JPS59120987A - 複合核燃料ペレツト - Google Patents
複合核燃料ペレツトInfo
- Publication number
- JPS59120987A JPS59120987A JP57227674A JP22767482A JPS59120987A JP S59120987 A JPS59120987 A JP S59120987A JP 57227674 A JP57227674 A JP 57227674A JP 22767482 A JP22767482 A JP 22767482A JP S59120987 A JPS59120987 A JP S59120987A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- uranium
- core
- present
- fuel material
- 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.)
- Pending
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-
- 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
- Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (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】
不発′明は核燃料はレットの構造に関する。
代表的な軽水炉用の核燃料棒は、適当な量のＵ−２３５
を含む核燃料物質（例えばＵＯ，）を短円柱形のいわゆ
るベレットに焼成し、これを被覆管に充填したものが使
用されている。
を含む核燃料物質（例えばＵＯ，）を短円柱形のいわゆ
るベレットに焼成し、これを被覆管に充填したものが使
用されている。
この場合、近来、所望のＵ−２１５含有量を濃縮ウラ／
核燃料物質と回収ウラン核燃料物質を適当に混合してか
らベレッＨＣ成形焼結することによって達成することが
提案されている。
核燃料物質と回収ウラン核燃料物質を適当に混合してか
らベレッＨＣ成形焼結することによって達成することが
提案されている。
このような方法には、およそ２つの不利がある。
第１に、核燃料物質を均質に混合しなければならないが
２回収ウラン核燃料物質は放射能の高い不純物を含むた
め、それを扱う混合操作は被曝対策の上で厄介である。
２回収ウラン核燃料物質は放射能の高い不純物を含むた
め、それを扱う混合操作は被曝対策の上で厄介である。
第２に１通常はノット製造段階では、数チの核燃料物質
のスクラップを生ずるが、この混合ウランスクラップは
、濃縮ウラン核燃料物質や回収ウラン核燃料物質の個々
のスクラップよりも核燃料物質としては再利用不便であ
る。その意味は高濃縮度の材料と低濃縮度の材料からは
所望の濃縮度の核燃料を容易に造ることができるが、中
間的濃縮度のものはその再利用上好都合ではないという
ことである。
のスクラップを生ずるが、この混合ウランスクラップは
、濃縮ウラン核燃料物質や回収ウラン核燃料物質の個々
のスクラップよりも核燃料物質としては再利用不便であ
る。その意味は高濃縮度の材料と低濃縮度の材料からは
所望の濃縮度の核燃料を容易に造ることができるが、中
間的濃縮度のものはその再利用上好都合ではないという
ことである。
本発明者等は、Ｕ−２３５は核燃料棒中に微視的に均質
に存在しなくてもよいことに注目して本発明を完成した
。
に存在しなくてもよいことに注目して本発明を完成した
。
本発明によれば、濃縮ウラン核燃料物質の中空円筒状外
殻と該円筒状外殻の空腔を充填する回収ウラン核燃料物
質の円柱状コアからなる複合核燃料はレットが提供され
る。
殻と該円筒状外殻の空腔を充填する回収ウラン核燃料物
質の円柱状コアからなる複合核燃料はレットが提供され
る。
円筒状ベレットおよび円筒状外殻と円柱コアよりなる複
合ベレット自身は本発明以前に知られていた。本発明の
骨子は１円筒状の濃縮ウラン核燃料物質の外殻と９円柱
状の回収ウラン核燃料物質のコアの組み合せからなる構
造にある。
合ベレット自身は本発明以前に知られていた。本発明の
骨子は１円筒状の濃縮ウラン核燃料物質の外殻と９円柱
状の回収ウラン核燃料物質のコアの組み合せからなる構
造にある。
本発明の構造の核燃料はレットは外殻とコアを別々に製
造しておいて１両者を嵌合すればよいが。
造しておいて１両者を嵌合すればよいが。
一体に成形することもできる。
本願の核燃料パレットでは、異なる濃縮度の核燃料物質
が半径方向に巨視的に非均質に配列されている。コアを
形成する回収ウラン核燃料物質は発熱量が少なく、従っ
て中心部では温度が下るので燃料棒の設計上熱的余裕を
増すことになる。また一般に回収ウラ／核燃料物質は放
射能が高いが。
が半径方向に巨視的に非均質に配列されている。コアを
形成する回収ウラン核燃料物質は発熱量が少なく、従っ
て中心部では温度が下るので燃料棒の設計上熱的余裕を
増すことになる。また一般に回収ウラ／核燃料物質は放
射能が高いが。
その放射能に対しては濃縮ウラン核燃料物質の外殻が遮
へい効果を発揮する。
へい効果を発揮する。
本発明の核燃料ベレットはその製造工程において粉末混
合操作が不必要である。先に触れたように回収ウラ７核
燃料物質は放射能が高いので、このような物質を扱う混
合工程が省略できることは被曝管理上大きな利点がある
。回収ウラ／核燃料物質はそれ自身でコアに成形される
が、その操作は混合操作よりは被曝管理上有利である。
合操作が不必要である。先に触れたように回収ウラ７核
燃料物質は放射能が高いので、このような物質を扱う混
合工程が省略できることは被曝管理上大きな利点がある
。回収ウラ／核燃料物質はそれ自身でコアに成形される
が、その操作は混合操作よりは被曝管理上有利である。
また濃縮ウラン核燃料物質と回収ウラン核燃料物質のス
クラップが別々に生ずるので、その再利用上有利である
。
クラップが別々に生ずるので、その再利用上有利である
。
次に図面を参照して１本発明を二酸化ウラン核燃料につ
いて具体的に説明する。
いて具体的に説明する。
第１図は本発明の核燃料はレットの構造を示す概念図で
あり２円筒状の外殻１の空腔を充填してコア２が存在し
ている。
あり２円筒状の外殻１の空腔を充填してコア２が存在し
ている。
原子炉で用いられる二酸化ウランのＵ−２５５の含有率
はウランとして２〜４％である。濃縮二酸化ウラン核燃
料物質は通常ウランとして数チのＵ−２５５を含んでい
る。一方回収二酸化ウラン核燃料物質のＵ−２３５含有
率は通常１チ以下である。従ってこの両者を適当な量で
使用して９両者を均一に混合することなく核燃料棒全体
として所望量のＵ−２５５を含むように両者の量を決定
すればよい。
はウランとして２〜４％である。濃縮二酸化ウラン核燃
料物質は通常ウランとして数チのＵ−２５５を含んでい
る。一方回収二酸化ウラン核燃料物質のＵ−２３５含有
率は通常１チ以下である。従ってこの両者を適当な量で
使用して９両者を均一に混合することなく核燃料棒全体
として所望量のＵ−２５５を含むように両者の量を決定
すればよい。
本発明の核燃料にレットを製造するには前記のように外
殻とコアを別々に製造しておいて嵌合すればよいのであ
る（この場合外殻とコアの間の空隙は熱伝導の観点から
可及的に僅少にしなければならない）が、このような二
重構造のはレットを一体に成形する方法と装置は知られ
ているからそれによって製造してもよい。
殻とコアを別々に製造しておいて嵌合すればよいのであ
る（この場合外殻とコアの間の空隙は熱伝導の観点から
可及的に僅少にしなければならない）が、このような二
重構造のはレットを一体に成形する方法と装置は知られ
ているからそれによって製造してもよい。
１つの実施例として、外殻の直径８關、その空腔、即ち
コアの直径５．８ｍｍ、高さ９ｎの複合はレットを一体
的に成型加工し焼成して製造した。使用する濃縮二酸化
ウラン材料のＵ−２５５ｍ度はウランとして５．７％で
あり９回収酸化ウラン材料に相当する材料はＵ−２１５
をウランとして約０．７％含む二酸化ウランであった。
コアの直径５．８ｍｍ、高さ９ｎの複合はレットを一体
的に成型加工し焼成して製造した。使用する濃縮二酸化
ウラン材料のＵ−２５５ｍ度はウランとして５．７％で
あり９回収酸化ウラン材料に相当する材料はＵ−２１５
をウランとして約０．７％含む二酸化ウランであった。
この核燃料はレットを現在使用されている軽水炉用核燃
料棒集合体に使用した場合に生ずる核燃料棒の半径方向
への温度分布を計算すると、第２図に示すような状態に
なる。
料棒集合体に使用した場合に生ずる核燃料棒の半径方向
への温度分布を計算すると、第２図に示すような状態に
なる。
曲線１は本発明の前記実施例の複合はレットを用いた核
燃料棒の温度分布であり１曲線２は全体として前記実施
例のウラン濃縮度と同じになる均質ベレットを用いた核
燃料棒の温度分布である。
燃料棒の温度分布であり１曲線２は全体として前記実施
例のウラン濃縮度と同じになる均質ベレットを用いた核
燃料棒の温度分布である。
本発明の複合はレットを用いた核燃料棒では。
中心部の温度が中心部において均質燃料棒より約５００
℃低く、コア領域において温度勾配が極めてわずかであ
る。
℃低く、コア領域において温度勾配が極めてわずかであ
る。
このように本発明の複合ベレットはその機能上および生
産上、既知の均質はレットに比し、数々の利点を有する
。
産上、既知の均質はレットに比し、数々の利点を有する
。
第１図は本発明の核燃料はレットの構造を示す概念図で
ある。 第２図は本発明の核燃料ベレットを用いた核燃料棒と同
量のＵ−２５５を含む均質はレットを用いた核燃料棒の
軸方向の温度分布を比較して示す図である。 特許出願人 原子燃料工業株式会社 代理人 弁理士 松 井 政 広（外１名）第１図
ある。 第２図は本発明の核燃料ベレットを用いた核燃料棒と同
量のＵ−２５５を含む均質はレットを用いた核燃料棒の
軸方向の温度分布を比較して示す図である。 特許出願人 原子燃料工業株式会社 代理人 弁理士 松 井 政 広（外１名）第１図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、 濃縮ウラン核燃料物質の中空円筒状外殻と該円筒
状外殻の空腔を充填する回収ウラン核燃料物質の円柱状
コアからなる複合核燃料はレット。 ２、特許請求の範囲第１項の核燃料ベレットであって、
核燃料物質が二酸化ウラ／であるもの。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57227674A JPS59120987A (ja) | 1982-12-28 | 1982-12-28 | 複合核燃料ペレツト |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57227674A JPS59120987A (ja) | 1982-12-28 | 1982-12-28 | 複合核燃料ペレツト |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59120987A true JPS59120987A (ja) | 1984-07-12 |
Family
ID=16864550
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57227674A Pending JPS59120987A (ja) | 1982-12-28 | 1982-12-28 | 複合核燃料ペレツト |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59120987A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
| US10176898B2 (en) | 2010-11-15 | 2019-01-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
| US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
-
1982
- 1982-12-28 JP JP57227674A patent/JPS59120987A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
| US10176898B2 (en) | 2010-11-15 | 2019-01-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
| US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
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