JP5621102B2 - Nuclear fuel pellet manufacturing method and nuclear fuel pellet - 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の製造方法、及びこの製造方法により製造された核燃料ペレットに関する。 The present invention relates to a method for producing nuclear fuel pellets used in light water reactors and fast breeder reactors, and nuclear fuel pellets produced by the production method.
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。この酸化物燃料ペレットは金属製の被覆管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. The oxide fuel pellet is used by being filled in a metal cladding tube.
従来の酸化物燃料ペレットの製造では、ウラン酸化物（ＵＯ２）燃料粉末に必要に応じて焼結助剤を混合させて冷間圧縮成形し、または、ウラン酸化物にプルトニウム酸化物を数十ｗｔ％程度含有させたウラン・プルトニウム混合酸化物（ＭＯＸ）燃料粉末に、ステアリン酸亜鉛等の潤滑剤を混合させて冷間圧縮成形して、それぞれ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＋Ｈ２あるいはＨ２の還元性雰囲気下の焼結炉内で加熱し、焼結処理することにより焼結ペレットを製造している。このように製造された酸化物燃料ペレット（焼結ペレット）は、酸素ポテンシャル調整が行われて酸素対金属（Ｏ／Ｍ）比が低く調整される。特に、ＭＯＸ燃料ペレットの場合には、酸素対金属（Ｏ／Ｍ）比が２．０を下回るように調整される。 In the production of conventional oxide fuel pellets, a sintering aid is mixed with uranium oxide (UO 2 ) fuel powder as necessary, and cold compression molding is performed, or several tens of plutonium oxides are added to uranium oxide. A uranium / plutonium mixed oxide (MOX) fuel powder containing about wt% is mixed with a lubricant such as zinc stearate and cold compression molded to produce green pellets. Subsequently, the obtained green pellets are heated in a sintering furnace under a reducing atmosphere of N 2 + H 2 or H 2 and sintered to produce sintered pellets. The oxide fuel pellets (sintered pellets) manufactured in this way are adjusted for oxygen potential to have a low oxygen to metal (O / M) ratio. In particular, in the case of MOX fuel pellets, the oxygen to metal (O / M) ratio is adjusted to be below 2.0.
しかし、このような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、焼結後に熱処理工程が必要であったり、技術的困難さからＭＯＸ燃料ペレットの低Ｏ／Ｍ比化に下限が生じてしまうとの課題があった。 However, in the production of such conventional oxide fuel pellets, a heat treatment step is necessary after sintering to adjust the oxygen potential, or due to technical difficulties, there is a lower limit to lowering the OX ratio of MOX fuel pellets. There was a problem that would occur.
そこで、特許文献１に記載され、且つ図４に示すように、酸化物（ＵＯ２またはＭＯＸ）燃料粉末１に金属ウラン２の顆粒を添加して混合させ（Ｓ１）、圧縮成形して（Ｓ２）グリーンペレット３を生成後、このグリーンペレット３を不活性ガス雰囲気下で焼結して（Ｓ３）焼結ペレット４を生成することで、低Ｏ／Ｍ比化の調整を容易にする酸化物燃料ペレットの製造方法が考えられた。 Therefore, as described in Patent Document 1 and as shown in FIG. 4, granules of metal uranium 2 are added to oxide (UO 2 or MOX) fuel powder 1 and mixed (S1), and compression molded (S2). After the green pellet 3 is generated, the green pellet 3 is sintered in an inert gas atmosphere. (S3) The sintered pellet 4 is generated, thereby making it easy to adjust the low O / M ratio. A method for producing fuel pellets was considered.
ところで、現在、アメリシウム（Ａｍ）を高濃度含有させた酸化物燃料の使用が計画されている。特に、このような燃料では、Ａｍ含有に伴って酸素ポテンシャルが顕著に増加するとともに、熱伝導率が顕著に低下することが知られている。熱伝導率の低下は、原子炉内での酸化物燃料ペレットの健全性を損なう可能性があることから、熱伝導率を改善する必要があることが指摘されている。 By the way, at present, the use of an oxide fuel containing a high concentration of americium (Am) is planned. In particular, it is known that in such a fuel, the oxygen potential increases remarkably with the Am content, and the thermal conductivity decreases remarkably. It has been pointed out that it is necessary to improve the thermal conductivity because the decrease in thermal conductivity may impair the soundness of the oxide fuel pellet in the nuclear reactor.
しかし、上述の如く酸化物燃料粉末に金属ウランを添加する酸化物燃料ペレットの製造方法では、酸素ポテンシャルの増加を抑制して低Ｏ／Ｍ比化を実現できるものの、熱伝導率を改善するためには金属ウランを多量に添加する必要があることが実験の結果確認された。ところが、金属ウラン添加量の増加は、被覆管と金属ウランとの共晶反応による被覆管の過度の減肉現象を誘発し、燃料棒の健全性を損なう可能性が高まることから好ましくない。 However, as described above, in the method for producing an oxide fuel pellet in which metal uranium is added to the oxide fuel powder, an increase in oxygen potential can be suppressed and a low O / M ratio can be realized, but in order to improve thermal conductivity. As a result of experiments, it was confirmed that a large amount of metal uranium needs to be added. However, an increase in the amount of metal uranium added is not preferable because it induces an excessive thinning phenomenon of the cladding tube due to the eutectic reaction between the cladding tube and the metal uranium, thereby increasing the possibility of impairing the soundness of the fuel rod.
本発明の目的は、上述の事情を考慮してなされたものであり、核燃料ペレットの酸素対金属（Ｏ／Ｍ）比を低く、且つ熱伝導率を高くそれぞれ制御して、核燃料ペレット、ひいては燃料棒の健全性を確保できる核燃料ペレットの製造方法及び核燃料ペレットを提供することにある。 The object of the present invention has been made in consideration of the above-mentioned circumstances, and the nuclear fuel pellets, and hence the fuel, are controlled by controlling the oxygen-to-metal (O / M) ratio of the nuclear fuel pellets and controlling the thermal conductivity high. An object of the present invention is to provide a nuclear fuel pellet manufacturing method and a nuclear fuel pellet that can ensure the soundness of the rod.
本発明に係る核燃料ペレットの製造方法は、核燃料物質を含む酸化物燃料粉末に所定等価球直径の金属ウランと所定粒度の金属モリブデンを添加して混合させる混合工程と、この混合物を圧縮成形してグリーンペレットを生成するグリーンペレット生成工程と、得られた前記グリーンペレットを、不活性ガスまたは還元性ガス雰囲気下の焼結炉内で所定圧力の下に所定温度で所定時間をかけて焼結して焼結ペレットを生成する焼結工程と、を有して核燃料ペレットを製造し、前記混合工程における金属ウランの添加量が１０ｗｔ％以下であり、前記グリーンペレット生成工程で混合物を圧縮成形する成形圧力が５００ｋｇ／ｃｍ ２ 〜１ｔｏｎ／ｃｍ ２ であり、前記焼結工程における加圧力が５０ｋｇｆ／ｃｍ ２ 〜１０００ｋｇｆ／ｃｍ ２ であり、焼結温度が１１３２℃〜１７００℃であり、焼結時間が１〜１０時間であることを特徴とするものである。 The method for producing nuclear fuel pellets according to the present invention comprises a mixing step of adding and mixing metal uranium having a predetermined equivalent spherical diameter and metal molybdenum having a predetermined particle size to oxide fuel powder containing nuclear fuel material, and compression-molding the mixture. A green pellet generating step for generating green pellets, and the obtained green pellets are sintered at a predetermined temperature under a predetermined pressure in a sintering furnace under an inert gas or reducing gas atmosphere for a predetermined time. a sintering step of generating a sintered pellets, have to produce a nuclear fuel pellets Te, the amount of uranium metal in the mixing step is not more than 10 wt%, compression molding the mixture in the green pellet generating step molding pressure is 500kg / cm 2 ~1ton / cm 2 , pressure in the sintering step is 50kgf / cm 2 ~1000kgf / cm 2 There is a sintering temperature of 1132 ° C. to 1700 ° C., in which the sintering time is characterized 10 hours der Rukoto.
また、本発明に係る核燃料ペレットは、本発明の核燃料ペレットの製造方法により製造され、且つ軽水炉または高速増殖炉の炉心に装荷される燃料棒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, the nuclear fuel pellet according to the present invention is manufactured by the nuclear fuel pellet manufacturing method of the present invention, and is formed into a cylindrical shape according to the inner diameter of the fuel rod loaded in the core of the light water reactor or fast breeder reactor. It is what.
本発明に係る核燃料ペレットの製造方法及び核燃料ペレットによれば、核燃料物質を含む酸化物燃料粉末に金属ウラン及び金属モリブデンを添加し、混合して圧縮成形し、不活性ガスまたは還元性ガス雰囲気下の焼結炉内で所定圧力の下に焼結させるだけで、この焼結により生成された焼結ペレットから製造される核燃料ペレットの酸素対金属（Ｏ／Ｍ）比を低く、且つ熱伝導率を高くそれぞれ制御できる。この結果、核燃料ペレットの健全性を確保できると共に、燃料棒被覆管の減肉現象を防止して燃焼棒の健全性を確保できる。 According to the nuclear fuel pellet manufacturing method and nuclear fuel pellet according to the present invention, metal uranium and metal molybdenum are added to an oxide fuel powder containing nuclear fuel material, mixed and compression-molded, under an inert gas or reducing gas atmosphere. Just by sintering under a certain pressure in a sintering furnace, the nuclear fuel pellet produced from the sintered pellet produced by this sintering has a low oxygen-to-metal (O / M) ratio and has a thermal conductivity. Can be controlled individually. As a result, the soundness of the nuclear fuel pellets can be ensured, and the thinning phenomenon of the fuel rod cladding tube can be prevented to ensure the soundness of the combustion rods.
以下、本発明を実施するための最良の形態を、図面に基づき説明する。但し、本発明は、これらの実施の形態に限定されるものではない。 The best mode for carrying out the present invention will be described below with reference to the drawings. However, the present invention is not limited to these embodiments.
本実施の形態の核燃料ペレットは、ＢＷＲやＰＷＲの軽水炉の炉心、または高速増殖炉の炉心に装荷される燃料棒の金属製の被覆管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、使用される被覆管の内径に応じて適宜設定される。例えば核燃料ペレットの寸法は、ＢＷＲやＰＷＲの軽水炉用には、直径が８ｍｍ〜１２ｍｍ程度、高さが１０数ｍｍ程度であり、高速増殖炉用には、直径が５ｍｍ〜１０ｍｍ程度、高さが１０ｍｍ程度の、共に円柱形状に形成されたものが用いられる。 The nuclear fuel pellet of the present embodiment is used by being filled in a metal cladding tube of a fuel rod loaded in 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 cladding tube used. For example, the nuclear fuel pellets have a diameter of about 8 mm to 12 mm and a height of about 10 mm for BWR and PWR light water reactors, and a diameter of about 5 mm to 10 mm for a fast breeder reactor. What is formed in a cylindrical shape of about 10 mm is used.
核燃料ペレットとしての酸化物燃料ペレットは、ウラン酸化物（ＵＯ２）燃料ペレット、またはウラン・プルトニウム混合酸化物（ＭＯＸ）燃料ペレットである。この酸化物燃料ペレットの製造方法は、図１に示すように、核燃料物質を含む酸化物燃料粉末１１に、所定等価球直径の金属ウラン１２と所定粒度の金属モリブデン１３を添加させて混合させる混合工程Ｓ１１と、この混合物を圧縮成形してグリーンペレット１４を生成するグリーンペレット生成工程Ｓ１２と、得られたグリーンペレット１４を、不活性ガスまたは還元性ガス雰囲気下の燃焼炉内で所定圧力の下に所定温度で所定時間をかけて焼結して、焼結ペレット１５を生成する焼結工程Ｓ１３と、を有する。そして、焼結ペレット１５が、軽水炉または高速増殖炉の炉心に装架される燃料棒の被覆管（不図示）の外径に応じて円柱形状に成形されて、核燃料ペレット（酸化物燃料ペレット）が製造される。 The oxide fuel pellet as the nuclear fuel pellet is a uranium oxide (UO 2 ) fuel pellet or a uranium / plutonium mixed oxide (MOX) fuel pellet. As shown in FIG. 1, this oxide fuel pellet manufacturing method is a mixture in which a metal uranium 12 having a predetermined equivalent spherical diameter and a metal molybdenum 13 having a predetermined particle size are added to and mixed with an oxide fuel powder 11 containing a nuclear fuel material. Step S11, a green pellet generation step S12 in which the mixture is compression-molded to produce green pellets 14, and the obtained green pellets 14 are subjected to a predetermined pressure in a combustion furnace in an inert gas or reducing gas atmosphere. And a sintering step S13 for generating a sintered pellet 15 by sintering at a predetermined temperature for a predetermined time. Then, the sintered pellet 15 is formed into a cylindrical shape according to the outer diameter of the cladding tube (not shown) of the fuel rod mounted on the core of the light water reactor or fast breeder reactor, and the nuclear fuel pellet (oxide fuel pellet) Is manufactured.
混合工程において用いられる酸化物燃料粉末１１は、ウラン酸化物（ＵＯ２）の燃料粉末、またはウラン酸化物にプルトニウム酸化物を含有させたウラン・プルトニウム混合酸化物（ＭＯＸ）の燃料粉末である。 The oxide fuel powder 11 used in the mixing step is a uranium oxide (UO 2 ) fuel powder, or a uranium / plutonium mixed oxide (MOX) fuel powder in which a uranium oxide contains a plutonium oxide.
この酸化物（ＵＯ２、ＭＯＸ）燃料粉末１１に、酸素対金属（Ｏ／Ｍ）比調整のために金属ウラン（Ｕ）１２が添加される。この金属ウラン１２は、酸化物燃料粉末１１との均質混合性の点から、１０μｍ〜２００μｍ、好ましくは数１０μｍ〜１００μｍの等価球直径を有する真球あるいは楕円球状の形状のものである。このような大きさの金属ウラン１２を添加して緻密な組織の核燃料ペレット（酸化物燃料ペレット）を得るためには、金属ウラン１２を焼結過程で一端溶融させることが必要であることから、金属ウラン１２の融点である１１３２℃以上の温度で焼結する。このとき、焼結過程で溶融した金属ウラン１２の一部は、焼結装置の治具と化学的に反応して癒着する。この化学反応が強く生じると、焼結後に焼結装置から焼結ペレット１５を破損することなく取り出すことが不可能となり、核燃料ペレットとしての実用性が損なわれる。焼結装置治具との化学反応の強さは、金属ウラン１２の添加量に影響されることに着目し、金属ウラン１２の添加量を１０ｗｔ％以下、望ましくは５ｗｔ％以下に制限する。これにより、上述の化学反応を抑制することが可能になる。 Metal uranium (U) 12 is added to the oxide (UO 2 , MOX) fuel powder 11 to adjust the oxygen-to-metal (O / M) ratio. This metal uranium 12 has a spherical shape or an elliptical spherical shape having an equivalent spherical diameter of 10 μm to 200 μm, preferably several tens of μm to 100 μm, from the viewpoint of homogeneous mixing with the oxide fuel powder 11. In order to obtain a nuclear fuel pellet (oxide fuel pellet) having a dense structure by adding the metal uranium 12 having such a size, it is necessary to melt the metal uranium 12 once during the sintering process. Sintering is performed at a temperature of 1132 ° C. or higher, which is the melting point of the metal uranium 12. At this time, a part of the metal uranium 12 melted in the sintering process chemically reacts with and adheres to the jig of the sintering apparatus. If this chemical reaction occurs strongly, it becomes impossible to take out the sintered pellet 15 from the sintering apparatus without damaging it after sintering, impairing the practicality as a nuclear fuel pellet. Focusing on the fact that the strength of the chemical reaction with the sintering apparatus jig is affected by the amount of metal uranium 12 added, the amount of metal uranium 12 added is limited to 10 wt% or less, preferably 5 wt% or less. Thereby, it becomes possible to suppress the above-mentioned chemical reaction.
また、酸化物（ＵＯ２、ＭＯＸ）燃料粉末１１には、金属ウラン１２に加えて、熱伝導率調整のために金属モリブデン（Ｍｏ）１３が添加される。この金属モリブデン１３は、酸化物（ＵＯ２、ＭＯＸ）燃料とは異なる熱膨張率を有していることから、主として焼結後の降温過程において、焼結ペレット１５中にマイクロクラックを発生させる。このマイクロクラックは、焼結ペレット１５の熱伝導率を著しく低下させることから、核燃料ペレットとしての実用性が損なわれる。マイクロクラックの発生は、金属モリブデン１３の形状に影響されることに着目し、５０μｍ以下、望ましくは１０μｍ以下の粒度を有する粉末状の金属モリブデン１３が用いられる。これにより、上述のマイクロクラックの発生を抑制することが可能になる。更に、この金属モリブデン１３の添加量は、核燃料物質の含有量を過度に減じることがないよう、１０ｗｔ％以下、望ましくは５ｗｔ％以下に調整される。 In addition to metal uranium 12, metal molybdenum (Mo) 13 is added to the oxide (UO 2 , MOX) fuel powder 11 in order to adjust the thermal conductivity. Since this metal molybdenum 13 has a thermal expansion coefficient different from that of the oxide (UO 2 , MOX) fuel, microcracks are generated in the sintered pellet 15 mainly in the temperature lowering process after sintering. Since the microcrack significantly reduces the thermal conductivity of the sintered pellet 15, the practicality as a nuclear fuel pellet is impaired. Focusing on the fact that the occurrence of microcracks is influenced by the shape of the metal molybdenum 13, powdered metal molybdenum 13 having a particle size of 50 μm or less, preferably 10 μm or less is used. Thereby, it becomes possible to suppress generation | occurrence | production of the above-mentioned micro crack. Further, the addition amount of the metal molybdenum 13 is adjusted to 10 wt% or less, desirably 5 wt% or less so as not to excessively reduce the content of the nuclear fuel material.
この核燃料ペレットの製造方法では、酸化物（ＵＯ２、ＭＯＸ）燃料粉末１１と金属ウラン１２と金属モリブデン１３との混合物を冷間圧縮成形して得たグリーンペレット１４を、不活性ガスまたは還元性ガス雰囲気の下で、１時間〜１０時間かけて、１１３２℃〜１７００℃の温度で焼結する。酸化物燃料粉末１１に添加された金属ウラン１２は焼結工程で溶融して体積が膨張することから、焼結ペレット１５に割れを生じさせ、核燃料ペレットとしての実用性が損なわれる。膨張により焼結ペレット１５内に生じる内部応力は、外部から応力を印加することにより相殺可能であることに着目し、焼結工程中に焼結ペレット１５に機械的荷重を継続的に印加する。つまり、焼結工程において、５０ｋｇｆ／ｃｍ２〜１０００ｋｇｆ／ｃｍ２、望ましくは５０ｋｇｆ／ｃｍ２〜３００ｋｇｆ／ｃｍ２の荷重（加圧力）を継続的に印加する加圧焼結を実施することにより、上述の割れを発生することなく焼結することが可能になる。 In this method for producing nuclear fuel pellets, green pellets 14 obtained by cold compression molding of a mixture of oxide (UO 2 , MOX) fuel powder 11, metal uranium 12 and metal molybdenum 13 are converted into inert gas or reducing properties. Sintering is performed at a temperature of 1132 ° C. to 1700 ° C. for 1 hour to 10 hours under a gas atmosphere. Since the metal uranium 12 added to the oxide fuel powder 11 is melted and expands in the sintering process, the sintered pellet 15 is cracked, impairing its practicality as a nuclear fuel pellet. Focusing on the fact that the internal stress generated in the sintered pellet 15 due to expansion can be offset by applying a stress from the outside, a mechanical load is continuously applied to the sintered pellet 15 during the sintering process. That is, in the sintering step, 50kgf / cm 2 ~1000kgf / cm 2, preferably by performing pressure sintering to continuously apply a load of 50kgf / cm 2 ~300kgf / cm 2 ( pressure), It becomes possible to sinter without generating the above-mentioned crack.
ところで、前述の加圧焼結では、加圧焼結装置の治具とグリーンペレット１４との間に摩擦力が働き、この摩擦力の影響により、加圧焼結における荷重がグリーンペレット１４内に均一に伝播されず、焼結ペレット１５の形状に歪みが生じる恐れがある。加圧焼結装置の治具とグリーンペレット１４との間の摩擦力が、グリーンペレット１４の密度に影響されることに着目し、グリーンペレット生成工程での成形圧力を１ｔｏｎｆ／ｃｍ２以下、望ましくは５００ｋｇｆ／ｃｍ２〜１ｔｏｎｆ／ｃｍ２とすることで、焼結ペレット１５の形状歪みが抑制可能になる。尚、この成形圧力は、焼結工程での焼結温度、焼結時の荷重（加圧力）、加圧焼結装置の治具の内面仕上げ精度に応じて、微細な調整が適宜必要である。 By the way, in the above-described pressure sintering, a frictional force acts between the jig of the pressure sintering apparatus and the green pellet 14, and due to the influence of this frictional force, the load in the pressure sintering is in the green pellet 14. There is a possibility that the shape of the sintered pellet 15 may be distorted without being propagated uniformly. Focusing on the fact that the frictional force between the jig of the pressure sintering apparatus and the green pellet 14 is influenced by the density of the green pellet 14, the molding pressure in the green pellet production step is preferably 1 tonf / cm 2 or less, preferably Is 500 kgf / cm 2 to 1 tonf / cm 2 , the shape distortion of the sintered pellet 15 can be suppressed. The molding pressure needs to be finely adjusted according to the sintering temperature in the sintering process, the load during the sintering (pressurizing force), and the accuracy of the inner surface finish of the jig of the pressure sintering apparatus. .
次に、核燃料ペレットの製造方法における一実施例を説明する。 Next, an embodiment of the method for producing nuclear fuel pellets will be described.
始めに、原料粉末として、１０μｍを超えない粒度のウラン酸化物（ＵＯ２）粉末を用意した。これに、等価球直径約１００μｍの真球状の金属ウラン（Ｕ）を５ｗｔ％、粒度１．５μｍの粉末状の金属モリブデン（Ｍｏ）を５ｗｔ％それぞれ添加し、５００ｋｇｆ／ｃｍ２の成形圧力で冷間成形してグリーンペレットを得た。このグリーンペレットを、高純度のＨｅを用いた不活性ガス雰囲気のもとで１時間、１００ｋｇｆ／ｃｍ２の荷重を印加しながら１５００℃で加圧焼結することにより、理論密度比９５．５％の焼結ペレットを得、この焼結ペレットからウラン酸化物（ＵＯ２）燃料ペレットを製造した。 First, uranium oxide (UO 2 ) powder having a particle size not exceeding 10 μm was prepared as a raw material powder. To this, 5 wt% of true spherical metal uranium (U) having an equivalent sphere diameter of about 100 μm and 5 wt% of powdered metal molybdenum (Mo) having a particle size of 1.5 μm were added, and cooled at a molding pressure of 500 kgf / cm 2. The green pellets were obtained by molding. The green pellets are subjected to pressure sintering at 1500 ° C. under an inert gas atmosphere using high-purity He for 1 hour while applying a load of 100 kgf / cm 2 to obtain a theoretical density ratio of 95.5. % Sintered pellets were obtained, and uranium oxide (UO 2 ) fuel pellets were produced from the sintered pellets.
上述の製造方法により製造されたウラン酸化物（ＵＯ２）燃料ペレットの組織を図２に示す。この図２では、白色部分が金属ウラン（金属Ｕ）を示し、黒色部分が金属モリブデン（金属Ｍｏ）を示す。これらの白色及び黒色部分以外のグレートーンの部分が、酸化ウラン（ＵＯ２）である。 FIG. 2 shows the structure of uranium oxide (UO 2 ) fuel pellets manufactured by the above-described manufacturing method. In FIG. 2, the white portion indicates metal uranium (metal U), and the black portion indicates metal molybdenum (metal Mo). The gray tone portions other than the white and black portions are uranium oxide (UO 2 ).
この図２から、金属ウランが均質に分散し析出していることがわかる。金属ウランは、金属ウラン及び金属モリブデンが添加されたウラン酸化物（ＵＯ２）燃料ペレットの酸素対金属（Ｏ／Ｍ）比が２．０を下回っていないと析出しないことから、本実施例で得た焼結ペレットのＯ／Ｍ比は、低く調整されていることがわかる。 From FIG. 2, it can be seen that metal uranium is uniformly dispersed and precipitated. In this example, metal uranium does not precipitate unless the oxygen to metal (O / M) ratio of the uranium oxide (UO 2 ) fuel pellet to which metal uranium and metal molybdenum are added is less than 2.0. It turns out that O / M ratio of the obtained sintered pellet is adjusted low.
また、製作した、金属ウラン及び金属モリブデンが添加されたウラン酸化物（ＵＯ２）燃料ペレットの熱伝導率を図３に示す。この図３には、一般に用いられているウラン酸化物（ＵＯ２）の熱伝導率を付記したが、製作した前記ウラン酸化物（ＵＯ２）燃料ペレットの熱伝導率は、ウラン酸化物（ＵＯ２）の熱伝導率よりも明らかに高い値である。即ち、本実施例で得た焼結ペレットの熱伝導率は、明らかに改善されていることがわかる。 FIG. 3 shows the thermal conductivity of the manufactured uranium oxide (UO 2 ) fuel pellets to which metal uranium and metal molybdenum are added. In FIG. 3, the thermal conductivity of uranium oxide (UO 2 ) that is generally used is added, and the thermal conductivity of the manufactured uranium oxide (UO 2 ) fuel pellet is the uranium oxide (UO 2 ). It is clearly higher than the thermal conductivity of 2 ). That is, it can be seen that the thermal conductivity of the sintered pellet obtained in this example is clearly improved.
また、他の実施例として、金属ウラン及び金属モリブデンを添加したウラン・プルトニウム混合酸化物（ＭＯＸ）燃料ペレット、例えば金属ウラン（金属Ｕ）及び金属モリブデン（金属Ｍｏ）を共に５ｗｔ％添加し、プルトニウムの副産物として得られるアクチノイド系のアメリシウム（Ａｍ）を略３ｗｔ％及びプルトニウム（Ｐｕ）を略２９ｗｔ％含有したＭＯＸ燃料ペレットが挙げられるが、このＭＯＸ燃料ペレットにあっても、前記一実施例の場合と同程度の酸素対金属（Ｏ／Ｍ）比、及び熱伝導率を実現できる。 As another example, uranium / plutonium mixed oxide (MOX) fuel pellets to which metal uranium and metal molybdenum are added, for example, 5 wt% of both metal uranium (metal U) and metal molybdenum (metal Mo) are added, and plutonium is added. MOX fuel pellets containing approximately 3 wt% of actinide-based americium (Am) and approximately 29 wt% of plutonium (Pu) obtained as a by-product of the MOX fuel pellet can be mentioned. The same oxygen to metal (O / M) ratio and thermal conductivity can be achieved.
以上のことから、本実施の形態によれば次の効果を奏する。 From the above, according to the present embodiment, the following effects are obtained.
核燃料物質を含む酸化物（ＵＯ２またはＭＯＸ）燃料粉末１１に金属ウラン１２及び金属モリブデン１３を添加して混合し、この混合物を圧縮成形してグリーンペレット１４を生成し、このグリーンペレット１４を、不活性ガスまたは還元性ガス雰囲気下の焼結炉内で所定圧力のもとに、所定の焼結温度で所定時間をかけて焼結させるだけで、この焼結により生成された焼結ペレット１５から製造される核燃料ペレットの酸素対金属（Ｏ／Ｍ）比を低く、且つ熱伝導率を高くそれぞれ制御できる。この結果、各燃料ペレットの健全性を確保できると共に、燃料棒被覆管の減肉現象を防止できるので燃料棒の健全性を確保できる。 Metal oxide uranium 12 and metal molybdenum 13 are added to and mixed with oxide (UO 2 or MOX) fuel powder 11 containing nuclear fuel material, and the mixture is compression-molded to produce green pellets 14. Sintered pellets 15 produced by this sintering can be obtained simply by sintering at a predetermined sintering temperature for a predetermined time in a sintering furnace under an inert gas or reducing gas atmosphere. The nuclear fuel pellets produced from can be controlled to have a low oxygen to metal (O / M) ratio and a high thermal conductivity. As a result, the soundness of each fuel pellet can be ensured, and the thinning phenomenon of the fuel rod cladding tube can be prevented, so that the soundness of the fuel rod can be ensured.
１１ 酸化物燃料粉末
１２ 金属ウラン
１３ 金属モリブデン
１４ グリーンペレット
１５ 焼結ペレット
11 Oxide fuel powder 12 Metal uranium 13 Metal molybdenum 14 Green pellet 15 Sintered pellet
Claims (5)
この混合物を圧縮成形してグリーンペレットを生成するグリーンペレット生成工程と、
得られた前記グリーンペレットを、不活性ガスまたは還元性ガス雰囲気下の焼結炉内で所定圧力の下に所定温度で所定時間をかけて焼結して焼結ペレットを生成する焼結工程と、を有して核燃料ペレットを製造し、
前記混合工程における金属ウランの添加量が１０ｗｔ％以下であり、前記グリーンペレット生成工程で混合物を圧縮成形する成形圧力が５００ｋｇ／ｃｍ ２ 〜１ｔｏｎ／ｃｍ ２ であり、前記焼結工程における加圧力が５０ｋｇｆ／ｃｍ ２ 〜１０００ｋｇｆ／ｃｍ ２ であり、焼結温度が１１３２℃〜１７００℃であり、焼結時間が１〜１０時間であることを特徴とする核燃料ペレットの製造方法。 A mixing step of adding and mixing metal uranium with a predetermined equivalent spherical diameter and metal molybdenum with a predetermined particle size into oxide fuel powder containing nuclear fuel material; and
A green pellet production process in which the mixture is compression-molded to produce green pellets ;
Said green pellets obtained, a sintering step of generating a sintered sintered pellets over a predetermined time at a predetermined temperature under a predetermined pressure in the sintering furnace under an inert gas or reducing gas atmosphere Having nuclear fuel pellets ,
The amount of metal uranium added in the mixing step is 10 wt% or less, the molding pressure for compression-molding the mixture in the green pellet production step is 500 kg / cm 2 to 1 ton / cm 2 , and the pressure in the sintering step is 50 kgf / cm 2 was ~1000kgf / cm 2, a sintering temperature is 1132 ° C. to 1700 ° C., the manufacturing method of the nuclear fuel pellet sintering time is characterized 10 hours der Rukoto.
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