JPH01193691A - 核燃料 - Google Patents

核燃料

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JPH01193691A
JPH01193691A JP63289054A JP28905488A JPH01193691A JP H01193691 A JPH01193691 A JP H01193691A JP 63289054 A JP63289054 A JP 63289054A JP 28905488 A JP28905488 A JP 28905488A JP H01193691 A JPH01193691 A JP H01193691A
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ケネス・ウィルバー・レイ
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ハーマン・ソロモン・ローゼンバウム
John H Davies
ジョン・ハリス・デビーズ
Mickey O Marlowe
ミッキィ・オービル・マーロウ
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    • 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

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、改善された機械的性質を有する核燃料体の製
造に関するものである。本発明の一側面に従えば、二酸
化ウランとアルミノケイ酸塩とから成る特定組成の圧縮
体を焼結することにより、特定の項微鏡組織を有する核
燃料が製造される。
現在設計され、建設され、かつ運転されている原子炉に
おいては、板状、管状、棒状などの様々な幾何学的形状
を持った燃料要素中に核分裂性物質すなわち核燃料が含
まれている。かかる核燃料は、通例、耐食性、非反応性
かつ熱伝導性の容器すなわち被覆の中に封入されている
。このように核燃料と被覆とを合体したものが燃料要素
と呼ばれる。かかる燃料要素を冷却材チャネル内におい
て一定の間隔で格子状に組立てることによって燃料集合
体が形成される9次いで、十分な数の燃料集合体を組合
わせることによって持続核分裂反応の可能な核分裂連鎖
反応系すなわち炉心が形成される。このような炉心は原
子炉容器内に収容され、そしてその中に冷却材が流され
る。
上記のごとき被覆は2つの主たる目的に役立つ。
第1の目的は、核燃料と冷却材または(減速材の存在時
には)減速材あるいはそれら両者との接触および化学反
応を防止することである。第2の目的は、気体状のもの
を含む放射能の強い核分裂生成物が核燃料から冷却材ま
たは減速材あるいはそれら両者中に放出されるのを防止
することである。
被覆として常用される材料は、ステンレス鋼、アルミニ
ウムおよびその合金、ジルコニウムおよびその合金、ニ
オブ、ある種のマグネシウム合金などである。核燃料中
におけるガス圧または温度の上昇あるいは有害な核分裂
生成物による被覆の腐食のために被覆の破損が起こると
、冷却材や減速材および関連蒸気系統が強い放射能を持
った長寿命の核分裂生成物で汚染され、そのために発電
所の運転が妨げられることもある。
現時点で入手可能な理論的および実験的情報によれば、
二酸化ウラン核燃料の粒度が大きくなると核分裂気体の
放出速度が低下することが知られている。このような効
果は、燃料棒中に存在する空隙の減少または核燃料の設
計燃焼寿命の延長をもたらす点で望ましいものである。
しかし残念なから、粒度の増大に伴って核燃料の高温ク
リープ速度が低下するのであって、これは原子炉の出力
上昇に際して被覆により大きなひずみをもならする被覆
のひずみは、べ磯哄ト・被覆相互作用(PCI)として
知られる機構を介して被覆の破損をもたらすことがある
。それ故、粒度の増大とクリープ速度の上昇とを共に示
すような核燃料に関心が向けられている0本発明はこの
ような核燃料を提供するものである。
本発明の核燃料は、被覆の破損を回避するのに有用な順
微鏡組織を有している。詳しく述べれば。
本発明の核燃料は少なくとも約20ミクロンの平均粒度
を有する二酸化ウラン粒子をガラス状のアルミノケイ酸
塩相で包囲して成る焼結体である。
一般に約1000℃以上にも達する高温下では、かかる
ガラス相が焼結体のクリープ速度すなわち塑性を二酸化
ウラン単独の場合よりも課著に高いレベルにまで増大さ
せるのである。
添付の図面を参照しなから以下の詳細な説明を考察すれ
ば、本発明は当業者にとって一層良く理解されよう。
二酸化ウラン焼結体を製造するための本発明方法は、簡
単に述べれば、(a)核分裂性物質を含有する焼結性の
二酸化ウラン粉末を用意し、(b)約10〜約60(重
量)%(7) A l 203と残部ノSiO2とから
成る組成を有する焼結剤を用意し、(c)前記二酸化ウ
ラン粉末と前記焼結剤とを混合することにより、二酸化
ウランと焼結剤との合計量を基準として約0.1〜約1
(重量)%の割合で前記焼結剤を含有する混合物を調製
し、(d)前記混合物を成形して圧縮体とし、(e)前
記焼結剤が液相を成すような焼結温度、すなわち約15
00℃を越えかつSiO2の念著な蒸発が起こらない温
度に至るまでの範囲内の焼結温度で前記圧縮体を焼結し
て焼結生成物を得、次いで(f)前記焼結生成物を冷却
する諸工程から成る結果として、二酸化ウラン粒子が少
なくとも約20ミクロンの平均粒度を有しかつ前記二酸
化ウラン粒子全体の少なくとも約99(容量)%を占め
る二酸化ウラン粒子の各々が露出部分をほとんど残さず
にガラス状のアルミノケイ酸塩相で被覆されているよう
な二酸化ウラン焼結体が得られることを特徴とするもの
である。
ここで言う「ガラス相」または「ガラス状のアルミノケ
イ酸塩相」とは、非晶質のアルミノケイ酸塩相を意味す
る。
本発明方法の実施に際しては、核燃料として有用な焼結
体を製造するなめに有効な量の核分裂性物質を含有する
焼結性の二酸化ウラン粉末が用意される。かかる核分裂
性物質の代表例としては、23SUのごときウランおよ
び239 p uのごときプルトニウムが挙げられる9
通例、二酸化ウラン粉末は核分裂性のウラン同位体を含
有しており、しかもかかる同位体の濃縮が施されている
場合が多い。
このような粉末は当業界において公知であって、二酸化
ウラン粉末の全量を基準として約0.1〜約5(重量)
%の割合で核分裂性のウラン同位体と含有しているのが
通例である。かかる二酸化ウラン粉末中に含まれる全酸
素と全ウランとの原子比(0/U比)は約1.7〜約2
25の範囲内、多くの場合には約200を越えて約21
5に至るまでの範囲内にあるが、その値は主として処理
条件に依存する。
一般に、本発明方法において使用される二酸化ウラン粉
末は約2〜12m”/g好ましくは約4〜8♂/gの範
囲内の比表面積を有している。このような粉末を使用す
れば、本発明の焼結温度における焼結を適度な長さの時
間内に達成することができる。それよりも小さい比表面
積を有する二酸化ウラン粉末は、実用的と言えないほど
に高い焼結温度が必要となるばかりでなく、SiO□の
蒸発を防止するために特別の対策を講じる必要もあるた
めに有用でない。他方、それよりも大きい比表面積を有
する二酸化ウラン粉末は化学反応性が大きいために取扱
いが難しい。
本発明方法において使用される焼結剤は、約10〜約6
0(重量)%ノA +203と残部ノSio2とから成
っている。実施の一態様に従えば、本発明の焼結剤は約
10〜約20(重量)%のAl2O3を含有する一方、
別の実施の態様に従えば、それは約20(重量)%を越
えて約60(重量)%に至るまでのA 1.03を含有
する。多くの場合、本発明の焼結剤は約40〜約55(
重量)%のAl2O3と残部のSiO□とから成ってい
る。
本発明の焼結剤は様々な形態のものであってよい、たと
えば、それはAl2O3粉末とSiO2粉末との混合物
および(または)アルミノケイ酸塩であり得る。かかる
アルミノゲイ酸塩は天然物質であってもよいし、あるい
はAl2O.粉末とSiO2粉末との混合物の融解また
は固相焼結のごとき各種の技術によって製造されたもの
であってもよい。
上記の天然物質は、好ましくは本発明の焼結剤を主成分
とする粘土または鉱物であればよい。かかる天然物質の
代表例としては、ベントナイトおよびタイルクレーが挙
げられる。詳しく述べれば、上記の天然物質は焼成を受
けた場合(ただし焼結温度に到達する以前)においてア
ルミノケイ酸塩と約10(重量)%未満の不純物とから
成る焼成組成物を与えるような物質であればよい。かか
る焼成組成物中に残留する不純物は本発明の核燃料に対
して顕著な悪影響を及ぼすものであってはならない。
上記のごとき焼結剤は、二酸化ウランと焼結剤との合計
量を基準として約0.1〜約1(重量)%の割合で使用
される。焼結剤の使用量は実験的に決定することができ
るが、それは主として所望の焼結体の性質に依存する。
多くの場合、本発明の焼結剤は二酸化ウランと焼結剤と
の合計量を基準として約0.1〜約0,8(重量)%、
あるいは約0.2〜約0,6(重量)%、あるいは約0
.25〜約0.5(重量)%の割合を占める。実施の一
態様に従えば、本発明の焼結剤は二酸化ウランと焼結剤
との合計量を基準として約0.1(重量)%から約0.
5(重量)%未満まで、あるいは約0.1または0.2
(重量)%から約0.4(重量)%までの割合を占める
上記のごとき二酸化ウラン粉末と焼結剤および(または
)それの原料物質とを混合するためには各種の常用技術
を使用することができる。その際には、焼結剤が二酸化
ウラン粉末中に少なくとも非著もしくは実質的に一様に
分散して成る混合物を調製することが好ましい、上記の
ごとき焼結剤および(または)それの原料物質は微粒状
のものであって、それらの粒度は所望の混合物を与える
のに十分なものでありさえすればよいが、通例は約20
ミクロン未満である。
所望ならば、焼結体に所望の気孔率を付与するのを容易
にするために気孔形成剤を添加してもよい。かかる目的
のためには通常の気孔形成剤を使用することができるが
、それらの実例としてはシュウ酸アンモニウム、ポリメ
チルメタクリレート、および焼結温度より低い温度で加
熱した際に揮発消失するその他の物質が挙げられる。か
かる気孔形成剤は常法に従って有効量で使用すればよい
一般に、気孔形成剤の使用量は二酸化ウラン、焼結剤お
よび気孔形成剤の合計量を基準として約0゜1〜約2(
重量)%の範囲内にあればよい。
上記のごとき混合物を成形または圧縮して圧縮体を得る
ためには各種の常用技術を使用することができる。たと
えば、押出し、射出成形、型圧縮または等圧圧縮によっ
て所望形状の圧縮体を製造することができる。混合物の
成形を容易にするために滑剤、結合剤または類似の物質
を使用する場合、それらは圧縮体または最終の焼結体に
対して顕著な悪影響を及ぼすものであってはならない。
このような成形助剤は、比較的低い温度(好ましくは5
00°C以下の温度)で加熱した際に蒸発して残留物を
ほとんど生じないような種類のものであることが好まし
い。こうして得られた圧縮体は、焼結時における高密度
化を促進するために約60%未満の気孔率を有すること
が好ましく、また約50%未満の気孔率を有すれば一層
好ましい。
上記の圧縮体は、たとえばペレット、円柱、板または立
方体のごとき任意所望の形状を有するものであってよい
。なお、かかる圧縮体は円柱(特に直円柱)の形状を有
するのが通例である。
次に、本発明の焼結体を生み出するような条件下で上記
の圧縮体が焼結される。圧縮体の焼結を行う際の雰囲気
は、個々の製造プロセスに応じて様々に変化し得る。な
お、かかる雰囲気は常温またはその付近の温度および大
気圧またはその付近の圧力を有することが好ましい。上
記のごとき圧縮体の焼結は、二酸化ウラン核燃料の製造
に際して単独の二酸化ウランを焼結するために有用であ
ることが知られている雰囲気中において行うことができ
る。とは言え、真空中における焼結は5So2を蒸発さ
せる傾向があるために有用でない。
−船釣に述べれば、水素、好ましくは約20℃の露点を
有する湿性水素、平衡状態において二酸化ウランの酸素
/ウラン原子比を所望の値に維持するのに十分な酸素分
圧を与えるような気体混合物、およびそれらの組合せか
ら成る群より選ばれた雰囲気中において圧縮体の焼結が
行われる。平衡状態において所望の酸素分圧を与えるよ
うな気体混合物の代表例としては、本発明の場合と同じ
譲受人に譲渡されたカーター(CartPr)の米国特
許第3927154号明細書中に開示されたような二酸
化炭素と一酸化炭素との混合物が挙げられる。
上記のごとき圧縮体の焼結は、焼結剤が二酸化ウランの
存在下で液相を生成し、それによって本発明の液相焼結
体の製造が可能となるような温度において行われる。一
般に、焼結剤のSiO2含量が高くなるほど、液相が生
成される温度は低くなる。本発明の焼結温度は、約15
00℃を越えかつSiO2の顕著な蒸発が起こらない温
度に至るまでの範囲内にあればよい、このような焼結温
度は、一般に約1500°Cを越えて約2000°Cま
で、好ましくは約1600〜約1700℃の範囲内にあ
る。
焼結剤が約10〜約20(重量)%のAl2O2を含有
する場合には、焼結温度において固体の二酸化ウランお
よび液相のみが存在する。冷却後には、上記の液相がガ
ラス状のアルミノケイ酸塩相のみを生成する。一般に、
このようなガラス状のアルミノケイ酸塩相の組成は焼結
剤の組成と同じか、あるいはそれとほとんど違わない。
また、それの存在量も焼結剤の使用量と同じか、あるい
はそれとほとんど違わない。
しかるに、焼結剤が約20(重量)%を越えるAl2O
3を含有する場合には、約20く重量)%のAl2O3
と約80(重量)%のSiO2とから成るガラス相およ
び柱状の結晶質ムライト相が焼結体中に生成される。本
発明のこのような実施のR様においては、一般に、生成
されるガラス相およびムライト相の合計量は焼結剤の使
用量と同じか、あるいはそれとほとんど違わない。詳し
く述べれば、ガラス相とムライト相との合計量は一般に
焼結体の全重量を基準として約0.1〜約l(重量〉%
の範囲内にあり、そしてガラス相成分は焼結体の全重量
を基準として少なくとも約0.05 (重量)%の量で
存在しており、またムライト相成分は少なくとも検出可
能な量(すなわち、透過電子盟微鏡試験法および特定領
域電子回折法によって検出し得る量)で存在している。
通例、焼結剤のAl2O3含量が増加するのに伴い、焼
結体中に存在するムライト相の量は増加する9 焼結剤が約20(重量)%を越えるA1□O5を含有す
る場合、それは焼結温度で完全に液相を成すこともあれ
ば、そうでないこともある。それが完全に液相を成す場
合、液相の冷却に伴って多少のムライトが析出する。そ
の結果、被覆された二酸化ウラン粒子間のポケット内に
位置するガラス相中にムライトが存在するような焼結体
が得られることになる。しかるに、より低い焼結温度お
よび(または)より高いAl2O3含量の下では、焼結
剤が焼結温度において液相と多少のムライトとを生成す
る場合がある。その結果、被覆された二酸化ウラン粒子
間のポケット内に位置するガラス相中に小さいムライト
柱状晶が存在すると共に、被覆された二酸化ウラン粒子
中に大きいムライト柱状晶が突入しているような焼結体
が得られることになる。二酸化ウラン粒子中に突入して
いるムライト柱状晶は、ガラス相中に位置するムライト
柱状晶よりも顕著に長い(通例少なくとも約20%だけ
長い)ものである、一般に、二酸化ウラン粒子中に突入
しているムライト柱状晶の量は焼結体中に存在するムラ
イト相の全量を基準として約50(容量)%未満である
かかる焼結に際しては、本発明の焼結体を製造するため
に必要な時間にわたって圧縮体が焼結温度に保持される
。焼結温度での保持時間は実験的に決定することができ
るが、それは主として所望の焼結体の性質に依存する。
一般に、焼結体中における二酸化ウランの粒度は焼結温
度、焼結温度での保持時間、および焼結剤によって決定
される。
通例、焼結温度が高くなるほど、かつ(あるいは)焼結
温度での保持時間が長くなるほど、二酸化ウラン粒子は
大きくなる。また、焼結剤中のAl2O3含量が高くな
るほど二酸化ウラン粉子は大きくなる。
焼結温度への加熱速度は、主として、焼結以前における
副生ガスの除去速度によって制限される。
一般に、これは炉内におけるガス流量およびそれの均−
性並びに炉内に存在する物質の量に依存する。−船釣に
述べれば、副生ガスが炉外に除去されるまでは毎時約5
0〜約300℃の加熱速度が使用されるが、それは常法
によって実験的に決定すればよい。その後、所望ならば
加熱速度を毎時的300〜500℃の範囲内、そして更
には毎時800℃にまで上昇させることができるが、焼
結体が割れるほどに速くすべきではない。
焼結の完了後、焼結生成物を冷却することによって本発
明の焼結体が得られる。通例、それは室温または室温付
近の温度(一般に約20〜約30℃)にまで冷却される
。焼結生成物の冷却速度は特に重要でないが、焼結体が
割れるほどに速くすべきではない、詳しく述べれば、か
かる冷却速度は商業的な焼結炉において通例使用される
冷却速度と同じであればよい、すなわち、かかる冷却速
度は毎時約100〜約800℃の範囲内にあればよい。
焼結生成物の冷却は、焼結時に使用したものと同じ雰囲
気あるいは焼結生成物または焼結体に対して顕著な悪影
響を及ぼさない別種の雰囲気中において行うことができ
る。
実施の一態様に従えば、本発明の焼結体は結晶質の二酸
化ウラン粒子および約10〜約20(重量)%のAl2
O3と残部のSiO2とから成るガラス状の非晶質アル
ミノケイ酸塩相から成っている。
この実施の態様においては、ガラス相は焼結体の全重量
を基準として約0.1〜約1(重量)%の割合を占める
。多くの場合、それは焼結体の全重量を基準として約0
.1〜約0.8(重量)%、あるいは約0.2〜約0.
6(重量)%、あるいは約0.25〜約0゜5(重量)
%、あるいは約0.1(重量〉%から約0.5(重量)
%未満まで、あるいは約0.1または0.2(重量)%
から約0.4(重量)%までの割合を占める。
別の実施の態様に従えば、本発明の焼結体は結晶質の二
酸化ウラン粒子、約20(重量)%のAt203と残部
のSiO2とから成るガラス状のアルミノケイ酸塩相、
およびムライト相から成っている。
この場合、ガラス相は焼結体の全重量を基準として少な
くとも約0.05 (重量)%の量で存在しており、ま
たムライト相は少なくとも検出可能な量で存在している
。この実施の態様においては、一般に、ガラス相とムラ
イト相との合計量は焼結剤の使用量と同じか、あるいは
それとほとんど違わない。詳しく述べれば、ガラス相と
ムライト相との合計量は焼結体の全重量を基準として約
0.1〜約1(重量)%、あるいは約0.1〜約0.8
(重量)%、あるいは約0.2〜約0.6(重量)%、
あるいは約0゜25〜約0.5(重量)%、あるいは約
0.1(重量)%から約0.5(重量)%未満まで、あ
るいは約0.1または0,2(重量)%から約0.4(
重量)%までの範囲内にある。多くの場合、ガラス相成
分は焼結体の全重量を基準として約0.05(重量)%
を越え、あるいは約0.1(重量)%を越え、あるいは
約0.2(重量〉%を越える量で存在している。やはり
多くの場合、ムライト相成分は焼結体の全重量を基準と
して少なくとも約0.01<重量)%、あるいは少なく
とも約0.1(重量)%、あるいは少なくとも約0.2
り重量)?6の旦で存在している。
焼結剤の量が約0.1(重量)%未満である場合には、
本発明の焼結体が得られないことがある。他方、焼結剤
の量が約1(重量)%を越える場合には、過剰量のガラ
ス相および(または)ムライト相が生成する。それらは
顕著な利益をもたらさないばかりでなく、二酸化ウラン
が占めるべき空間を無駄に占めることになる。
一般に、焼結体中のガラス相は二酸化ウランを含んでい
ない。とは言え、場合によっては、現時点で利用可能と
は考えられない特異な分析法によって検出し得る少量の
二酸化ウランがガラス相中に存在することらあり得る。
そのような場合においても、ガラス相中における二酸化
ウランの存在量は通例的0,5(重jt)%以下であろ
う。
本発明の焼結体中におけるガラス相は連続相を成してい
る。かかるガラス相により、焼結体中に存在する二酸化
ウラン粒子全体の少なくとも約99(容量)%好ましく
は99.5 (容量)%以上を占める二酸化ウラン粒子
の各々が露出部分をほとんど残さずに被覆されている。
なお、全ての二酸化ウラン粒子が露出部分をほとんど残
さずに被覆されていれば最も好ましい。ここで言う「露
出部分をほとんど残さずに二酸化ウラン粒子を被覆した
ガラス相」とは、該粒子を少なくとも実質的に完全に被
覆した被膜を意味する。詳しく述べれば、上記のガラス
相は各々の二酸化ウラン粒子上に連続した密着性の薄い
被膜を形成しているのであって、その厚さは一般に約5
〜約20オングストロームの範囲内にある。好適な実施
の態様においては、かかるガラス相は焼結体中に存在す
る二酸化ウラン粒子全体の少なくとも約99(容量)%
好ましくは99.5 (容量)%以上を占める二酸化粒
子の各々を完全に被覆(または包囲)している。−層好
ましくは、かかるガラス相は全ての二酸化ウラン粒子を
完全に包囲している。かかるガラス相はまた、被覆され
た二酸化ウラン粒子間の空隙(すなわち、3粒子問およ
び4粒子間の空隙)内にもある程度まで存在している。
かかる空隙がガラス相によって充填されている程度は、
主として、焼結体中に存在する焼結剤の量に依存する。
焼結体の顕微鏡組織は、ガラス状のアルミノケイ酸塩相
が焼結温度において液体であったことを示している。
焼結体中の二酸化ウラン粒子は、約20〜約100ミク
ロン、好ましくは約30〜約80ミクロン、多くは約4
0〜約70ミクロン、そして−層多くは約45〜約60
ミクロンの範囲内の平均粒度(すなわち平均粒径)を有
している。本発明の実施の一態様においては、二酸化ウ
ラン粒子の粒度に諷著な差は存在しない。
平均粒度は常法に従って測定することができる。
本発明においては、標準的な直線交差法が使用された。
詳しく述べれば、研鷹および腐食を施した焼結体の断片
の諷微鏡写真上に直線を引き、特定の長さの直線と交わ
る粒界を計数し、そしてその数で直線の長さを割ること
により、将子が切り取る線分の平均長さがミクロン単位
で求められた。
次に、その値に1.5を掛けることによって平均粒度が
求められた。
本発明の焼結体は、液相焼結を受けたものとしての外観
を有していた。研京断片中に観察される二酸化ウラン粒
子のかど部はしばしば丸くなっていて、かかるかど部に
はガラス相のボゲットが存在している。換言すれば、そ
れらは液相焼結を受けたセラミックの外観を有している
のである。−般に、二酸化ウラン粒子は等軸または実質
的に等軸の結晶から成っている。
本発明の焼結体は、Al2O,およびSiO2の結晶質
相を含まないのが普通である。
本発明の焼結体は常に多少の気孔を含んでいて、それら
の気孔は一般に閉鎖気孔(すなわち、互いに独立した気
孔)である。かかる気孔は焼結体全域にわたって分布し
ているが、それらは少なくとも顕著もしくは実質的に一
様に分布していることが好ましい。一般に、かかる焼結
体の気孔率は焼結体の全体積を基準として約2(容量)
%から約10(容量)%未満までの範囲内にあるが、そ
れは主として原子炉の構造に依存する。なお、かかる気
孔率は多くは焼結体の全体積を基準として約4〜約8(
容量)%、−層多くは約4〜約6(容量)%、そして最
も多くは約5く容量)%である。かかる気孔の孔径は約
1ミクロンを越えて約20ミクロンまでの範囲内にある
ことが好ましく、また約5〜約20ミクロンの範囲内に
あれば一層好ましい。
通例、本発明の焼結体の寸法は焼結中に起こる収縮(す
なわち高密度化)の分だけ未焼結体と違っている。
本発明の範囲外にあるアルミノケイ酸塩は、本発明の焼
結体を製造するための焼結剤として有用でない、一般に
、約90(重量)%を越えるSiO2を含有するアルミ
ノケイ酸塩の場合には、得られる焼結体の粒度が小さ過
ぎる。他方、約60(重量)%を越えてムライト[すな
わち、少なくとも約71.5(重量)%のAl2O.を
含有する結晶質のアルミノケイ酸塩コの組成に至るまで
の量でAl2O3を含有するアルミノケイ酸塩は、大部
分の焼結剤が結晶質のムライトとして存在するために所
望のガラス相の量が過少となるから有用でない。
ムライトは焼結剤として有用でない7なぜなら、焼結体
中に結晶質のムライト相を生成するのみで、本発明にお
いて必要とされるガラス状のアルミノケイ酸塩相を生成
しないからである。
単独のSiO2も焼結剤として有用でない。なぜなら、
得られる焼結体の粒度が小さ過ぎると共に、生成される
ガラス相は焼結体全域にわたって一様に分布していない
からである。同様に、単独のAl2O5は焼結体中に結
晶質のA1□o3を生成するので望ましくない。結晶質
相は二酸化ウラン焼結体に対して高温での塑性を付与す
ることがないため、単独の二酸1ヒウランの場合よりも
顕著に大きい塑性を持った二酸化ウラン焼結体は得られ
ないのである。
本発明の焼結体は核燃料として有用である。それは、通
例、二酸化ウラン籾末中に存在する量と同じ量の核分裂
性物質を含有している。本発明の焼結体は大きい粒度を
有するため、核分裂気体の放出速度が顕著な低下を示す
ことになる。また、二酸化ウラン粒子を被覆するガラス
相が焼結体に対して十分な塑性またはクリープ速度を付
与するため、本発明の核燃料は被覆に盟著な持続的応力
を及ぼすことなしに性能を発揮し得ることにもなる。
以下の実施例によって本発明を一層詳しく説明する。こ
れらの実施例中においては、特に記載のない限り、下記
の手順が使用された。
二酸化ウラン粉末としては、核分裂性のウラン同位体を
含有しかつ約′2.0より大きい酸素/ウラン原子比を
有するサブミクロンの焼結性二酸化ウラン粉末を使用し
た。
焼結剤としては微粒状のものを使用した。
強熱前におけるベントナイトの典型的な分析結果は、重
量百分率で表わして、シリカ7245%、酸化第二鉄1
.21%、酸化アルミニウム15.47%、酸化カルシ
ウム1.97%、酸化マグネシウム1.69%、強熱減
量6.76%、酸化ナトリウム0゜23%、酸化カリウ
ム0.06%、硫黄0.032%および酸化チタン0.
33%であった。
強熱前におけるタイルクレーの典型的な分析結果は、重
量百分率で表わして、シリカ46.04%、酸化第二鉄
0.81%、酸化アルミニウム38.80%、酸化カル
シウム0.52%、酸化マグネシウム0.43%、強熱
減量13.0%、酸化ナトリウム0゜09%、酸化カリ
ウム0.12%、硫黄0.041%および二酸化チタン
1.33%であった。
常法に従い、二酸化ウラン粉末と焼結剤とを攪拌下で混
合することによって実質的に均質な混合物を調製した。
鋼製の型を用いて二酸化ウラン粉末と焼結剤との混合物
を型圧縮することにより、ペレット状の未焼結体(すな
わち、約50%の気孔率を有する概して等軸回柱状の圧
縮体)を形成した。
焼結雰囲気は水素であった。
焼結雰囲気は大気圧またはその付近の圧力を有していた
密度は、常法に従い、焼結体の重量および寸法の測定値
から求めた。
焼結体の気孔率は、焼結体の組成に基づいてそれの理論
密度を算出し、次いで下記の式に従って測定密度と比較
することによって求めた。
気孔率 = (1−冊)  X  100%焼結体中の
二酸化ウラン粒子の平均粒度は、前述のごとき直線交差
法によって求めた。
焼結体の特性は幾つかの標準技術に従って評価した。
別の分析結果に基づけば、焼結体は約2.00の酸素/
ウラン原子比を有することが判明した。
焼結体のクリープ速度は、94%のArと6%のN2と
から成る雰囲気中において高温下で直円柱状の試験片の
軸方向に一定の荷重を加えることによって測定した。か
かる定常クリープ速度は第1表中に示されている。
実施例1 使用したタイルクレーのアルミノケイ酸塩成分は、約4
5(重量)%のA 1203と約55(重量)%のSi
O2とから成っていた。このタイルクレーを空気中にお
いて750℃で一定重量になるまで焼成した。99.7
5(重量)%の二酸化ウラン粉末および0.25(重量
)%の焼成タイルクレー粉末[アルミノケイ酸塩成分の
量は二酸化ウランとアルミノケイ酸塩との合計量を基準
として約0.24(重量)%]を、(二酸化ウラン粉末
とタイルクレー粉末との混合物を基準として)2(重量
)%の一時結合剤および0.8(重量)%の気孔形成剤
と共に、アルミナ粉砕媒体を含む振動ミル内において混
合した。こうして得られた混合物を圧縮することによっ
て5.35g/cm3の未焼結密度(約52%の気孔率
)を有するペレットを形成し、次いでそれらを(25%
のN2と75%のN2とから成りかつ約10℃の露点を
有する)湿性分解アンモニア雰囲気中において約165
0℃で約4時間にわたり焼結した。なお、結合剤および
気孔形成剤は1000℃以下で分解して揮発消失した。
こうして得られた焼結体の一部について顕微鏡組織を調
べたところ、ガラス相は二酸化ウラン粒子の粒界に実質
的に一様に分布していることが判明した。二酸化ウラン
粒子の平均寥立度は約27〜33ミクロンであった。か
かる焼結体は約5(容量)%の気孔率を有していて、そ
れらの気孔は焼結体中に分布した閉鎖気孔から成ってい
た。かかる焼結体は核燃料として有用なものであった。
同様な焼結体について行った化学分析の結果に基づけば
、ガラス相はアルミノケイ酸塩相であって、それの組成
および量は焼結剤中のアルミノケイ酸塩成分の組成およ
び量とほとんど違わないこ全体の99(容量)%以上を
占める二酸化ウラン粒子の各々が露出部分をほとんど残
さずに該ガラス相で被覆されていることも判明した。
上記のごとき焼結体をジルコニウム合金(ジルカロイ−
2)製の被覆管内に装填することによって第1の燃料棒
を形成した。
比較のため、二酸化ウランのみから成る標準的な核燃料
も製造した。詳しく述べれば、二酸化ウラン粉末を圧縮
することによって5,10〜5.18g/Ω3の未焼結
密度(約55%の気孔率)を有するベレットを形成し、
次いでそれらを(25%のN2と75%のN2とから成
りかつ約10℃の露点を有する)湿性分解アンモニア雰
囲気中において約1780°Cで約4時間にわたり焼結
した。
こうして得られた焼結体は約15〜17ミクロンの平均
粒度を有していた。かかる二酸化ウランのみの焼結体を
ジルコニウム合金(ジルカロイ−2)製の被覆管内に装
填することにより、第1の燃料棒と実質的に同様な第2
の燃料棒を形成した。
各々の燃料棒を原子炉内において実質的に同じ低出力条
件下で照射し、次いで計器を装着した。
それにより、以後の照射中における伸び特性を出力の関
数として測定した。
こうして得られた結果を第2図に示す。すなわち、0.
25(重量)%のタイルクレーを含有する本発明の核燃
料および二酸化ウランのみから成る標準的な核燃料に関
する燃料棒の伸びが時間の関数として示されている。ま
た、燃料棒の出力レベル(k胃/l単位)も示されてい
る。核燃料の出力レベルが上昇すると燃料棒は伸びるが
、次いで経時的に収縮することがわかる。第2図に示さ
れる通り、高い出力レベルにおいては、本発明の燃料棒
は各回の出力上昇後に顕著な収縮を示す。これは、本発
明の核燃料が大きな変形速度を有していて、そのために
被覆中の応力の急速な緩和が生じることを示している。
それに対し、標準的な核燃料を含む燃料棒はベレット・
被覆相互作用機構によって52 kW/mで破損した。
これは、被覆が核燃料によって誘起された大きい持続応
力に耐えられなかったためである。
第2図中においては、破損点は燃料棒の特徴的な急速収
縮によって示されている。
上記の結果から推測される通り、本発明の核燃料の大き
な変形速度が被覆中の応力の急速な緩和をもたらす結果
、本発明の核燃料を使用した燃料棒はベレット・被覆相
互作用に対する抵抗性の増大を示すことがわかる。
実施例2 本実施例では、納入されたままのタイルクレーを焼結剤
として使用した。それのアルミノケイ酸塩成分は約46
(重量)%のAl2O,と約54(重量)%のSiO2
とから成っていた。
0.5(重量)%の上記タイルクレーを二酸化ウラン粉
末と混合することにより、二酸化ウランと焼結剤との合
計量を基準として約0.435(重量)%の焼結剤を含
有する混合物を調製した。
上記の混合物を圧縮することにより、はぼ同じ寸法を有
する数個の圧縮体を形成した。これらの圧縮体を水素中
において約1650℃で同時に焼結した。その際には、
圧縮体を約4時間にわたって焼結温度に保持した後、室
温にまで炉内冷却した。
こうして得られた焼結体は約23ミクロンの平均粒度を
有していた。また、かかる焼結体は約3(容量)%の気
孔率を有していて、それらの気孔は焼結体中に分布した
閉鎖気孔から成っていた。
2個の焼結体についてクリープ速度を測定したが、その
結果は第1表中に実施例2Aおよび2Bとして示されて
いる。詳しく述べれば、実施例2Aにおいては、焼結体
が1500℃の温度および2000psiの応力下で2
.60 X 10−’hr−’のクリープ速度を有して
いた。この値は、二酸化ウランのみから成りかつ約15
ミクロンの平均粒度を有する焼結体を同じ温度および応
力条件下で測定した場合に得られる文献記載のクリープ
速度の約30倍に相当する。また、実施例2Bにおいて
は、焼結体が1500°Cの温度および4000psi
の応力下で5.7 X 10−3br−’のクリープ速
度を有していた。この値は、二酸化ウランのみから成り
かつ約15ミクロンの平均粒度を有する焼結体を同じ温
度および応力条件下で測定した場合に得られる文献記載
のクリープ速度の約30倍に相当する。
別途に行った一連の実験によれば、焼結体は結晶質の二
酸化ウラン粒子、ガラス相および結晶質ムライト相から
成り、またガラス相は約20(重量)%のAl2O,と
約80(重!!k)%のSiO□とから成るアルミノケ
イ酸塩であることが判明した。
また、別の試験結果に基づけば、焼結体中におけるガラ
ス相とムライト相との合計量は焼結剤中のアルミノケイ
酸塩成分の量とほとんど違わず、しかもガラス相および
ムライト相は実質的に等しい量で存在していることも判
明した。更にまた、別の試験結果に基づけば、ガラス相
は連続相を成しており、かつ二酸化ウラン粒子全体の9
9(容量)%以上を占める二酸化ウラン粒子の各々が露
出部分をほとんど残さずに該ガラス相で被覆されている
ことも判明した。更にまた、別の試験結果に基づけば、
ムライト相は二酸化ウラン粒子間の空隙内に柱状晶とし
て存在していることも判明した。
実施例3 本実施例で使用した焼結剤は、45(重X>%のAl2
O,粉末と55(重量)%のSiO2粉末とから成って
いた。
上記の焼結剤を二酸化ウラン粉末と混合することにより
、混合物の全重量を基準として約0.5(重量)%の焼
結剤を含有する実質的に均質な混合物を調製した。
上記の混合物を圧縮することによって圧縮体を形成した
。これらの圧縮体を約1640℃で7時間にわたり焼結
した後、はぼ室温にまで炉内冷却した。
こうして得られた焼結体の研摩断片を光学ま微鏡下で検
査した。それは二酸化ウラン粒子、ガラス相およびムラ
イト相から成っていた。ムライト相は二酸化ウラン粒子
間に位置するガラス相のポケット内に柱状晶として存在
していた。別の試験結果に基づけば、ガラス相は約20
(重量〉%のAl2O,と約80(重量)%のSiO2
とから成るアルミノケイ酸塩であり、焼結体中における
ガラス相とムライト相との合計量は焼結剤の使用量とほ
とんど違わず、またガラス相およびムライト相は実質的
に等しい量で存在していることも判明した。
また、別の試験結果に基づけば、ガラス相は連続相を成
しており、かつ二酸化ウラン粒子全体の99(容量)%
以上を占める二酸化ウラン粒子の各々が露出部分をほと
んど残さずに該ガラス相で被覆されていることも判明し
た。
二酸化ウラン粒子の粒度に閉著な差は見られず、またそ
れらの平均粒度は約37ミクロンであった。
第1表中に示される点を除き、実施例3の場合とほぼ同
様にして実施例4および6を行った。
また、第1表中および下記に示される点を除き、実施例
6の場合とほぼ同様にして実施例7を行った。実施例7
においては、0.125 (重量)%の焼成タイルクレ
ー[アルミノケイ酸塩成分の量は二酸化ウランとアルミ
ノケイ酸塩との合計量を基準として約0.12 (重量
)%]を使用した。実施例7の焼結体の断片を機械的に
薄くし、イオンエツチングを施し、次いで透過電子wi
微鏡によって検査した。こうして得られた透過電子諷微
鏡写真を第1図に示すが、それによれば薄い粒間ガラス
相が認められる。また、二酸化ウラン粒子間のポケット
内に位置するガラス相中には柱状のムライト相も認めら
れた。
更にまた、第1表中および下記に示される点を除き、実
施例2の場合とほぼ同様にして実施例8を行った。使用
したベントナイトのアルミノケイ酸塩成分は、約18(
重量)%のAl2O3と約82く重量)%のSiO2と
から成っていた。実施例8においては、納入されたベン
トナイトを融解し、凝固させ、次いで粉砕することによ
り、−325メツシユ(米国標準ふるい)の粒度を有す
る粉末を生成した。こうして得られたベントナイト粉末
を0、125 (重量)%の割合[アルミノケイ酸塩成
分の量は二酸化ウランとアルミノケイ酸塩との合計量を
基準として約0.118(重量)%]で使用した。
実施例8の焼結体の断片を機械的に薄くし、イオンエツ
チングを施し、次いで透過電子閉微鏡によって検査した
。透過電子顕微鏡写真中には、実施例7において得られ
た第1図の透過電子顕微鏡写真の場合と同様な薄い粒間
ガラス相が認められた。
実施例2〜8を第1表中に要約して示す。
第1表中においては、「平均粒度」とは焼結体の二酸化
ウラン粒子の平均粒度である。また、焼結体の相組成は
「二酸化ウラン以外の相」として示されている。
!=1−宍 2A  〜46 〜54  タイルクレー  0.5 
      4  165028     II   
                         
           II3    45   55
   Al2O,+    0.5       7 
 164O3+02 4                        
0.25     20  164057ノ0.520
1640 5      rt                
   0.08      7  16407  〜4
6 〜54  タイルクレー  0.125    2
  16508  〜18 〜82  ベントナイト 
 0.125    2  165023   測定せ
ず  1500  2000   Z60X10−’測
定せず  1500  4000  5.70xlO−
’37   ガラス+  測定せず  測定せず   
測定せずムライト 54         測定せず  測定せず   測
定せず57         測定せず  測定せず 
  測定せず33   測定せず  測定せず  測定
せず   測定せず測定せず  ガラス+  測定せず
  測定せず   測定せずムライト 測定せず  ガラス   測定せず  測定せず   
測定せず実施例2〜8において得られた焼結体は核燃料
として有用なものである。詳しく述べれば、第1表中に
示された実施例2の焼結体のクリープ速度は、二酸化ウ
ランのみから成りかつより小さい平均粒度を有する同様
な焼結体に関して文献中に報告されたクリープ速度より
も実質的に大きい、このように変形速度が大きい結果、
本発明の核燃料は被覆にm著な応力を及ぼすことなしに
性能を発揮し得ることになる。
また、本発明の焼結体はより大きい粒度を有している結
果、核分裂気体の放出速度が顕著な低下を示すことにも
なる。
第1図は本発明の焼結体の研摩断片の透過電子△ 2微鏡写真(倍$ 1.584.000 x )であっ
て、ガラス状のアルミノケイ酸塩相は実質的に真直ぐな
明るい線として示されている。
第2図は、原子炉内における試験に際し、出力の段階的
上昇(最下部のグラフ)に応答して生じた本発明の核燃
料を含む燃料棒の伸び(グラフ■)および従来の核燃料
を含む燃料棒の伸び(グラフ■)を示す線図である。第
2図中においては、図示の都合上、グラフ■および■(
よ伸び目盛上において200ミクロンだけずらしである
。なお、本発明の核燃料は0.25 (重X>%のタイ
ルクレーを用いて製造されたのに対し、従来の核燃料は
二酸化ウランのみから成っていた。
nh出1人ゼネラル・エレクトリック・カンノヤニイ代
理人  (7630)  生 沼 徳 二FIG−/ イリ  ひ゛              二縁七力(
kwkす

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、核燃料として有用な二酸化ウラン焼結体の製造方法
    において、(a)核分裂性物質を含有する二酸化ウラン
    粉末を用意し、(b)約10〜約60(重量)%のAl
    _2O_3と残部のSiO_2とから成る組成を有する
    焼結剤を用意し、(c)前記二酸化ウラン粉末と前記焼
    結剤とを混合することにより、二酸化ウランと焼結剤と
    の合計量を基準として約0.1〜約1(重量)%の割合
    で前記焼結剤を含有する混合物を調製し、(d)前記混
    合物を成形して圧縮体とし、(e)酸素/ウラン原子比
    が約1.7〜約2.25の範囲内にあるような条件下に
    おいて、前記焼結剤が液相を成すような焼結温度、すな
    わち約1500℃を越えかつSiO_2の顕著な蒸発が
    起こらない温度に至るまでの範囲内の焼結温度で前記圧
    縮体を焼結して焼結生成物を得、次いで(f)前記焼結
    生成物を冷却する諸工程から成る結果として、二酸化ウ
    ラン粒子が少なくとも約20ミクロンの平均粒度を有し
    、前記二酸化ウラン粒子全体の少なくとも約99(容量
    )%を占める二酸化ウラン粒子の各々が露出部分をほと
    んど残さずにガラス状のアルミノケイ酸塩相で被覆され
    ており、かつ約2(容量)%から約10(容量)%未満
    までの範囲内の気孔率を有する二酸化ウラン焼結体が得
    られることを特徴とする方法。 2、前記酸素/ウラン原子比が約2.00〜約2.15
    の範囲内にある請求項1記載の方法。 3、前記焼結体の気孔率がそれの全体積を基準として約
    4〜約8(容量)%の範囲内にある請求項1記載の方法
    。 4、前記二酸化ウラン粉末が約2〜約12m^2/gの
    範囲内の比表面積を有する請求項1記載の方法。 5、前記焼結剤が二酸化ウランと焼結剤との合計量を基
    準として約0.1〜約0.8(重量)%の割合を占める
    請求項1記載の方法。 6、前記焼結剤が二酸化ウランと焼結剤との合計量を基
    準として約0.2〜約0.6(重量)%の割合を占める
    請求項1記載の方法。 7、前記焼結剤が二酸化ウランと焼結剤との合計量を基
    準として約0.1(重量)%から約0.5(重量)%未
    満までの割合を占める請求項1記載の方法。 8、前記焼結剤が約10〜約20(重量)%のAl_2
    O_3と残部のSiO_2とから成る請求項1記載の方
    法。 9、前記焼結剤が約20(重量)%を越えて約60(重
    量)%までのAl_2O_3と残部のSiO_2とから
    成る請求項1記載の方法。 10、前記焼結剤が約20(重量)%を越えて約60(
    重量)%までのAl_2O_3と残部のSiO_2とか
    ら成り、そして前記焼結温度で少量のムライト相を生成
    する請求項1記載の方法。 11、前記焼結温度が約1540〜1800℃の範囲内
    にある請求項1記載の方法。 12、前記二酸化ウラン粒子全体の99.5(容量)%
    以上を占める二酸化ウラン粒子の各々が前記ガラス状の
    アルミノケイ酸塩相によって完全に包囲されている請求
    項1記載の方法。 13、前記焼結工程が湿性水素雰囲気中において実施さ
    れる請求項1記載の方法。 14、前記焼結工程が二酸化炭素と一酸化炭素との混合
    物から成る気体雰囲気中において実施される請求項1記
    載の方法。 15、前記二酸化ウラン粒子の平均粒度が約30〜約7
    0ミクロンの範囲内にある請求項1記載の方法。 16、結晶質の二酸化ウラン粒子とアルミノケイ酸塩の
    非晶質ガラス相とから成っていて、前記二酸化ウラン粒
    子が約20〜約100ミクロンの範囲内の平均粒度を有
    し、前記ガラス相が連続し、相互に連結した相を成して
    おり、前記二酸化ウラン粒子全体の少なくとも約99(
    容量)%を占める二酸化ウラン粒子の各々が露出部分を
    ほとんど残さずに前記ガラス相で被覆されており、前記
    ガラス相が核燃料体の全重量を基準として約0.1〜約
    1(重量)%の割合を占め、前記ガラス相が約10〜約
    20(重量)%のAl_2O_3と残部のSiO_2と
    から成り、かつ核燃料体の全体積を基準として約2(容
    量)%から約10(容量)%未満までの範囲内の気孔率
    を有することを特徴とする核燃料体。 17、前記酸素/ウラン原子比が約2.00〜約2.1
    5の範囲内にある請求項16記載の核燃料体。 18、前記気孔率が核燃料体の全体積を基準として約4
    〜約8(容量)%の範囲内にある請求項16記載の核燃
    料体。 19、前記二酸化ウラン粒子の平均粒度が約30〜約8
    0ミクロンの範囲内にある請求項16記載の核燃料体。 20、前記ガラス相が核燃料体の全重量を基準として約
    0.1(重量)%から約0.5(重量)%未満までの割
    合を占める請求項16記載の核燃料体。 21、結晶質の二酸化ウラン粒子、約20(重量)%の
    Al_2O_3と残部のSiO_2とから成る非晶質ガ
    ラス相、および柱状の結晶質ムライト相から成っていて
    、前記二酸化ウラン粒子が約20〜約100ミクロンの
    範囲内の平均粒度を有し、前記ガラス相が連続し、相互
    に連結した相を成しており、前記二酸化ウラン粒子全体
    の少なくとも約99(容量)%を占める二酸化ウラン粒
    子の各々が露出部分をほとんど残さずに前記ガラス相で
    被覆されており、前記ガラス相と前記ムライト相との合
    計量が核燃料体の全重量を基準として約0.1〜約1(
    重量)%の割合を占め、前記ガラス相が核燃料体の全重
    量を基準として少なくとも約0.05(重量)%の量で
    存在し、前記ムライト相が少なくとも検出可能な量で存
    在し、かつ核燃料体の全体積を基準として約2(容量)
    %から約10(容量)%未満までの範囲内の気孔率を有
    することを特徴とする核燃料体。 22、前記ムライト相が被覆された前記二酸化ウラン粒
    子間のポケット内に位置する前記ガラス相中に存在する
    請求項21記載の核燃料体。 23、前記ムライト相が被覆された前記二酸化ウラン粒
    子間のポケット内に位置する前記ガラス相中に存在し、
    かつ被覆された前記二酸化ウラン粒子中にも突入してい
    る請求項21記載の核燃料体。 24、前記酸素/ウラン原子比が約2.00〜約2.1
    5の範囲内にある請求項21記載の核燃料体。 25、前記気孔率が核燃料体の全体積を基準として約4
    〜約8(容量)%の範囲内にある請求項21記載の核燃
    料体。 26、前記二酸化ウラン粒子の平均粒度が約30〜約8
    0ミクロンの範囲内にある請求項21記載の核燃料体。 27、前記ガラス相が核燃料体の全重量を基準として約
    0.05(重量)%を越える量で存在し、かつ前記ムラ
    イト相が核燃料体の全重量を基準として少なくとも約0
    .01(重量)%の量で存在する請求項21記載の核燃
    料体。
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DE (1) DE3886700T2 (ja)
ES (1) ES2061596T3 (ja)
FI (1) FI93590C (ja)

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01248092A (ja) * 1988-03-29 1989-10-03 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 核燃料ペレットの製造法
JPH02242195A (ja) * 1989-03-15 1990-09-26 Nuclear Fuel Ind Ltd 核燃料ペレットの製造法
JPH0511088A (ja) * 1991-03-04 1993-01-19 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料ペレツトおよびその製造方法
JPH0527069A (ja) * 1991-07-18 1993-02-05 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料ペレツトの製造方法および核燃料ペレツト
JPH0580174A (ja) * 1991-09-20 1993-04-02 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 混合酸化物燃料ペレツトおよびその製造方法
US5828715A (en) * 1995-08-22 1998-10-27 Hitachi, Ltd. Fuel rods, its manufacturing method and fuel assembly
KR100446587B1 (ko) * 2001-09-19 2004-09-04 한국수력원자력 주식회사 크리프 변형속도가 큰 이산화우라늄 소결체의 제조 방법
JP2021521416A (ja) * 2018-04-09 2021-08-26 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 顆粒の被覆を有する粗い粒子の粉末の製造

Families Citing this family (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2689557B2 (ja) * 1988-12-27 1997-12-10 三菱マテリアル株式会社 Uo▲下2▼ペレットの製造方法
US5180527A (en) * 1990-04-03 1993-01-19 Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. Nuclear fuel pellets
US5786611A (en) * 1995-01-23 1998-07-28 Lockheed Idaho Technologies Company Radiation shielding composition
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
US6120706A (en) * 1998-02-27 2000-09-19 Bechtel Bwxt Idaho, Llc Process for producing an aggregate suitable for inclusion into a radiation shielding product
US6190582B1 (en) * 1998-09-25 2001-02-20 General Electric Company Controlled atmosphere sintering process for urania containing silica additive
SE515903C2 (sv) * 1999-02-19 2001-10-29 Westinghouse Atom Ab Förfarande för framställning av och material ägnat att sintras till ett oxidbaserat kärnbränsleelement
RU2193242C2 (ru) * 2000-12-18 2002-11-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А.Бочвара" Таблетка ядерного топлива
DE10115015C1 (de) * 2001-03-27 2003-05-15 Framatome Anp Gmbh Verfahren zur Herstellung eines Kernbrennstoff-Sinterkörpers
EP1482517B1 (en) * 2003-05-28 2009-05-06 Euratom Process for producing nuclear fuel pellets of the mox type
US20080013666A1 (en) * 2006-07-17 2008-01-17 Swaminathan Vaidyanathan Method for in-situ production of hyperstoichiometric oxide fuel
KR101001202B1 (ko) 2008-11-11 2010-12-15 한국수력원자력 주식회사 Mn 및 Al 화합물 첨가제를 함유한 이산화우라늄 핵연료소결체 및 이의 제조 방법
US20110206174A1 (en) * 2010-02-22 2011-08-25 Westinghouse Electric Sweden Ab Nuclear fuel, a fuel element, a fuel assembly and a method of manufacturing a nuclear fuel
KR101165452B1 (ko) 2010-10-20 2012-07-12 한국수력원자력 주식회사 이종 첨가 원소의 결정립계 및 결정립계 주변의 고용 농도 조절 방법 및 이를 이용한 결정립이 큰 핵연료 소결체의 제조방법.
KR101462738B1 (ko) * 2012-12-31 2014-11-17 한국원자력연구원 세라믹 미소셀이 배치된 핵분열생성물 포획 소결체 및 이의 제조방법
RU2577272C1 (ru) * 2014-12-26 2016-03-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") Способ получения таблетированного диоксида урана
US20170249998A1 (en) * 2016-02-25 2017-08-31 Kepco Nuclear Fuel Co., Ltd. Composition and method for manufacturing large-grained uranium oxide nuclear fuel pellet

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5527942A (en) * 1978-08-21 1980-02-28 Tokyo Shibaura Electric Co Nuclear fuel element
JPS5587089A (en) * 1978-12-20 1980-07-01 Kraftwerk Union Ag Method and device for making nuclear fuel body of oxide compound
JPS57197496A (en) * 1981-01-21 1982-12-03 Mitsubishi Metal Corp Method of making nuclear fuel pellet

Family Cites Families (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US1826510A (en) * 1928-09-15 1931-10-06 Westinghouse Lamp Co Refractory insulator for electron discharge devices
US3141852A (en) * 1957-11-18 1964-07-21 Saint Gobain Nuclear fuels
US3867489A (en) * 1962-07-17 1975-02-18 Atomic Energy Commission Method of producing an oxidation-resistant UO{HD 2 {B Fuel Body
US3263004A (en) * 1964-10-08 1966-07-26 Charles H Bean Process of making a sintered, homogeneous dispersion of nuclear fuel and burnable poison
US3501411A (en) * 1967-06-21 1970-03-17 Grace W R & Co Process of preparing nuclear fuel
US3927154A (en) * 1968-08-05 1975-12-16 Gen Electric Process for preparing sintered uranium dioxide nuclear fuel
US3679596A (en) * 1968-08-30 1972-07-25 Gen Electric Nuclear reactor fuel composition
GB1277209A (en) * 1968-10-14 1972-06-07 Atomic Energy Authority Uk Improvements in agglomerating nuclear fuel particles
US3923933A (en) * 1968-10-29 1975-12-02 Gen Electric Process for preparing sintered uranium dioxide grains
GB1285190A (en) * 1968-12-16 1972-08-09 Atomic Energy Authority Uk Improvements in ceramic fissile materials
US3872022A (en) * 1970-08-10 1975-03-18 Gen Electric Sintering uranium oxide in the reaction products of hydrogen-carbon dioxide mixtures
US3826754A (en) * 1971-06-16 1974-07-30 Gen Electric Chemical immobilization of fission products reactive with nuclear reactor components
US3883623A (en) * 1972-10-17 1975-05-13 Gen Electric Process for controlling end-point density of sintered uranium dioxide nuclear fuel bodies and product
US4052330A (en) * 1975-03-20 1977-10-04 Gen Electric Sintering uranium oxide using a preheating step
US4094738A (en) * 1976-05-19 1978-06-13 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel pellet design to minimize dimensional changes
US4264540A (en) * 1978-05-15 1981-04-28 British Nuclear Fuels Limited Production of nuclear fuel pellets
US4401608A (en) * 1981-10-13 1983-08-30 General Electric Company Method for enlarging grain size of uranium oxide
IT1144941B (it) * 1981-11-18 1986-10-29 Agip Nucleare Spa Procedimento di preparazione di pastiglie ad alta desita di combustibili nucleari ceramici additivati con silicati

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5527942A (en) * 1978-08-21 1980-02-28 Tokyo Shibaura Electric Co Nuclear fuel element
JPS5587089A (en) * 1978-12-20 1980-07-01 Kraftwerk Union Ag Method and device for making nuclear fuel body of oxide compound
JPS57197496A (en) * 1981-01-21 1982-12-03 Mitsubishi Metal Corp Method of making nuclear fuel pellet

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01248092A (ja) * 1988-03-29 1989-10-03 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 核燃料ペレットの製造法
JPH02242195A (ja) * 1989-03-15 1990-09-26 Nuclear Fuel Ind Ltd 核燃料ペレットの製造法
JPH0511088A (ja) * 1991-03-04 1993-01-19 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料ペレツトおよびその製造方法
US5257298A (en) * 1991-03-04 1993-10-26 Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. Nuclear fuel pellets having an aluminosilicate deposition phase
JP2603382B2 (ja) * 1991-03-04 1997-04-23 日本核燃料開発株式会社 核燃料ペレットおよびその製造方法
JPH0527069A (ja) * 1991-07-18 1993-02-05 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料ペレツトの製造方法および核燃料ペレツト
JPH0580174A (ja) * 1991-09-20 1993-04-02 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 混合酸化物燃料ペレツトおよびその製造方法
US5828715A (en) * 1995-08-22 1998-10-27 Hitachi, Ltd. Fuel rods, its manufacturing method and fuel assembly
KR100446587B1 (ko) * 2001-09-19 2004-09-04 한국수력원자력 주식회사 크리프 변형속도가 큰 이산화우라늄 소결체의 제조 방법
JP2021521416A (ja) * 2018-04-09 2021-08-26 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 顆粒の被覆を有する粗い粒子の粉末の製造

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DE3886700D1 (de) 1994-02-10
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DE3886700T2 (de) 1994-05-11
FI93590C (fi) 1995-04-25
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JP2645463B2 (ja) 1997-08-25
EP0316623B1 (en) 1993-12-29
ES2061596T3 (es) 1994-12-16

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Ebbinghaus et al. Process for making a ceramic composition for immobilization of actinides
Zurey et al. Review of Recent Developments: Beryllium

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