JPH02236197A - Ｍｏｘ燃料ペレットおよびその充填方法 - Google Patents
Ｍｏｘ燃料ペレットおよびその充填方法Info
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- JPH02236197A JPH02236197A JP1086312A JP8631289A JPH02236197A JP H02236197 A JPH02236197 A JP H02236197A JP 1086312 A JP1086312 A JP 1086312A JP 8631289 A JP8631289 A JP 8631289A JP H02236197 A JPH02236197 A JP H02236197A
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Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- 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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、使用済燃料から回収されたウラン酸化物等に
より構成され、再び原子炉で使用ざれるＭＯＸ （Ｍｉ
ｘｅｄ Ｏｘｉｄｅ ；混合酸化物）燃料ペレット、お
よびこのＭＯＸ燃料ペレットを被覆管内に充填するため
の方払に関するもげである。
より構成され、再び原子炉で使用ざれるＭＯＸ （Ｍｉ
ｘｅｄ Ｏｘｉｄｅ ；混合酸化物）燃料ペレット、お
よびこのＭＯＸ燃料ペレットを被覆管内に充填するため
の方払に関するもげである。
従来、原子炉から取出された使用済燃料を利用してＭＯ
Ｘ燃料を製造する場合、使用済燃料にＰＵＲＥＸ法と呼
ばれる化学的再処理を施してウランおよびプルトニウム
を分離・精製し、その後これらのウランおよびプルトニ
ウムを加工してＭＯＸ燃料とするといった手段が一般に
用いられている。
Ｘ燃料を製造する場合、使用済燃料にＰＵＲＥＸ法と呼
ばれる化学的再処理を施してウランおよびプルトニウム
を分離・精製し、その後これらのウランおよびプルトニ
ウムを加工してＭＯＸ燃料とするといった手段が一般に
用いられている。
ところが、上記手段では、ウランおよびプルトニウムを
抽出するために燃料ペレットを溶解しなければならない
ため、多晒の化学薬品（硝酸等）が必要であるとともに
、多聞の放射性廃棄物が発生する不都合がある。また、
現在使用されている軽水炉型原子炉では、濃縮度が３〜
５％の燃料で十分であり、ウランおよびプルトニウムを
ほぼ純粋な状態で抽出する必要が特にない。
抽出するために燃料ペレットを溶解しなければならない
ため、多晒の化学薬品（硝酸等）が必要であるとともに
、多聞の放射性廃棄物が発生する不都合がある。また、
現在使用されている軽水炉型原子炉では、濃縮度が３〜
５％の燃料で十分であり、ウランおよびプルトニウムを
ほぼ純粋な状態で抽出する必要が特にない。
そこで、使用済燃料から回収したウラン酸化物、プルト
ニウム酸化物、核分裂生成物、超ウラン元素等からなる
混合物に対してウランあるいはプルトニウムを必要量添
加して機械的に混合することにより、所望の濃縮度を有
するＭＯＸ燃料を製造することが先に提案されている《
特願昭６２−２３８１９６号ｍｍａ参照》。このような
手段を用いれば、放射性廃棄物の発生量を抑えながら低
コストでＭＯＸ燃料を得ることができる。
ニウム酸化物、核分裂生成物、超ウラン元素等からなる
混合物に対してウランあるいはプルトニウムを必要量添
加して機械的に混合することにより、所望の濃縮度を有
するＭＯＸ燃料を製造することが先に提案されている《
特願昭６２−２３８１９６号ｍｍａ参照》。このような
手段を用いれば、放射性廃棄物の発生量を抑えながら低
コストでＭＯＸ燃料を得ることができる。
上記のように、使用済燃料から回収した混合物と濃縮ウ
ラン等との機械的混合により得られる燃料では、濃縮ウ
ランが−・部に偏って存在するとその核分裂による発熱
が部分的に促進されて熱応力が発生し、割れ等が生じる
可能性があるため、全体が確実に均一な状態となるまで
混合する必要がある。また、これとは別に、原子炉中で
の燃焼時において上記燃料に含まれる超ウラン元素の消
滅処理を促進することが課題となっている。
ラン等との機械的混合により得られる燃料では、濃縮ウ
ランが−・部に偏って存在するとその核分裂による発熱
が部分的に促進されて熱応力が発生し、割れ等が生じる
可能性があるため、全体が確実に均一な状態となるまで
混合する必要がある。また、これとは別に、原子炉中で
の燃焼時において上記燃料に含まれる超ウラン元素の消
滅処理を促進することが課題となっている。
本発明は、このような事情に鑑み、使用麿燃料から回収
される混合物と濃縮ウランとを混合させずに得ることが
でき、しかも超ウラン元素の消滅処理が促進されるＭＯ
Ｘ燃料、並びにこのＭＯＸ燃料を被覆管内に充填するた
めの充填方法を提供することを目的とする。
される混合物と濃縮ウランとを混合させずに得ることが
でき、しかも超ウラン元素の消滅処理が促進されるＭＯ
Ｘ燃料、並びにこのＭＯＸ燃料を被覆管内に充填するた
めの充填方法を提供することを目的とする。
本発明は、使用済燃料から回収したウラン酸化物、プル
トニウム酸化物、核分裂生成物、および超ウラン元素を
含む混合物に濃縮ウランを添加したＭＯＸ燃料ペレット
であって、中央部にウラン酸化物、プルトニウム酸化物
、核分裂生成物、および超ウラン元素を配設し、外周部
に濃縮ウランを配設したものである（請求項１），，こ
のようなＭＯＸ燃料を被覆管内に充填する方法としては
、中央部に使用済燃料から回収したウラン酸化物、プル
トニウム酸化物、核分裂生成物、および超ウラン元素を
含む混合物を配し、外周部に濃縮ウランを含むペレット
を配し、焼結処理後、両者を一体に被覆管内に挿入する
ものや《請求項２》、被覆管内部の外周部に濃縮ウラン
を含む中空状ペレットを挿入し、この中空状ペレットの
内部に、使用済燃料から回収したウラン酸化物、プルト
ニウム酸化物、核分裂生成物、および超ウラン元素を含
む混合物を充填するものがある（Ｍ求項３）。
トニウム酸化物、核分裂生成物、および超ウラン元素を
含む混合物に濃縮ウランを添加したＭＯＸ燃料ペレット
であって、中央部にウラン酸化物、プルトニウム酸化物
、核分裂生成物、および超ウラン元素を配設し、外周部
に濃縮ウランを配設したものである（請求項１），，こ
のようなＭＯＸ燃料を被覆管内に充填する方法としては
、中央部に使用済燃料から回収したウラン酸化物、プル
トニウム酸化物、核分裂生成物、および超ウラン元素を
含む混合物を配し、外周部に濃縮ウランを含むペレット
を配し、焼結処理後、両者を一体に被覆管内に挿入する
ものや《請求項２》、被覆管内部の外周部に濃縮ウラン
を含む中空状ペレットを挿入し、この中空状ペレットの
内部に、使用済燃料から回収したウラン酸化物、プルト
ニウム酸化物、核分裂生成物、および超ウラン元素を含
む混合物を充填するものがある（Ｍ求項３）。
請求項１記戟のＭＯＸ燃料によれば、使用済燃料から回
収した混合物と濃縮ウランとを混合しなくても、被覆管
内に充填されることにより使用可能な状態となる。また
原子炉中では、高速中性子束分布の高い中央部で超ウラ
ン元素の消滅効果が促進されるとともに、熱中性子束分
布の高い外周部で濃縮ウランの核分裂が促進されるため
に除熱が容易に行われる。
収した混合物と濃縮ウランとを混合しなくても、被覆管
内に充填されることにより使用可能な状態となる。また
原子炉中では、高速中性子束分布の高い中央部で超ウラ
ン元素の消滅効果が促進されるとともに、熱中性子束分
布の高い外周部で濃縮ウランの核分裂が促進されるため
に除熱が容易に行われる。
また、譜求項２記載の充填方法によれば、被覆管外部で
中央部と外周部とからなる燃料に焼結処理が施され、両
者が一休に被覆管内に充填される。
中央部と外周部とからなる燃料に焼結処理が施され、両
者が一休に被覆管内に充填される。
また、請求項３記載の充填方法によれば、被覆管内にま
ず外周部が挿入され、この外周部の内部に中央部が挿入
される。
ず外周部が挿入され、この外周部の内部に中央部が挿入
される。
第１図は、本発明の一実施例におけるＭＯＸ燃料ペレッ
トを示したものである。この燃料ペレットは、円柱状の
中央郡７と、それを取巻く筒状の外周部２とからなる２
ｗＡ構造となっており、上記中央部１は、使用済燃料か
ら回収したウラン酸化物、プルトニウム酸化物、核分裂
生成物、および超ウラン元素により構成され、外周部２
は濃縮ウランにより構成ざれている。
トを示したものである。この燃料ペレットは、円柱状の
中央郡７と、それを取巻く筒状の外周部２とからなる２
ｗＡ構造となっており、上記中央部１は、使用済燃料か
ら回収したウラン酸化物、プルトニウム酸化物、核分裂
生成物、および超ウラン元素により構成され、外周部２
は濃縮ウランにより構成ざれている。
上記中央部１は、次のようにして製造される。
まず、原子炉から取出された被覆管内の使用済燃料を被
覆管の外方から外力を加えて破壊し、このようにして被
覆管から取出した後にさらに細かく粉砕する。そして、
この燃料中に含有されてぃるＦＰガス（核分裂生成ガス
）を加熱法により分離し、これによって後に生成される
焼結体の安定化を図る。なお、外周部２のウラン濃度が
若干低い場合には、この中央部１にもＵ−２３５等の核
燃料物質を添加して核分裂断面積を確保するようにして
もよい。
覆管の外方から外力を加えて破壊し、このようにして被
覆管から取出した後にさらに細かく粉砕する。そして、
この燃料中に含有されてぃるＦＰガス（核分裂生成ガス
）を加熱法により分離し、これによって後に生成される
焼結体の安定化を図る。なお、外周部２のウラン濃度が
若干低い場合には、この中央部１にもＵ−２３５等の核
燃料物質を添加して核分裂断面積を確保するようにして
もよい。
一方、上記外周部２については、現行の原子炉用燃料を
作成する要領で中空のペレットを作成する。ただし、濃
縮ウランの濃度は現行の原子炉用燃料のものより多少高
めに設定する。これにより、ペレット中央部１の出力低
下分をペレット外周部２の出力でカバーすることができ
る。
作成する要領で中空のペレットを作成する。ただし、濃
縮ウランの濃度は現行の原子炉用燃料のものより多少高
めに設定する。これにより、ペレット中央部１の出力低
下分をペレット外周部２の出力でカバーすることができ
る。
このような構造の燃料ペレットに対し、圧縮成形処理お
よび焼結処理（通常では約１７００℃）を施すことによ
り、中央部１と外周部２とを混合しなくても中央部１の
混合物はそのまま焼結され、実際に原子炉内で使用可能
な状態となる。その侵、中央部１と外周部２とを一休に
被覆管３内に充填することにより、第２図のような状態
となる。
よび焼結処理（通常では約１７００℃）を施すことによ
り、中央部１と外周部２とを混合しなくても中央部１の
混合物はそのまま焼結され、実際に原子炉内で使用可能
な状態となる。その侵、中央部１と外周部２とを一休に
被覆管３内に充填することにより、第２図のような状態
となる。
この第２図は、被覆管３内に充填した燃料ペレットを実
際に原子炉内に挿入した状態を示しており、同図の実線
２１は高速中性子束分布、破線２２は熱中性子束分布を
示している。
際に原子炉内に挿入した状態を示しており、同図の実線
２１は高速中性子束分布、破線２２は熱中性子束分布を
示している。
上記高速中性子は、超ウラン元素と衝突することによっ
て分裂を引起こし、他の元素に核変換させる消滅処理に
寄与するものであるが、第２図に示されるように高速中
性ｆ束分布は燃料中央部１で特に高い状態にあり、かつ
この中央部１に超ウラン元素が集中して配設されている
ので、従来のように全体を均一に混合した燃料ペレット
に比し、超ウラン元素の消滅処理はより促進される。
て分裂を引起こし、他の元素に核変換させる消滅処理に
寄与するものであるが、第２図に示されるように高速中
性ｆ束分布は燃料中央部１で特に高い状態にあり、かつ
この中央部１に超ウラン元素が集中して配設されている
ので、従来のように全体を均一に混合した燃料ペレット
に比し、超ウラン元素の消滅処理はより促進される。
一方、熱中性子はウラン、プルトニウムの核分裂に寄与
（すなわち発電、発熱に寄与）するものＣあるが、第２
図に示されるように熱中性子束分布は燃料外周部２で特
に高い状態にあり、かつこの外周部２に濃縮ウランが配
設されているので、この外周部で核分裂が促進される。
（すなわち発電、発熱に寄与）するものＣあるが、第２
図に示されるように熱中性子束分布は燃料外周部２で特
に高い状態にあり、かつこの外周部２に濃縮ウランが配
設されているので、この外周部で核分裂が促進される。
従って、その除熱は被覆管３外の冷却水によって容易に
行われることになる。しかも、濃縮ウランが周方向に亘
って均・一に配設されているため、部分的な発熱による
割れ等は生じにくい。また、被覆管３と中央部１の粉末
燃料との間に外周部２が介在しており、被覆管３と中央
部１の燃料とが直接接触して反応することがないので、
被覆管３の健全性が維持される。
行われることになる。しかも、濃縮ウランが周方向に亘
って均・一に配設されているため、部分的な発熱による
割れ等は生じにくい。また、被覆管３と中央部１の粉末
燃料との間に外周部２が介在しており、被覆管３と中央
部１の燃料とが直接接触して反応することがないので、
被覆管３の健全性が維持される。
ざらに、この実施例に示されるように被覆管外部でＭＯ
Ｘ燃料に焼結処理を施し、その後中央部１と外周部２と
を一体に被覆管３内に充填するようにすれば、その充填
作業は非常に簡単なものとなる。
Ｘ燃料に焼結処理を施し、その後中央部１と外周部２と
を一体に被覆管３内に充填するようにすれば、その充填
作業は非常に簡単なものとなる。
また、これとは別に、ＭＯＸ燃料の充填方法として次の
ようなものがある。
ようなものがある。
まず、上記被覆管３の一端く端栓部》を溶接して塞ぎ、
塞がれていない側の開口から被覆管３内に中空ペレット
、すなわち上記外周部２を挿入する。そして、この挿入
された外周部２の中空部に、回収された粉末、すなわち
中央部１を振動充填する。この場合も、必要に応じて中
央部１内にＵ−２３５等の核燃料物質を添加してもよい
。そして、所要の回収粉末を充填した後、被覆管３の他
端〈端栓部）を溶接し、燃料ビンを作成する。この燃料
ビンを必要本数だけ集めて集合体化することりにより、
原子炉用燃料が完成する。
塞がれていない側の開口から被覆管３内に中空ペレット
、すなわち上記外周部２を挿入する。そして、この挿入
された外周部２の中空部に、回収された粉末、すなわち
中央部１を振動充填する。この場合も、必要に応じて中
央部１内にＵ−２３５等の核燃料物質を添加してもよい
。そして、所要の回収粉末を充填した後、被覆管３の他
端〈端栓部）を溶接し、燃料ビンを作成する。この燃料
ビンを必要本数だけ集めて集合体化することりにより、
原子炉用燃料が完成する。
このような充填方法によれば、燃料の焼結作業が不要で
あるため、コストの低減につながるとともに、焼結作業
時における核分裂生成物の揮発や飛散を確実になくすこ
とができる。
あるため、コストの低減につながるとともに、焼結作業
時における核分裂生成物の揮発や飛散を確実になくすこ
とができる。
以上のように、本発明によれば次の効果を得ることがで
きる。
きる。
まず、請求項１記載のＭＯＸ燃料ペレットは、使用済燃
料から回収したウラン酸化物、ブルトニ『クム酸化物、
核分裂生成物、および超ウラン元素を中央部に配設し、
濃縮ウランを外周部に配設したものであるので、全体を
均−に混合する処理を不要としながら、従来のＭＯＸ燃
料と１４様に使用することができる。しかも、中央部に
おいては超ウラン元素の消滅処理が促進される効果があ
り、かつ、外周部で濃縮ウランの核分裂が促進されるた
めに除熱が容易に行われる効果がある。また、中央部の
燃料と被覆管とが直接接触することがないので両者の反
応による被覆管の劣化が確実に防がれる。
料から回収したウラン酸化物、ブルトニ『クム酸化物、
核分裂生成物、および超ウラン元素を中央部に配設し、
濃縮ウランを外周部に配設したものであるので、全体を
均−に混合する処理を不要としながら、従来のＭＯＸ燃
料と１４様に使用することができる。しかも、中央部に
おいては超ウラン元素の消滅処理が促進される効果があ
り、かつ、外周部で濃縮ウランの核分裂が促進されるた
めに除熱が容易に行われる効果がある。また、中央部の
燃料と被覆管とが直接接触することがないので両者の反
応による被覆管の劣化が確実に防がれる。
また、請求項２記載の充填方法は、被覆管外部で中央部
と外周部とからなる燃料に焼結処理を施し、その後両者
を一体に被覆管内に充填するものであるので、その充填
作業が非常に簡単となる効果がある。
と外周部とからなる燃料に焼結処理を施し、その後両者
を一体に被覆管内に充填するものであるので、その充填
作業が非常に簡単となる効果がある。
また、請求項３記戟の充填方法は、まず被覆管内に中空
状の外周部を挿入し、この外周部の中空部に中央部を充
填するものであり、被覆管外部での焼結作業が不要にな
るので、コストの低減を図るとともに、焼結時の核分裂
生成物の揮発や飛散を確実になくすことができる効果が
ある。
状の外周部を挿入し、この外周部の中空部に中央部を充
填するものであり、被覆管外部での焼結作業が不要にな
るので、コストの低減を図るとともに、焼結時の核分裂
生成物の揮発や飛散を確実になくすことができる効果が
ある。
第１図は本発明の一実施例におけるＭＯＸ燃料ペレット
の一部切欠斜視図、第２図は同燃料ペレットを被覆管内
に挿入した状態での中性子束分布を示す断面図である。 １・・・中央部、２・・・外周部、３・・・被覆管。
の一部切欠斜視図、第２図は同燃料ペレットを被覆管内
に挿入した状態での中性子束分布を示す断面図である。 １・・・中央部、２・・・外周部、３・・・被覆管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、使用済燃料から回収したウラン酸化物、プルトニウ
ム酸化物、核分裂生成物、および超ウラン元素を含む混
合物に濃縮ウランを添加したＭＯＸ燃料ペレットであっ
て、中央部にウラン酸化物、プルトニウム酸化物、核分
裂生成物、および超ウラン元素を配設し、外周部に濃縮
ウランを配設したことを特徴とするＭＯＸ燃料ペレット
。 ２、中央部に使用済燃料から回収したウラン酸化物、プ
ルトニウム酸化物、核分裂生成物、および超ウラン元素
を含む混合物を配し、外周部に濃縮ウランを含むペレッ
トを配し、焼結処理後、両者を一体に被覆管内に挿入す
ることを特徴とするＭＯＸ燃料ペレットの充填方法。 ３、被覆管内部の外周部に濃縮ウランを含む中空状ペレ
ットを挿入し、この中空状ペレットの内部に、使用済燃
料から回収したウラン酸化物、プルトニウム酸化物、核
分裂生成物、および超ウラン元素を含む混合物を充填す
ることを特徴とするＭＯＸ燃料ペレットの充填方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1086312A JPH02236197A (ja) | 1988-08-25 | 1989-04-04 | Ｍｏｘ燃料ペレットおよびその充填方法 |
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63-212273 | 1988-08-25 | ||
| JP21227388 | 1988-08-25 | ||
| JP1086312A JPH02236197A (ja) | 1988-08-25 | 1989-04-04 | Ｍｏｘ燃料ペレットおよびその充填方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02236197A true JPH02236197A (ja) | 1990-09-19 |
Family
ID=26427459
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1086312A Pending JPH02236197A (ja) | 1988-08-25 | 1989-04-04 | Ｍｏｘ燃料ペレットおよびその充填方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02236197A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5299241A (en) * | 1990-08-03 | 1994-03-29 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Transuranium element transmuting reactor core |
| FR2738387A1 (fr) * | 1995-09-05 | 1997-03-07 | Commissariat Energie Atomique | Element combustible bruleur d'actinides |
| FR2784220A1 (fr) * | 1998-10-02 | 2000-04-07 | Japan Nuclear Cycle Dev Inst | Ensemble pour la transmutation d'une matiere radioactive a longue duree de vie et coeur de reacteur charge de tels ensembles |
| CN112670005A (zh) * | 2020-12-18 | 2021-04-16 | 中广核研究院有限公司 | 乏燃料棒处理方法 |
| JP2021063814A (ja) * | 2014-04-14 | 2021-04-22 | アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー | 合金のマトリックス中に分散したセラミック核燃料 |
-
1989
- 1989-04-04 JP JP1086312A patent/JPH02236197A/ja active Pending
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5299241A (en) * | 1990-08-03 | 1994-03-29 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Transuranium element transmuting reactor core |
| FR2738387A1 (fr) * | 1995-09-05 | 1997-03-07 | Commissariat Energie Atomique | Element combustible bruleur d'actinides |
| WO1997009721A1 (fr) * | 1995-09-05 | 1997-03-13 | Commissariat A L'energie Atomique | Element combustible bruleur d'actinides |
| FR2784220A1 (fr) * | 1998-10-02 | 2000-04-07 | Japan Nuclear Cycle Dev Inst | Ensemble pour la transmutation d'une matiere radioactive a longue duree de vie et coeur de reacteur charge de tels ensembles |
| US6233299B1 (en) | 1998-10-02 | 2001-05-15 | Japan Nuclear Cycle Development Institute | Assembly for transmutation of a long-lived radioactive material |
| JP2021063814A (ja) * | 2014-04-14 | 2021-04-22 | アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー | 合金のマトリックス中に分散したセラミック核燃料 |
| CN112670005A (zh) * | 2020-12-18 | 2021-04-16 | 中广核研究院有限公司 | 乏燃料棒处理方法 |
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