特表 2024-545490 核燃料棒被覆管及び核燃料棒被覆管を製造するための方法

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】公表特許公報(A)

(11)【公表番号】

(43)【公表日】2024-12-09

(54)【発明の名称】核燃料棒被覆管及び核燃料棒被覆管を製造するための方法

(51)【国際特許分類】

   G21C 3/06 20060101AFI20241202BHJP

   G21C 3/07 20060101ALI20241202BHJP

【ＦＩ】

G21C3/06 200

G21C3/07

G21C3/06 300

【審査請求】未請求

【予備審査請求】未請求

(21)【出願番号】P 2024532509

(86)(22)【出願日】2022-12-08

(85)【翻訳文提出日】2024-07-23

(86)【国際出願番号】 EP2022085044

(87)【国際公開番号】W WO2023104989

(87)【国際公開日】2023-06-15

(31)【優先権主張番号】21213290.6

(32)【優先日】2021-12-09

(33)【優先権主張国・地域又は機関】EP

(81)【指定国・地域】

(71)【出願人】

【識別番号】504448335

【氏名又は名称】ウエスチングハウス エレクトリック スウェーデン アクチボラグ

(74)【代理人】

【識別番号】110002952

【氏名又は名称】弁理士法人鷲田国際特許事務所

(72)【発明者】

【氏名】ライト ジョナサン

(72)【発明者】

【氏名】リンベック マグナス

(72)【発明者】

【氏名】アドルノ ロペス デニス

(72)【発明者】

【氏名】ノーレン マグナス

(57)【要約】

核燃料棒被覆管（１、１’）が記載される。核燃料被覆管は、窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）の耐酸化コーティングを有する。核燃料棒被覆管（１、１’）を製造するための方法も記載される。
【選択図】図１

【特許請求の範囲】

【請求項1】

核燃料棒被覆管（１、１’）であって、窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）の耐酸化コーティング（５、５’）を有することを特徴とする、前記核燃料棒被覆管（１、１’）。

【請求項2】

前記耐酸化コーティング（５）が単層として構成される、請求項１に記載の核燃料棒被覆管（１）。

【請求項3】

前記耐酸化コーティング（５’）が多層コーティングとして構成される、請求項１に記載の核燃料棒被覆管（１’）。

【請求項4】

前記耐酸化コーティング（５’）が、窒化クロム－ニオブ／窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ／Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）－超格子などのナノスケールの多層コーティングとして構成される、請求項３に記載の核燃料棒被覆管（１’）。

【請求項5】

前記超格子の第２のＣｒ－Ｎｂ－Ｎ層ごとに、前記超格子の残りの層と比較して、Ｎｂに対するＣｒの比が異なる、請求項４に記載の核燃料棒被覆管（１’）。

【請求項6】

前記Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎのニオブの含有量が、５ａｔ％～９０ａｔ％の間、好ましくは、５ａｔ％～５０ａｔ％の間、最も好ましくは５ａｔ％～３５ａｔ％の間である、請求項１～４のいずれかに記載の核燃料棒被覆管（１、１’）。

【請求項7】

前記第２のＣｒ－Ｎｂ－Ｎ層ごとに、ニオブの含有量が、１ａｔ％～４５ａｔ％の範囲にあり、好ましくは、１ａｔ％～３５ａｔ％、最も好ましくは２ａｔ％～２０ａｔ％であり、前記残りの層のニオブの含有量は、５５ａｔ％～９９ａｔ％の範囲であり、好ましくは、６５ａｔ％～９９ａｔ％、最も好ましくは８０ａｔ％～９８ａｔ％の範囲である、請求項５に記載の核燃料棒被覆管（１’）。

【請求項8】

前記耐酸化コーティング（５、５’）が、１μｍ～３０μｍの間の厚さ（ｔ、ｔ’）を有し、好ましくは２μｍ～１５μｍの間、最も好ましくは４μｍ～１２μｍの間である、請求項１～７のいずれかに記載の核燃料棒被覆管（１、１’）。

【請求項9】

核燃料棒被覆管（１、１’）を製造するための方法であって、以下のステップ、
－核燃料被覆管基部（７）を提供すること、及び、
－前記核燃料被覆管基部に窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）の耐酸化コーティング（５、５’）を提供すること、を含む、前記方法。

【請求項10】

前記耐酸化コーティング（５）が、単層として構成される、請求項９に記載の方法。

【請求項11】

前記耐酸化コーティング（５’）が、多層コーティングとして構成される、請求項９に記載の方法。

【請求項12】

前記耐酸化コーティング（５’）が、窒化クロム－ニオブ／窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ／Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）－超格子などのナノスケールの多層コーティングとして構成される、請求項１１に記載の方法。

【請求項13】

前記超格子の第２のＣｒ－Ｎｂ－Ｎ層ごとに、前記超格子の残りの層と比較して、Ｎｂに対するＣｒの比が異なる、請求項１２に記載の方法。

【請求項14】

Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎの前記耐酸化コーティング（５、５’）は、物理蒸着（ＰＶＤ）プロセスによって実現される、請求項９～１３のいずれかに記載の方法。

【請求項15】

前記Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎのニオブの含有量が、５ａｔ％～９０ａｔ％の間、好ましくは、５ａｔ％～５０ａｔ％の間、最も好ましくは５ａｔ％～３５ａｔ％の間である、請求項９～１１または１４のいずれかに記載の方法。

【請求項16】

前記第２のＣｒ－Ｎｂ－Ｎ層ごとのニオブの含有量が、１ａｔ％～４５ａｔ％の範囲にあり、好ましくは、１ａｔ％～３５ａｔ％、最も好ましくは２ａｔ％～２０ａｔ％であり、前記残りの層のニオブの前記含有量は、５５ａｔ％～９９ａｔ％の範囲であり、好ましくは、６５ａｔ％～９９ａｔ％、最も好ましくは８０ａｔ％～９８ａｔ％の範囲である、請求項１３に記載の方法。

【請求項17】

前記耐酸化コーティング（５、５’）が、１μｍ～３０μｍの間の厚さ（ｔ、ｔ’）を有し、好ましくは２μｍ～１５μｍの間、最も好ましくは４μｍ～１２μｍの間である、請求項９～１６のいずれかに記載の方法。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本開示は、核燃料棒被覆管に関し、より詳細には、外側コーティングを有する核燃料棒被覆管に関する。本開示はまた、核燃料棒被覆管を製造するための方法に関する。

【背景技術】

【0002】

通常の原子炉では、原子炉コアは多数の燃料集合体を含み、そのそれぞれは複数の細長い燃料棒から構成される。燃料棒はそれぞれ、通常、Ｈｅなどのガスによって取り囲まれた核燃料ペレットのスタックの形態で、核燃料分裂性物質を含有する。燃料棒は、核分裂性物質の封じ込めとして機能する被覆を有する。

【0003】

軽水原子炉（ＬＷＲ）は、冷却剤及び中性子減速剤として水を使用する。ＬＷＲには、加圧水原子炉（ＰＷＲ）及び沸騰水原子炉（ＢＷＲ）の２つの基本的なタイプが存在する。水－水エネルギー原子炉（ＶＶＥＲ）は、ＰＷＲのタイプと見なすことができる。小型モジュール式原子炉（ＳＭＲ）もＬＷＲのタイプであり得る。ＬＷＲでは、燃料棒被覆管は典型的には、ジルコニウムベースの合金で作られる。

【0004】

ＷＯ２０２１／１１２９３８には、Ｎｂの中間層を含む外側コーティングを有する核燃料棒被覆管が記載されている。

【0005】

ＷＯ２０１８／０６７４２５は、核燃料棒被覆管上に二重鎖層を形成することを記載している。二重層は、内側の中間層と、外側の耐腐食層とを含む。

【0006】

ＷＯ２０２０／０１８３６１には、セラミック糸が管の周りに巻き付けられ、コーティングで結合されている、核燃料棒被覆管が記載されている。

【0007】

デブリフレッチングによる燃料の破損を相殺するために開発された燃料被覆材料上の硬質接触コーティングに関する１つの問題は、例えばＢＷＲのコア内部に一般的な条件下でのこれらのコーティングの安定性である。

【0008】

したがって、核燃料棒被覆管の改善されたコーティングの必要性がある。

【0009】

したがって、本発明の１つの目的は、特に安定性及びデブリのフレッチングからの保護に関して改善された核燃料棒被覆管を提供することである。本発明のさらなる目的は、改善された核燃料棒被覆管を製造するための方法を達成することである。

【発明の概要】

【0010】

上記の目的は、独立請求項による本発明によって達成される。

【0011】

好ましい実施形態は、従属項に規定される。

【0012】

一態様によれば、本発明は、窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）の耐酸化コーティングを有する核燃料棒被覆管に関する。耐酸化コーティングはＣｒ－Ｎｂ－Ｎからなる。

【0013】

ニオブ（Ｎｂ）は窒化クロム（Ｃｒ－Ｎ）とともにコーティング中に存在するため、例えばＢＷＲ条件でのＣｒＯｘの形成を伴う純粋なＣｒ系の非保護的酸化などとは対照的に、Ｃｒ－Ｎの酸化を安定させることができ、コーティングをより保護し得る（安定化したＣｒ_２Ｏ_３の形成による）。したがって、当技術分野で公知の燃料棒被覆管と比較して、改善された耐酸化性を有する核燃料棒被覆管が達成される。

【0014】

さらに、Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎの耐酸化コーティングは、非コーティングまたはＣｒコーティング燃料被覆管と比較して、より高い硬度を有する表面を設け、そのために、例えば、ＢＷＲ環境において適切なデブリ保護を実証する。

【0015】

ＣｒへのＮｂの添加は、耐酸化を増加させるだけでなく、総合的な中性子の断面を減少させる。この利点は、追加の保護が有利であると見なされる場合、中性子の吸収がより低いこと、またはより厚いコーティングを可能にすることのいずれかとして得ることができる。

【0016】

その結果、当技術分野で公知の棒被覆管と比較して、耐酸化が改善され、デブリ保護が改善された核燃料棒被覆管が提供される。したがって、上記の目的は達成される。

【0017】

任意選択で、耐酸化コーティングは単層として構成される。単層を有することにより、腐食に対して層全体で一貫した性能が確保され、最も簡単であり、したがって製造するのに最も安価になり得るコーティングである。

【0018】

任意選択で、耐酸化コーティングは、多層コーティングとして構成される。複数の層は、両方の層コンポーネントの有利な特性を組み合わせることができる。さらに、層間の界面は、亀裂を逸らすように機能することができる。層間の界面はまた、より大きな視点から無傷の層を維持して、互いにある程度の滑りを可能にし得る。複数層コーティングは、多層コーティングと呼ぶことができる。

【0019】

任意選択で、耐酸化コーティングは、窒化クロム－ニオブ／窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ／Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）－超格子などのナノスケール多層コーティングとして構成される。超格子構造は、多くの場合、単層薄膜、または２層コーティングなどの一部の多層コーティングによっても実現不可能な改善された特性を有する可能性がある。超格子内の層は、燃料棒被覆管の強化されたデブリ保護を含む、耐酸化性及び機械的特性に関する特性のさらなる改善に寄与する。

【0020】

任意選択で、該超格子の第２のＣｒ－Ｎｂ－Ｎ層ごとに、超格子の残りの層と比較して、Ｎｂに対するＣｒの比率が異なる。超格子構造と、Ｃｒ対Ｎｂの比率が異なる２つのＣｒ－Ｎｂ－Ｎ変種の組み合わせとの相乗効果により、接着、摩耗性能、及び疲労強度の改善、ならびに耐食性の改善など、さらに強化された特性が提供され得る。

【0021】

任意選択で、Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ中のニオブの含有量は、５ａｔ％～９０ａｔ％の間、好ましくは５ａｔ％～５０ａｔ％の間、最も好ましくは５ａｔ％～３５ａｔ％の間である。

【0022】

任意選択で、超格子の第２のＣｒ－Ｎｂ－Ｎ層ごとのニオブの含有量は、１ａｔ％～４５ａｔ％、好ましくは１ａｔ％～３５ａｔ％、最も好ましくは２ａｔ％～２０ａｔ％の範囲にある。前記超格子の残りの層の前記ニオブの含有量が、５５ａｔ％～９９ａｔ％、好ましくは６５ａｔ％～９９ａｔ％、最も好ましくは８０ａｔ％～９８ａｔ％の範囲にある、前記ニオブの含有量。

【0023】

任意選択で、耐酸化コーティングは、１μｍ～３０μｍの間、好ましくは２μｍ～１５μｍの間、最も好ましくは４μｍ～１２μｍの間の厚さを有する。したがって、多層コーティングとして構成された耐酸化コーティングの場合、厚さはコーティングの合計の厚さになる。

【0024】

任意選択で、核燃料棒被覆管は、沸騰水原子炉（ＢＷＲ）での使用に適合される。代替として、核燃料棒被覆管は、加圧水原子炉（ＰＷＲ）、水－水エネルギー原子炉（ＶＶＥＲ）、及び小型モジュール式原子炉（ＳＭＲ）などの他のタイプの軽水原子炉（ＬＷＲ）で使用することができる。

【0025】

さらなる態様によれば、本発明は、核燃料棒被覆管を製造するための方法に関し、この方法は、以下のステップを含む。
－核燃料棒被覆管基部を提供すること、及び、
－前記管状ベース上に窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）の耐酸化コーティングを設けること、である。耐酸化コーティングはＣｒ－Ｎｂ－Ｎからなる。

【0026】

ニオブ（Ｎｂ）は窒化クロム（Ｃｒ－Ｎ）とともにコーティング中に存在するため、例えばＢＷＲ条件でのＣｒＯｘの形成を伴う純粋なＣｒ系の非保護的酸化などとは対照的に、Ｃｒ－Ｎの酸化を安定させることができ、コーティングをより保護し得る（安定化したＣｒ_２Ｏ_３の形成による）。したがって、当技術分野で公知の棒被覆管と比較して、改善された耐酸化性を有する核燃料棒被覆管が達成される。

【0027】

さらに、Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎの耐酸化コーティングは、非コーティングまたはＣｒコーティング燃料被覆管と比較して、より高い硬度を有する表面を提供し、そのために、例えば、ＢＷＲ環境において適切なデブリ保護を実証する。

【0028】

ＣｒへのＮｂの添加は、耐酸化を増加させるだけでなく、総合的な中性子の断面を減少させる。この利点は、追加の保護が有利であると見なされる場合、中性子の吸収がより低いこと、またはより厚いコーティングを可能にすることのいずれかとして得ることができる。

【0029】

その結果、改良された核燃料棒被覆管を製造するための方法が提供され、その方法によって、当技術分野で公知の燃料棒被覆管と比較して、改善された耐酸化性及び改善されたデブリ保護を有する核燃料棒被覆管が提供される。したがって、上記の目的は達成される。

【0030】

任意選択で、耐酸化コーティングは単層として構成される。単層を有することにより、腐食に対して層全体で一貫した性能が確保され、最も簡単であり、したがって製造するのに最も安価になり得るコーティングである。

【0031】

任意選択で、耐酸化コーティングは、多層コーティングとして構成される。多層コーティングは、両方の層コンポーネントの有利な特性を組み合わせることができる。さらに、層間の界面は、亀裂を逸らすように機能することができる。層間の界面はまた、より大きな視点から無傷の層を維持して、互いにある程度の滑りを可能にし得る。複数層コーティングは、多層コーティングと呼ぶことができる。

【0032】

任意選択で、耐酸化コーティングは、窒化クロム－ニオブ／窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ／Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）－超格子などのナノスケール多層コーティングとして構成される。超格子構造は、多くの場合、単層薄膜、または２層コーティングなどの一部の多層コーティングによっても実現不可能な改善された特性を有する可能性がある。超格子内の層は、燃料棒被覆管の強化されたデブリ保護を含む、耐酸化性及び機械的特性に関する特性のさらなる改善に寄与する。

【0033】

任意選択で、超格子の第２のＣｒ－Ｎｂ－Ｎ層ごとに、超格子の残りの層と比較して、Ｎｂに対するＣｒの比率が異なる。超格子構造と、Ｃｒ対Ｎｂの比率が異なる２つのＣｒ－Ｎｂ－Ｎ変種の組み合わせとの相乗効果により、接着、摩耗性能、及び疲労強度の改善、ならびに耐食性の改善など、さらに強化された特性が提供され得る。

【0034】

任意選択で、窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）のコーティングは、物理蒸着（ＰＶＤ）プロセスによって実現される。したがって、コーティングは効果的かつ信頼できる方法で実現され得る。

【0035】

任意選択で、Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ中のニオブの含有量は、５ａｔ％～９０ａｔ％の間、好ましくは５ａｔ％～５０ａｔ％の間、最も好ましくは５ａｔ％～３５ａｔ％の間である。

【0036】

任意選択で、超格子の第２のＣｒ－Ｎｂ－Ｎ層ごとのニオブの含有量は、１ａｔ％～４５ａｔ％、好ましくは１ａｔ％～３５ａｔ％、最も好ましくは２ａｔ％～２０ａｔ％の範囲にあり、超格子の残りの層のニオブの含有量が、５５ａｔ％～９９ａｔ％、好ましくは６５ａｔ％～９９ａｔ％、最も好ましくは８０ａｔ％～９８ａｔ％の範囲にある。

【0037】

任意選択で、耐酸化コーティングは、１μｍ～３０μｍの間、好ましくは２μｍ～１５μｍの間、最も好ましくは４μｍ～１２μｍの間の厚さを有する。したがって、多層コーティングとして構成された耐酸化コーティングの場合、厚さはコーティングの総合的な厚さになる。

【図面の簡単な説明】

【0038】

【図1】Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ及びＣｒ－Ｎコーティングの表面の外観のシミュレーション結果を示す。

【図2】単層として構成された耐酸化コーティングを有する、概略的に例示された核燃料棒被覆管に亘る断面図である。

【図3】多層コーティングとして構成された耐酸化コーティングを伴う、概略的に例示された核燃料棒被覆管に亘る断面図である。

【図4】実施形態による、核燃料棒被覆管を含むＢＷＲ原子炉用の概略的な燃料アセンブリの切断図である。

【図5】実施形態による、核燃料棒被覆管を含むＰＷＲ原子炉用の概略的な燃料アセンブリの切断図である。

【発明を実施するための形態】

【0039】

以下、本発明を、添付の図面を参照しながら詳細に説明する。図面全体を通して、同じまたは類似の品目は同じ参照符号を有する。さらに、品目及び図面は、必ずしも原寸に比例しておらず、発明の原理を例示することに、むしろ重点が置かれている。

【0040】

コロビウムとしても知られるニオブは、Ｎｂという符号（以前はＣｂ）で原子番号４１の化学元素である。ニオブは、淡灰色、結晶性、延性の遷移金属である。純粋ニオブは、純チタンと同様のモース硬さの定格を有し、鉄と同様の延性を有する。ニオブは地球の大気で非常に低速で酸化する。

【0041】

一態様によれば、本発明は、の窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）の耐酸化コーティング５、５’を有する核燃料棒被覆管１、１’に関する。

【0042】

ニオブ（Ｎｂ）は窒化クロム（Ｃｒ－Ｎ）とともにコーティング中に存在するため、例えばＢＷＲ条件でのＣｒＯｘの形成を伴う純粋なＣｒ系の非保護的酸化などとは対照的に、Ｃｒ－Ｎの酸化を安定させることができ、より保護し得る（安定化したＣｒ_２Ｏ_３の形成による）。いくつかのシミュレーションが実施されており、添付の図１は、ＢＷＲ条件をシミュレートするオートクレーブで６０日間曝露した後のＣｒ－Ｎｂ－Ｎ及びＣｒ－Ｎコーティングの表面の外観のシミュレーションの結果を示す。図からわかるように、Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎコーティングは、滑らかで安定した表面を有し、それにより、改善された耐食性及び改善されたデブリに対する保護の両方をもたらす。

【0043】

Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎコーティングは、Ｃｒ及びＮｂの複数のターゲットを使用する物理蒸着（ＰＶＤ）プロセスによって、または選択した組成でＣｒ－Ｎｂ合金ターゲットを予備製造した後、いずれの場合もＮ_２雰囲気下で堆積を行うことで、達成され得る。

【0044】

添付の図面、図２～図５について次に説明する。図２は、単層として構成された耐酸化コーティング５を有する、概略的に例示された核燃料棒被覆管１に亘る断面図である。核燃料棒被覆管１は、核燃料被覆管基部７及び耐酸化コーティング５を含み、コーティング５は、窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）からなる。核燃料被覆管基部７の厚さは、典型的には、約０．５～０．８ｍｍ（５００～８００μｍ）である。核燃料被覆管基部７は、好ましくはジルコニウムベースの合金で作製される。コーティング５は、Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎからなる。耐酸化コーティング５は、１μｍ～３０μｍの間、好ましくは２μｍ～１５μｍの間、最も好ましくは４μｍ～１２μｍの間の厚さを有する。したがって、耐酸化コーティング５は、核燃料被覆管基部７よりもはるかに薄い。Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎのニオブの含有量は、５ａｔ％～９０ａｔ％であり、好ましくは、５ａｔ％～５０ａｔ％であり、最も好ましくは５ａｔ％～３５ａｔ％である。核燃料被覆管基部７は、物理蒸着（ＰＶＤ）プロセスを用いて耐酸化コーティング５によってコーティングされ得る。ＰＶＤプロセスの原理は一般的な知識であり、したがって、本明細書では詳細に説明しない。

【0045】

図３は、多層コーティングとして構成された耐酸化コーティング５’を伴う、概略的に例示された核燃料棒被覆管１’に亘る断面図である。複数層コーティングは、多層コーティングと呼ぶことができる。図３に示す実施形態によれば、耐酸化コーティング５’は２つの層を含む。しかしながら、耐酸化コーティング５’は、２層だけでなく、多数の非常に薄い層を含み得る。核燃料棒被覆管１’は、核燃料被覆管基部７と、複数の層を有する耐酸化コーティング５’とを含み、複数の層の各層は、窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）からなる。図３に示される実施形態によれば、核燃料被覆管基部７は、図２に示される実施形態による核燃料被覆管基部７と同様である。したがって、核燃料被覆管基部７の厚さは、典型的には、約０．５～０．８ｍｍ（５００～８００μｍ）である。核燃料被覆管基部７は、好ましくはジルコニウムベースの合金で作製される。コーティング５’の各層は、Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎからなる。コーティング５’は、１μｍ～３０μｍの間、好ましくは２μｍ～１５μｍの間、最も好ましくは４μｍ～１２μｍの間の厚さｔ’を有する。したがって、多層コーティングとして構成された耐酸化コーティング５’は、１μｍ～３０μｍの間、好ましくは２μｍ～１５μｍの間、最も好ましくは４μｍ～１２μｍの間の総合的な厚さｔ’を有する。したがって、耐酸化コーティング５’は、核燃料被覆管基部７よりもはるかに薄い。コーティング５’の各層の厚さは、同じであってもよく、またはコーティング５’の層ごとに厚さが異なっていてもよい。各層のＣｒ－Ｎｂ－Ｎ中のニオブの含有量は、５ａｔ％～９０ａｔ％の間、好ましくは５ａｔ％～５０ａｔ％の間、最も好ましくは５ａｔ％～３５ａｔ％の間である。核燃料被覆管基部７は、物理蒸着（ＰＶＤ）プロセスを使用して耐酸化コーティング５’によってコーティングされてもよく、すなわち、コーティング５’の各層はＰＶＤプロセスによって実現することができる。ＰＶＤプロセスの原理は一般的な知識であり、したがって、本明細書では詳細に説明しない。

【0046】

任意選択で、耐酸化コーティング５’は、窒化クロム－ニオブ／窒化クロム－ニオブ（Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ／Ｃｒ－Ｎｂ－Ｎ）－超格子などのナノスケール多層コーティングとして構成され得る（図示せず）。

【0047】

さらなるオプションとして、超格子の第２のＣｒ－Ｎｂ－Ｎ層ごとに、超格子の残りの層と比較して、Ｎｂに対するＣｒの比率が異なる場合がある。第２のＣｒ－Ｎｂ－Ｎ層ごとのニオブの含有量は、１ａｔ％～４５ａｔ％、好ましくは１ａｔ％～３５ａｔ％、最も好ましくは２ａｔ％～２０ａｔ％の範囲にあり得、残りの層のニオブの含有量が、５５ａｔ％～９９ａｔ％、好ましくは６５ａｔ％～９９ａｔ％、最も好ましくは８０ａｔ％～９８ａｔ％の範囲にあり得る。

【0048】

図４は、本明細書に記載の本発明の実施形態による、核燃料被覆棒管１、１’を含むＢＷＲ原子炉２用の概略的な燃料アセンブリの切断図である。

【0049】

図５は、本明細書に記載の本発明の実施形態による、核燃料被覆棒管１、１’を含むＰＷＲ原子炉３用の概略的な燃料アセンブリの切断図である。

【0050】

本発明による核燃料棒被覆管１、１’はまた、軽水原子炉（ＬＷＲ）、水－水エネルギー原子炉（ＶＶＥＲ）、または小型モジュール式原子炉（ＳＭＲ）内に配置することもできる。

【0051】

本発明は、上記の好ましい実施形態に限定されない。様々な代替物、修正形態、及び均等物を使用してもよい。したがって、上記の実施形態は、添付の特許請求の範囲によって定義される本発明の範囲を限定するものと解釈されるべきではない。

【図1】

【図2】

【図3】

【図4】

【図5】

【国際調査報告】