JP2010512529A - 核燃料要素を製造する方法、及びこの方法の実現用のコンテナ - Google Patents

Abstract

本発明の主題は、核燃料要素を製造する方法にあり、この方法は、核燃料球を超多孔質物質製のコンテナ内に配置するステップ、ＣＶＩをコンテナに適用するステップ、及びコンテナを除去するステップを備えている。本発明の他の主題は、球を含む燃料要素を製造するためのコンテナにあり、このコンテナは、少なくとも１つの超多孔質物質、例えばカーボン発泡体から生産される。

Description

本発明は、核燃料要素を製造する方法、こうした方法を実現するためのコンテナ、及びこうした方法によって得られる要素に関するものである。

この燃料は新世代と称され、第四世代として知られている原子炉の新設計の開発に関与する。

特に、本発明に関係するものは、三次元複合物体の形の燃料要素を製造する方法であり、この燃料要素は、例えば、化学的ガスデポジション、特に化学気相浸透（ＣＶＩ）法によって生成されるマトリクスの形に分散した同じ直径を有する（単一モード分布）球状セラミック粒子の積層から成る。

第四世代として知られている原子炉の新設計の開発との関連で、高温範囲（原子炉から出る冷却液は８００℃以上である）で機能し、高速中性子束及び熱伝達ガスを有する新型の設備が構想され、これらの設備はガス冷却炉（ＧＣＲ）と称される。

ＧＣＲは、１より大きい転換率（スーパージェネレーション、超生成）に達する可能性、及び／または廃棄物（核分裂生成物及びマイナーアクチニド）を変化させる能力をもたらす高速中性子束を伴って機能する。

熱伝達流体は気体、例えばヘリウムであり、原子炉の放電時に十分高温に達することを可能にし、（例えば直接サイクルにおける）大量の電力生産、あるいは水素生産という構想されている応用に合っている。

前世代のシステムにおいて達成されるレベルに優る安全性及び信頼性のレベルが求められる。

動作中の満足な中性子状態を達成するために、燃料の核分裂物質による密度及び濃縮によれば、２０％〜２５％より大きい反応媒体中の燃料物質の体積分率が要求される。

残りの体積分率を占める構造体の組成中に含まれる他の物質は、中性子透過性の性質を有して、中性子束の強度及びスペクトルを劣化させず、そして１２００℃に近い原子炉の動作温度に適した熱機械特性を有する。

これに加えて、燃料要素の破裂の場合の熱伝達流体の汚染の恐れを軽減するために、起因事象に続く基本破裂によって放出されやすい核分裂生成物の量をできる限り低減することができる。従って、高密度で熱機械的に強固な物質が求められる。

従って、ＧＣＲの開発に関連して、中性子の動作条件及び反応体積の体積出力密度に合った核分裂原子の内容量を有し、燃料物質と熱伝達流体との間の熱伝達を保証し、最後に、燃料によって放出される固体及び気体の核分裂生成物の閉じ込めをもたらす核燃料要素を製造することが求められる。

適切であり得る次の種々の燃料が存在する：
分散燃料；球または棒の形状の核分裂物質が、求められる熱機械的機能及び核分裂生成物の保持を満足する不活性マトリクス内に存在する。これらの球または棒は、二次元コーティングまたは三次元コーティングしたウエハーの形態にすることができる。
粒子燃料；核分裂物質は、熱機械的機能及び核分裂生成物の保持機能を満足する不活性物質でコーティングされた球で形成され、ここではＨＴＲ（高温原子炉）内の燃料との共通点に気付くことができる。この種の燃料では、コーティングされた球の集合体がコーティングされたウエハーを形成する。
固溶体燃料；核分裂相は、閉じ込め障壁としての被覆材料を有する層状ペレットの形態のアクチニドの固溶体である。この燃料はペレット状であり、円柱形のシース内に積層される。

分散燃料は、上述した期待に最も適しているように見える。

球の場合、核燃料要素は不活性マトリクス内で互いに接している球のランダムな積層から成る。これらの要素は円柱状であり、ＣＥＲＣＥＲ／Ｄ３成形体（成形体）と称される。

これらの成形体は、高密度かつ高い均質性の不活性物質のマトリクスを備え、このマトリクス内で球の分布がなされ、このマトリクスは、熱的及び機械的制約、及び核分裂生成物の保持の制約の要求を満足する。

シリコンカーバイド（炭化珪素）は、その熱的及び機械的挙動、及び中性子透過性により、非常に適した物質であることが明らかになっている。従って、これはＧＣＲ原子炉の動作条件に特に適している。

これらの成形体を製造するために、できる限り１００％に近い稠密度と短い生産時間も求められる。これに加えて、核分裂化合物、より広い意味では燃料の化学的、構造的、機械的そして熱的特性の維持も求められる。

燃料要素を生産する際に、現在では１２００℃と推定されるＧＣＲ原子炉の最高動作温度より低い温度を必要とするシリコンカーバイド・マトリクスの製造方法を用いることが強く望まれる。この温度制約は、例えば粉末焼結による従来の生産方法を完全に妨げる、というのは、この焼結温度は１８００℃〜２０００℃であるからである。これに加えて、燃料の組成、構造及び微細構造は、それほど高くない温度でより容易に維持される。さらに、球に対する機械的制約を回避することが好ましく、従って、成形体の機械加工の操作は不適切であると思われる。

特許文献１は、焼結によって生産したマトリクス内に１０μmの燃料球を、マトリクスと燃料との間に空間が得られるように分散させる生産を記載している。

特許文献２は、これも焼結によって生産した多孔質セラミックの マトリクス内に分散したＵＯ２の粒子から成る三次元の円柱形複合物体の製造を記載している。環境に応じて、球の分布は単一モード（即ち同じサイズの粒子から成る）または二モード（即ち２つの異なるサイズの粒子から成る）とすることができ、後者は、燃料要素内の核分裂物質の体積パーセント（百分率）を増加させることができる。

ＧＣＲ原子炉の場合、従ってＣＥＲＣＥＲ／３Ｄ成形体の生産を可能にする生産方法が求められ、この生産方法では、温度が臨界温度より低く、製造の期間は比較的短く、そして核燃料球に機械的応力（ストレス）を全く加えないか少ししか加えない。

いわゆる「流体相」の方法、特に化学気相成長（ＣＶＤ）法は、特に適していると思われる、というのは、限界温度の制約を満たし（用いる温度が１０００℃〜１０５０℃を超えない）、機械的応力を加えないからである。

化学種が堆積している基板が多孔質である際に、ＣＶＤ法は化学浸透法（ＣＶＩ：Chemical Vapor Infiltration、化学気相浸透）と称される。

ＣＶＩ法は、二次元または三次元に形作られた複合物質の高密度化のために産業、例えば航空分野で用いられ、ここでは充填すべきファイバー間の空間の特徴寸法が二、三十ミクロンである。この方法は、１つ以上の前駆体ガスの温度分解（均一系反応）のステップ、浸透のステップ、及び分解した前駆体の多孔質基板内への吸収のステップを備え、このステップは、進行的に高密度化されるべき固体の形成（不均一反応）を生じさせる。

ＣＶＩ法の主な難題の１つは、多孔質基板の第一表面に触れる気体混合物の優先吸収である。この現象は、表面に隣接する領域の大きな高密度化の原因となり、気相の反応種の減少を生じさせる、というのは、高密度化すべき構造のコア（核）がこれらの反応種に接近するからである。反応種におけるこうした減少は、高密度化の傾斜の原因となる。

発明者は、完全に異なる分野で用いられるＣＶＩ法を、セラミック球からの核燃料要素の製造に適用して、特に球の積層を高密度化することを考案した。

しかし、従来技術のＣＶＩ法は、球の積層によって形成された物体を製造することを可能にしない。このことは、球の積層は自立しておらず、例えば円柱形の物体を生産することはできないからである。

高密度化の少なくとも一部の間にコンテナを用いてこれらの球を所定形状に維持することは、気体の一方向の浸透により不均一な高密度化を生じさせる。

これに加えて、球の積層を形成するために使用するコンテナは、コンテナと球の間の拡散型の相互作用を回避するために、化学的に不活性であることが好ましい。

これに加えて、高密度化された核燃料要素はコンテナに付着し得る。

核燃料球から核燃料要素を生産する方法は、特許文献３より知ることができる。これらの球は、底面にオリフィス（開口）を備えた容器内に堆積され、容器内にクロロメチルシランを導入して、これらの球を互いに固着することを可能にする。しかし、核燃料要素は、この容器及び凝集した球を共に備えている。結果的に、核燃料要素の体積に対する核燃料要素内の核分裂物質の量は、この容器の存在により低減される。この低減は、核燃料要素が存在する回数だけ再現される。従って、明らかな電力の損失がある。

仏国特許発明第２７４４５５７号明細書 米国特許第３６５７１３７号明細書 米国特許第３８３３４７０号明細書

従って、本発明の１つの目的は、ＣＶＩ法によって、例えばシリコンカーバイドのマトリクス内に球を備えた核燃料要素を生産する方法を提供することにある。

本発明の他の目的は、球状の物質に基づく核燃料要素を製造する方法を提供して、この要素の高密度化、及び大量の単位体積当たりの核分裂物質を得ることを可能にすることにある。

本発明の他の目的は、均一密度を有する核燃料要素を製造する方法を提供することにある。

本発明の他の目的は、球状の物質に基づく核燃料要素を製造する方法であって、高密度化中に達する温度が１２００℃以下であり、核燃料球に機械的応力を加えない方法を提供することにある。

上述した目的は、除去することを意図したコンテナの使用によって達成され、このコンテナは、球の最大の充填を可能にし、球を含むための十分な機械的強度を与え、かつ良好なＣＶＩを可能にする十分な多孔質の物質で形成され、そして内容物の損傷を回避すべく容易に除去することができる。

この目的のために、コンテナを超多孔質物質から生産し、特にグラファイト発泡体製のコンテナ内に球を堆積させて、化学気相高密度化を施す。コンテナの多孔質構造は、気体混合物の三次元浸透を可能にする。従って、球の積層の表面全体がこの気体混合物に曝される。球の積層の中心への前駆体の接近が促進され、高密度化はより均一かつ高度にされる。

グラファイトチューブ（管）型の高密度のチューブによって形成されたコンテナの場合は、浸透は一方向のみに行われ、不均一な高密度化を生じさせる。

換言すれば、気体混合物が空間内、特にシリコンカーバイド内を三方向に通過することを可能にし、球を所定形状に保持することのできるコンテナを提供する。従って、気体混合物は核燃料球状に均等に体積する。このようにして、優先高密度化方向及び不均一な高密度化の出現が回避される。

本発明による超多孔質コンテナは、セラミック球の積層に耐えるための十分な機械的強度を有し、かつその除去を目的とした破壊を可能にすべく十分脆弱である。

超多孔質コンテナは非常に良好な化学的不活性を有し、即ち、このコンテナに充填されるセラミック球及び気相浸透の前駆物質と全く反応しないか少ししか反応しない。

コンテナはまた非常に良い熱的不活性を有し、従って高密度化に必要な高温に対して敏感でないか敏感であってもごく少しである。

このコンテナは、球及びマトリクスに対する低い付着力の性質も備えている。

従って、本発明の主題は主に、セラッミク球から核燃料要素を製造する方法にあり、この方法は次のステップを備えている：
ａ）セラミック核燃料球を、超多孔質物質製のコンテナ内に配置するステップ；
ｂ）少なくとも１つの化学種の化学気相浸透による高密度化のステップ；
ｃ）コンテナを除去するステップ；

コンテナは、ステップｂ）中に、例えば研磨または機械加工によって除去することが有利である。

ステップｂ）中に、メチルトリクロロシラン（ＭＴＳ）型の有機金属前駆物質の浸透を行うことができ、シリコンカーバイド・マトリクスの獲得をもたらす。

好適例では、ステップｂ）は、コンテナの除去前の１５時間の第１高密度化サブステップ、及びコンテナの除去後の第２高密度化サブステップを備えている。これらの高密度化は約１０００℃の温度で行う。

本発明の他の主題は、本発明による方法によって得られる核燃料要素にある。

この核燃料要素は少なくとも９０％の稠密度を有することが有利である。

特に有利な好適例では、全ての球がほぼ同じ直径を有する。

本発明による核燃料要素は、シリコンカーバイド・マトリクス内にセラミック球を備えている。

本発明のもう１つの目的は、本発明による方法を実現するためのコンテナであり、このコンテナは少なくとも１つの超多孔質物質から生産される。

この超多孔質物質は、約９８％の気孔率（空隙率）を有する。

このコンテナは、１００μm〜６００μmの直径の気孔（孔隙）を有して、気体が通過して良好な浸透を提供することを可能にすることが有利である。

例えば、コンテナを形成する多孔質物質はカーボン（炭素）発泡体である。

コンテナの内部に、高密度化のための化学種に対して抗接着性であるコーティングを塗布することを提供することができる。

上記コンテナは例えば、円形断面を有する円柱形状であり、その一端に底面を備えている。

１つの好適例では、上記コンテナは、９mm〜１１mmの外径、１２mm〜１４mmの高さ、０．４mm〜１mmの肉厚、及び約１０mmの深さを有する。

上記コンテナは、マスターモールド（型）を用いて製造することによって生産することができる。

本発明は、以下の説明及び図面の助けにより、より良好に理解される。

球を充填した本発明によるコンテナの平面図である。 球のない本発明によるコンテナの側面図である。 本発明によるコンテナの場合とグラファイトチューブによって形成されたコンテナの場合との重量増加速度(g/h/cm³)を比較したグラフ表現である。 本発明によるコンテナとグラファイトチューブによって形成されたコンテナとを用いた、本発明による核燃料要素の気孔率の変化の、時間の関数としてのグラフ表現である。 本発明による方法の化学気相浸透のステップの動作モードを、時間及び比稠密度の関数としての概略表現である。 本発明による要素の重量増加(g)の変化の、時間の関数としてのグラフ表現である。 本発明による核燃料要素の概略表現である。 本発明による核燃料要素のＳＩＣの厚さの測定値を示す図である。

本発明による方法の有効性、及び本発明によるコンテナの有効性を示すために、以下の説明は、本発明による方法の結果、及び高密度のグラファイト製のコンテナを用いる方法の結果を提示する。

図７に、本発明による方法によって得られる核燃料要素を示し、この核燃料要素は、マトリクス４内に組み込まれた例えば酸化ウラン製のセラミック核燃料球２を備え、マトリクス４はこれらの球をまとめて保持して自立した要素を形成する。

これらの球はすべて、例えば１．２mmのほぼ同じ直径を有することができる。

異なる直径、例えば両者の比率が１０である２つの直径を有する球を用いることが考えられることが有利である。このことは、高密度を得ることを可能にする利点を有し、より小さい直径の球が、より大きい直径を有する球の間の自由空間を満たす。

これらの核燃料球は、例えば酸化ウランまたは炭化ウランまたは窒化ウラン、及び／または炭化プルトニウムまたは窒化プルトニウムの核分裂性コアを備えている。安全上の理由で、閉じ込め障壁（バリア）を設け、この閉じ込め障壁は、これらの核分裂性コア上に堆積したＳＩＣまたは他の不活性セラミックのような堅固な耐熱コーティングで構成することができる。

本発明による方法は、化学気相浸透ＣＶＩによって球２の周りにマトリクスを堆積させることを提供する。

本発明によれば、上記球をコンテナ内に堆積させ、これらの球の少なくとも一部を充填したこの超多孔質コンテナに、ＣＶＩ処理を施すことが提供される。

本発明による方法は、次のステップを備えている：
球２を超多孔質コンテナ７内に置くステップ；
球２を含むコンテナ７をＣＶＩ化学反応装置内に挿入して、球を搭載したコンテナに化学気相浸透を適用するステップ；
コンテナ７を除去するステップ。

本発明による方法及び、この方法で使用するコンテナを、以下に詳細に説明する。

本発明によれば、図１及び図２に示すコンテナ７は、円形断面及び底面１０を有する円柱壁８を備えて、球２を受け入れる容積を定める。

コンテナ７は超多孔質物質から生産される。

本願では、超多孔質物質とは、シリコンカーバイドのような、前駆体ガスが通過することを可能にする気孔を有する物質を意味し、従って障壁は形成しない。これらの気孔は一般に、１００μm〜６００μmの直径を有することが有利である。この物質の気孔率は例えば約９８％である。

なお、当業者は、この物質の気孔のサイズとこの物質の気孔率との間の直接的相関を確立することはできず、従って、大きな気孔を有する物質は必ず高い気孔率を有するものと推論することはできない。

これらの気孔の直径は、気体が通過できるようにして良好な浸透を可能し、物体（特に球）を収容して保持し、そしてコンテナの容易な除去を可能にするように定める。

図に示す例では、コンテナ７は発泡体、好適にはカーボン発泡体から生産する。

コンテナは全体を発泡体から生産することができ、そしてコンテナを、発泡体ブロックの形の一体構造に切り出す。

発泡体のチューブを生産し、そして例えば炭素繊維製の底部を取り付けることも考えられる。

試験に用いた発泡体は、約４００μmある小胞１２を有し（６０ｐｐｉ（１インチ当たり６０個の気孔））、この小胞のサイズは球２を保持するのに十分である、というのは、球２は小胞のサイズより大きい直径を有するからである。これに加えて、この小胞のサイズは、小胞１２の完全な充填を生じさせることなしに、前駆体ガスが空間内の三方向に均一に浸透することを可能にする。

カーボン発泡体コンテナは、セラミック球の積層の荷重に耐えるのに十分な機械的強度を有する。しかし、コンテナは、形成された球及びシリコンカーバイドの成形体を損傷せずにこのコンテナを除去することができるように十分脆弱である。上記発泡体は比較的脆弱であり、従ってこのことは容易に行うことができる。従って、コンテナは鋭いエッジの鉄のマスターモールドを用いて切り出すことができ、コンテナは要求された寸法に合わせて得ることができる。

カーボン発泡体は、固体のアモルファス・カーボンストランドを含むことができる。

図に示す例では、コンテナは、９mm〜１１mmの外径ｄ、１２mm〜１４mmの高さｈ、０．４mm〜１mmの肉厚ｅ、及び約１０mmの内側の深さｐを有する。

コンテナの寸法は、研磨によって削正することができる。側壁の小さい厚さは、発泡体の小胞内に出現する堆積物によって発生される前駆体ガスの消費量を最小化する。

上記発泡体は、耐熱性であるように選定する。

これに加えて、ＣＶＩの前駆体ガスに対して浸透性である発泡体が求められる。

これに加えて、上記発泡体は、核燃料要素の製造条件下で不活性であるように選定して、発泡体と核燃料球及び／または前駆体ガスとの反応の恐れを軽減する。

上記発泡体は、容易に成形することができることが有利である。

浸透性と気孔率の良好な特性を与える他の耐熱性物質も適している。

壁面８を形成する高密度のグラファイトチューブ及び炭素繊維製の底面１０を備え、このチューブの一端に底面１０を炭素接着剤を用いて接着したコンテナも使用した。このコンテナを「グラファイトチューブ」と名付ける。

好適には、抗接着物質、例えば粉末窒化ホウ素の層をコンテナ７の内部に堆積させて、要素１とコンテナ７との付着の恐れを軽減する。

上記グラファイトチューブも、抗接着物質の層を備えている。

次に、球をコンテナ７／グラファイトチューブの内部に堆積させ、そしてＣＶＩ化学反応装置内に導入する。コンテナ及びグラファイトチューブに約１０mmの高さまで球を充填する。

コンテナ７及びグラファイトチューブは、グラファイトロッドから成る試料保持器（サンプルホルダー）上に堆積させ、その端に、ハニカム形の区画を有するムライト・ジルコニウム格子を配置することが有利である。

ＣＶＩ前の球２の集合の稠密度を予測し、この値は約５０％であり、そして球の間に存在するキャビティ（空洞）のサイズは３００μm〜４００μmである。振動成形（振動による締め固め）によって分布を与える必要はないが、コンテナを化学反応装置内に配置する前に、こうしたステップを設けることができる。

本発明により、コンテナを取り除くことによって生み出される、単位体積当たりの電力において大きな利得が得られる。

例えば、燃料要素に含まれる核分裂物質の量とその体積との比率によって、単位体積当たりの電力の１単位を規定することができる。

本発明の場合は、コンテナを取り除いているので、燃料要素は凝集した核分裂物質のみで組成され、そして単位体積当たりの電力の１単位は、内容物の核分裂物質の単位体積当たりの濃度に等しい。

他方では、コンテナを保持する従来技術の核燃料要素の場合は、この単位体積当たりの電力は低減される。このことは、同じ全体積に対し、核分裂物質の量が低減されるからである。

例えば、高さ１１mm、直径１２mm、及び厚さ１mmのコンテナの場合は、単位体積当たりの電力は、内容物の核分裂物質の単位体積当たりの濃度の０．６３倍に等しい。従って、モールドを除去しない結果は、単位体積当たりの電力の３７％の低減である。

従って、本発明によって得られる単位体積当たりの電力の利得は大きい。

以下、図５において、ＣＶＩステップをカーボン発泡体コンテナで詳細に説明する。カーボンチューブ内に含まれるセラミック球からの要素の製造は同じステップを備えている。

球を含むマトリクスはシリコンカーバイド製であることが有利である。こうしたマトリクスを生産するために、例えばメチルトリクロロシラン（ＭＴＳ）を有機金属前駆体として利用する。

しかし、球の互いの凝集を提供することのできる他の物質が適しており、ＧＣＲ原子炉の動作条件、特にその熱的及び機械的挙動、及び中性子の透過性を満足し得る。例えば、炭化ジルコニウムＺrＣまたは窒化チタンＴiＮが適切であり得る。

説明する例では、ＣＶＩは、約１０００℃の温度、圧力Ｐ＝９〜１３kＰa、比率α＝Ｐ_H2／Ｐ_MTS＝４〜９、及び３１リットル／時と３５リットル／時の間にある入力前駆体の全処理能力で形成されている。圧力Ｐ_MTSはＭＴＳの入力圧力である。

このＣＶＩステップは２段階で実行することが有利であり、第１段階中には球をコンテナ７内に堆積させ、第２段階中にはコンテナ７内にもはや球を積層させない。

１５時間にわたる（段階Ｃ）、ＣＶＩによってコンテナ内に含まれる球の積層の高密度化が存在する。

最初の１５時間の高密度化後に、カーボン発泡体コンテナ７内に含まれる積層は、８７％の稠密度レベルの推定値を有するのに対し、グラファイトチューブから生産した積層は８２％である。

ステップＤ中に、コンテナ７を研磨または切削によって除去する。このことは、ステップＣ中に高密度化した積層は、機械的観点からすれば自立するのに十分なほど強化されているからである。従ってコンテナを除去することができる。

コンテナの除去は、高密度化時間の低減を有利に可能にする。

これに加えて、高密度化の終わりにコンテナを除去することは問題を生じさせ得る。

ステップＥ中には、積層の高密度化を、同じ高密度化条件の下で１５時間の追加的ステップで継続する。その結果得られる成形体は、上記第１の高密度化ステップ中にカーボン発泡体コンテナを使用した場合は９１％の稠密度を有し、グラファイトチューブ１０７の形態のコンテナを使用した場合は８８％の稠密度を有する。

このステップはおおよそ１５時間継続させることができ、その継続時間は、注入すべき物質、及び／またはコンテナ、及び／または球に応じて適応させる。これら２つの高密度化ステップは、異なる継続時間を有することもできる。

同じ高密度化時間（１５時間）について、カーボン発泡体に含まれる積層中の球の初期の総質量または全体積に対する重量増加速度は、グラファイトチューブに含まれる積層の初期の総質量または全体積に対する重量増加速度を上回る。しかし、同じ浸透条件について、球の初期の質量または体積に対する積層の重量増加速度Ｖが高密度化の進行の状態を表す。図３に示すこれらの重量増加速度は異なるコンテナの重量増加を考慮していない。

ＣＶＩによる球の積層の高密度化用のコンテナとしてカーボン発泡体を使用することは、空間内の三方向の前駆体ガスの浸透によって高密度化速度を増加させることがわかる。このことは、図４に示す最初の１５時間の高密度化中の、積層内のパーセント気孔率の変化によっても裏付けられる。曲線Ａは、カーボン発泡体コンテナ２０７内の球の積層についての気孔率の変化を表すのに対し、曲線Ｂはグラファイトチューブ内の球の積層についての気孔率の変化を表す。

このパーセント気孔率は、カーボン発泡体を使用した場合の方がより急速に減少していることが観察される。

これに加えて、多孔質物質製、特にカーボン発泡体製のコンテナの使用は、高密度化の勾配を最小化することが判明した。

図８に、３０時間の高密度化の後に得られた積層内のシリコンカーバイドの厚さを示し、高密度化の最初の１５時間はカーボン発泡体コンテナ内で行っている。シリコンカーバイドの厚さの相対的な均一性が観測され、この厚さは９０μm〜２４０μｍの間で変化している。

グラファイトチューブを用いて高密度化した積層内の厚さの記録を１５時間後に行うことはできなかった、というのは、前駆体ガスの一方向の浸透によって生じる積層の表面上の優先的堆積が進入路を閉塞したからである。図６を考慮すれば、単位時間当たりの重量増加の減少が見られる。この重量増加は高密度化と共に記録したが、表面近くに存在する気孔の閉塞が、ガスに接することのできる表面の減少を生じさせる。約１０時間の高密度化により、表面の気孔の大部分が閉じ、単位時間当たりの重量増加は一定になり、専ら試料の外表面上の堆積物のみに関係する。

カーボン発泡体を使用する場合は、表面の気孔は閉塞されず、カーボン発泡体の小胞にも同じことが当てはまる。

前記のように寸法を指定したコンテナによる、この方法によって得た核燃料要素は、高さ１０mm〜１３mm及び約１０mmの直径を有する。

従って、本発明による方法は、非自立の球の積層で形成された成形体要素を生産することを可能にし、この成形体要素は、特に９０％以上の高い稠密度、及び低減された不均一性を有する。

本発明は、高効率のＣＶＩプロセスを適用して、複合物体を低減し、例えばセラミック球のような非自立の要素の積層から可変の幾何学的形状の物体を製造することを可能にする。

本発明は特に、核燃料要素の製造に適用される。

Claims (16)

1. セラミック核燃料球から核燃料要素を製造する方法において、
   ａ）超多孔質物質製のコンテナ内に前記セラミック核燃料球を配置するステップと；
   ｂ）少なくとも１つの化学種の化学気相浸透によって前記セラミック核燃料球を高密度化するステップと；
   ｃ）前記コンテナを除去するステップと
   を備えていることを特徴とする核燃料要素の製造方法。
2. 請求項１に記載の方法において、ステップｂ）中にステップｃ）を行うことを特徴とする方法。
3. 請求項１または２に記載の方法において、ステップｂ）が、メチルトリクロロシラン（ＭＴＳ）型の有機金属前駆体を浸透させて、シリコンカーバイド・マトリクスを得ることを含むことを特徴とする方法。
4. 請求項１〜３のいずれかに記載の方法において、ステップｃ）中の前記コンテナの除去を、研磨または機械加工によって行うことを特徴とする方法。
5. 請求項２に記載の方法において、ステップｂ）が、前記コンテナの除去前の１５時間の第１高密度化サブステップと、前記コンテナの除去後の１５時間の第２高密度化サブステップとを含み、ステップｂ）を約１０００℃の温度で行うことを特徴とする方法。
6. 請求項の１〜５のいずれかに記載の方法によって得られる核燃料要素。
7. 請求項１〜６に記載の核燃料要素において、少なくとも９０％の稠密度を有することを特徴とする核燃料要素。
8. 請求項６または７に記載の核燃料要素において、前記セラミック核燃料球のすべてがほぼ同じ直径を有することを特徴とする核燃料要素。
9. 請求項３に記載の方法によって製造した、請求項６〜８のいずれかに記載の核燃料要素において、前記セラミック核燃料球がシリコンカーバイド・マトリクス内のセラミック製であることを特徴とする核燃料要素。
10. 請求項１〜５のいずれかに記載の方法を実現するためのコンテナにおいて、前記コンテナが、少なくとも１つの超多孔質物質から生産されることを特徴とするコンテナ。
11. 請求項１０に記載のコンテナにおいて、前記超多孔質物質が約９８％の気孔率を有することを特徴とするコンテナ。
12. 請求項１０または１１に記載のコンテナにおいて、前記多孔質物質がカーボン発泡体であることを特徴とするコンテナ。
13. 請求項１０〜１２のいずれかに記載のコンテナにおいて、高密度化のための化学種に対して抗接着性であるコーティングを含むことを特徴とするコンテナ。
14. 請求項１０〜１３のいずれかに記載のコンテナにおいて、前記コンテナが、円形断面を有する円柱形状であり、その一端に底面を有することを特徴とするコンテナ。
15. 請求項１０〜１４のいずれかに記載のコンテナにおいて、９mm〜１１mmの外径、１２mm〜１４mmの高さ、０．４mm〜１mmの肉厚、及び約１mmの内部深さを有することを特徴とするコンテナ。
16. 請求項１０〜１５のいずれかに記載のコンテナにおいて、マスターモールドによる機械加工によって生産されたことを特徴とするコンテナ。

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