JPH01136094A - セラミック核燃料ペレットの製造方法 - Google Patents

セラミック核燃料ペレットの製造方法

Info

Publication number
JPH01136094A
JPH01136094A JP63265209A JP26520988A JPH01136094A JP H01136094 A JPH01136094 A JP H01136094A JP 63265209 A JP63265209 A JP 63265209A JP 26520988 A JP26520988 A JP 26520988A JP H01136094 A JPH01136094 A JP H01136094A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
pellets
sintering
powder
uranium dioxide
density
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.)
Granted
Application number
JP63265209A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2750133B2 (ja
Inventor
Geoffrey A Wood
ジェフリー アレン ウッド
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.)
Sellafield Ltd
Original Assignee
British Nuclear Fuels PLC
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 British Nuclear Fuels PLC filed Critical British Nuclear Fuels PLC
Publication of JPH01136094A publication Critical patent/JPH01136094A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP2750133B2 publication Critical patent/JP2750133B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62Ceramic fuel
    • G21C3/623Oxide fuels
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

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。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明はセラミック核燃料ペレットの製造に関する。
本発明によれば、二酸化ウラン粉末よりなる未焼成ペレ
ット(green p’ellets )を形成させ、
これらのペレットを高速焼成を行う加熱ゾーンに導入す
ることよりなる、セラミック核燃料ペレットを製造する
方法において、該粉末が少なくとも1m″/gの比表面
積を有し、六フッ化ウランと水蒸気及び水素との反応に
よって誘導されたセラミック等級粉末(a ceram
ic grade powder )よりなり、該高速
焼成を少なくとも1900℃の焼結温度で行って理論帯
の90%を越える高密度化を焼結のみによって達成する
米国特許4562017はUO□もしくはUO□/Pu
O□粉末の未加熱の予め成形したペレットをヘリウム−
水素雰囲気で2500℃まで、1200℃までは30℃
/secより遅い速度で、1200℃を越えたら30℃
/secより速い速度で加熱し;加熱ペレットを急速に
型に移し;2〜3ミリ秒(a few m1llise
conds )以内で目的とする寸法(dimensi
ons)に圧縮し;ついで放出する(ejected)
ことによって、酸化物形態の核分裂性物質及び/または
親物質を含有するセラミック燃料ペレットの製法を開示
している。この特許はもっとも小さい可能な焼結活性(
smallest possible sinteri
ngactivity )を有する粉末の使用を推奨し
、特に粉砕した焼結スクラップ(ground 5in
tered 5crap )及び硝酸ウラニルもしくは
硝酸ウラニル−硝酸プルトニウムの熱分解によって製造
した粉末に関する。
これに対し、本発明は六フッ化ウランと水蒸気及び水素
との反応から導かれたセラミック等級粉末を用いる。か
かる粉末の使用により、理論密度(TD)の90%を十
分越えるペレット密度を加熱ペレットをダイス圧縮する
( die pressing )煩雑さに訴えること
なく高速焼成によって達成することができることが見い
出された。すなわち高密度化は焼結のみによって達成さ
れる。
本発明で用いられる粉末には1つのもしくは複数の添加
剤、例えばシュウ酸アンモニウム等の一時的孔形成剤(
a fugative pore former ) 
 (さらに詳しくは我々の先行英国特許1461263
及び1461264参照)を加えてもよい。添加剤はま
た高速焼成により、熱ペレットの型圧縮を要せずに、9
0%TDを越える焼結ペレット密度を達成することがで
きる適当なセラミック特性を有する二酸化プルトニウム
(例えば20重量%程度の量で)を含めることができる
未焼成ペレットは本質的に単一結晶で二酸化ウランより
なることができるシート結晶を含有する( 1nclu
de )ことができる。高速焼成は1900〜2500
℃、好ましくは2000〜2200℃の温度域で10分
より長くなく、好ましくは50〜500秒、典型的には
200〜500秒行うことができる。
六フッ化ウランと水蒸気及び水素との反応によって誘導
される粉末を用いる核燃料ペレットの製造の常法におい
ては、焼成プロセスは約1700℃で3〜4時間もしく
はより長時間行われる。
本発明においては、焼結プロセスは3〜4時間と比較し
てより急速に、例えば10分より短い時間行われるが、
この際焼結の温度と時間は目的生成物が90%TDより
高い密度、好ましくは少なくとも94%TDの密度に焼
結されるように、かつ焼結ペレットを水素雰囲気中17
00℃で24時間焼結したときの密度変化が2%程度も
しくはそれ以下、好ましくは1%以下となるように選択
する。
高速焼成工程は真空中または非酸化雰囲気、例えば還元
環境中で行う。還元雰囲気は好ましくはいくらかの水分
を含有する水素雰囲気、例えば99%水素および1%水
分であることができ、かかる雰囲気は水素含有雰囲気に
COzを添加することによってつくり出せる。
焼成は炉を通してペレットを、例えば連続的に、輸送さ
せながら行ってもよいし、バッチ炉中で行うてもよい。
本発明の方法で用いられる出発粉末は好ましくは我々の
先行英国特許1320137または2064503に記
述した方法によって調製する。
これらの文献の記載を参考としてここに加入する。
出発粉末は好ましくは2〜3rd/gの比表面積を有す
る。
UO□出発粉末をシュウ酸アンモニウム等の一時的孔形
成剤(典型的には1重量%まで程度の量で)または未焼
成ペレットの圧縮を助ける潤滑剤(1ubricant
 )と組み合わせる場合には、ペレットを比較的低い温
度、例えば潤滑剤の性質によって250〜800℃でゆ
っくりと予備加熱して孔形成剤または潤滑剤を分解し、
追い出し、ついで少なくとも1900℃で1300℃/
minまでの速度での焼成に付すことができる。
多くの場合かかる予備処理は不要である。加熱速度は3
00〜b 例えば300〜b b ロセスを温度を少なくとも1900℃、典型的には20
00〜2200℃に維持したオーブン中でペレットを連
続的に輸送することによって行う場合には、ペレットの
移動速度は、ペレットがオーブン中の高温ゾーン(ho
t zone )中の高速焼成温度にさらされる時間が
90%TDを越える密度及び2%より好ましくは1%程
度の前記条件下での再焼結時の密度変化を達成するのに
十分であるような速度である。
行われた実験において、UF、と水蒸気及び水素との反
応によって誘導されたU Oz粉末を造粒し、ダイス壁
潤滑下3.1 ton/ crAの圧力で圧縮して未焼
成ペレットを製造する。ペレットを室温から種々の焼結
温度まで急速に300〜bminの速度で加熱し、その
選択した焼結温度で各場合とも200秒保持した。
以下の密度が得られた。
1700   95.4    99.3    3.
91800   96.7    99.3    2
.61900   97.3    99.4    
2.12000   97.8    99.2   
 1.42100   98.1    99.0  
  0.91900℃の焼結温度で再焼結による密度変
化は2%TD程度(実際は2.1%TD)であったが、
いくつかの適用について許容し得るレベルである。
以下の実施例に示すごとく、未焼成ペレットのシーディ
ング(seeding )は例えば粒径を増加させる利
点を有していた。
実施例 二酸化ウランの前駆体焼成ペレット(約直径11m1+
X長さ11龍)を乾燥水素環境下に2100℃まで20
℃/minで加熱し、その温度で1時間保持した。つい
でペレットを2100℃と450℃の間で20℃/mi
nで冷却し、ついで周囲温度まで自然冷却させた。冷却
中にペレットは崩壊して粉末となり、これを篩分して3
7μより小さい両分を回収した( were reta
ined ) 、このものは本質的に単一結晶シートで
あった。シートを2%及び5%はどマトリックス二酸化
ウラン粉末に加えた(例えばシート2g及びマトリック
ス粉末98g)。混合粉末を造粒し、造粒物をダイス壁
潤滑下4ton/co!でペレットに圧縮した。
ペレットを還元環境、すなわち水素+1%COZ下周囲
温度から約2100℃の焼結温度まで高速焼成した。加
熱速度は600℃/minと700℃/minの間であ
った。ペレットを焼結温度でO及び500秒の間保持し
、ついで2100℃及び1600℃の間に850℃/m
in及び1000℃/minの間の速度で急速冷却した
。得られた結果を以下の表に示す。
密度は液体として水を用いる浸漬技術によって求めた。
粒径はASTM平均直線切片法(the ASTM m
eanlinear in tercept meth
od )によって求めた。
再焼結は高速焼成物質の熱安定性を評価するために水素
環境下1700℃で24時間行った。
シート結晶使用の効果は表から、特に比較的大きな粒径
が得られた番号3及び4がら明らがである。
シート結晶の使用に関するさらなる情報は英国特許21
77249Aから得られる。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、二酸化ウラン粉末よりなる未焼成ペレットを形成し
    、該ペレットを高速焼成を行う加熱ゾーンに導入するこ
    とよりなるセラミック核燃料ペレットの製造方法であっ
    て、該粉末が少なくとも1m^2/gの比表面積を有す
    るセラミック粉末よりなり、かつ六フッ化ウランと水蒸
    気及び水素との反応によって得られ、高速焼成を少なく
    とも1900℃の焼結温度で行って理論密度の90%を
    越える高密度化を焼結のみで達成することを特徴とする
    方法。 2、二酸化ウラン粉末を添加剤と組み合わせる請求項1
    記載の方法。 3、添加剤が二酸化プルトニウムを含有する請求項2記
    載の方法。 4、二酸化ウラン粉末が2〜3m^2/gの比表面積を
    有する請求項1〜3のいずれかに記載の方法。 5、焼結を1900〜2500℃の温度範囲で行う請求
    項1〜4のいずれかに記載の方法。 6、焼結を2000〜2200℃の温度範囲で行う請求
    項5記載の方法。 7、高速焼成を10分までの時間間隔の間行うことを特
    徴とする請求項1〜6のいずれかに記載の方法。 8、高速焼成を50〜500秒行う請求項7記載の方法
    。 9、高速焼成を200〜500秒行う請求項7記載の方
    法。 10、未焼成ペレットの加熱速度が 300〜1300
    ℃/minである請求項1〜9のいずれかに記載の方法
    。 11、加熱速度が300〜400℃/minである請求
    項10記載の方法。 12、加熱速度が600〜700℃/minである請求
    項10記載の方法。 13、高速焼成を行う前に、その中の一時的孔形成剤及
    び潤滑剤を分解し、追い出すために未焼成ペレットを2
    50〜850℃でゆっくりと予備加熱する請求項10記
    載の方法。 14、未焼成ペレットが本質的に単一結晶からなるシー
    トを含有する先行請求項のいずれかに記載の方法。 15、単一結晶が二酸化ウランよりなる請求項14記載
    の方法。 16、シート結晶が、二酸化ウランよりなる未焼成前駆
    体を還元環境下で約2100℃に加熱し、その温度に約
    1時間前駆体ペレットを保持し、前駆体ペレットを21
    00℃と450℃の間で約20℃/minで、ついで自
    然に450℃〜周囲温度に冷却することによって前駆体
    ペレットを崩壊させ、崩壊ペレットから37μより小さ
    な本質的に単一の結晶からなるシートを選択することに
    よって得られる請求項15記載の方法。 17、該シートと二酸化ウランよりなるマトリックス粉
    末とを混合して未焼成ペレットを形成させることを包含
    する請求項14〜16のいずれかに記載の方法。 18、該シートを未焼成ペレットの約5重量%まで含有
    させる請求項17記載の方法。 19、高速焼成後ペレットを急速冷却する先行請求項の
    いずれかに記載の方法。 20、ペレットを2100℃と1600℃の間850〜
    1000℃/minの速度で冷却する請求項19記載の
    方法。 21、高速焼成をペレットを加熱ゾーン中でたえず移動
    させながら行う先行請求項のいずれかに記載の方法。 22、先行請求項のいずれかに記載の方法によって製造
    され、理論密度の90%を越える密度を有する核燃料ペ
    レット。
JP63265209A 1987-10-20 1988-10-20 セラミック核燃料ペレットの製造方法 Expired - Lifetime JP2750133B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB8724514 1987-10-20
GB878724514A GB8724514D0 (en) 1987-10-20 1987-10-20 Production of ceramic nuclear fuel pellets

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH01136094A true JPH01136094A (ja) 1989-05-29
JP2750133B2 JP2750133B2 (ja) 1998-05-13

Family

ID=10625583

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP63265209A Expired - Lifetime JP2750133B2 (ja) 1987-10-20 1988-10-20 セラミック核燃料ペレットの製造方法

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4965024A (ja)
EP (1) EP0313257B1 (ja)
JP (1) JP2750133B2 (ja)
DE (1) DE3886342T2 (ja)
ES (1) ES2060658T3 (ja)
GB (1) GB8724514D0 (ja)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010190719A (ja) * 2009-02-18 2010-09-02 Japan Atomic Energy Agency 高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法
JP2010190717A (ja) * 2009-02-18 2010-09-02 Japan Atomic Energy Agency 高速増殖炉サイクルにおける高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法
JP2010190720A (ja) * 2009-02-18 2010-09-02 Japan Atomic Energy Agency 混練造粒による高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法
JP2013520642A (ja) * 2010-02-22 2013-06-06 ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー 核燃料、核燃料要素、核燃料アセンブリ、および核燃料製造方法

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB8920112D0 (en) * 1989-09-06 1989-10-18 British Nuclear Fuels Plc Nuclear fuel bodies and the production thereof
FR2655467B1 (fr) * 1989-12-05 1994-02-25 Pechiney Uranium Procede d'obtention de pastilles combustibles d'uo2 a partir d'u metal, sans production d'effluent.
GB2255085B (en) * 1991-04-17 1994-11-16 British Nuclear Fuels Plc Manufacture of sintered uranium dioxide
US5419886A (en) * 1994-03-08 1995-05-30 Rockwell International Corporation Method for generation of finely divided reactive plutonium oxide powder
JPH09127290A (ja) * 1995-11-06 1997-05-16 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 核燃料ペレットの焼結方法
JP3737331B2 (ja) * 1999-03-31 2006-01-18 Spsシンテックス株式会社 粉体の自動充填方法及び装置
CN112694331B (zh) * 2020-12-17 2022-07-01 中国原子能科学研究院 采用氧化石墨烯掺杂制备二氧化铀复合燃料芯块的方法
CN112694330B (zh) * 2020-12-17 2022-06-28 中国原子能科学研究院 一种二氧化铀-石墨烯复合燃料芯块的制备方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5882189A (ja) * 1981-10-26 1983-05-17 シーメンス、アクチエンゲゼルシヤフト 酸化物核燃料焼結体の製造方法
JPS5975185A (ja) * 1982-09-23 1984-04-27 ヌケム・ゲゼルシヤフト・ミツト・ベシユレンクテル・ハフツング セラミツク性燃料ペレツトの製法
JPS61197424A (ja) * 1985-02-27 1986-09-01 Mitsubishi Metal Corp 六フツ化ウランよりウラン酸化物を得る方法

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4020146A (en) * 1969-07-18 1977-04-26 Westinghouse Electric Corporation Production of uranium dioxide
BE757513A (fr) * 1969-10-15 1971-04-14 Atomic Energy Authority Uk Production d'oxydes d'uranium
US3978194A (en) * 1971-06-21 1976-08-31 Westinghouse Electric Corporation Production of sized particles of uranium oxides and uranium oxyfluorides
GB1375371A (ja) * 1971-08-04 1974-11-27
GB1461263A (en) * 1973-01-12 1977-01-13 British Nuclear Fuels Ltd Ceramic nuclear fuel pellets
GB1461264A (ja) * 1973-01-12 1977-01-13
DE2842402C2 (de) * 1978-09-29 1982-06-09 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur Herstellung von keramischen Brennstofftabletten für Kernreaktoren
DE2921146C2 (de) * 1979-05-25 1982-11-04 Nukem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur Herstellung von keramischen Brennstofftabletten für Kernreaktoren
GB2064503B (en) * 1979-12-10 1983-07-20 British Nuclear Fuels Ltd Conversion of uf to uranium oxide
DE3144684C1 (de) * 1981-11-10 1983-04-14 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zum Herstellen von oxidischen Kernbrennstoffsinterkoerpern
FR2525208B1 (fr) * 1982-04-19 1986-01-31 Commissariat Energie Atomique Procede de traitement d'une poudre d'oxyde metallique et utilisation de la poudre traitee pour la fabrication de pastilles de combustible nucleaire
US4637900A (en) * 1984-01-13 1987-01-20 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fabrication of high exposure nuclear fuel pellets
GB8406208D0 (en) * 1984-03-09 1984-05-10 British Nuclear Fuels Plc Fabrication of nuclear fuel pellets
US4830841A (en) * 1984-12-24 1989-05-16 Advanced Nuclear Fuels Corporation Conversion of uranium hexafluoride to uranium dioxide
GB2177249B (en) * 1985-07-05 1988-12-14 British Nuclear Fuels Plc Nuclear fuel bodies
JPH0653572B2 (ja) * 1986-05-27 1994-07-20 三菱マテリアル株式会社 六フツ化ウランから二酸化ウランを製造する方法

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5882189A (ja) * 1981-10-26 1983-05-17 シーメンス、アクチエンゲゼルシヤフト 酸化物核燃料焼結体の製造方法
JPS5975185A (ja) * 1982-09-23 1984-04-27 ヌケム・ゲゼルシヤフト・ミツト・ベシユレンクテル・ハフツング セラミツク性燃料ペレツトの製法
JPS61197424A (ja) * 1985-02-27 1986-09-01 Mitsubishi Metal Corp 六フツ化ウランよりウラン酸化物を得る方法

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010190719A (ja) * 2009-02-18 2010-09-02 Japan Atomic Energy Agency 高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法
JP2010190717A (ja) * 2009-02-18 2010-09-02 Japan Atomic Energy Agency 高速増殖炉サイクルにおける高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法
JP2010190720A (ja) * 2009-02-18 2010-09-02 Japan Atomic Energy Agency 混練造粒による高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法
JP2013520642A (ja) * 2010-02-22 2013-06-06 ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー 核燃料、核燃料要素、核燃料アセンブリ、および核燃料製造方法

Also Published As

Publication number Publication date
EP0313257A3 (en) 1990-07-11
DE3886342D1 (de) 1994-01-27
GB8724514D0 (en) 1987-11-25
EP0313257B1 (en) 1993-12-15
ES2060658T3 (es) 1994-12-01
JP2750133B2 (ja) 1998-05-13
EP0313257A2 (en) 1989-04-26
DE3886342T2 (de) 1994-03-31
US4965024A (en) 1990-10-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE3210987C2 (ja)
CA1122398A (en) Method for manufacturing oxidic nuclear fuel bodies
US2691248A (en) Nodulated cellular glass and method of forming
JPH01136094A (ja) セラミック核燃料ペレットの製造方法
DE3160220D1 (en) Method of producing sinterable titanium base alloy powder
US4761339A (en) Sintered ceramic articles and method for production thereof
DE1646796B2 (de) Verfahren zur Herstellung hochfeuerfester Formkörper aus Siliciumnitrid. Ausscheidung aus: 1240458
DE2751827A1 (de) Verfahren zur herstellung eines siliciumcarbid-sinterproduktes
EP0079678A1 (en) Method for sintering silicon nitride
US2887393A (en) Refractory bodies containing boron nitride
US3238018A (en) Making articles of aluminum nitride
US3914371A (en) Method for preparing boron-carbide articles
US3342562A (en) High density urania fuel elements
US3168479A (en) Process for producing high density nuclear fuel particles
US3803273A (en) Ceramic fuel fabrication process providing controlled density and grain size
KR100521638B1 (ko) SiO2-CaO-Cr2O3 첨가제를 함유한 이산화우라늄계핵연료 소결체 및 그 제조방법
US3458927A (en) Method for improving the switching coefficient of ferrites with hysteresis loops of rectangular shape
US3989794A (en) Process of manufacturing ferrite bodies of low porosity
US4217139A (en) Process of preparing an electrical contact material
CA1083336A (en) Sintered ceramics having controlled density and porosity
KR100441563B1 (ko) 불량 uo₂분말을 재활용한 uo₂소결체의 제조방법
US3168371A (en) Process for producing high density urania fuel elements
US3309433A (en) Method of making graphite articles
US3327027A (en) Process for the production of plutonium oxide-containing nuclear fuel powders
US3246999A (en) Method of producing porous carbon elements