JPS5892987A - 酸化物核燃料焼結体の製造方法 - Google Patents
酸化物核燃料焼結体の製造方法Info
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- JPS5892987A JPS5892987A JP57196679A JP19667982A JPS5892987A JP S5892987 A JPS5892987 A JP S5892987A JP 57196679 A JP57196679 A JP 57196679A JP 19667982 A JP19667982 A JP 19667982A JP S5892987 A JPS5892987 A JP S5892987A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
- G21C3/623—Oxide fuels
-
- 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
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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】
本発明は、ＵＯ２出発粉末、又は稀土類酸化物、特にＧ
ｄ２０３１０重量％までを添加物として含むＵＯ□及び
Ｐｕ（）ｚ出発粉末から成る混合物をプレス成形体に圧
縮し、次いでこのプレス成形体を還元的如作用する焼結
雰囲気中で熱処理することによって凝縮させて酸化物核
燃料焼結体を製造する方法に関する。
ｄ２０３１０重量％までを添加物として含むＵＯ□及び
Ｐｕ（）ｚ出発粉末から成る混合物をプレス成形体に圧
縮し、次いでこのプレス成形体を還元的如作用する焼結
雰囲気中で熱処理することによって凝縮させて酸化物核
燃料焼結体を製造する方法に関する。
この方法は特開昭５６−１００３９２号公報から公知で
ある。この公知方法ではプレス成形体の熱処理をまず酸
化作用をする焼結雰囲気中で８００〜１４００℃で１５
分〜２時間行ない、次いで還元的に作用する焼結雰囲気
中で１６５０℃を越える温度で３０分〜４時間行なう。
ある。この公知方法ではプレス成形体の熱処理をまず酸
化作用をする焼結雰囲気中で８００〜１４００℃で１５
分〜２時間行ない、次いで還元的に作用する焼結雰囲気
中で１６５０℃を越える温度で３０分〜４時間行なう。
酸化雰囲気中での熱処理中プレス成形品は比較的低い処
理温度で過化学量論的状態に移行し、この状態で焼結抑
制（Ｕ、Ｇｄ）０□り相の形成は不活性化する。この相
はプレス成形体内における高い焼結密度の形成を著しく
長い焼結時間の後に初めて可能とするものである。
理温度で過化学量論的状態に移行し、この状態で焼結抑
制（Ｕ、Ｇｄ）０□り相の形成は不活性化する。この相
はプレス成形体内における高い焼結密度の形成を著しく
長い焼結時間の後に初めて可能とするものである。
この公知方法では稀土類元素、例えばガドリウムを中性
子物理学的に焼失可能な中性子毒として含みかつその焼
結密度が理論的に可能な密度の９０チを越え、従って作
動中の原子炉内で比較的僅かなガス状又は易揮発性の核
分裂生成物を遊離する酸化物核燃料焼結体が得られる。
子物理学的に焼失可能な中性子毒として含みかつその焼
結密度が理論的に可能な密度の９０チを越え、従って作
動中の原子炉内で比較的僅かなガス状又は易揮発性の核
分裂生成物を遊離する酸化物核燃料焼結体が得られる。
従って公知方法で得られた核燃料焼結体を含む燃料棒は
いずれにしても燃料棒被覆管内に僅かな過加圧を発生さ
せる。原子炉の運転中核燃料棒を破損させるおそれのあ
る核燃料焼結体の収縮及び局部的過加熱は生じない。
いずれにしても燃料棒被覆管内に僅かな過加圧を発生さ
せる。原子炉の運転中核燃料棒を破損させるおそれのあ
る核燃料焼結体の収縮及び局部的過加熱は生じない。
本発明は、得られる核燃料焼結体の焼結密度に影響を及
ぼすことなく、公知方法を更に簡略化することを目的と
する。
ぼすことなく、公知方法を更に簡略化することを目的と
する。
この目的を達成するため本発明によれば最初に記載した
形式の方法において、比表面積が２〜４．５ｒｒ？／ｆ
及び／又は晶粒の平均直径が８０ｎｍ 〜２５０ｎｍの
ＵＯ２原料粉末を圧縮のために使用し、還元的に作用す
る焼結雰囲気中での熱処理を１５００〜１７５０℃の温
度で実施することが提案される。
形式の方法において、比表面積が２〜４．５ｒｒ？／ｆ
及び／又は晶粒の平均直径が８０ｎｍ 〜２５０ｎｍの
ＵＯ２原料粉末を圧縮のために使用し、還元的に作用す
る焼結雰囲気中での熱処理を１５００〜１７５０℃の温
度で実施することが提案される。
ところでこの種の比較的小さい比表面積及び／又はこの
種の比較的大きい晶粒平均直径を有するＵＯ２原料粉末
（これは特に微孔性ではなく、従ってそれ自体は凝縮が
不良である）は、稀土類酸化物例えばＧｄ ２０３を配
合されている場合、比較的高い熱処理温度で極めて大き
い耐凝縮性を示すことが判明ｌ−だ。還元作用を有する
焼結雰囲気中での熱処理前又は後における酸化作用を有
する焼、・鴨。
種の比較的大きい晶粒平均直径を有するＵＯ２原料粉末
（これは特に微孔性ではなく、従ってそれ自体は凝縮が
不良である）は、稀土類酸化物例えばＧｄ ２０３を配
合されている場合、比較的高い熱処理温度で極めて大き
い耐凝縮性を示すことが判明ｌ−だ。還元作用を有する
焼結雰囲気中での熱処理前又は後における酸化作用を有
する焼、・鴨。
結方囲気中での熱処理は、ＵＯ□原料粉末かう得られた
核燃料焼結体の焼結密度に影響を与えることなく省略で
きる。
核燃料焼結体の焼結密度に影響を与えることなく省略で
きる。
通常ＵＯ２原料粉末は酸化物稀土類元素を含む核燃料焼
結体に加工することができるが、このＵＯ２原料粉末は
直接圧縮し、焼結目的で熱処理することができず、ＵＯ
□原料粉末はまず核燃料焼結体の高い焼結密度を得るた
め、４．５ ｄｌ ？よりも大きい平均表面及び２５０
ｎｍよりも大きい晶粒平均直径の形成下に粉砕し、その
後に粉末状稀土類酸化物を配合し、予備圧縮し、次いで
流動可能及びプレス可能の顆粒物に造粒しなければなら
なかった。最初にこの顆粒を加圧成形体に圧縮し、核燃
料焼結体の形成下に焼結のため熱処理に付した。
結体に加工することができるが、このＵＯ２原料粉末は
直接圧縮し、焼結目的で熱処理することができず、ＵＯ
□原料粉末はまず核燃料焼結体の高い焼結密度を得るた
め、４．５ ｄｌ ？よりも大きい平均表面及び２５０
ｎｍよりも大きい晶粒平均直径の形成下に粉砕し、その
後に粉末状稀土類酸化物を配合し、予備圧縮し、次いで
流動可能及びプレス可能の顆粒物に造粒しなければなら
なかった。最初にこの顆粒を加圧成形体に圧縮し、核燃
料焼結体の形成下に焼結のため熱処理に付した。
ＵＯ２原料粉末の予備造粒は本発明方法では同様に省略
することができる。
することができる。
本発明方法のＵＯ２原料粉末としては、いわゆるＡＤＵ
法（”Ｇｍｅｌｉｎ Ｈａｎｄｂｕｃｈ ｄｅｒ ａｎ
ｏｒ −ｇａｎｉｓｃｈｅｎ Ｃｈｅｍｉｅ、 Ｕｒ
ａｎ、 ＥｒｇｉｎｚｕｎｇｓｂａｎｄＭ、第９９頁〜
第１０１頁、１９８１年町の直後に得られ−た未顆粒化
二酸化ウラン粉末を使用することができる０しかしいわ
ゆるＡＵＣ法（“ＧｍｅｌｉｎＨａｎｄｂｕｃｈ ｄｅ
ｒ ａｎｏｒｇａｎｉｓｃｈｅｎ Ｃｈｅｍｉｅ、Ｕｒ
ａｎ。
法（”Ｇｍｅｌｉｎ Ｈａｎｄｂｕｃｈ ｄｅｒ ａｎ
ｏｒ −ｇａｎｉｓｃｈｅｎ Ｃｈｅｍｉｅ、 Ｕｒ
ａｎ、 ＥｒｇｉｎｚｕｎｇｓｂａｎｄＭ、第９９頁〜
第１０１頁、１９８１年町の直後に得られ−た未顆粒化
二酸化ウラン粉末を使用することができる０しかしいわ
ゆるＡＵＣ法（“ＧｍｅｌｉｎＨａｎｄｂｕｃｈ ｄｅ
ｒ ａｎｏｒｇａｎｉｓｃｈｅｎ Ｃｈｅｍｉｅ、Ｕｒ
ａｎ。
Ｅｒｇ：４ｎｚｕｎｇｓｂａｎｄ ＡＪ第１０１頁〜第
１０４頁、１９８１年°゛）により得られた未顆粒化二
酸化ウラン粉末も、熱分解条件下における粉末の滞留時
間を相応して選択した場合には使用することができる。
１０４頁、１９８１年°゛）により得られた未顆粒化二
酸化ウラン粉末も、熱分解条件下における粉末の滞留時
間を相応して選択した場合には使用することができる。
本発明方法ではプレス成形体の温度は１〜１０時間の停
止時間の熱処理中維持した場合経済的である。この時間
内で核焼結体の最適の密度が得られ、これよりも長い熱
処理期間は密度をこれ以上改良せず、場合によっては核
燃料焼結体を膨張させることもある。
止時間の熱処理中維持した場合経済的である。この時間
内で核焼結体の最適の密度が得られ、これよりも長い熱
処理期間は密度をこれ以上改良せず、場合によっては核
燃料焼結体を膨張させることもある。
更にプレス成形体は１℃／分〜ｌＯ℃／分の加熱速度で
熱処理温度に加熱した場合有利である。
熱処理温度に加熱した場合有利である。
これＫよりプレス成形体の加熱時に始まる凝縮工程には
十分な時間を与えることが保証される。
十分な時間を与えることが保証される。
次に本発明及びその利点を一つの比較例及び２つの実施
例で詳述する。
例で詳述する。
比較例とシテＧｍｅｌｉｎ Ｈａｎｄｂｕｃｈ ｉｃ基
づくＡＵＣ法で得られた、比表面積６．６ ｒｒ？／
ｆ及び晶粒のイ均直径’３Ｑｎｍの未顆粒化ＵＯ□原料
粉末を（）ｄ２０３粉末６６５重量％と混合し、プレス
成形缶＋ｉｓ、６ｒ／、、１ のプレス成形体に圧縮し
た。その後引続き焼結炉内でこのプレス成形体を還元的
に作用する純粋な水素雰囲気中で加熱速度１０℃／分で
１７５０℃に加熱し、この温度で２時間保った。
づくＡＵＣ法で得られた、比表面積６．６ ｒｒ？／
ｆ及び晶粒のイ均直径’３Ｑｎｍの未顆粒化ＵＯ□原料
粉末を（）ｄ２０３粉末６６５重量％と混合し、プレス
成形缶＋ｉｓ、６ｒ／、、１ のプレス成形体に圧縮し
た。その後引続き焼結炉内でこのプレス成形体を還元的
に作用する純粋な水素雰囲気中で加熱速度１０℃／分で
１７５０℃に加熱し、この温度で２時間保った。
冷却口た後こうして処理したプレス成形体から得られた
核燃料焼結体は９．８ ｔ ｔ／ａ／Ｉの密度を有し、
これはその理論的に可能な密度の９１．７％に相応した
。
核燃料焼結体は９．８ ｔ ｔ／ａ／Ｉの密度を有し、
これはその理論的に可能な密度の９１．７％に相応した
。
第１の実施例として同様にＧｍｅｌｉｎ Ｈａｎｄｂ
ｕｃｈに基づ（ＡＵＣ法により製造した未顆粒化ＵＯ２
原料粉末を使用した。しかしこれは熱分解条件での滞留
時間を延長することにより比表面積５．３ｒｒ？／ｆ及
び晶粒の平′均直径１１０ ｎｍ にした。この未顆粒
化ＵＯ原料粉末をＧｄ２Ｏ３粉末６．５重量％と混合し
た後、同様に密度５．６ｔ／ｃｗｔのプレース成形品に
圧縮し、これを比較例の場合と同じ条件下に加熱し、焼
結した。こうしてプレス成形体から密度ｔｏｆ／ｍ（こ
れは理論的に可能な密度の９３．４４である）の核燃料
焼結体が得られた。
ｕｃｈに基づ（ＡＵＣ法により製造した未顆粒化ＵＯ２
原料粉末を使用した。しかしこれは熱分解条件での滞留
時間を延長することにより比表面積５．３ｒｒ？／ｆ及
び晶粒の平′均直径１１０ ｎｍ にした。この未顆粒
化ＵＯ原料粉末をＧｄ２Ｏ３粉末６．５重量％と混合し
た後、同様に密度５．６ｔ／ｃｗｔのプレース成形品に
圧縮し、これを比較例の場合と同じ条件下に加熱し、焼
結した。こうしてプレス成形体から密度ｔｏｆ／ｍ（こ
れは理論的に可能な密度の９３．４４である）の核燃料
焼結体が得られた。
第２の実施例ではＧｍｅｌｉｎ Ｈａｎｄｂｕｃｈ
に基づ＜ＡＵＣ法によって得られたＵＯ２原料粉末を顆
粒化せずに使用した。しかし熱分解条件での滞留時間は
比表面積４．４ｎ？／ｆ及び晶粒の平均直径１４０ｎｍ
が得られるよりに調整した。このＵＯ３原料粉末をＧｄ
２Ｏ３粉末６．５重量％と混合し、密度５６ｔ／ｃ、Ｉ
のプレス成形品に圧縮し、これを比較例及び第１の実施
例の場合と同じ焼結条件下に付した。
に基づ＜ＡＵＣ法によって得られたＵＯ２原料粉末を顆
粒化せずに使用した。しかし熱分解条件での滞留時間は
比表面積４．４ｎ？／ｆ及び晶粒の平均直径１４０ｎｍ
が得られるよりに調整した。このＵＯ３原料粉末をＧｄ
２Ｏ３粉末６．５重量％と混合し、密度５６ｔ／ｃ、Ｉ
のプレス成形品に圧縮し、これを比較例及び第１の実施
例の場合と同じ焼結条件下に付した。
こうして得られた核燃料焼結体は１０．１７９／ｉの密
度を有し、これはその理論的に可能な密度の９５．１優
に相当した。
度を有し、これはその理論的に可能な密度の９５．１優
に相当した。
第１頁の続き
＠５１ 明者トーマス・シンダーマンドイツ連邦共和
国カール・フラ イゲリヒタシュトラーセ１４ ■出 願 人 レアクトルブレンエレメント・ウニオン
・ゲゼルシャフト・ミ ツト・ベシュレンクテル・ハフ シンダ ドイツ連邦共和国ハナウ１１
国カール・フラ イゲリヒタシュトラーセ１４ ■出 願 人 レアクトルブレンエレメント・ウニオン
・ゲゼルシャフト・ミ ツト・ベシュレンクテル・ハフ シンダ ドイツ連邦共和国ハナウ１１
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １）ＵＯ□原料粉末、又は稀土類酸化物（特にＧｄ２０
３）１０重量％までを添加物として含むＵＯ及びＰ ｕ
０２原料粉末から成る混合物をブレス成形体に圧縮し
、次いでとのプレス成形体を還元的に作用する焼結雰囲
気中で熱処理することによって凝縮する酸化物核燃料焼
結体を製造する方法において、比表面積が２〜４．５ｒ
ｒ？／ｆ及び／又は晶粒の平均直径が８０ｎｍ〜２５０
ｎｍのＵＯ□原料粉末を圧縮のだめに使用し、還元的に
作用する焼結雰囲気中での熱処理を１５００〜１７５０
℃の温度で実施することを特徴とする酸化物核燃料焼結
体のａ漬方法。 ２）プレス成形体の温度を１〜１０時間の停止時間の熱
処理中維持することを特徴とする特許請求の範囲第１項
記載の方法。 ３） プレス成形体を１’Ｃ／分〜１０℃／分の加熱速
度で熱処理の温度に加熱することを特徴とする特許請求
の範囲第１項記載の方法０
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE3144684A DE3144684C1 (de) | 1981-11-10 | 1981-11-10 | Verfahren zum Herstellen von oxidischen Kernbrennstoffsinterkoerpern |
| DE31446841 | 1981-11-10 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5892987A true JPS5892987A (ja) | 1983-06-02 |
| JPH0338557B2 JPH0338557B2 (ja) | 1991-06-11 |
Family
ID=6146069
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57196679A Granted JPS5892987A (ja) | 1981-11-10 | 1982-11-09 | 酸化物核燃料焼結体の製造方法 |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4512939A (ja) |
| EP (1) | EP0079031B1 (ja) |
| JP (1) | JPS5892987A (ja) |
| BR (1) | BR8206497A (ja) |
| CA (1) | CA1182995A (ja) |
| DE (1) | DE3144684C1 (ja) |
| ES (1) | ES8402969A1 (ja) |
Families Citing this family (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3425581A1 (de) * | 1983-10-06 | 1985-04-25 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zum herstellen von oxidischen kernbrennstoffsinterkoerpern |
| SE439854B (sv) * | 1983-12-20 | 1985-07-01 | Asea Atom Ab | Sett att framstella sintrade kernbrenslekroppar |
| DE3406084A1 (de) * | 1984-02-20 | 1985-08-22 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zum herstellen von oxidischen kernbrennstoffsinterkoerpern |
| SE452153B (sv) * | 1985-09-18 | 1987-11-16 | Asea Atom Ab | Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar |
| FR2599883B1 (fr) * | 1986-06-10 | 1990-08-10 | Franco Belge Fabric Combustibl | Procede de fabrication de pastilles de combustible nucleaire a base d'oxyde d'uranium |
| GB8724514D0 (en) * | 1987-10-20 | 1987-11-25 | British Nuclear Fuels Plc | Production of ceramic nuclear fuel pellets |
| US5180527A (en) * | 1990-04-03 | 1993-01-19 | Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. | Nuclear fuel pellets |
| US5255299A (en) * | 1990-04-03 | 1993-10-19 | Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. | Method of manufacturing nuclear fuel pellets |
| GB9511396D0 (en) * | 1995-06-06 | 1995-08-02 | British Nuclear Fuels Plc | Chemical complexes |
| GB9515966D0 (en) * | 1995-08-03 | 1995-10-04 | British Nuclear Fuels Plc | Nuclear fuel pellets |
| FR2744557B1 (fr) * | 1996-02-07 | 1998-02-27 | Commissariat Energie Atomique | Materiau combustible nucleaire composite et procede de fabrication du materiau |
| FR2895137B1 (fr) * | 2005-12-19 | 2008-02-15 | Commissariat Energie Atomique | Procede de fabrication d'un materiau dense pour combustible nucleaire et produit susceptible d'etre obtenu par ce procede. |
| FR2894954B1 (fr) * | 2005-12-19 | 2008-02-15 | Commissariat Energie Atomique | Procede de fabrication d'une matiere particulaire et matiere particulaire susceptible d'etre obtenue par ledit procede. |
| KR101677175B1 (ko) * | 2015-08-07 | 2016-11-21 | 서울시립대학교 산학협력단 | 기지상보다 수축율이 큰 코팅층을 갖는 삼층구조 등방성 핵연료 입자를 포함하는 완전 세라믹 캡슐형 핵연료 조성물, 소재 및 그 제조방법 |
| CA3017939A1 (en) * | 2016-03-29 | 2017-10-05 | Ultra Safe Nuclear Corporation | Fully ceramic microencapsulated fuel fabricated with burnable poison as sintering aid |
Family Cites Families (19)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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