JPH02259596A - 核燃料焼結体の製造方法 - Google Patents
核燃料焼結体の製造方法Info
- Publication number
- JPH02259596A JPH02259596A JP1082581A JP8258189A JPH02259596A JP H02259596 A JPH02259596 A JP H02259596A JP 1082581 A JP1082581 A JP 1082581A JP 8258189 A JP8258189 A JP 8258189A JP H02259596 A JPH02259596 A JP H02259596A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- sintered body
- grain size
- uranium dioxide
- roasting
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［産業上の利用分野］
この発明は核燃料焼結体における結晶粒度および結晶密
度の調整方法を含む核燃料焼結体の製造方法に関する。
度の調整方法を含む核燃料焼結体の製造方法に関する。
［従来技術および発明が解決しようとする課題］原子炉
の核燃料物質として用いられる核燃料焼結体である二酸
化ウラン系核燃料焼結体は軽水炉の普及とともに広く使
用されるに至っている。
の核燃料物質として用いられる核燃料焼結体である二酸
化ウラン系核燃料焼結体は軽水炉の普及とともに広く使
用されるに至っている。
この二酸化ウラン系核燃料焼結体は、平均結晶粒径が５
〜ｌＯルｍ程度であるが、小粒径結晶の核燃料焼結体で
あると、核分裂生成ガス（ＦＰガス）の放出が多いと考
えられており、ＦＰガスの放出を抑制するためには、平
均結晶粒径が２０〜８０ｇ、ｍ程度の大粒径の核燃料焼
結体であるのが望まれる。
〜ｌＯルｍ程度であるが、小粒径結晶の核燃料焼結体で
あると、核分裂生成ガス（ＦＰガス）の放出が多いと考
えられており、ＦＰガスの放出を抑制するためには、平
均結晶粒径が２０〜８０ｇ、ｍ程度の大粒径の核燃料焼
結体であるのが望まれる。
従来、大粒径二酸化ウラン系核燃料焼結体の製造方法と
しては、ＫＷＵ社（西独）の低温酸化雰囲気焼結法があ
り、この場合、二酸化ウランスクラップを焼結して得ら
れた八酸化三ウラン（Ｕ３０８）と二酸化ウラン（ＵＯ
２）原料粉末とを混合して焼結することがある。
しては、ＫＷＵ社（西独）の低温酸化雰囲気焼結法があ
り、この場合、二酸化ウランスクラップを焼結して得ら
れた八酸化三ウラン（Ｕ３０８）と二酸化ウラン（ＵＯ
２）原料粉末とを混合して焼結することがある。
前記製造方法においては、混合する八酸化三ウランの量
の調節は主に焼結体密度の調節や焼きしまりの調節のた
めに実施されており、結晶粒径の調節は、焼結温度等の
特定の条件を設定することにより、大粒径の核燃料焼結
体を製造している。
の調節は主に焼結体密度の調節や焼きしまりの調節のた
めに実施されており、結晶粒径の調節は、焼結温度等の
特定の条件を設定することにより、大粒径の核燃料焼結
体を製造している。
しかしながら、前記のような製造方法では、大粒径であ
ると共に、一定の密度［８３〜８８％ＴＤ］の核燃料焼
結体を製造するには、混合する八酸化三ウランの量の設
定範囲や焼結温度等の条件が特定の設定範囲に限られる
と言う問題点を有する。
ると共に、一定の密度［８３〜８８％ＴＤ］の核燃料焼
結体を製造するには、混合する八酸化三ウランの量の設
定範囲や焼結温度等の条件が特定の設定範囲に限られる
と言う問題点を有する。
この発明は前記の事情に基いてなされたものである。
すなわち、この発明の目的は、前記問題点を解決し、所
望結晶粒径および所望結晶密度を有する核燃料体を容易
に製造することのできる、核燃料体の結晶粒度および結
晶密度の調整方法を含む核燃料焼結体の製造方法を提供
することにある。
望結晶粒径および所望結晶密度を有する核燃料体を容易
に製造することのできる、核燃料体の結晶粒度および結
晶密度の調整方法を含む核燃料焼結体の製造方法を提供
することにある。
［前記課題を解決するための手段］
前記課題を解決するためのこの発明は、二酸化ウラン原
料粉末７５〜５５重量％と八酸化三ウラン２５〜４５重
量％とを混合した混合粉末から成型して得られる成型体
を、酸化雰囲気中で１．ＩＯＱ〜１．４００℃の温度に
て焼結した後、還元雰囲気中で１．１００〜１．４００
℃の温度にて加熱して、酸素舎金属比（Ｏ／Ｕ）を１．
３８〜２．０２に調整した核燃料焼結体を製造する核燃
料焼結体の製造方法において。
料粉末７５〜５５重量％と八酸化三ウラン２５〜４５重
量％とを混合した混合粉末から成型して得られる成型体
を、酸化雰囲気中で１．ＩＯＱ〜１．４００℃の温度に
て焼結した後、還元雰囲気中で１．１００〜１．４００
℃の温度にて加熱して、酸素舎金属比（Ｏ／Ｕ）を１．
３８〜２．０２に調整した核燃料焼結体を製造する核燃
料焼結体の製造方法において。
核燃料焼結体の結晶粒度の調整を。
〔１〕酸化ウランを焙焼して前記八酸化三ウランを製造
する際の焙焼温度による調整、および、■前記二酸化ウ
ラン原料粉末に混合する前記入酸化三ウランの量による
調整、 の少なくとも一種の調整により行ない、核燃料焼結体の
焼結体密度の調整を、 〔１〕酸化ウランを焙焼して前記八酸化三ウランを製造
する際の焙焼温度による調整。
する際の焙焼温度による調整、および、■前記二酸化ウ
ラン原料粉末に混合する前記入酸化三ウランの量による
調整、 の少なくとも一種の調整により行ない、核燃料焼結体の
焼結体密度の調整を、 〔１〕酸化ウランを焙焼して前記八酸化三ウランを製造
する際の焙焼温度による調整。
■前記二酸化ウラン原料粉末に混合する前記八酸化三ウ
ランの量による調整、および、■前記入酸化三ウランの
混合時期を藺期と後期とに分け、後期混合時の前記八酸
化三ウランの粒度による調整。
ランの量による調整、および、■前記入酸化三ウランの
混合時期を藺期と後期とに分け、後期混合時の前記八酸
化三ウランの粒度による調整。
の少なくとも一種の調整により行なうことを特徴とする
核燃料焼結体の製造方法である。
核燃料焼結体の製造方法である。
第１図は、この発明の方法の一例を示す説明図である。
第１図に示すように、この発明の方法は、たとえば、二
酸化ウラン原料粉末、および、例えば二酸化ウランスク
ラップ等を焙焼して得られる八酸化三ウランを混合する
混合処理と、ｆ８＆型処理と、酸化雰囲気中での焼結処
理と、還元雰囲気中での還元処理とを、この順に行なっ
て二酸化ウラン系核燃料焼結体を製造する際の、核燃料
焼結体の結晶粒度および結晶密度の調整方法である。
酸化ウラン原料粉末、および、例えば二酸化ウランスク
ラップ等を焙焼して得られる八酸化三ウランを混合する
混合処理と、ｆ８＆型処理と、酸化雰囲気中での焼結処
理と、還元雰囲気中での還元処理とを、この順に行なっ
て二酸化ウラン系核燃料焼結体を製造する際の、核燃料
焼結体の結晶粒度および結晶密度の調整方法である。
以下、二酸化ウラン原料粉末、八酸化三ウラン、混合処
理、成型処理、焼結処理、還元処理の順に詳述する。
理、成型処理、焼結処理、還元処理の順に詳述する。
二階ヒウラン原料粉末
この発明の方法において使用に供される二酸化ウラン原
料粉末は、二酸化ウランを含有する。
料粉末は、二酸化ウランを含有する。
前記二酸化ウランとしては、たとえば、重ウラン酸アン
モン（ＡＤＵ）、１Ｍウラニルアンモニウム（ＡＵＧ）
等を焙焼および還元して得られた二酸化ウランを挙げる
ことができる。
モン（ＡＤＵ）、１Ｍウラニルアンモニウム（ＡＵＧ）
等を焙焼および還元して得られた二酸化ウランを挙げる
ことができる。
前記核燃料粉末中の前記二酸化ウランの含有率は１通常
、１００重量％である。
、１００重量％である。
ただし、この発明の方法においては、前記二酸化ウラン
原料粉末が前記二酸化ウランとともに他の酸化物を含有
する混合酸化物系核燃料粉末を好適に使用することもで
きる。
原料粉末が前記二酸化ウランとともに他の酸化物を含有
する混合酸化物系核燃料粉末を好適に使用することもで
きる。
前記混合酸化物系核燃料粉末としては、たとえばＵＯ２
とＰｕ ０２ との混合酸化物［（■、Ｐｕ）０２１、
ＵＯ２とＧｄＯ２との混合酸化物［（Ｕ、Ｇｄ）Ｏｚ
］などが挙げられる。
とＰｕ ０２ との混合酸化物［（■、Ｐｕ）０２１、
ＵＯ２とＧｄＯ２との混合酸化物［（Ｕ、Ｇｄ）Ｏｚ
］などが挙げられる。
八酸化三ウラン
この八酸化三ウランとしては、たとえば二酸化ウラン核
燃料焼結体（Ｕ０２ベレット）の製造工程において生じ
る研磨くずや不良ペレットなどの二酸化ウラン核燃料焼
結体スクラップ（ＵＯ２スクラップ）あるいは成型体等
の未加熱ＵＯ２などを焙焼して得られる八酸化三ウラン
を挙げることができる。
燃料焼結体（Ｕ０２ベレット）の製造工程において生じ
る研磨くずや不良ペレットなどの二酸化ウラン核燃料焼
結体スクラップ（ＵＯ２スクラップ）あるいは成型体等
の未加熱ＵＯ２などを焙焼して得られる八酸化三ウラン
を挙げることができる。
なお、たとえばＵ Ｏ２スクラップを室温から徐々に加
熱すると、Ｕ４０ｑ 、Ｕ３０ｙ を経てＵ３Ｏ８が得
られ、このＵ３０８を酸素中で５００℃以下の温度で加
熱すると、ＵＯ３が得られことがある。
熱すると、Ｕ４０ｑ 、Ｕ３０ｙ を経てＵ３Ｏ８が得
られ、このＵ３０８を酸素中で５００℃以下の温度で加
熱すると、ＵＯ３が得られことがある。
したがって、この発明の方法において使用に供される前
記八酸化三ウランとしては、八酸化三ウラン（Ｕ３０＆
）粉末の他に、たとえば九酸化四ウラン（Ｕ４０９
）粉末、七酸化三ウラン（Ｕ３０７ ）粉末、三酸化ウ
ラン（ＵＯ３）粉末などを含有することもある。
記八酸化三ウランとしては、八酸化三ウラン（Ｕ３０＆
）粉末の他に、たとえば九酸化四ウラン（Ｕ４０９
）粉末、七酸化三ウラン（Ｕ３０７ ）粉末、三酸化ウ
ラン（ＵＯ３）粉末などを含有することもある。
さらに、この発明の方法において、前記二酸化ウラン原
料粉末が前記混合酸化物系核燃料粉末を含有する場合、
すなわち１例えば、前記二酸化ウラン原料粉末が（Ｕ、
Ｐｕ）０２粉末である場合には、前記ウラン酸化物粉末
として（Ｕ、Ｐｕ）３０Ｂ粉末を用いることもできるし
、前記核燃料粉末が（Ｕ、Ｃｄ）Ｏｚ粉末である場合に
は、前記ウラン酸化物粉末として（Ｕ、Ｇｄ）ａＯｓ粉
末を用いることもできる。
料粉末が前記混合酸化物系核燃料粉末を含有する場合、
すなわち１例えば、前記二酸化ウラン原料粉末が（Ｕ、
Ｐｕ）０２粉末である場合には、前記ウラン酸化物粉末
として（Ｕ、Ｐｕ）３０Ｂ粉末を用いることもできるし
、前記核燃料粉末が（Ｕ、Ｃｄ）Ｏｚ粉末である場合に
は、前記ウラン酸化物粉末として（Ｕ、Ｇｄ）ａＯｓ粉
末を用いることもできる。
この発明においては、八酸化三ウランの製造時の焙焼温
度を変化させることにより、核燃料焼結体の結晶密度お
よび結晶粒度が所望の値に調整される。
度を変化させることにより、核燃料焼結体の結晶密度お
よび結晶粒度が所望の値に調整される。
八酸化三ウランの製造時の焙焼温度は、通常。
３００℃以上であるが、第２図に示すように、３５０〜
８５０℃の範囲内の温度を適宜に選択することにより、
核燃料結晶密度を９３〜９８％ＴＤの範囲にすることが
できるし、また、第３図に示すように、焙焼温度を３５
０〜８５０℃の範囲内の適宜の温度を選択することによ
り、核燃料焼結体の平均結晶粒径を２０〜８０７ｚｍの
範囲内にすることができる。
８５０℃の範囲内の温度を適宜に選択することにより、
核燃料結晶密度を９３〜９８％ＴＤの範囲にすることが
できるし、また、第３図に示すように、焙焼温度を３５
０〜８５０℃の範囲内の適宜の温度を選択することによ
り、核燃料焼結体の平均結晶粒径を２０〜８０７ｚｍの
範囲内にすることができる。
なお、この焙焼温度の範囲を前記範囲に特に選定しなく
ても、後述する八酸化三ウランの粒度を選定し、および
／または八酸化三ウランの二酸化ウランに配合する時期
および量の選定によっても、核燃料焼結体の結晶粒度お
よび結晶粒径の調節を実行することができる。
ても、後述する八酸化三ウランの粒度を選定し、および
／または八酸化三ウランの二酸化ウランに配合する時期
および量の選定によっても、核燃料焼結体の結晶粒度お
よび結晶粒径の調節を実行することができる。
混合処理
前記焙焼温度の範囲内の焙焼温度で二酸化ウランを焙焼
して得られる八酸化三ウランの平均粒度は、通常３０〜
５００ルｍの範囲内である。
して得られる八酸化三ウランの平均粒度は、通常３０〜
５００ルｍの範囲内である。
この発明においては、前記粒度範囲にある八酸化三ウラ
ンと二酸化ウランとを混合してから、得られる混合物を
成形処理に供してよい。
ンと二酸化ウランとを混合してから、得られる混合物を
成形処理に供してよい。
また、更に粒度調整が必要な場合、前記入酸化三ウラン
の粒度を調整するか、第１図に示すように、前記焙焼に
より得られる酸酸化ウランと二酸化ウランとを先ず混合
し、次いで、得られるこの混合物Ａと所定粒度の八酸化
三ウランＢとを混合することによっても、核燃料焼結体
の結晶密度および結晶粒度を調整することができる。こ
の場合、初めの混合処理は、前記二酸化ウラン原料粉末
に前記八酸化三ウランを粉砕混合する処理であり５後の
混合処理は均一混合する処理である。
の粒度を調整するか、第１図に示すように、前記焙焼に
より得られる酸酸化ウランと二酸化ウランとを先ず混合
し、次いで、得られるこの混合物Ａと所定粒度の八酸化
三ウランＢとを混合することによっても、核燃料焼結体
の結晶密度および結晶粒度を調整することができる。こ
の場合、初めの混合処理は、前記二酸化ウラン原料粉末
に前記八酸化三ウランを粉砕混合する処理であり５後の
混合処理は均一混合する処理である。
混合処理においては、二酸化ウラン原料粉末と八酸化三
ウランとの混合物中の八酸化三ウランの配合量が２５〜
４５重量％、特に３０〜４０重量％になる割合で、二酸
化ウラン原料粉末と八酸化三ウランとを混合するのが好
ましい、このような条件で八酸化三ウランを混合するこ
とにより、核燃料焼結体の結晶粒度および結晶密度の調
整を図ることができる。
ウランとの混合物中の八酸化三ウランの配合量が２５〜
４５重量％、特に３０〜４０重量％になる割合で、二酸
化ウラン原料粉末と八酸化三ウランとを混合するのが好
ましい、このような条件で八酸化三ウランを混合するこ
とにより、核燃料焼結体の結晶粒度および結晶密度の調
整を図ることができる。
前記混合物中の八酸化三ウランの配合量が大きくなると
、具体的には八酸化三ウランの配合量を４０重量％より
大きく４５重量％以下で配合すると、核燃料焼結体に大
孔径のボア（空孔）が形成されるようになり、前記混合
物中の八酸化三ウランの配合量の配合量が少ないと、具
体的には八酸化三ウランの配合量が２５重量％以上３０
重量％未満で配合すると、粒径分布が極めて不均一にな
る傾向がある。
、具体的には八酸化三ウランの配合量を４０重量％より
大きく４５重量％以下で配合すると、核燃料焼結体に大
孔径のボア（空孔）が形成されるようになり、前記混合
物中の八酸化三ウランの配合量の配合量が少ないと、具
体的には八酸化三ウランの配合量が２５重量％以上３０
重量％未満で配合すると、粒径分布が極めて不均一にな
る傾向がある。
前記混合処理には、たとえばＶ型ブレンダー等の公知の
混合量あるいはボールミル、ミキサーミルなどの混合粉
砕器を使用することができる。
混合量あるいはボールミル、ミキサーミルなどの混合粉
砕器を使用することができる。
また、この発明の方法においては、八酸化三ウランの配
合時期の選択として、前記焙焼により製造されたへ酸化
玉ウランを８旦二酸化ウランに粉砕混合してから、得ら
れるその混合物に、前記八酸化三ウランのうちの平均粒
径が２５０〜５００４ｍにあるものを、前記混合物に対
して５〜１０重量％になる割合で、混合することにより
、核燃料焼結体の密度を調整することができる。
合時期の選択として、前記焙焼により製造されたへ酸化
玉ウランを８旦二酸化ウランに粉砕混合してから、得ら
れるその混合物に、前記八酸化三ウランのうちの平均粒
径が２５０〜５００４ｍにあるものを、前記混合物に対
して５〜１０重量％になる割合で、混合することにより
、核燃料焼結体の密度を調整することができる。
焼結体の結晶粒度や密度の調整のための八酸化三ウラン
の添加量や粒度は、二酸化ウラン原料粉末のロフトによ
って微妙に変化するが一例として焼結体密度（ρ％ＴＤ
）と添加量との関係とじて次の関係が得られる。
の添加量や粒度は、二酸化ウラン原料粉末のロフトによ
って微妙に変化するが一例として焼結体密度（ρ％ＴＤ
）と添加量との関係とじて次の関係が得られる。
ｐ＝ｐ、−０，３Ｘｘｌ −０，ｌＸＸ２［ただし、
零八酸化三ウラン添加量Ｏ％のときの
焼結体密度：ρ０％ＴＤ
零八酸化三ウラン添加量の重量：ｘ１％本模本後合で添
加した 八酸化三つラン添加量二ｘ？％ （八酸化三ウランの平均粒径：２５０〜３５０ ｇｍ）
とする、］ 一方、焼結体の結晶粒度は添加する八酸化三ウランの総
量および／または焙焼温度によって決めることができる
。
加した 八酸化三つラン添加量二ｘ？％ （八酸化三ウランの平均粒径：２５０〜３５０ ｇｍ）
とする、］ 一方、焼結体の結晶粒度は添加する八酸化三ウランの総
量および／または焙焼温度によって決めることができる
。
戊Ａυ」埋
この発明の方法においては、次いで、前記混合処理で得
られた調整混合物を圧縮成型して成型体とする。
られた調整混合物を圧縮成型して成型体とする。
圧縮成形の際の成形圧は、通常、１〜５ ｔ／ｃｍ２の
範囲であり、好ましくは１．４〜２．８ｔ／ｃｍ２ の
範囲である。この成形圧が１ ｔ／ｃ層２未満であると
、得られる成形体が崩れ易くなる。一方、５ ｔ／ｃ■
２を超えると、得られる成形体や被焼結ペレットにき裂
が発生し易くなる。
範囲であり、好ましくは１．４〜２．８ｔ／ｃｍ２ の
範囲である。この成形圧が１ ｔ／ｃ層２未満であると
、得られる成形体が崩れ易くなる。一方、５ ｔ／ｃ■
２を超えると、得られる成形体や被焼結ペレットにき裂
が発生し易くなる。
褒級亙１
この発明の方法においては、次いで、酸化雰囲気中、特
に微酸化雰囲気中で前記成形体の焼結処理を行なう。
に微酸化雰囲気中で前記成形体の焼結処理を行なう。
前記酸化雰囲気は、たとえば二酸化炭素、窒素と酸素と
の混合ガス、二酸化炭素と一酸化炭素との混合ガスなど
を存在させることにより実現する。特に好ましい雰囲気
としては、不活性ガス中に濃度Ｉ Ｘ １０−３〜２
Ｘ １０−２容量％の酸素ガス含有ガス雰囲気である。
の混合ガス、二酸化炭素と一酸化炭素との混合ガスなど
を存在させることにより実現する。特に好ましい雰囲気
としては、不活性ガス中に濃度Ｉ Ｘ １０−３〜２
Ｘ １０−２容量％の酸素ガス含有ガス雰囲気である。
油温焼結処理における焼結温度は、通常１ 、１００〜
１，４００℃の範囲内に設定するのが良い。
１，４００℃の範囲内に設定するのが良い。
焼結温度が１，１００℃よりも低いと、得られる二酸化
ウラン核燃料焼結体の焼結密度が低下することがあり、
また、前記温度範囲において、例えば焼結時間を２時間
とした場合、低温側の温度たとえば１．１００〜１，１
５０℃の範囲で焼結すると、核燃料焼結体の粒度分布が
大きくなり、一方、前記温度範囲において、高温側の温
度たとえば１，２００〜１．２５０℃の範囲で焼結する
と核燃料焼結体の粒度分布が小さくなる傾向にある。
ウラン核燃料焼結体の焼結密度が低下することがあり、
また、前記温度範囲において、例えば焼結時間を２時間
とした場合、低温側の温度たとえば１．１００〜１，１
５０℃の範囲で焼結すると、核燃料焼結体の粒度分布が
大きくなり、一方、前記温度範囲において、高温側の温
度たとえば１，２００〜１．２５０℃の範囲で焼結する
と核燃料焼結体の粒度分布が小さくなる傾向にある。
したがって、この焼結温度を調箇することによっても核
燃料焼結体の平均粒度分布を調整することができる。
燃料焼結体の平均粒度分布を調整することができる。
焼結に要する時間は、通常、１０分間〜４時間である。
量ｊシ艷狸
この発明の方法においては、前記焼結を行なった後、還
元雰囲気中で加熱して還元処理を行なう。
元雰囲気中で加熱して還元処理を行なう。
すなわち、この還元処理により前記焼結処理を経た前記
成型体を還元する。
成型体を還元する。
前記還元雰囲気は、たとえば水素、水素と窒素との混合
ガス、水素とアルゴンとの混合ガス、あるいはこれらと
水蒸気とを共存させたガスなどを存在させることにより
実現する。
ガス、水素とアルゴンとの混合ガス、あるいはこれらと
水蒸気とを共存させたガスなどを存在させることにより
実現する。
荊記還元処理における加熱温度は、通常１，１００〜１
．４００℃の範囲にする。
．４００℃の範囲にする。
加熱温度が１，１００℃よりも低いと、この発明の方法
により得られる二酸化ウラン核燃料焼結体の０７Ｕ比を
１．８８〜２．０２の範囲にするためには後述する加熱
時間が著しく長くなる。一方、１．４００℃より高くし
てもそれに見合った効果は奏されず、エネルギー効率の
面で不利である。なお、加熱条件は、通常、炉の設計お
よびバランスを考慮して焼結条件と同じに設定される。
により得られる二酸化ウラン核燃料焼結体の０７Ｕ比を
１．８８〜２．０２の範囲にするためには後述する加熱
時間が著しく長くなる。一方、１．４００℃より高くし
てもそれに見合った効果は奏されず、エネルギー効率の
面で不利である。なお、加熱条件は、通常、炉の設計お
よびバランスを考慮して焼結条件と同じに設定される。
すなわち、加熱時間は、通常、ｌＯ分〜３時間である。
この発明の方法においては、以上の処理を行なって、得
られる二酸化ウラン核燃料焼結体の０／Ｕ比を１．９８
〜２．０２の範囲に調整し、得られる二酸化ウラン核燃
料焼結体の密度を９３〜９８％ＴＤの範囲に調整する。
られる二酸化ウラン核燃料焼結体の０／Ｕ比を１．９８
〜２．０２の範囲に調整し、得られる二酸化ウラン核燃
料焼結体の密度を９３〜９８％ＴＤの範囲に調整する。
このＯ／Ｕ比および密度が前記の範囲を外れると、得ら
れる二酸化ウラン核燃料焼結体の融点や強度の低下を招
いて、設計値を逸脱する恐れがあり、燃料設計上、好ま
しくないことがある。
れる二酸化ウラン核燃料焼結体の融点や強度の低下を招
いて、設計値を逸脱する恐れがあり、燃料設計上、好ま
しくないことがある。
以上のようにして、平均粒径が２０〜８０４ｍの範囲内
および平均結晶密度が９３〜９８％ＴＤの範囲内で任意
の平均粒径および平均結晶密度を有する核燃料焼結体を
製造することができ、この核燃料焼結体は、たとえば軽
水炉の核燃料物質として好適に用いることができる。
および平均結晶密度が９３〜９８％ＴＤの範囲内で任意
の平均粒径および平均結晶密度を有する核燃料焼結体を
製造することができ、この核燃料焼結体は、たとえば軽
水炉の核燃料物質として好適に用いることができる。
［実施例］
次いで、この発明の実施例を示し、この発明についてさ
らに具体的に説明する。
らに具体的に説明する。
この実施例は、第１図に示すような方法で行なった。
（実施例１）
０／Ｕ比が２．１２である二酸化ウラン原料粉末７０重
量％と、 ４００℃で焙焼した八酸化三ウラン（平均粒
径１２５ｐｍ）３（１重量％とを混合する混合処理によ
り得られた混合物を成型し、微酸化雰囲気中で１，１０
０℃、 ３．５時間の焼結処理を行ない、次いで還元雰
囲気中で加熱して還元処理を行ない、二酸化ウラン系核
燃料焼結体を製造した。
量％と、 ４００℃で焙焼した八酸化三ウラン（平均粒
径１２５ｐｍ）３（１重量％とを混合する混合処理によ
り得られた混合物を成型し、微酸化雰囲気中で１，１０
０℃、 ３．５時間の焼結処理を行ない、次いで還元雰
囲気中で加熱して還元処理を行ない、二酸化ウラン系核
燃料焼結体を製造した。
この二酸化ウラン系核燃料焼結体の密度、０／Ｕ比はそ
れぞれ次のとおりであった。
れぞれ次のとおりであった。
密度、 ９７．４％Ｔ、Ｄ。
０／Ｕ比： ２．００
また、金属顕微鏡により観察したところ、第４図に示す
ような平均粒径３０７１ｍの大粒径部と平均粒径２ｇｍ
の小粒径部とが、はぼ均一に分布した金相を有する健全
な二酸化ウラン系核燃料焼結体であるのを確認した。
ような平均粒径３０７１ｍの大粒径部と平均粒径２ｇｍ
の小粒径部とが、はぼ均一に分布した金相を有する健全
な二酸化ウラン系核燃料焼結体であるのを確認した。
（実施例２）
前記実施例１において、 ４００℃で焙焼して得られた
八酸化三ウランを使用する代りに６００℃で焙焼した八
酸化三ウランを用いた以外は、実施例１と同様にして二
酸化ウラン系核燃料焼結体を製造した。
八酸化三ウランを使用する代りに６００℃で焙焼した八
酸化三ウランを用いた以外は、実施例１と同様にして二
酸化ウラン系核燃料焼結体を製造した。
この二酸化ウラン系核燃料焼結体の密度、０／Ｕ比はそ
れぞれ次のとおりであった。
れぞれ次のとおりであった。
１門１：［： ９５．３ ％Ｔ、Ｉ）。
０／Ｕ比： ２．０Ｇ
また、金属顕微鏡により観察したところ、第５図に示す
ような平均粒径２５ｐｍの大粒径部が大部分を占めるが
、小粒径部も若干量ある金相を有する健全な二酸化ウラ
ン系核燃料焼結体であるのを確認した。
ような平均粒径２５ｐｍの大粒径部が大部分を占めるが
、小粒径部も若干量ある金相を有する健全な二酸化ウラ
ン系核燃料焼結体であるのを確認した。
（実施例３）
前記実施例１における混合処理の代りに、前記実施例１
で製造した八酸化三ウラン２９重量％（二酸化ウランと
八酸化三ウランとを混合して得られる最終混合物を１０
０とした場合の％）と二酸化ウラン８７重量％（二酸化
ウランと八酸化三ウランとを混合して得られる最終混合
物を１００とした場合の％）とを混合して得られる混合
物に、平均粒度３５０μｍの八酸化三ウラン４重量％（
二酸化ウランと八酸化三ウランとを混合して得られる最
終混合物を１００とした場合の％）を混合する混合処理
をした他は、前記実施例１と同様に実施して二酸化ウラ
ン系核燃料焼結体を製造した。
で製造した八酸化三ウラン２９重量％（二酸化ウランと
八酸化三ウランとを混合して得られる最終混合物を１０
０とした場合の％）と二酸化ウラン８７重量％（二酸化
ウランと八酸化三ウランとを混合して得られる最終混合
物を１００とした場合の％）とを混合して得られる混合
物に、平均粒度３５０μｍの八酸化三ウラン４重量％（
二酸化ウランと八酸化三ウランとを混合して得られる最
終混合物を１００とした場合の％）を混合する混合処理
をした他は、前記実施例１と同様に実施して二酸化ウラ
ン系核燃料焼結体を製造した。
この二酸化ウラン系核燃料焼結体の密度、０／Ｕ比はそ
れぞれ次のとおりであった。
れぞれ次のとおりであった。
密度： ９５．７％Ｔ、Ｄ。
０／ｌＪ比： ２．００
また、金属顕微鏡により観察したところ、第６図に示す
ような粒径５０ＪＬｍ以上の大粒径部が大部分を占める
平均粒径６０ｇｍの金相を有する健全な二酸化ウラン系
核燃料焼結体であるのを確認した。
ような粒径５０ＪＬｍ以上の大粒径部が大部分を占める
平均粒径６０ｇｍの金相を有する健全な二酸化ウラン系
核燃料焼結体であるのを確認した。
（実施例４）
前記実施例１における焙焼温度を５００℃にし。
焼結温度をおよび時間を１１００℃および２時間にした
他は前記実施例１と同様に実施した以外は、実施例１と
同様にして二酸化ウラン系核燃料焼結体を製造した。
他は前記実施例１と同様に実施した以外は、実施例１と
同様にして二酸化ウラン系核燃料焼結体を製造した。
この二酸化ウラン系核燃料焼結体の密度、０／Ｕ比はそ
れぞれ次のとおりであった。
れぞれ次のとおりであった。
密度： ９４．５％Ｔ、Ｄ。
０／Ｕ比８２．００
また、金属顕微鏡により観察したところ、第７図に示す
ような平均粒径が約２０ｐｍの均質な金相を有する健全
な二酸化ウラン系核燃料焼結体であるのを確認した。
ような平均粒径が約２０ｐｍの均質な金相を有する健全
な二酸化ウラン系核燃料焼結体であるのを確認した。
（実施例５）
前記実施例１における焙焼温度を４５０℃にし、得られ
る八酸化三ウランの配合量を３５重量％にし、焼結温度
および焼結時間を１２００℃および２時間にした他は前
記実施例１と同様に実施して二酸化ウラン系核燃料焼結
体を製造した。
る八酸化三ウランの配合量を３５重量％にし、焼結温度
および焼結時間を１２００℃および２時間にした他は前
記実施例１と同様に実施して二酸化ウラン系核燃料焼結
体を製造した。
この二酸化ウラン系核燃料焼結体の密度、０／Ｕ比はそ
れぞれ次のとおりであった。
れぞれ次のとおりであった。
密度： ９５．０％Ｔ、Ｄ。
０７Ｕ比： ２．０Ｇ
また、金属顕微鏡により観察したところ、第８図に示す
ような平均粒径２０＃Ｌｍの金相を有する健全な二酸化
ウラン系核燃料焼結体であるのを確認した。
ような平均粒径２０＃Ｌｍの金相を有する健全な二酸化
ウラン系核燃料焼結体であるのを確認した。
（評価）
実施例１および実施例２とにより焙焼温度を変化させる
ことにより、核燃料焼結体の密度および粒径分布を変化
させることができ、実施例１と実施例３とにより、八酸
化三ウランの添加時期を変えることによっても、核燃料
焼結体の密度および粒径分布を変化させることができる
ことが理解される。
ことにより、核燃料焼結体の密度および粒径分布を変化
させることができ、実施例１と実施例３とにより、八酸
化三ウランの添加時期を変えることによっても、核燃料
焼結体の密度および粒径分布を変化させることができる
ことが理解される。
［発明の効果］
この発明によると、
二酸化ウランに添加する八酸化三ウラの粒径、その添加
時期および八酸化三ウランを製造する際の二酸化ウラン
の焙焼温度の少なくともいずれか一つを調整することに
より、核燃料焼結体の結晶密度を９３〜８８％ＴＤおよ
び結晶粒径を２０〜８０１Ｌｍの範囲内の所望の値に調
節することができる。
時期および八酸化三ウランを製造する際の二酸化ウラン
の焙焼温度の少なくともいずれか一つを調整することに
より、核燃料焼結体の結晶密度を９３〜８８％ＴＤおよ
び結晶粒径を２０〜８０１Ｌｍの範囲内の所望の値に調
節することができる。
第１図はこの発明の方法の一例における概略を示す流れ
図である。第２図は八酸化三ウランの焙焼温度と二酸化
ウラン系核燃料焼結体の密度（％ＴＤ）との関係の一例
を示すグラフである。第３図は八酸化三ウランの焙焼温
度と八酸化三ウランの粒径との関係の一例を示すグラフ
である。第４図は実施例１において得られた二酸化ウラ
ン系核燃料焼結体を金属顕微鏡観察にて１００倍の倍率
で撮影してなる図面代用写真である。第５図は実施例２
において得られた二酸化ウラン系核燃料焼結体を金属顕
微鏡観察にて１００倍の倍率で撮影してなる図面代用写
真である。第６図は実施例３において得られた二酸化ウ
ラン系核燃料焼結体を金属顕微鏡観察にて１００倍の倍
率で撮影してなる図面代用写真である。第７図は実施例
４において得られた二酸化ウラン系核燃料焼結体を金属
顕微鏡観察にて２００倍の倍率で撮影してなる図面代用
写真である。第８図は実施例７において得られた二酸化
ウラン系核燃料焼結体を金属顕微鏡観察にて１００倍の
倍率で撮影してなる図面代用写真である。 特許出願人 原子燃料工業株式会社
図である。第２図は八酸化三ウランの焙焼温度と二酸化
ウラン系核燃料焼結体の密度（％ＴＤ）との関係の一例
を示すグラフである。第３図は八酸化三ウランの焙焼温
度と八酸化三ウランの粒径との関係の一例を示すグラフ
である。第４図は実施例１において得られた二酸化ウラ
ン系核燃料焼結体を金属顕微鏡観察にて１００倍の倍率
で撮影してなる図面代用写真である。第５図は実施例２
において得られた二酸化ウラン系核燃料焼結体を金属顕
微鏡観察にて１００倍の倍率で撮影してなる図面代用写
真である。第６図は実施例３において得られた二酸化ウ
ラン系核燃料焼結体を金属顕微鏡観察にて１００倍の倍
率で撮影してなる図面代用写真である。第７図は実施例
４において得られた二酸化ウラン系核燃料焼結体を金属
顕微鏡観察にて２００倍の倍率で撮影してなる図面代用
写真である。第８図は実施例７において得られた二酸化
ウラン系核燃料焼結体を金属顕微鏡観察にて１００倍の
倍率で撮影してなる図面代用写真である。 特許出願人 原子燃料工業株式会社
Claims (1)
- （１）二酸化ウラン原料粉末７５〜５５重量％と八酸化
三ウラン２５〜４５重量％とを混合した混合粉末から成
型して得られる成型体を、酸化雰囲気中で１，１００〜
１，４００℃の温度にて焼結した後、還元雰囲気中で１
，１００〜１，４００℃の温度にて加熱して、酸素・金
属比（Ｏ／Ｕ）を１．９８〜２．０２に調整した核燃料
焼結体を製造する核燃料焼結体の製造方法において、 核燃料焼結体の結晶粒度の調整を、 〔１〕酸化ウランを焙焼して前記八酸化三ウランを製造
する際の焙焼温度による調整、および、〔２〕前記二酸
化ウラン原料粉末に混合する前記八酸化三ウランの量に
よる調整、 の少なくとも一種の調整により行ない、 核燃料焼結体の焼結体密度の調整を、 〔１〕酸化ウランを焙焼して前記八酸化三ウランを製造
する際の焙焼温度による調整、 〔２〕前記二酸化ウラン原料粉末に混合する前記八酸化
三ウランの量による調整、および、 〔３〕前記八酸化三ウランの混合時期を前期と後期とに
分け、後期混合時の前記八酸化三ウランの粒度による調
整、 の少なくとも一種の調整により行なうことを特徴とする
核燃料焼結体の製造方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1082581A JPH0731266B2 (ja) | 1989-03-31 | 1989-03-31 | 核燃料焼結体の製造方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1082581A JPH0731266B2 (ja) | 1989-03-31 | 1989-03-31 | 核燃料焼結体の製造方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02259596A true JPH02259596A (ja) | 1990-10-22 |
| JPH0731266B2 JPH0731266B2 (ja) | 1995-04-10 |
Family
ID=13778447
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1082581A Expired - Fee Related JPH0731266B2 (ja) | 1989-03-31 | 1989-03-31 | 核燃料焼結体の製造方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0731266B2 (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2675412A1 (fr) * | 1991-04-17 | 1992-10-23 | British Nuclear Fuels Plc | Procede de fabrication de bioxyde d'uranium fritte a microstructure uniforme. |
| JPH0572384A (ja) * | 1991-03-29 | 1993-03-26 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 核燃料燒結体の製造方法 |
| EP1020873A1 (en) * | 1999-01-18 | 2000-07-19 | European Community | A method for tailoring the density of nuclear fuel pellets |
| FR2830366A1 (fr) * | 2001-10-02 | 2003-04-04 | Nuclear Fuel Ind Ltd | Procede de fabrication d'un combustible nucleaire fritte compact |
| JP2013504049A (ja) * | 2009-09-02 | 2013-02-04 | コミッサリア ア ロンネルジー アトミック エ オ ゾンネルジー ザルテルナティーフ | 少なくとも１つのマイナーアクチニドに基づく多孔性核燃料を調製する方法 |
| JP2023168961A (ja) * | 2022-05-16 | 2023-11-29 | 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン | 核燃料スクラップのリサイクル方法、リサイクル装置、およびリサイクル材を用いた核燃料ペレットの製造方法 |
-
1989
- 1989-03-31 JP JP1082581A patent/JPH0731266B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0572384A (ja) * | 1991-03-29 | 1993-03-26 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 核燃料燒結体の製造方法 |
| FR2675412A1 (fr) * | 1991-04-17 | 1992-10-23 | British Nuclear Fuels Plc | Procede de fabrication de bioxyde d'uranium fritte a microstructure uniforme. |
| EP1020873A1 (en) * | 1999-01-18 | 2000-07-19 | European Community | A method for tailoring the density of nuclear fuel pellets |
| WO2000042617A1 (en) * | 1999-01-18 | 2000-07-20 | European Community (Ec) | A method for tailoring the density of nuclear fuel pellets |
| FR2830366A1 (fr) * | 2001-10-02 | 2003-04-04 | Nuclear Fuel Ind Ltd | Procede de fabrication d'un combustible nucleaire fritte compact |
| US6878313B2 (en) | 2001-10-02 | 2005-04-12 | Nuclear Fuel Industries, Ltd. | Method of fabricating sintered nuclear fuel compact |
| DE10239769B4 (de) * | 2001-10-02 | 2005-08-25 | Nuclear Fuel Industries, Ltd. | Verfahren zur Herstellung eines gesinterten Kernbrennstoffpresslings |
| JP2013504049A (ja) * | 2009-09-02 | 2013-02-04 | コミッサリア ア ロンネルジー アトミック エ オ ゾンネルジー ザルテルナティーフ | 少なくとも１つのマイナーアクチニドに基づく多孔性核燃料を調製する方法 |
| JP2023168961A (ja) * | 2022-05-16 | 2023-11-29 | 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン | 核燃料スクラップのリサイクル方法、リサイクル装置、およびリサイクル材を用いた核燃料ペレットの製造方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0731266B2 (ja) | 1995-04-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5882552A (en) | Method for recycling fuel scrap into manufacture of nuclear fuel pellets | |
| US20090252279A1 (en) | Fuel Pellet for a Nuclear Reactor and Method for Producing Fuel Pellet | |
| JPH01148994A (ja) | 混合酸化物（Ｕ，Ｐｕ）Ｏ↓２ベースの核燃料ペレットの製造方法 | |
| US3806565A (en) | Method of preparing relatively low density oxide fuel for a nuclear reactor | |
| JPS6119952B2 (ja) | ||
| EP0842518A1 (en) | Nuclear fuel pellets | |
| JPS6054635B2 (ja) | 高密度の酸化物核燃料体の製造方法 | |
| JPH02259596A (ja) | 核燃料焼結体の製造方法 | |
| JP2790548B2 (ja) | 核燃料燒結体の製造方法 | |
| CN1319848A (zh) | 用U3O8粉末制备Gd2O3－UO2可燃毒物燃料芯块的方法 | |
| JP2004309453A (ja) | タングステン金属網を含有した核燃料焼結体及びその製造方法 | |
| JP2588947B2 (ja) | 酸化物核燃料焼結体の製造方法 | |
| US3270098A (en) | Method of making hollow, spherical uo2 particles | |
| JP2813926B2 (ja) | 原子燃料用二酸化ウラン粉末及びその製造方法 | |
| RU2148279C1 (ru) | Способ получения топливных таблеток | |
| US6878313B2 (en) | Method of fabricating sintered nuclear fuel compact | |
| RU2243601C2 (ru) | Способ изготовления урангадолинийсодержащих топливных таблеток | |
| JP4099529B2 (ja) | 核燃料ペレットおよびその製造方法 | |
| Durand et al. | Preliminary developments of MTR plates with uranium nitride | |
| JP2981580B2 (ja) | 核燃料体の製造方法 | |
| JP3403960B2 (ja) | 核燃料ペレットの製造方法 | |
| JP2701043B2 (ja) | ２重微細構造を有する酸化物核燃料体の製造方法 | |
| US3294698A (en) | Hollow, spherical uo2 nuclear fuel particles | |
| Torrente et al. | Sintering investigations of UOX and MOX fuel pellets | |
| Durazzo et al. | The sintering blockage mechanism in the UO2-Gd2O3 system |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |