによって自身を再配置できるよう、断面により大きなボイド空間を生成する。このクリープによる再配置は、これらのボイドがペレットの最も高温の部分に隣接し、ペレット／燃料被覆の相互作用においてペレットへと加わる反力がこれらの最も高温の部分に作用する場合にのみ可能である。
・外部の冷却材の圧力が加わる燃料棒の断面の機械的な平衡を維持する。きわめて強力なペレット／燃料被覆の機械的相互作用の条件下で、得られるオバリング剛性が、断面の形状を安定な平衡に維持するために十分でなければならない。

【0050】

さらに、本発明者は、燃料ペレットと燃料被覆との間の機械的な相互作用の状況における熱機械的挙動を改善するために、燃料棒の断面を楕円形にすることを最初に提案する。

【0051】

次いで、本発明者は、使用先の原子炉の通常の動作において核燃料要素に生じる他の現象の理解を試みた。

【0052】

加圧水型原子炉などの既存の原子炉において、棒状の燃料要素は、互いに１つずつ積み重ねられた円柱形の燃料ペレットを、この積み重ねよりも長い管の燃料被覆の内側に配置することで、核分裂ガスの放出の影響下で燃料要素の積み重ねにおける圧力が次第に増加することを抑えるために必要な膨張空間をカラムの端部に残すように構成される。

【0053】

燃料ペレットと冷却材との間の熱伝達が、組み立てにおけるペレットと燃料被覆との間の半径方向のすき間（寿命の最初にガスで満たされる）および燃料被覆の厚さによって構成される熱抵抗を介して半径方向に生じる。

【0054】

要素の寿命の全体にわたってこの熱抵抗を制御することで、燃料の温度の容認の限界が守られることが保証される。したがって、本発明者は、新規な燃料棒の設計に以下の因子すなわち、
・寿命の最初に較正される半径方向のガスシールを介する熱伝達、
・熱伝達の方向を横切る方向に形成される自由空間
を導入しなければならないと考えた。

【0055】

通常のプレート状の燃料要素は、燃料によって引き起こされる変形に、それらの燃料被覆の「延性」を通じて、変形方向の熱伝達を維持しつつきわめて低い燃料被覆の応力にて適応することができる。したがって、本発明者は、厚さの方向において燃料によって引き起こされる変形にきわめて低い燃料被覆の応力にて適応できるよう、燃料要素をきわめて細長く製作しなければならず、すなわち厚さに対する幅の比が大きくなければならないと確信した。

【0056】

結果として、本発明者は、本発明による楕円形断面を有する燃料棒が、有利には上述の３つの解決策の因子を使用しなければならず、すなわち、
・長さ２×ａの長軸および長さ２×ｂの短軸を有し、ａ／ｂに等しい断面の細長さ係数を有する楕円形の断面、
・ペレットの形状も、円形断面の標準的な燃料棒にすでに存在するすき間に比肩する、ペレットと較正された燃料被覆との間の組み立てにおける半径方向のすき間を生じさせる楕円形であるべきであること、
・ペレットの長軸の断ち落としによって得られるペレットの長軸の端部の自由空間の存在
有さなければならないという結論に達した。

【0057】

このようにして、本発明者は、本発明に開示の技術的解決策に到達し、すなわち長軸方向端部が断ち落とされた楕円形断面を有するペレットを、楕円形の燃料被覆の内側において１つずつ互いに積み重ね、組み立て時に半径方向のすき間がペレットの断ち落とされていない部位に沿って形成され、核分裂ガスの膨張チャンバが断ち落とされた端部に形成される技術的解決策に到達した。

【0058】

この新規な燃料棒の断面によって得られる結果は、ペレットと燃料被覆との間のきわめて強力な機械的相互作用のもとでの熱機械的挙動の目標とした改善である。その理由は以下のとおりである。
・相互作用が断面の短軸に直交するペレット／燃料被覆の機械的な接触の部位に限られることで、燃料被覆がペレットによって引き起こされる変形に自身の長円度を減少させることによって適応でき、したがって長軸２×ａに沿った端部に位置する燃料被覆の厚さにおいてのみ曲げ応力が生じる。
・ペレットにおける温度勾配が、相互作用の際のペレットのより柔軟な機械的挙動を促進する。
・ペレットがおおむね楕円形であることと、長軸方向端部に大きなガスシールが存在することとの組み合わせにより、もっぱら短軸方向に向かう熱交換が生じ、ペレットの高温なコアが長軸に沿って延び、低温の周辺部が燃料被覆との接触の部位に限られる。相互作用の際にペレットが短軸方向に形成する機械的な剛性が、ペレットの低温の周辺部によって生成されるアーチ効果がほぼ完全に存在しないことによって、きわめて大きく減らされる。
・ペレットの断ち落とされた端部における（すなわち、長軸に沿った）ペレットと燃料被覆との間の熱交換に対する局所的な抵抗が、この領域のペレットの表面部分の温度を上昇させることにより、燃料被覆との機械的な相互作用において、燃料ペレットが基本的には小径に沿って圧縮を被り、長軸の端部に位置する表面の範囲までの高温領域の存在は、優先的にこの軸に沿ってクリープによる変形が可能であることを意味する。横方向の端部のボイドへと向かうクリープによる押し出しのこの自由度は、ペレットが優先的にこの方向に沿ったクリープの変形によって自身の体積の増加に適応することを可能にし、したがって短軸に沿った燃料被覆との機械的相互作用によって引き起こされる変形を最小限にする。

【0059】

当業者であれば、断面の平坦化に対抗するように燃料ペレットによって加えられる剛性パラメータを調節することによって、本発明による燃料棒が使用される原子炉の通常の動作において加えられる冷却材の外部の圧力の作用のもとで燃料棒の楕円形断面の幾何学的安定性を達成することを試みるであろう。

【0060】

これらのパラメータを、以下のように定めることができる。
・断面の細長さ係数（長軸と短軸との比）が、ペレットの熱特性を制御し、したがって短軸に沿った圧縮に対する剛性を制御する、
・ペレットの断ち落とされた長軸ｃに沿った横方向の端部の空洞の寸法が、温度を制御し、したがってこの方向に沿ったペレットのクリープ変形速度（短軸に沿った圧縮に対するペレットの剛性を部分的に決定する空洞へと向かう押し出しに対する剛性）を制御する。

【0061】

したがって、本発明によって提案される新規な燃料棒の形状は、ペレットと燃料被覆との間の加えられた変形の分配ならびにオバリングによる曲げにて燃料被覆へと応力が加わるやり方ゆえに燃料被覆における応力を最小にする断面の細長さ係数の調節、ならびにペレットの断ち落とし、したがって端部におけるディッシング（ｄｉｓｈｉｎｇ）の設計によって、通常の動作の際のペレットの勾配の制御および熱交換を保証する断面の幾何学的安定性をもたらす一方で、機械的な相互作用の状況下でペレットによって燃料被覆へともたらされる変形への適応を可能にする。

【0062】

好ましくは、断ち落とされた長軸ｃの全長を越えたところにある燃料被覆へのペレットの組み立てすき間ｊが、燃料被覆の長軸の長さ２×ａの１０％以下である。

【0063】

本発明による燃料棒が加圧水型原子炉（ＰＷＲ）用として設計される場合、燃料被覆は、好ましくはジルコニウム合金またはＭ５合金（ＺｒＮｂＯ）で作られ、燃料ペレットが、好ましくはＵＯ_２、（Ｕ，Ｐｕ）Ｏ_２などのセラミック材料、あるいは酸化ウランおよび再処理酸化プルトニウムにもとづく混合物で作られる。

【0064】

本発明による燃料棒が、ガス冷却高速炉（ＧＣＦＲ）における使用を意図している場合には、燃料被覆が、好ましくは例えばバナジウム主体の合金などの耐熱または準耐熱金属材料、あるいは例えばＴｉ_３ＳｉＣ_２型のＭＡＸ相などの延性セラミックで作られ、燃料ペレットが、好ましくは（Ｕ，Ｐｕ）Ｃ、（Ｕ，Ｐｕ）Ｏ_２などのセラミック材料で作られる。

【0065】

さらに本発明は、上述した燃料棒のような燃料棒を複数本、格子にまとめて配置して備えている核燃料アセンブリに関する。

【0066】

さらに本発明は、中性子透過性の材料で作られた燃料被覆であって、長手方向に沿って延びるとともに、この長手方向に対して横方向に楕円形の断面を有している燃料被覆に関する。

【0067】

さらに本発明は、長手方向に沿って延びている核燃料ペレットであって、長手方向を横切る断面が、長軸方向端部が断ち落とされたおおむね楕円形状を有する核燃料ペレットに関する。

【0068】

さらに本発明は、長手方向に沿って高さＨを有し、この長手方向を横切る断面が、長さ２×ｃの断ち落とされた長軸と長さ２×ｂ’の短軸とを有するおおむね断ち落とされた楕円形状を有する燃料ペレットを製造する方法であって、
−いわゆるペレット化工程において燃料粉末を作成するステップと、
−高さＨと、長軸２×ｃおよび短軸２×ｂ’を有する断ち落とされた楕円形の断面とを有する一組の金型内で、燃料粉末を原料ペレットの縁に対して圧縮するステップと、
−圧縮した燃料ペレットを焼結するステップと
が実行される方法に関する。

【0069】

用語「原料ペレット」が、未焼結のペレットを意味することに留意されたい。

【0070】

有利には、高さＨと長軸２×ｃとの比Ｈ／（２×ｃ）が、少なくとも１．２に等しい。

【0071】

したがって、本発明によって開示される新規な燃料棒の形状は、燃料棒の製造に関する改善も可能にすることができる。燃料ペレットの断ち落とされた楕円形断面は、上述の製造方法における２つの改善を、下記に別々に表わされるとおりに想定することを意味する。
・ペレットの圧縮方法について：このペレットの新規な形状は、圧縮軸が（円形断面の公知のペレットのような円柱の軸に沿った圧縮軸ではなく）楕円形断面の短軸方向に沿ってよいことを意味する。この新規な圧縮方法は、圧縮密度の一様性、したがって焼結後のペレットの形状について、より良好な制御をもたらすことができる。
・ペレットの直径を調節するための研削の排除：この燃料棒の断面の新規な楕円形は、原子炉において冷却材の温度が初めて上昇したときに外側からの圧力の影響によって、燃料被覆がペレットの面（短軸に対して直角）に接触させられることを意味する。したがって、ペレットの熱特性が、ペレットと燃料被覆との間の初期の組み立てすき間に影響されにくい。したがって、従来技術における状況と異なり、（特に上述の圧縮方法の改善と併せて）焼結によって得られる幾何学的な公差を容認できるようになるため、ペレットの寸法を調節する必要がない。

【0072】

さらに本発明は、燃料ペレットを中性子透過性の材料で作られた燃料被覆の内側に積み重ねて核燃料棒を製作する方法であって、上述の製造方法を直接使用して作られた焼結されたままの燃料ペレットが、おおむね楕円形である燃料被覆の内側に積み重ねられ、燃料被覆の内面の短軸の長さ２×ｂが、組み立てすき間を除いて、ペレットの短軸の長さ２×ｂ’と同じであり、ペレットの断ち落とされた半長軸と燃料被覆の半長軸との長さの差（ｃ−ａ）が、組み立てすき間ｊよりもはるかに大きい方法に関する。

【図面の簡単な説明】

【0073】

本発明の他の利点および特徴が、本発明による核燃料棒の詳細な説明を、後述の図１および１Ａを参照しつつ検討することによって、さらに明らかになるであろう。

【図1】本発明による核燃料棒の縦断面図（部分断面図）である。

【図1A】図１に示した核燃料棒の断面図である。

【図2】本発明による核燃料棒の斜視図である。

【図3】図２によるペレットの積み重ねが配置される本発明に従った燃料被覆の斜視図である。

【発明を実施するための形態】

【0074】

分かりやすくするために、ペレット６および燃料被覆２ならびにこれらの構成要素から構成される燃料棒１が延びる長手軸が、すべてＸＸ’と称されている。

【0075】

−寸法ａおよびｂが、楕円形の燃料被覆２の内寸であり、
−寸法ＡおよびＢが、楕円形の燃料被覆２の外寸であり、
−寸法ａ’およびｂ’が、断ち落とされていないペレット６にあてはまり、
−寸法２×ｃが、本発明に従って断ち落とされた燃料ペレット６の主たる長さである
ことに留意されたい。

【実施例】

【0076】

図１は、本発明による核燃料棒１を示しており、本発明による核燃料棒１は、原子炉においてすぐに使用することができる状態、すなわち後述のようにペレット６を底部付近に有する垂直位置にて表わされている。

【0077】

燃料棒１は、各端部が上側プラグ３および下側プラグ４によって閉じられたジルコニウム合金製の燃料被覆２で構成されている。

【0078】

燃料被覆の内側が、基本的に２つの区画へと分割されており、一方の区画５が、上部に位置してガス膨張チャンバを形成しており、他方の区画６が、核燃料ペレット６（各々が燃料棒１の長手方向ＸＸ’に沿って延びている）を積み重ねることによって形成された核分裂カラムを収容している。

【0079】

図示の積み重ねにおいては、各ペレット６が、ほぼ同じ高さＨを有している。

【0080】

圧縮コイルばね７が、下端をペレット６の積み重ねに当接させ、他端を上側プラグ３に当接させて、膨張チャンバ５に配置されている。

【0081】

このばね７が、ペレット６の積み重ねを長手軸ＸＸ’に沿った所定の位置に保持するとともに、時間につれてのペレット６の長手方向の膨張を「吸収」し、さらに燃料被覆部分の長円モードでの座屈も防止する。

【0082】

換言すると、燃料被覆の断面が極端な長円になることを防止する。

【0083】

図１Ａが、図１の燃料棒１の横断面図を示している。

【0084】

本発明による燃料被覆２は、全周にわたって一定の厚さを有しており、おおむね楕円形である。より正確には、楕円形の燃料被覆２の内表面２００が、長さ２×ａの長軸および長さ２×ｂの短軸を有している。

【0085】

さらに、燃料ペレット６の、燃料被覆の長軸の各端部は、断ち落とされた楕円形状を有する。換言すると、ペレット６が、長さ２×ｃの断ち落とされた長軸および長さ２×ｂ’の短軸を有している。

【0086】

寸法ｃが、ペレット６の断ち落としの平面について、ペレット６の中心からの距離を定めていることに留意されたい。

【0087】

ペレット６と燃料被覆２との間の一様な半径方向の組み立てすき間ｊが、ペレットの楕円形の側面、すなわちペレットの全長２×ｃについて定められている。すなわち、製造された後、原子炉において核分裂性物質として使用される前には、各燃料ペレット６は、断ち落とされた楕円形の断面を有し、そのような断ち落とされた楕円形の断面では、半短軸の長さｂ’が、組み立てのすき間ｊを除けば、燃料被覆２の内表面２００の半短軸の長さｂにほぼ等しい。

【0088】

このようにして、自由空間または膨張ボイド６０が、ペレット６の断ち落とされた長軸の２つの端部に位置し、すなわちペレット６の断ち落とされた縁６１と燃料被覆２の内表面２０との間に位置する。

【0089】

したがって、燃料棒１の断面についてのパラメータ設定は、以下のように定義されるペレット６の特徴にもとづいて表現される。
・長円度係数または細長さ係数「ａ’／ｂ’」（ここで、ａ’＝ａ−ｊ）
・断ち落とし比「ｃ／ａ’」

【0090】

本発明者は、満足できる熱的挙動（典型的には、出願ＷＯ２００７／０１７５０３に開示のとおりのプレートにおける値）を達成するために、細長さ係数ａ’／ｂ’が少なくとも１．５に等しくなければならないと考える。

【0091】

本発明による楕円形の断面を有する燃料棒１は、燃料要素よりも高い圧力のもとに保たれた炉心冷却材にて機能する２つの種類の原子炉において使用することが可能であると考えられる。

【0092】

対象となる第１の用途は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）における動作状態に特有の使用である。

【0093】

その場合、燃料棒を、先験的に、現時点において公知であるような円形の断面を有する燃料棒などの既存の標準的な燃料要素の設計において使用されている材料と同じ構成材料から製作することができ、すなわち燃料被覆についてはジルコニウム合金またはＭ５合金（ＺｒＮｂＯ）から製作することができ、燃料ペレットについてはＵＯ_２セラミックあるいは酸化ウランおよび再処理酸化プルトニウムにもとづく混合物から製作することができる。

【0094】

対象となる第２の用途は、ガス冷却高速炉（ＧＣＦＲ）に特有の使用であり、燃料被覆の温度が３００℃〜９００℃の範囲において高く、高速中性子フルエンスが大である条件下での使用である。この場合、燃料棒を製造するために使用される構成材料は、燃料被覆については、バナジウム主体の合金などの耐熱または準耐熱金属や、Ｔｉ_３ＳｉＣ_２型のＭＡＸ相などの延性セラミックであってよく、燃料ペレットについては、セラミック（Ｕ，Ｐｕ）Ｃまたは（Ｕ，Ｐｕ）Ｏ_２であってよい。

【0095】

本発明による楕円形の断面を有する燃料棒の一特定の実施形態を、以下で説明する。この実施形態において、燃料棒１は、標準的な加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の動作条件を満足するように設計されている。

【0096】

対照の目的に使用される標準的なＰＷＲ原子炉について、形状、材料、および動作条件は、以下のとおりである。
・公知の円形断面を有する燃料棒の寸法：
燃料被覆：外径Ｄｅｘｔ＝９．５ｍｍ
内径Ｄｉｎｔ＝８．３６ｍｍ
燃料ペレット：直径＝８．２ｍｍ
・材料：
Ｍ５合金製の燃料被覆
ＵＯ_２の燃料ペレット
・動作条件：
燃料被覆の外表面の温度Ｔ＝３４２℃
冷却材の圧力Ｐ＝１５５ｂａｒｓ
燃料の単位体積当たりの出力＝３２０Ｗ／ｃｍ^３
・燃焼度＝６００００ＭＷｄ／ｔ
公知の円形断面を有する燃料棒に関するこれらの対照データにもとづき、本発明者は、本発明による新規な楕円形の燃料棒について、以下の寸法を提案する。
・標準的な円形の断面を有するペレットと同じペレットの断面
・長円度係数ａ’／ｂ’＝１．８
・ｃ／ａ’＝０．９に等しい断ち落とし比、すなわち、燃料棒１について示したとおりの以下の寸法ａ’、ｂ’、ｃ
ａ’＝５．６１ｍｍ
ｂ’＝３．１１５ｍｍ
ｃ＝５．０５ｍｍ
・標準的な断面の燃料被覆の厚さに等しい０．５７ｍｍという燃料被覆の厚さ
・ｊ＝０．０８ｍｍである標準的な円形断面の燃料棒におけるペレットと燃料被覆との間の半径方向の組み立てすき間に等しい半径方向の組み立てすき間（この本発明による燃料棒におけるペレット６と燃料被覆２との間の組み立てすき間ｊは、燃料被覆の楕円形の断面の寸法が以下のとおりである楕円の短軸ｂに沿って測定した）
長軸における内径２×ａ＝５．６９ｍｍ
短軸における内径２×ｂ＝３．１９５ｍｍ
長軸における外径２×Ａ＝６．２６ｍｍ
短軸における外径２×Ｂ＝３．７６５ｍｍ

【0097】

加圧水型原子炉（ＰＷＲ）用の標準的な円形断面を有する燃料棒の対照の形状と比べ、本発明による楕円形の断面を有する燃料棒１の総断面は４．４％程度増加し、燃料の領域が燃料被覆の約９２．５％を占めている。

【0098】

したがって、ペレット６と燃料被覆２との間の初期の半径方向の組み立てすき間ｊと、ペレット６の端部の断ち落とし６１（断ち落とされた縁６１と燃料被覆２０の内面との間のボイド空間６０）とによって構成される総ボイドｊ、６０が、Π×ａ×ｂに等しい燃料被覆の内側断面の約７．４７％を呈する。

【0099】

楕円形の断面を有する燃料被覆２の製作において、特に製造上の問題は存在しない。

【0100】

また、異なる圧縮作業を、ペレット６を製作するために想定することができる。本発明において考えられる細長さａ’／ｂ’が、上述の寸法において１．８に等しいことは、各ペレットを直角に圧縮することが想定できることを意味し、すなわち円形断面を有する燃料棒について現時点で行なわれるとおりのシリンダの軸ＸＸ’に沿った圧縮の代わりに、楕円形の断面の短軸ａ’の方向に沿った圧縮が想定でき、換言すると高さＨによって画定される縁の圧縮が想定できることを意味する。

【0101】

燃料被覆の楕円形は、焼結したままのペレットを燃料被覆の内側に配置できることも意味する。本発明者は、燃料ペレットを縁Ｈに沿って圧縮することで、ペレットにおける圧縮密度のより良好な一様性に起因して、焼結されたペレットの厚さのばらつきが少なくなるに違いないと考える。

【0102】

上述のように、ＰＷＲ原子炉の動作の最中に、燃料被覆の楕円形は、冷却材が加圧されるや否や、ペレットおよび燃料被覆の面の間で接触（端部のボイド６０を除く）が生じ、すなわち全長２×ｃにわたって接触が生じることを意味する。

【0103】

寿命の最初期においてさえも、ペレット６の熱的特性が、もはやペレット６と燃料被覆２との間の初期の組み立てすき間に依存することがない。

【0104】

ＰＷＲの対照の動作条件下で、本発明による楕円形断面の燃料棒１の熱的および熱機械的挙動の分析を、ＣＡＳＴ３Ｍという有限要素プログラムを用いたデジタルシミュレーションによって行なった。

【0105】

このシミュレーションは、寿命全体にわたって燃料出力が一定であり、Ｍ５燃料被覆材およびＵＯ_２燃料の物理的特性が温度変化、燃料被覆材および燃料の粘弾性挙動（熱および放射線によるクリープ）に伴って変動し、放射線のもとで材料が膨張し、かつ燃料によって生成される核分裂ガスの放出率が６％程度（６００００ＭＷｄ／ｔの燃焼度において円形断面を有する燃料棒について見られる典型的な値）であるという仮定にもとづいて行なった。

【0106】

結果は、この６００００ＭＷｄ／ｔの燃焼度での動作において、以下のとおりである。
・寿命の全体にわたる燃料温度の良好な制御。出力が最初に生成されるや否や、ペレット６と燃料被覆２との間の半径方向のすき間ｊが閉じ、最大の燃料温度が、寿命の初めの６８３℃という温度と寿命の終わりの９０４℃という温度の間で変化する。

【0107】

この変化は、放射線による燃料の伝導性の低下、ならびに燃料によって放出され、ペレット６と燃料被覆２との間の熱交換係数を悪化させる核分裂ガスの存在に起因する。

【0108】

断面の楕円形ゆえに、熱交換の方向に沿ったペレットのサイズ（ペレットの小さい方の直径）が同じ表面積を有する円形のペレットの直径よりも小さいため、燃料の内部の最大温度が、標準的な円形断面の燃料棒よりも低い。
・燃料ペレットの断面における大域的な熱機械的挙動が良好である。これは、燃料ペレットの楕円形断面のクリープが、ペレットの断ち落とされた端部６１に生成されるボイド６０によって形成される熱抵抗に起因して達成される表面温度によって制御されるため、断面の変形の抑制をもたらす。

【0109】

寿命の最初において、局所的な温度の上昇（縁６１における）は１３６℃であり、燃料被覆に接する交換表面（部位６２における）の温度よりも高い。

【0110】

寿命の終わりにおいて、局所的な温度の上昇（断ち落とされた縁６１と部位６２との間）は２２０℃である。

【0111】

断面の機械的安定性を制御するこの熱平衡は、断面の幾何学的パラメータを最適化することによって得られ、すなわち長円度係数ａ／ｂおよび断ち落とし比ｃ／ａを最適化することによって得られる。当然ながら、これらのパラメータは、各用途に応じて決まり、それらの最適化は、各燃料ペレットの動作条件および構成材料の機械的特性に応じて決まり、特に熱クリープおよび放射線挙動の法則に応じて決まる。

【0112】

さらに、良好な熱機械的挙動は、燃料によって放出される核分裂ガスによって生成される燃料棒の内圧の良好な制御ももたらす。

【0113】

ペレットの断ち落とされた端部６１のボイド６０の存在は、標準的な円形断面を有する燃料棒には存在しない追加の膨張チャンバを形成する。

【0114】

最後に、良好な熱機械的挙動が、燃料被覆を曲げるペレット６と燃料被覆２との間の機械的な相互作用を生む。

【0115】

生じる曲げ応力は、燃料ペレットの断ち落とし６１に面する燃料被覆の端部部分２００に位置する。

【0116】

燃料被覆２のクリープが、動作の最中にこれらの応力を１００ＭＰａ未満の値に抑える。

【0117】

したがって、燃料被覆が、実際には長円モードにもとづく曲げにてのみ応力を被り、標準的な円形断面の燃料棒の燃料被覆において生じる可能性があるフープ拘束モードにさらされることがない。

【0118】

燃料ペレット６の断面の変形は、主として、ペレットの断ち落とされた楕円形断面の長円剛性の作用のもとで端部のボイド６０に向かい、拡大および膨張の変形に対抗するクリープ押し出しによって適応される。

【0119】

下記のような他の改善および変更も、本発明の枠組みから外れることなく想定することができる。
−現時点において稼働中の加圧水型原子炉（ＰＷＲ）における応用において、標準的な材料、すなわちジルコニウム合金の燃料被覆２およびＵＯ_２の燃料ペレット６、あるいはＭＯｘとも称される劣化酸化ウランおよび再処理酸化プルトニウムにもとづく混合物を使用することが可能であると考えられる。燃料棒の性能を、本発明による楕円形断面によって燃料棒における燃料被覆材および燃料のクリープ挙動を制御することによって最適化することができる、
−ガス冷却高速炉（ＧＣＦＲ）における応用においては、上述のような一連の延性のある金属およびセラミック材料からの延性のある燃料被覆の使用が望ましい。

【図1】

【図1A】

【図2】

【図3】