JP4099529B2 - Nuclear fuel pellet and manufacturing method thereof - Google Patents
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Description
本発明は、軽水炉および高速増殖炉に用いられる核燃料ペレットおよびその製造方法に関する。 The present invention relates to nuclear fuel pellets used in light water reactors and fast breeder reactors and a method for producing the same.
沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲという。）、加圧水型原子炉（以下、ＰＷＲという。）等の軽水炉および高速増殖炉の炉心には、核燃料ペレットとして酸化物燃料ペレットが装荷される。核燃料ペレットは燃料ピン内に充填されて使用される。 Cores of light water reactors and fast breeder reactors such as boiling water reactors (hereinafter referred to as BWR) and pressurized water reactors (hereinafter referred to as PWR) are loaded with oxide fuel pellets as nuclear fuel pellets. Nuclear fuel pellets are used by being filled in fuel pins.
従来の酸化物燃料ペレットの製造には、特許文献１に示す製造方法が採用されていた。
For the production of conventional oxide fuel pellets, the production method shown in
この燃料ペレットの製造では、図４に示すように、２３５Ｕを数％程度に微濃縮したウラン酸化物（ＵＯ２）粉末に、アルミニウム酸化物とケイ素酸化物からなる焼結剤を混合させて冷間圧縮成形してグリーンペレットを生成する。続いて得られたグリーンペレットをＮ２あるいはＨ２の還元雰囲気下の焼結炉内で加熱し、焼結処理することにより、核燃料ペレットである焼結ペレット（ＵＯ２燃料ペレット）を製造している。 In the production of this fuel pellet, as shown in FIG. 4, a sintering agent composed of aluminum oxide and silicon oxide is mixed with uranium oxide (UO 2 ) powder that is slightly concentrated to 235 U to several percent. Cold compression molding to produce green pellets. Subsequently, the obtained green pellets are heated in a sintering furnace under a reducing atmosphere of N 2 or H 2 and sintered to produce sintered pellets (UO 2 fuel pellets) that are nuclear fuel pellets. Yes.
これにより製造された酸化物燃料ペレットは、酸素ポテンシャル調整が行なわれて酸素対金属比（Ｏ／Ｍ比）が約２．０に調整されると共に、使用時に燃料ペレットの熱伝導度が向上し、燃料温度を下げることができるメリットがある。
従来の酸化物燃料ペレットの製造では、上記従来技術以外にも酸化物燃料ペレットの酸素ポテンシャル調整のために、焼結炉内でグリーンペレットを焼結した後、同じ炉内を還元雰囲気下にセットして熱処理工程を行う技術がある。 In the manufacture of conventional oxide fuel pellets, in addition to the above-mentioned conventional technology, after adjusting green pellets in a sintering furnace to adjust the oxygen potential of oxide fuel pellets, the same furnace is set in a reducing atmosphere. There is a technique for performing a heat treatment process.
しかし、これら従来の酸化物燃料ペレットの製造では、酸素ポテンシャル調整のために、ペレット焼結後に熱処理工程が必要であったり、また、上記いずれの技術であっても技術的困難さから低Ｏ／Ｍ比化に下限が生じてしまうという課題があった。 However, in the production of these conventional oxide fuel pellets, in order to adjust the oxygen potential, a heat treatment step is required after sintering the pellets. There was a problem that a lower limit would occur in the M ratio.
本発明は、上述した事情を考慮してなされたもので、原料粉末である酸化物粉末に金属ウラン（Ｕ）顆粒の添加量を調節して焼結ペレットのＯ／Ｍ比を従来よりも低くなるよう制御し、加えてペレット焼結後の熱処理工程を不要にした核燃料ペレットおよびその製造方法を提供することを目的とする。 The present invention has been made in consideration of the above-described circumstances. The amount of metal uranium (U) granules added to the oxide powder as the raw material powder is adjusted to lower the O / M ratio of the sintered pellets than before. It is an object of the present invention to provide a nuclear fuel pellet and a method for producing the same, which are controlled so that the heat treatment step after pellet sintering is unnecessary.
本発明に係る核燃料ペレットは、上述した課題を解決するために、請求項１に記載したように、核燃料物質を含む酸化物粉末に、所要の等価球直径の金属ウラン顆粒を添加して混合させる工程と、この混合酸化物粉末を圧縮成形してグリーンペレットを生成する工程と、得られたグリーンペレットを、不活性ガス雰囲気下の焼結炉内で、１１３２℃〜１７００℃の焼結温度で１〜１０時間かけて焼結する工程とを有することを特徴とする製造方法である。
In order to solve the above-described problems, the nuclear fuel pellet according to the present invention is mixed with the oxide powder containing the nuclear fuel material by adding metal uranium granules having a required equivalent spherical diameter , as described in
また、本発明に係る核燃料ペレットは、上述した課題を解決するために、請求項２に記載したように、核燃料物質を含む酸化物粉末に、所要の等価球直径の金属ウラン顆粒を添加して混合し、混合酸化物粉末を圧縮成形した後不活性ガス雰囲気下で１１３２℃〜１７００℃の焼結温度で１〜１０時間かけて焼結し、かつ、軽水炉または高速増殖炉の炉心に装荷される燃料ピンの内径に応じて円柱形状に成形されたことを特徴とするものである。
Further, in order to solve the above-described problems , the nuclear fuel pellet according to the present invention is obtained by adding metal uranium granules having a required equivalent spherical diameter to an oxide powder containing a nuclear fuel material, as described in
本発明に係る核燃料ペレットおよびその製造方法は、核燃料物質を含む酸化物粉末に添加して混合させる金属ウラン顆粒の量を調整し、混合酸化物粉末を不活性ガス雰囲気下で１１３２℃〜１７００℃の焼結温度で１〜１０時間かけて焼結させるだけで、焼結後のペレットの低Ｏ／Ｍ比化を図ることができるために、ペレット焼結後の熱処理工程が不要となり、核燃料ペレットの製造工程が簡素化され、製造コストの低減を図ることができ、特にＵＯ２燃料の場合には、燃料ペレットの熱伝導度を向上させて燃料温度の低減を図ることができる。 The nuclear fuel pellet and the manufacturing method thereof according to the present invention adjust the amount of metal uranium granules to be added to and mixed with the oxide powder containing the nuclear fuel substance, and the mixed oxide powder is 1132 ° C to 1700 ° C under an inert gas atmosphere. Since it is possible to achieve a low O / M ratio of the pellets after sintering by simply sintering at a sintering temperature of 1 to 10 hours, a heat treatment step after pellet sintering becomes unnecessary, and nuclear fuel pellets The manufacturing process can be simplified and the manufacturing cost can be reduced. In particular, in the case of UO 2 fuel, the thermal conductivity of the fuel pellets can be improved to reduce the fuel temperature.
本発明に係る核燃料ペレットおよびその製造方法の実施形態について添付図面を参照して説明する。 Embodiments of a nuclear fuel pellet and a method for producing the same according to the present invention will be described with reference to the accompanying drawings.
本発明に係る核燃料ペレットは、ＢＷＲやＰＷＲの軽水炉の炉心または高速増殖炉の炉心に装架される燃料ピン内に充填されて使用される。核燃料ペレットのペレット寸法（高さ対直径比）は、使用される燃料ピンの内径に応じて適宜設定される。核燃料ペレットのペレット寸法は、ＢＷＲやＰＷＲの軽水炉用には、直径８ｍｍ〜１２ｍｍφ、高さ１０数ｍｍ程度、例えば直径１０ｍｍφ、高さ１５ｍｍ、高速増殖炉には例えば直径５ｍｍ〜７ｍｍφ、高さ１０ｍｍ程度の円柱状の酸化物（ＵＯ２，ＭＯＸ）燃料ペレットが用いられる。 The nuclear fuel pellet according to the present invention is used by being filled in a fuel pin mounted on a BWR or PWR light water reactor core or a fast breeder reactor core. The pellet size (height to diameter ratio) of the nuclear fuel pellet is appropriately set according to the inner diameter of the fuel pin used. The pellet size of nuclear fuel pellets is 8mm to 12mmφ in diameter for BWR and PWR light water reactors, about 10mm in height, for example, 10mmφ in diameter, 15mm in height, for example, 5mm to 7mmφ in diameter for fast breeder reactor, and 10mm in height. About cylindrical oxide (UO 2 , MOX) fuel pellets are used.
［核燃料ペレットのＯ／Ｍ比調整］
図１に示すように、核燃料ペレットとしての酸化物燃料ペレットでは、Ｏ／Ｍ比調整のために、金属ウラン（Ｕ）顆粒が添加される。この核燃料ペレットは、ＵＯ２酸化物粉末に金属ウラン顆粒を添加して混合させることにより、従来のように、Ｏ／Ｍ比調整のためのペレット焼結後の熱処理工程が不要となる。金属ウラン顆粒を添加して混合させる原料粉末調整段階で、ペレット焼結後のＯ／Ｍ比を制御可能としたものである。
[O / M ratio adjustment of nuclear fuel pellets]
As shown in FIG. 1, in the oxide fuel pellet as the nuclear fuel pellet, metal uranium (U) granules are added for adjusting the O / M ratio. In this nuclear fuel pellet, by adding and mixing the metal uranium granules to the UO 2 oxide powder, a heat treatment step after sintering the pellet for adjusting the O / M ratio becomes unnecessary as in the past. The O / M ratio after pellet sintering can be controlled in the raw material powder adjustment stage in which metal uranium granules are added and mixed.
このため、ペレット焼結前の原料粉末調整工程で、Ｏ／Ｍ比を調整するＯ／Ｍ比制御因子、例えば金属ウラン顆粒を導入したものである。 For this reason, an O / M ratio control factor that adjusts the O / M ratio, for example, metal uranium granules, is introduced in the raw material powder adjustment step before pellet sintering.
酸化物燃料ペレットである焼結ペレットのＯ／Ｍ比は、焼結ペレットに含有される金属物質量（Ｕ）と酸素量により決まることに着目し、
酸化物粉末に、Ｏ／Ｍ比制御因子として金属ウラン顆粒を添加することにより、焼結ペレットのＯ／Ｍ比を（１）式から制御できることを知見した。また、（１）式から、金属ウランと酸化物との化学的両立性が維持できる範囲、すなわち、酸化物燃料ペレット、例えばＵＯ２ペレットとして機能する範囲で、Ｏ／Ｍ比を変化させることができることが推察される。 It was found that the O / M ratio of the sintered pellet can be controlled from the formula (1) by adding metal uranium granules as an O / M ratio control factor to the oxide powder. In addition, from the formula (1), the O / M ratio can be changed within a range in which the chemical compatibility between the metal uranium and the oxide can be maintained, that is, in a range in which the oxide uranium can function as an oxide fuel pellet, for example, a UO 2 pellet. It is speculated that it can be done.
酸化物燃料ペレットがＵＯ２ペレットである場合、原料粉末として、核燃料物質である酸化物（ＵＯ２）粉末にＯ／Ｍ比制御因子である金属ウラン（Ｕ）顆粒を添加させ、加熱炉（焼結炉）内において不活性ガス雰囲気下で焼結させると、焼結ペレットは低いＯ／Ｍ比のＵＯ２−ｘペレットが得られることを知見した。 When the oxide fuel pellets are UO 2 pellets, metal uranium (U) granules, which are O / M ratio control factors, are added to the oxide (UO 2 ) powder, which is a nuclear fuel material, as a raw material powder, It was found that when sintered in an inert gas atmosphere in a sintering furnace, UO 2-x pellets having a low O / M ratio were obtained.
この核燃料ペレットの製造では、低いＯ／Ｍ比のＵＯ２−ｘペレットを得るために、原料粉末調整段階で原料粉末核燃料物質を含む数μｍ程度の酸化物粉末に金属ウラン顆粒を添加したものである。その際、金属ウランの等価球直径は１０μｍ〜１５０μｍ、好ましくは数１０μｍ〜１００μｍであり、この金属ウラン顆粒を添加した酸化物粉末を、２〜４ｔｏｎ／ｃｍ２の成形圧力で冷間圧縮成形した。この圧縮成形は、ポンチおよびダイスを用いたプレス成形で行なわれる。 In the production of nuclear fuel pellets, in order to obtain UO 2-x pellets with a low O / M ratio, metal uranium granules are added to oxide powder of about several μm containing raw material powder nuclear fuel material in the raw powder preparation stage. is there. At that time, the equivalent spherical diameter of the metal uranium is 10 μm to 150 μm, preferably several tens μm to 100 μm, and the oxide powder to which the metal uranium granules are added is cold compression molded at a molding pressure of 2 to 4 ton / cm 2 . . This compression molding is performed by press molding using a punch and a die.
酸化物粉末を冷間圧縮成形して所要形状・大きさの円柱状のグリーンペレットを生成し、得られたグリーンペレットを不活性ガス雰囲気で１１００℃〜１７００℃、好ましくは１１００℃〜１５００℃で所要時間焼結した。この焼結時間は１〜１０時間程度であり、焼結温度が高ければ１〜２時間と短い時間で、焼結温度が低ければ、長い焼結時間が必要となる。焼結温度が低くても、焼結時間が１０時間を超えると、実用性がなくなる。 The oxide powder is cold compression molded to produce cylindrical green pellets of the required shape and size, and the obtained green pellets are 1100 ° C to 1700 ° C, preferably 1100 ° C to 1500 ° C in an inert gas atmosphere. Sintered for the required time. The sintering time is about 1 to 10 hours. If the sintering temperature is high, the sintering time is as short as 1 to 2 hours. If the sintering temperature is low, a long sintering time is required. Even if the sintering temperature is low, the practicality is lost if the sintering time exceeds 10 hours.
核燃料物質を含む数μｍオーダの酸化物微粉末に等価球直径１５０μｍ以下の金属ウラン顆粒を添加して不活性ガス、例えばＨｅ，Ａｒ雰囲気下で焼結させることにより、核燃料ペレットとして、Ｏ／Ｍ比の低い酸化物燃料ペレットが得られた。この酸化物燃料ペレットとしてＵＯ２−ｘペレットが得られた。酸素欠乏条件（２−ｘ）は、１．９０〜１．９９、好ましくは１．９８〜１．９９である。 By adding metal uranium granules having an equivalent sphere diameter of 150 μm or less to an oxide fine powder on the order of several μm containing nuclear fuel material and sintering it in an inert gas, for example, He, Ar atmosphere, as nuclear fuel pellets, O / M A low ratio of oxide fuel pellets was obtained. UO 2-x pellets were obtained as the oxide fuel pellets. The oxygen-deficient condition (2-x) is 1.90 to 1.99, preferably 1.98 to 1.99.
酸化物燃料ペレットを酸素欠乏条件（２−ｘ＝１．９０〜１．９９）を満たした状態で生成すると、金属ウランが析出することで核燃料ペレットの熱伝導度が向上し、燃料温度を下げることが可能となる。 When oxide fuel pellets are generated in a state satisfying oxygen-deficient conditions (2-x = 1.90 to 1.99), the thermal conductivity of nuclear fuel pellets is improved by precipitation of metal uranium, and the fuel temperature is lowered. It becomes possible.
［金属ウラン顆粒の大きさ］
核燃料ペレットである酸化物（ＵＯ２，ＭＯＸ）燃料ペレットに、欠け割れ等の欠損の無い形状安定性の高い焼結ペレットを得るためには、ペレット焼結前の粉体内の化学的特性が均質で、バラツキのないことが必要である。原料粉末としての酸化物粉末は数μｍオーダの微粉末で不定形状であることに着目し、この酸化物粉末との混合時の親和性の高い（優れた混合性）形状が球状であることを知見した。この球状は、真球である必要がなく、楕円球や長円球でもよいことが分かった。
[Size of metal uranium granules]
In order to obtain sintered pellets with high shape stability without defects such as chipping cracks in oxide (UO 2 , MOX) fuel pellets, which are nuclear fuel pellets, the chemical properties in the powder before pellet sintering are homogeneous. Therefore, it is necessary that there is no variation. Focusing on the fact that the oxide powder as the raw material powder is a fine powder on the order of several μm and has an indefinite shape, the shape with high affinity (excellent mixing property) when mixed with this oxide powder is spherical. I found out. It was found that the spherical shape does not need to be a true sphere, and may be an elliptical sphere or an oval sphere.
また、混合時の酸化物粉末の均質性を保持できる金属ウランの大きさを確認したところ、等価球直径換算で１０μｍ〜１５０μｍの粒径を有する金属ウラン顆粒が好ましいことも知見した。金属ウラン顆粒が１０μｍ以下の微小径の等価球直径であると、互いに付着し合いだまが生成され、得られただまにより、体積密度が小さくなって好ましくない。金属ウラン顆粒が１０μｍ以上１５０μｍ以下ではだまが生成されずに混合時の均質性が保持された。金属ウラン顆粒が１５０μｍを超えると、焼結ペレット内に大きな金属領域が形成され、均質性が損なわれ、好ましくない。 Moreover, when the magnitude | size of the metal uranium which can maintain the homogeneity of the oxide powder at the time of mixing was confirmed, it also discovered that the metal uranium granule which has a particle size of 10 micrometers-150 micrometers in conversion of an equivalent spherical diameter was preferable. If the metal uranium granule has an equivalent sphere diameter of 10 μm or less, it is not preferable that adhering to each other is produced and the volume density is reduced due to the resulting residue. When the metal uranium granule was 10 μm or more and 150 μm or less, no debris was formed and the homogeneity during mixing was maintained. When the metal uranium granule exceeds 150 μm, a large metal region is formed in the sintered pellet, and the homogeneity is impaired.
［焼結雰囲気の制御］
核燃料物質を含む酸化物粉末に所要径の金属ウラン顆粒を添加して混合し、この混合粉末を圧縮成形してグリーンペレットを生成する。このグリーンペレットの生成後に焼結炉に収容されて焼結される。
[Control of sintering atmosphere]
Metal oxide uranium granules having a required diameter are added to and mixed with oxide powder containing nuclear fuel material, and the mixed powder is compression molded to produce green pellets. After the green pellets are produced, they are accommodated in a sintering furnace and sintered.
このグリーンペレットの焼結時に、金属ウラン顆粒が周辺雰囲気から酸素の供給を受けて酸化すると、酸素ポテンシャル抑制効果が低減され、核燃料ペレットは焼結後の酸素ポテンシャルの制御性に不確実性が生じてしまう。例えば、核燃料ペレットとしての酸化物燃料ペレットは、例えばＵＯ２＋ｘペレットとなって酸素リッチ条件となり好ましくない。 During the sintering of this green pellet, if the metal uranium granules are oxidized by supplying oxygen from the surrounding atmosphere, the effect of suppressing the oxygen potential is reduced, and the nuclear fuel pellet causes uncertainty in the controllability of the oxygen potential after sintering. End up. For example, oxide fuel pellets as nuclear fuel pellets are not preferable because, for example, UO 2 + x pellets become oxygen-rich conditions.
このため、本発明に係る核燃料ペレットの製造では、ペレット焼結中に金属ウラン顆粒の酸化の抑制・防止を図るため、酸素含有しない不活性ガス、例えばＨｅ，Ａｒがスを焼結炉内に循環させ、焼結炉内を不活性ガス雰囲気にすることで、金属ウラン顆粒の酸化を抑制・防止し、酸化物燃料ペレットが、ＵＯ２−ｘペレット（２−ｘ＝１．９０〜１．９９）となって、酸素欠乏条件（酸素プア条件）が満たされるように制御している。 For this reason, in the production of nuclear fuel pellets according to the present invention, an inert gas not containing oxygen, such as He and Ar, is used to suppress the oxidation of metal uranium granules during pellet sintering. Circulating and setting the inside of the sintering furnace to an inert gas atmosphere suppresses / prevents oxidation of the metal uranium granules, and the oxide fuel pellets become UO 2-x pellets (2-x = 1.90 to 1.90). 99), the oxygen deficiency condition (oxygen poor condition) is controlled to be satisfied.
［焼結条件］
グリーンペレットの焼結は、不活性ガス雰囲気下の焼結炉内で行なわれ、その焼結温度は金属ウランの溶融温度以上である１１００℃〜１７００℃、好ましくは１１００℃〜１５００℃で、焼結時間は１時間〜１０時間の範囲で行なわれる。一般的には、焼結温度が高いと焼結時間は短くてよく、焼結温度が低いと焼結時間は長くなる。
[Sintering conditions]
The green pellets are sintered in a sintering furnace under an inert gas atmosphere, and the sintering temperature is 1100 ° C. to 1700 ° C., preferably 1100 ° C. to 1500 ° C., which is higher than the melting temperature of metal uranium. The setting time is in the range of 1 to 10 hours. In general, when the sintering temperature is high, the sintering time may be short, and when the sintering temperature is low, the sintering time becomes long.
次に、本発明に係る核燃料ペレットの製造方法を図１により説明する。 Next, a method for producing nuclear fuel pellets according to the present invention will be described with reference to FIG.
初めに、原料粉末として核燃料物質を含む数μｍオーダの酸化物粉末を用意する。 First, an oxide powder of the order of several μm containing a nuclear fuel material is prepared as a raw material powder.
用意される酸化物粉末に混合される所要径の金属ウラン顆粒を製造する。製造された金属ウラン顆粒は、大きさが等価球直径換算で１０μｍ以上１５０μｍ以下、好ましくは、だまが生成されない等価球直径、例えば数１０μｍ（２０μｍ〜３０μｍ）の大きさに製造される。 The metal uranium granule of the required diameter mixed with the prepared oxide powder is manufactured. The produced metal uranium granule is produced to have an equivalent sphere diameter of 10 μm or more and 150 μm or less in terms of equivalent sphere diameter, and preferably an equivalent sphere diameter that does not produce a foul, for example, several tens of micrometers (20 μm to 30 μm).
次に、ウラン酸化物（ＵＯ２）粉末あるいはウラン・プルトニウム混合酸化物粉末に所要径の金属ウラン顆粒を添加して混合させ、混合酸化物粉末を生成する。 Next, uranium oxide (UO 2 ) powder or uranium / plutonium mixed oxide powder is mixed with metal uranium granules having a required diameter to produce mixed oxide powder.
この混合酸化物粉末をダイスとポンチを用いて冷間圧縮成形し、グリーンペレットを生成する。ダイスやポンチの大きさ・形状は、燃料ピンの内径あるいは焼結時の焼き締まりを考慮して決定される。 This mixed oxide powder is cold compression molded using a die and a punch to produce green pellets. The size and shape of the die and punch are determined in consideration of the inner diameter of the fuel pin or the shrinkage during sintering.
得られたグレーンペレットは続いて焼結炉に移送され、この焼結炉内を不活性ガス雰囲気にセットし、不活性ガス雰囲気中で焼結温度１１００℃〜１７００℃、焼結時間１時間〜１０時間かけて焼結させる。グリーンペレットの焼結は、例えばＨｅ循環雰囲気中で焼結温度１７００℃以下の所要温度で焼結時間２時間かけて行なわれる。 The obtained grain pellets were subsequently transferred to a sintering furnace, the inside of the sintering furnace was set in an inert gas atmosphere, and the sintering temperature was 1100 ° C. to 1700 ° C. and the sintering time was 1 hour in the inert gas atmosphere. Sinter for 10 hours. The green pellets are sintered, for example, in a He circulation atmosphere at a required temperature of 1700 ° C. or lower and a sintering time of 2 hours.
また、酸化物燃料ペレットとしてのＵＯ２ペレットは、金属ウラン顆粒の添加量により酸素欠乏状態を調節制御できる。したがって、熱伝導度を向上させた酸化物燃料ペレットを製造することができる。 In addition, UO 2 pellets as oxide fuel pellets can be controlled in an oxygen-deficient state by the amount of metal uranium granules added. Therefore, it is possible to produce oxide fuel pellets with improved thermal conductivity.
図１に示される製造手順で製造された核燃料ペレットである焼結燃料ペレット（ＵＯ２ペレット）は、酸素欠乏状態（ＵＯ２−ｘ）のウラン酸化物燃料ペレットである。 Sintered fuel pellets (UO 2 pellets), which are nuclear fuel pellets manufactured by the manufacturing procedure shown in FIG. 1, are uranium oxide fuel pellets in an oxygen-deficient state (UO 2−x ).
ウラン酸化物の平衡状態図は、図２に示されるように表わされる。このウラン酸化物のＵ−Ｏ系平衡状態図において、単体のウランにはα，β，γ（いずれも立方晶）の３相があり、固相の状態で酸素の固溶度は殆どなく、ウランの融点（１１３２℃）でも極僅かである。Ｏ／Ｕ比（Ｒａｔｉｏ）が２以下で比較的温度の低い領域ではＵＯ２が唯一の化合物で、ＵとＵＯ２の共存領域を形成する。ウランの融点以上、例えば１２００℃以上ではＵＯ２−ｘの亜定比化学量論的化合物、すなわち、酸素欠乏状態のウラン酸化物（ＵＯ２−ｘ）が表われる。 The equilibrium diagram of uranium oxide is represented as shown in FIG. In the U-O system equilibrium diagram of this uranium oxide, a single uranium has three phases of α, β, and γ (all of which are cubic), and there is almost no solid solubility of oxygen in the solid state. Even the melting point of uranium (1132 ° C.) is negligible. In the region where the O / U ratio (Ratio) is 2 or less and the temperature is relatively low, UO 2 is the only compound and forms a coexistence region of U and UO 2 . Above the melting point of uranium, for example, 1200 ° C. or more, a substoichiometric compound of UO 2-x , that is, an oxygen-deficient uranium oxide (UO 2-x ) appears.
また、核燃料ペレットとしての酸化物燃料ペレット（ＵＯ２ペレット）の成形密度（圧粉密度）と焼結密度の関係は、図３に示すように滑らかな曲線で表わされ、核燃料ペレットは焼結時の焼き締まりによりペレット仕様は変化する。この焼き締まり防止対策としてＵＯ２圧粉体内に添加剤として揮発性の造孔剤を添加し、焼結後のＵＯ２ペレット内の気孔分布を制御してもよい。ＵＯ２ペレットの焼結特性は初期の原料粉末の性質や焼結条件によって左右されるが、造孔剤を添加しない条件下での気孔率と結晶粒径との間に相関性があることは知られている。 Further, the relationship between the molding density (compact density) of the oxide fuel pellets (UO 2 pellets) as the nuclear fuel pellets and the sintered density is represented by a smooth curve as shown in FIG. 3, and the nuclear fuel pellets are sintered. The pellet specifications change depending on the time of tightening. The baked volatile pore former was added as UO 2 green compact Additives as prevention tight, may control the pore distribution of UO 2 in pellet after sintering. The sintering characteristics of UO 2 pellets depend on the properties of initial raw material powder and sintering conditions, but there is a correlation between the porosity and the crystal grain size under the condition that no pore-forming agent is added. Are known.
なお、本発明の実施形態の説明では、酸化物燃料ペレットとしてＵＯ２燃料ペレットの製造を主に説明したが、同様にして、ウラン・プルトニウム混合酸化物（ＭＯＸ）燃料ペレットの製造の場合にも同様に適用することができる。ただ、ＭＯＸ燃料ペレットはＵＯ２燃料ペレットより使用温度が高い。 In the description of the embodiment of the present invention, the production of UO 2 fuel pellets was mainly described as the oxide fuel pellets, but similarly, in the case of the production of uranium / plutonium mixed oxide (MOX) fuel pellets. The same can be applied. However, MOX fuel pellets have a higher operating temperature than UO 2 fuel pellets.
Claims (2)
この混合酸化物粉末を圧縮成形してグリーンペレットを生成する工程と、
得られたグリーンペレットを、不活性ガス雰囲気下の焼結炉内で、１１３２℃〜１７００℃の焼結温度で１〜１０時間かけて焼結する工程と
を有することを特徴とする核燃料ペレットの製造方法。 Adding and mixing metal uranium granules having a required equivalent spherical diameter with oxide powder containing nuclear fuel material; and
A step of compression-molding this mixed oxide powder to produce green pellets;
A step of sintering the obtained green pellets in a sintering furnace under an inert gas atmosphere at a sintering temperature of 1132 ° C. to 1700 ° C. for 1 to 10 hours . Production method.
混合酸化物粉末を圧縮成形した後不活性ガス雰囲気下で１１３２℃〜１７００℃の焼結温度で１〜１０時間かけて焼結し、かつ、
軽水炉または高速増殖炉の炉心に装荷される燃料ピンの内径に応じて円柱形状に成形されたことを特徴とする核燃料ペレット。 Add and mix metal oxide uranium granules with the required equivalent sphere diameter into oxide powder containing nuclear fuel material,
After compression molding the mixed oxide powder, sintering is performed at a sintering temperature of 1132 ° C. to 1700 ° C. in an inert gas atmosphere for 1 to 10 hours, and
A nuclear fuel pellet formed into a cylindrical shape according to the inner diameter of a fuel pin loaded in a core of a light water reactor or a fast breeder reactor .
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