JP2000314790A - 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
JP2000314790A
JP2000314790A JP11123212A JP12321299A JP2000314790A JP 2000314790 A JP2000314790 A JP 2000314790A JP 11123212 A JP11123212 A JP 11123212A JP 12321299 A JP12321299 A JP 12321299A JP 2000314790 A JP2000314790 A JP 2000314790A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
powder
nuclear fuel
sintered body
producing
fuel sintered
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.)
Pending
Application number
JP11123212A
Other languages
English (en)
Inventor
Toshihiko Okamura
寿彦 岡村
Isao Kawasaki
勇夫 川崎
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd filed Critical Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd
Priority to JP11123212A priority Critical patent/JP2000314790A/ja
Publication of JP2000314790A publication Critical patent/JP2000314790A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
  • Crushing And Grinding (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】 原料用UO2粉末に混合するウラン酸化物の
粉末粒径を小さくし、焼結を促進することによって燃焼
度の高い焼結体ペレットを得る。 【解決手段】 リサイクルUO2粉末を酸化してU38
粉末へと変換し、粉砕機10の粉砕容器11内に供給し
た。粉砕容器11を軸線O周りの反時計回転方向Rに回
転させると共に、回転軸線C周りの時計回転方向Tに回
転させた。各軸線O,C周りの回転数を調整して、粉砕
容器11内のボール12に、遠心力に起因する少なくと
も10G(G:重力定数)を越える力が作用するように
した。U38粉末の粒径が2μm以下となるまで粉砕処
理を続けた。粉砕したU38粉末を原料用UO2粉末に
混合し、適宜の形状に成形した後、還元性ガス雰囲気中
で焼結処理を施して焼結体ペレットとした。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉に使用され
る核燃料焼結体の製造方法に関する。
【0002】
【従来の技術】原子炉に使用される核燃料として、二酸
化ウラン(UO2)等の核燃料酸化物からなる焼結体ペ
レットを製造する際には、焼結体ペレットの表面を研削
した時に発生する研削屑に加えて、例えば焼結後に得ら
れる焼結体ペレットの密度が所定の値よりも低くなって
しまったり、焼結体ペレットに亀裂等が生じることによ
って不良品となるものが存在する。こうした研削屑や不
良品の焼結体ペレット等は、所定の大きさに粉砕されて
から核燃料酸化物の粉末と混合され、再び、焼結体ペレ
ットの製造に利用される。図4は従来技術の一例による
核燃料焼結体の製造方法を示す工程図である。先ず、研
削屑や不良品の焼結体ペレット等からなるUO2粉末
(以下において、リサイクルUO2粉末あるいはリサイ
クルウラン酸化物と呼ぶ。)は、酸化処理が施されてU
38粉末へと変換される(ステップS1)。次に、例え
ばボールミルや、ハンマーミル等の粉砕機によってU3
8粉末を粉砕し、粒径が約5〜50μm程度のU38
粉末が形成される(ステップS2)。次に、粉砕された
38粉末を、例えば1μm以下の粒径を有する焼結体
ペレットの原料用のUO2粉末(以下において、原料用
UO2粉末と呼ぶ。)に混合する(ステップS3)。次
に、混合粉末は所定の形状に成形され(ステップS
4)、焼結処理が施される(ステップS5)。
【0003】
【発明が解決しようとする課題】ところで、焼結体ペレ
ットを製造する際には、原料用UO2粉末を微細にする
ほど焼結が促進されることが知られており、結晶粒径が
大きく、密度の高い焼結体ペレットを得ることができ
る。また、結晶粒径が大きく、密度の高い焼結体ペレッ
トを使用すると原子炉内での燃焼度を向上させることが
できる。しかし、上記の核燃料焼結体の製造方法では、
リサイクルUO2粉末を酸化して、U38粉末に変換し
てから粉砕処理を施しているが、例えばハンマーミル等
の粉砕機を適宜の時間稼働して得られるU38粉末の粒
径は約5〜50μm程度であり、このU38粉末を原料
用UO2粉末に混合した場合、原料用UO2粉末が微細で
あっても、得られる焼結体ペレットの焼結密度が十分に
高くはならないという問題が生じる。
【0004】本発明は上記事情に鑑みてなされたもの
で、原料用UO2粉末に混合されるリサイクルウラン酸
化物の粉末粒径を小さくし、焼結を促進することによっ
て燃焼度の高い焼結体ペレットを得ることが可能な核燃
料焼結体の製造方法を提供することを目的とする。
【0005】
【課題を解決するための手段】上記課題を解決して係る
目的を達成するために、請求項1に記載の本発明の核燃
料焼結体の製造方法は、核燃料焼結体の製造時に、製品
とならずに残留するウラン酸化物の粉末を、原料用のウ
ラン酸化物の粉末に混合して前記核燃料焼結体の製造に
再利用する方法において、前記残留するウラン酸化物で
あるUO2粉末を酸化してU38粉末へと変換し、この
38粉末の粉末粒径が少なくとも2μm以下となるよ
うに、機械的に粉砕することを特徴としている。
【0006】上記の核燃料焼結体の製造方法によれば、
残留するUO2粉末を酸化してU3 8粉末へと変換し、
このU38粉末を例えばボールミル等で機械的に粉砕し
て粉末粒径を少なくとも2μm以下とし、粉砕されたU
38粉末を原料用のウラン酸化物に混合して焼結処理を
行うことによって、結晶粒径が大きく、焼結密度の高い
核燃料焼結体を製造することができる。ここで、図1は
原料用のウラン酸化物の粉末に混合されるU38粉末の
粉末粒径(μm)に対する焼結体ペレットの焼結密度
(%T.D.:Theoretical Density:焼結密度の理論値に
対する割合)の変化を示す図である。図1に示すよう
に、U38粉末の粉末粒径が約2μm程度まで小さくな
るにつれて焼結密度が大幅に増加しており、約2μm以
下では約99%T.D.となる。こうした核燃料焼結体を使
用することで原子炉における燃焼度を向上させることが
できる。
【0007】さらに、請求項2に記載の本発明の核燃料
焼結体の製造方法は、前記粉砕処理には遊星運動タイプ
のボールミルを使用することを特徴としている。上記の
核燃料焼結体の製造方法によれば、遊星運動タイプのボ
ールミルを使用してU38粉末の粉砕を行うことによっ
て、例えば遊星運動タイプではないボールミルやハンマ
ーミル等を用いて粉砕処理を行う場合に比べて、より短
時間に効率よく微細な粉末を生成することができる。
【0008】さらに、請求項3に記載の本発明の核燃料
焼結体の製造方法は、前記遊星運動タイプのボールミル
を使用する際、このボールミルの粉砕容器内に装入され
た粉砕用のボールに、少なくとも10Gを越える力を作
用させることを特徴としている。上記の核燃料焼結体の
製造方法によれば、遊星運動タイプのボールミルを使用
してU38粉末の粉砕を行う際に、ボールミルの粉砕容
器内に装入された粉砕用のボールに、少なくとも10G
を越える力を作用させることによって、短時間に効率よ
く微細な粉末を生成することができる。
【0009】
【発明の実施の形態】以下、本発明の核燃料焼結体の製
造方法の一実施形態について添付図面を参照しながら説
明する。図2は本発明の一実施形態に係わる核燃料焼結
体の製造方法において粉砕処理を行う粉砕機の断面模式
図である。なお、上述した従来技術と同一部分には同じ
符号を配して説明を簡略または省略する。本実施の形態
による核燃料焼結体の製造方法に係る粉砕機10は、例
えば遊星ボールミルをなすものであって、図2に示す模
式図のように、複数例えば4つの粉砕容器11,…,1
1と、粉砕容器11内に収められた複数のボール12と
から構成されている。粉砕容器11は略円筒状に形成さ
れ、この円筒の軸線O周りに回転可能とされている。4
つの粉砕容器11,…,11の各軸線Oは互いに平行と
されており、これらの軸線O,…,Oは、各軸線Oと平
行に配置された回転軸線Cを中心とする所定の円周線と
直交しており、この円周上に所定の間隔をおいて配置さ
れている。ここで、各粉砕容器11は回転軸線C周りに
回転可能とされている。すなわち、粉砕容器11は自転
した状態で公転する遊星運動を行う。なお、軸線O周り
の回転と、回転軸線C周りの回転とは反対方向とされて
おり、例えば図2に示すように、軸線O周りの回転(自
転)が反時計回転方向Rの場合、回転軸線C周りの回転
(公転)は時計回転方向Tとされている。ボール12
は、粉砕容器11の内径よりも小さな直径を有してお
り、粉砕容器11の回転運動に伴ってボール12が粉砕
容器11の内周面に衝突するようにされている。図3は
粉砕機10を使用して、リサイクルUO2粉末を酸化し
てなるU38粉末を例えば15分間粉砕した際に、粉砕
容器11内のボール12に作用する遠心力に起因する力
の大きさ(G:重力定数)に対する、粉末粒径(μm)
の変化について示す図である。図3に示すように、U3
8粉末の粉末粒径を15分以内で2μm以下とするた
めには、ボール12に作用する力が10Gを越えるよう
に粉砕容器11内の各軸線O,C周りの回転数を設定す
ればよい。
【0010】本実施の形態による核燃料焼結体の製造方
法に係る粉砕機10は上記構成を備えており、次に、粉
砕機10を使用して核燃料焼結体を製造する際の動作に
ついて図2を参照しながら説明する。先ず、リサイクル
UO2粉末を酸化してU38粉末へと変換する。次に、
3 8粉末を粉砕機10の粉砕容器11内に供給する。
次に、粉砕容器11を軸線O周りに、例えば図2におけ
る反時計回転方向Rに回転させると共に、回転軸線C周
りの例えば図2における時計回転方向Tに回転させる。
この時、粉砕容器11内のボール12に、遠心力に起因
する少なくとも10G(G:重力定数)を越える力が作
用するように各軸線O,C周りの回転数を調整する。粉
砕容器11が回転することによって、U38粉末に多数
回にわたってボール12が衝突すると共に、隣り合うボ
ール12,12間にせん断作用が生じることによって、
38粉末は微細な粉末に粉砕される。こうして、U3
8粉末の粒径が2μm以下となるまで粉砕処理を続け
る。次に、粉砕したU38粉末を原料用UO2粉末に混
合し、適宜の形状に成形した後、例えば水素ガス等の還
元性ガス雰囲気中で焼結処理を施して焼結体ペレットと
する。
【0011】上記の核燃料焼結体の製造方法によれば、
例えば遊星ボールミルをなす粉砕機10を使用して、酸
化されたリサイクルUO2粉末すなわちU38粉末を粉
砕することによって、例えばハンマーミル等を使用して
粉砕処理を行う場合に比べて、より短時間で微細な粉末
を得ることができる。さらに、粉砕機10の粉砕容器1
1内のボール12に、遠心力に起因する少なくとも10
Gを越える力が作用するように各軸線O,C周りの回転
数を調整することによって、粉末粒径が2μm以下の粉
末を短時間で効率的に得ることができる。このU38
末を原料用のUO2粉末に混合して焼結体ペレットを製
造することによって、焼結体ペレットの結晶粒径を大き
くすることができると共に、約99%T.D.の焼結密度を
得ることができる。このような結晶粒径が大きく、密度
の高い焼結体ペレットを使用することによって原子炉内
での燃焼度を向上させることができる。
【0012】
【発明の効果】以上説明したように、請求項1記載の本
発明の核燃料焼結体の製造方法によれば、原料用のウラ
ン酸化物に混合する粉砕されたウラン酸化物の粉末粒径
を少なくとも2μm以下とすることによって、結晶粒径
が大きく、約99%T.D.の焼結密度を有する核燃料焼結
体を製造することができる。こうした核燃料焼結体を使
用することで原子炉における燃焼度を向上させることが
できる。さらに、請求項2記載の本発明の核燃料焼結体
の製造方法によれば、遊星運動タイプのボールミルを使
用してU38粉末の粉砕を行うことによって、例えば遊
星運動タイプではないボールミルやハンマーミル等の粉
砕機を用いて粉砕処理を行う場合に比べて、より短時間
で効率よく微細な粉末を生成できる。さらに、請求項3
記載の本発明の核燃料焼結体の製造方法によれば、遊星
運動タイプのボールミルを使用してU38粉末の粉砕を
行う際に、ボールミルの粉砕容器内に装入された粉砕用
のボールに、少なくとも10Gを越える力を作用させる
ことによって、短時間で効率よく微細な粉末を生成する
ことができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】 原料用のウラン酸化物の粉末に混合されるU
38粉末の粉末粒径(μm)に対する焼結体ペレットの
焼結密度(%T.D.:Theoretical Density:焼結密度の
理論値に対する割合)の変化を示す図である。
【図2】 本発明の一実施形態に係わる核燃料焼結体の
製造方法において粉砕処理を行う粉砕機の断面模式図で
ある。
【図3】 図2に示す粉砕機を使用して、リサイクルU
2粉末を酸化してなるU38粉末を15分間粉砕した
際に、粉砕容器内のボールに作用する遠心力に起因する
力の大きさ(G:重力定数)に対する、粉末粒径(μ
m)の変化について示す図である。
【図4】 従来技術の一例による核燃料焼結体の製造方
法を示す工程図である。
【符号の説明】
10 粉砕機 11 粉砕容器 12 ボール O 軸線 C 回転軸線

Claims (3)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 核燃料焼結体の製造時に、製品とならず
    に残留するウラン酸化物の粉末を、原料用のウラン酸化
    物の粉末に混合して前記核燃料焼結体の製造に再利用す
    る方法において、 前記残留するウラン酸化物であるUO2粉末を酸化して
    38粉末へと変換し、このU38粉末の粉末粒径が少
    なくとも2μm以下となるように、機械的に粉砕するこ
    とを特徴とする核燃料焼結体の製造方法。
  2. 【請求項2】 前記粉砕処理には遊星運動タイプのボー
    ルミルを使用することを特徴とする請求項1に記載の核
    燃料焼結体の製造方法。
  3. 【請求項3】 前記遊星運動タイプのボールミルを使用
    する際、このボールミルの粉砕容器内に装入された粉砕
    用のボールに、少なくとも10Gを越える力を作用させ
    ることを特徴とする請求項2に記載の核燃料焼結体の製
    造方法。
JP11123212A 1999-04-28 1999-04-28 核燃料焼結体の製造方法 Pending JP2000314790A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP11123212A JP2000314790A (ja) 1999-04-28 1999-04-28 核燃料焼結体の製造方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP11123212A JP2000314790A (ja) 1999-04-28 1999-04-28 核燃料焼結体の製造方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2000314790A true JP2000314790A (ja) 2000-11-14

Family

ID=14854984

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP11123212A Pending JP2000314790A (ja) 1999-04-28 1999-04-28 核燃料焼結体の製造方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2000314790A (ja)

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100424331B1 (ko) * 2001-05-07 2004-03-24 한국수력원자력 주식회사 M3o8 스크랩 분말의 첨가방법 및 소결공정에 의한혼합핵연료 펠렛의 특성제어기술
KR100441563B1 (ko) * 2002-04-11 2004-07-23 한국수력원자력 주식회사 불량 uo₂분말을 재활용한 uo₂소결체의 제조방법
KR100449653B1 (ko) * 2001-12-21 2004-09-22 한국수력원자력 주식회사 열적 안정성이 우수한 혼합핵연료소결체의 제조방법
KR100855108B1 (ko) 2007-03-09 2008-08-29 한국원자력연구원 저장성, 혼합성 및 소결성이 우수한 u3o8 분말 제조방법및 이를 이용한 uo2 핵연료 소결체 제조방법
KR100887650B1 (ko) 2007-08-22 2009-03-11 한국원자력연구원 우라늄 산화물 스크랩을 이용한 등방형 u3o8 분말의제조방법 및 등방형 u3o8 분말을 이용한 uo2 소결체제조방법
KR100930306B1 (ko) 2008-02-18 2009-12-08 한국원자력연구원 사용후핵연료의 파이로 공정 회수 금속우라늄을 이용한중수로용 핵연료 소결체 제조 방법
US8449795B2 (en) 2006-12-05 2013-05-28 Korea Atomic Energy Research Institute Method of manufacturing sinter-active U3O8 powder and method of producing nuclear fuel pellets utilizing the same
KR101331885B1 (ko) * 2012-04-20 2013-11-21 한국수력원자력 주식회사 금속 핵연료 회수를 위한 개량된 전해환원용 다공성 uo2 소결펠렛의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 다공성 uo2 소결펠렛
KR101407633B1 (ko) * 2012-12-28 2014-06-13 한국원자력연구원 U3o8 첨가에 따른 uo2 소결밀도 감소 경감화 방법
US9303298B2 (en) 2012-04-20 2016-04-05 Korea Atomic Energy Research Institute Porous UO2 sintered pellet for electroreduction process, and preparation method thereof

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100424331B1 (ko) * 2001-05-07 2004-03-24 한국수력원자력 주식회사 M3o8 스크랩 분말의 첨가방법 및 소결공정에 의한혼합핵연료 펠렛의 특성제어기술
KR100449653B1 (ko) * 2001-12-21 2004-09-22 한국수력원자력 주식회사 열적 안정성이 우수한 혼합핵연료소결체의 제조방법
KR100441563B1 (ko) * 2002-04-11 2004-07-23 한국수력원자력 주식회사 불량 uo₂분말을 재활용한 uo₂소결체의 제조방법
US8449795B2 (en) 2006-12-05 2013-05-28 Korea Atomic Energy Research Institute Method of manufacturing sinter-active U3O8 powder and method of producing nuclear fuel pellets utilizing the same
KR100855108B1 (ko) 2007-03-09 2008-08-29 한국원자력연구원 저장성, 혼합성 및 소결성이 우수한 u3o8 분말 제조방법및 이를 이용한 uo2 핵연료 소결체 제조방법
KR100887650B1 (ko) 2007-08-22 2009-03-11 한국원자력연구원 우라늄 산화물 스크랩을 이용한 등방형 u3o8 분말의제조방법 및 등방형 u3o8 분말을 이용한 uo2 소결체제조방법
KR100930306B1 (ko) 2008-02-18 2009-12-08 한국원자력연구원 사용후핵연료의 파이로 공정 회수 금속우라늄을 이용한중수로용 핵연료 소결체 제조 방법
KR101331885B1 (ko) * 2012-04-20 2013-11-21 한국수력원자력 주식회사 금속 핵연료 회수를 위한 개량된 전해환원용 다공성 uo2 소결펠렛의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 다공성 uo2 소결펠렛
US9303298B2 (en) 2012-04-20 2016-04-05 Korea Atomic Energy Research Institute Porous UO2 sintered pellet for electroreduction process, and preparation method thereof
KR101407633B1 (ko) * 2012-12-28 2014-06-13 한국원자력연구원 U3o8 첨가에 따른 uo2 소결밀도 감소 경감화 방법

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2000314790A (ja) 核燃料焼結体の製造方法
US5841200A (en) Process for the production of nuclear fuel pellets based on mixed (U, Pu)O2 oxide with the addition of an organic, sulphur product
CN1890759B (zh) 基于(U,Pu)O2或(U,Th)O2混合氧化物的核燃料颗粒的制备方法
CN106782736A (zh) Mox燃料芯块废品的干法回收工艺
JP2761225B2 (ja) 混合酸化物(U,Pu)O▲下2▼ベースの核燃料ペレットの製造方法
KR100717924B1 (ko) 혼합산화물 핵연료 분말 및 혼합산화물 핵연료 소결체의제조 방법
JPS6126637B2 (ja)
US6764618B1 (en) Method for making mixed oxide (U,Pu)O2 nuclear fuel pellets from non-castable UO2 powder
JP2000314791A (ja) 核燃料焼結体の製造方法
JP3230720B2 (ja) ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末の解砕混合方法及びその装置
US4676935A (en) Method of producing mixed-oxide nuclear fuel pellets soluble in nitric acid
MacLeod et al. Development of mixed-oxide fuel manufacture in the United Kingdom and the influence of fuel characteristics on irradiation performance
EP0277708B1 (en) Pellet fabrication
CN206996775U (zh) 一种半导体材料粉碎装置
CN112201377B (zh) 一种高温气冷堆核燃料元件用天然石墨粉的整形系统及整形方法
CN107837896A (zh) 一种mox原料粉末干法球磨方法
US4297305A (en) Nuclear fuel recycling system
JP3569659B2 (ja) 被覆燃料粒子より燃料核を回収する方法ならびに回収容易な被覆燃料粒子
JP3170468B2 (ja) 核燃料ペレットの製造方法
JP3739694B2 (ja) 核燃料ウランスクラップの酸化回収法
CA1099089A (en) Nuclear fuel recycling system
JP3051355B2 (ja) 核燃料スクラップ乾式回収装置
JPH08166482A (ja) 混合酸化物燃料の製造方法
CN216172790U (zh) 一种新型磨粉碾盘结构
RU2467410C1 (ru) Таблетка смешанного ядерного топлива (варианты)

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20060302

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20080728

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20080826

A02 Decision of refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02

Effective date: 20090106