JPS61243394A - 核燃料成形体の製造方法 - Google Patents
核燃料成形体の製造方法Info
- Publication number
- JPS61243394A JPS61243394A JP60084437A JP8443785A JPS61243394A JP S61243394 A JPS61243394 A JP S61243394A JP 60084437 A JP60084437 A JP 60084437A JP 8443785 A JP8443785 A JP 8443785A JP S61243394 A JPS61243394 A JP S61243394A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- binder
- powder
- sintered
- manufacture
- 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
Links
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
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】
〔発明の技術分野〕
本発明は成形体の製造方法に関し、特に、クラック等の
欠陥がなく別械的特性にすぐれたレラミック核燃斜成形
体の製造方法に関ザる。
欠陥がなく別械的特性にすぐれたレラミック核燃斜成形
体の製造方法に関ザる。
（発明の技術的背景〕
原子炉に使用されている核燃料は二酸化ウラン、酸化プ
ラントニウム入り二酸化ウラン等の成分からホ゛４成さ
れ、通常はこれら酸化物を成形、焼結１ノて悄られる焼
結体として用いている。これら焼結体ペレットは核燃料
酸化物の粉末を加圧成形し、これを焼結しさらに焼結体
の外周面を研削することによって得られるが、ベレット
にか（）や割れ等の欠陥が存在すると核燃料として使用
し得ない。
ラントニウム入り二酸化ウラン等の成分からホ゛４成さ
れ、通常はこれら酸化物を成形、焼結１ノて悄られる焼
結体として用いている。これら焼結体ペレットは核燃料
酸化物の粉末を加圧成形し、これを焼結しさらに焼結体
の外周面を研削することによって得られるが、ベレット
にか（）や割れ等の欠陥が存在すると核燃料として使用
し得ない。
これら欠陥の多くは成形体の成形時に成形体の強度が小
さいために発生する。したがってこれを改善するために
核燃料酸化物粉末に結合剤（バインダー）を添加づる方
法が通常とられている。
さいために発生する。したがってこれを改善するために
核燃料酸化物粉末に結合剤（バインダー）を添加づる方
法が通常とられている。
このにうな目的Ｃ用いるバインダーどしては、従来澱粉
、デキストリン、アルギン酸、アルギン酸ソーダ、カゼ
イン、ポリビニルアルコール、ポリアクリル酸ソーダ、
ポリエチレングリコール、尿素、徴結晶廿ルロース、ぶ
どう糖、乳酸、酒石酸、リンゴ酸、マロン酸、小炭酸ア
ンモニウム、炭酸アンしニウム等が用いられている。
、デキストリン、アルギン酸、アルギン酸ソーダ、カゼ
イン、ポリビニルアルコール、ポリアクリル酸ソーダ、
ポリエチレングリコール、尿素、徴結晶廿ルロース、ぶ
どう糖、乳酸、酒石酸、リンゴ酸、マロン酸、小炭酸ア
ンモニウム、炭酸アンしニウム等が用いられている。
しかしイｉがら、上記のＪ：うなバインダーを用いて従
来の方法Ｑ１′？られた成形体は、抑械的性？′１の点
で必ずしも湯１足のいくしのではない。また、成形Ｊ：
稈においても、成形材料に塑性を付与して成形体の取扱
いを容易にする、という点で今だ不十分゛Ｃある。
来の方法Ｑ１′？られた成形体は、抑械的性？′１の点
で必ずしも湯１足のいくしのではない。また、成形Ｊ：
稈においても、成形材料に塑性を付与して成形体の取扱
いを容易にする、という点で今だ不十分゛Ｃある。
（発明の概要）
本発明は上述した点に鑑みてなされたものであり、成形
体の製造工程の一層の容易化と作業能率の向上が図られ
るとともに、クラック等の欠陥がす＜機械的性質にすぐ
れたセラミック核燃料成形体の製造方法を提供すること
、を目的とする。
体の製造工程の一層の容易化と作業能率の向上が図られ
るとともに、クラック等の欠陥がす＜機械的性質にすぐ
れたセラミック核燃料成形体の製造方法を提供すること
、を目的とする。
本発明者ら、は、上記目的を達成するために様々な実験
を繰り返した結果、核燃料粉末に混合するバインダーを
マレイン酸のような消失性（焼結工程において分解し消
ｔ’＆ ７ｉる性質）のバインダーとして、しかも該バ
インダーを水の存在］；′Ｃ：混合することにより、成
形体作業が容易になり、かつ、１υられる燃料成形体の
機械的性質もすぐれて向上づることを見出した。
を繰り返した結果、核燃料粉末に混合するバインダーを
マレイン酸のような消失性（焼結工程において分解し消
ｔ’＆ ７ｉる性質）のバインダーとして、しかも該バ
インダーを水の存在］；′Ｃ：混合することにより、成
形体作業が容易になり、かつ、１υられる燃料成形体の
機械的性質もすぐれて向上づることを見出した。
本発明は上記知見に阜いてなされたものであり、史に訂
しくは、核燃料粉末と、焼結■稈において消失覆るバイ
ンダーとを水の存在上で混合し、この混合物を乾燥した
のＩう加圧成形し、焼結づることを特徴どするものであ
る。
しくは、核燃料粉末と、焼結■稈において消失覆るバイ
ンダーとを水の存在上で混合し、この混合物を乾燥した
のＩう加圧成形し、焼結づることを特徴どするものであ
る。
以下、本発明をさらに訂細に説明づる。以下の記載にお
いて、品を表わ１［％１は特に断らない限り重量基準で
ある。
いて、品を表わ１［％１は特に断らない限り重量基準で
ある。
髭ＩコＬＬ」
本発明で用いられる核燃料粉末としては、二酸化ウラン
その他の酸化ウラン、酸化プルトニウム、酸化トリウム
等があげられ、これらは１種または２種以上混合して用
いられる。又、中性子吸収物質、例えば酸化ガドリニウ
ムとの混合物どしても用いられる。その凝集粒径は混合
前において約１０〜１５００μＩｎ、程度の範囲が好ま
しい。
その他の酸化ウラン、酸化プルトニウム、酸化トリウム
等があげられ、これらは１種または２種以上混合して用
いられる。又、中性子吸収物質、例えば酸化ガドリニウ
ムとの混合物どしても用いられる。その凝集粒径は混合
前において約１０〜１５００μＩｎ、程度の範囲が好ま
しい。
バーＬ二Ｕ二二
バインダーとしては消失性バインダーが用られる。本発
明において［消失性バインダーＪとは、加熱炉等で、焼
結が始まる前に核燃利物買から熱分解気化により完全に
除去され、焼結体中に炭素等の残漬を残さず、かつ焼結
体組織に影響を与えることのないバインダーを意味する
。
明において［消失性バインダーＪとは、加熱炉等で、焼
結が始まる前に核燃利物買から熱分解気化により完全に
除去され、焼結体中に炭素等の残漬を残さず、かつ焼結
体組織に影響を与えることのないバインダーを意味する
。
消失性バインダーとして用いられる物質としでは、不飽
和酸があげられ、具体的にはマレイン酸、フマル酸、イ
タ：１ン酸等があり、中′Ｃ″らマレイン酸が特に好ま
しく用いられる。
和酸があげられ、具体的にはマレイン酸、フマル酸、イ
タ：１ン酸等があり、中′Ｃ″らマレイン酸が特に好ま
しく用いられる。
また、その添加量は、核燃料粉末に対して０．５〜５％
となる範囲が望ましい。添加量が０．５％未イ５１であ
ると、成形体の物理的特性の改善効果が小さく、一方５
％を越えると、バインダーの形状によっても異なるが焼
結体の密度が低下し核燃料製品として使用づ−ることが
できなくなることもあり、又結合剤使用量の増加に伴う
、経済的不利益も生じる。
となる範囲が望ましい。添加量が０．５％未イ５１であ
ると、成形体の物理的特性の改善効果が小さく、一方５
％を越えると、バインダーの形状によっても異なるが焼
結体の密度が低下し核燃料製品として使用づ−ることが
できなくなることもあり、又結合剤使用量の増加に伴う
、経済的不利益も生じる。
賢」Ｅ」二遣
まず、核燃料粉末にバインダーを添加する。添加された
バインダーと核燃ね粉末どの混合は適当な乾式混合装置
を用いて行うことができる。装置どしては、Ｖ型ブレン
ダー、リボン型ブレンダー、スラブ型ブレンダー、流動
床ブレングー、振動ミル、ボールミル、遠心ミル等が用
いられ得る。
バインダーと核燃ね粉末どの混合は適当な乾式混合装置
を用いて行うことができる。装置どしては、Ｖ型ブレン
ダー、リボン型ブレンダー、スラブ型ブレンダー、流動
床ブレングー、振動ミル、ボールミル、遠心ミル等が用
いられ得る。
また、上記混合は水の存在下で行なわれる。このような
混合方法としては、 （イ）バインダーを水溶液の状態で核燃料粉末に添加し
混合する方法、（ロ）固体（粉末状）のバインダーを水
とともに核燃料粉末に添加し、混合する方法、（ハ）核
燃料粉末にバインダー粉末を添加し、加湿しながら加熱
（バインダーの融点以下の温度）し、混合を行なう方法
、が好ましく用いられる。
混合方法としては、 （イ）バインダーを水溶液の状態で核燃料粉末に添加し
混合する方法、（ロ）固体（粉末状）のバインダーを水
とともに核燃料粉末に添加し、混合する方法、（ハ）核
燃料粉末にバインダー粉末を添加し、加湿しながら加熱
（バインダーの融点以下の温度）し、混合を行なう方法
、が好ましく用いられる。
上記（ハ）の方法をとる場合、加湿の程度は、相対湿度
８０〜９０％の範囲が望ましい。
８０〜９０％の範囲が望ましい。
次いで、このようにして得られた混合物中の水分を除去
する。乾燥の方法としては、混合物を加熱する方法、混
合物の雰囲気湿度を低下さける方法、乾燥ガスを混合物
中に通り゛方法などがとられ得る。
する。乾燥の方法としては、混合物を加熱する方法、混
合物の雰囲気湿度を低下さける方法、乾燥ガスを混合物
中に通り゛方法などがとられ得る。
次いで、このようにして乾燥した混合粉末を常法に従い
、所望形状の成形機の金型中に装入し、例えば０．５〜
５ ｔｏｎ／ｃｆｆｌ稈麿の圧力で成形して、４０〜
６０％ＴＤ（理論密度の４０％・−６０％、理論密度（
よ二酸化ウランの場合１０．９５９ ／ ｃｒｄ ）の
成形体を１５する。
、所望形状の成形機の金型中に装入し、例えば０．５〜
５ ｔｏｎ／ｃｆｆｌ稈麿の圧力で成形して、４０〜
６０％ＴＤ（理論密度の４０％・−６０％、理論密度（
よ二酸化ウランの場合１０．９５９ ／ ｃｒｄ ）の
成形体を１５する。
次いで成形体を、水素、水素＋窒素、またはアルゴン等
の還元性あるいは不活性ガス雰囲気中で、核燃料粉末の
種類に応じた焼結条件（例えば通常の核燃料酸化物粉末
の場合、約１５００〜１８００ ’Ｃで約１〜１０時間
）で焼結する。１９られた焼結体は、例えば所望の直径
に研削し、これを燃料被覆管中に装填し不活性ガスに置
換して１″１人し燃料棒としそれらを集めて燃料集合体
として原子炉の運転に供づる。
の還元性あるいは不活性ガス雰囲気中で、核燃料粉末の
種類に応じた焼結条件（例えば通常の核燃料酸化物粉末
の場合、約１５００〜１８００ ’Ｃで約１〜１０時間
）で焼結する。１９られた焼結体は、例えば所望の直径
に研削し、これを燃料被覆管中に装填し不活性ガスに置
換して１″１人し燃料棒としそれらを集めて燃料集合体
として原子炉の運転に供づる。
以下本発明の実施例について説明１Ｊるが、本発明は口
れら実施例に限定されるものではない。
れら実施例に限定されるものではない。
（実 施 例）
以下に示す（ａ）、（ｂ）、（ｃ）および（ｄ）の４種
の混合粉末を作成した。
の混合粉末を作成した。
（ａ）二酸化ウラン粉末のみ、（ｂ）二酸化ウラン粉末
にマレイン酸の水溶液を２％添加したもの、（Ｃ）二酸
化ウラン粉末にマレイン酸を２％添加し、水ヲ加えＩＪ
もの、（ｄ）二酸化ウランに７１ツイン酸を２％添加し
、加熱・加湿〈温度８０’０、相対湿度９０％、処し！
ＩＴ１時間６０分間）したしの。
にマレイン酸の水溶液を２％添加したもの、（Ｃ）二酸
化ウラン粉末にマレイン酸を２％添加し、水ヲ加えＩＪ
もの、（ｄ）二酸化ウランに７１ツイン酸を２％添加し
、加熱・加湿〈温度８０’０、相対湿度９０％、処し！
ＩＴ１時間６０分間）したしの。
これらのＵ金粉末を、恒温恒湿槽内Ｃ温度６０℃、相対
湿度３０％の条件で６０分間乾燥を打つＩこ 。
湿度３０％の条件で６０分間乾燥を打つＩこ 。
この乾燥混合粉末を成形機を用いて成形圧力１ 、３
ｔｏｎ／ ｃｍで成形して心径約１３＃の円柱状成形
体を得た。この成形体を成形体強度装置の受台上に軸を
横にしておき成形体を加圧体で圧縮して破断までの伸び
（全伸び〉、塑性指数、「３を評価した。ここで塑性指
数とは全伸びに対する塑性伸びの割合であり、Ｆ３は破
壊の開始後におｉ）る割れ鈍化または割れ目の進行に対
する抵抗セＩを表わす相対的尺度を示す。
ｔｏｎ／ ｃｍで成形して心径約１３＃の円柱状成形
体を得た。この成形体を成形体強度装置の受台上に軸を
横にしておき成形体を加圧体で圧縮して破断までの伸び
（全伸び〉、塑性指数、「３を評価した。ここで塑性指
数とは全伸びに対する塑性伸びの割合であり、Ｆ３は破
壊の開始後におｉ）る割れ鈍化または割れ目の進行に対
する抵抗セＩを表わす相対的尺度を示す。
各試料についての測定評価結果を下記第１表に示す。
第１表
表からも明らかなＪ、うに、マレイン酸を添加し、水の
存在下で混合して作成されたペレット・は、マレイン酸
を添加しないものと比較し、破断までの伸びが約１．２
〜１．４倍増加しており、塑性指数す約１．６〜１．８
倍増加し、塑性が大きく改善されたことを示している。
存在下で混合して作成されたペレット・は、マレイン酸
を添加しないものと比較し、破断までの伸びが約１．２
〜１．４倍増加しており、塑性指数す約１．６〜１．８
倍増加し、塑性が大きく改善されたことを示している。
又、マレイン酸添加のものはＦ”Ｉ直が大ぎく、こわれ
にくい成形体であることを示している。
にくい成形体であることを示している。
上記実施例の結果からも明らかなように、本発明の核燃
料成形体の製造方法は、核燃料粉末に消失性バインダー
を水の存在トで混合するようにしたので、従来法に比べ
で成形作業が容易になるとともに、割れやクラック等の
欠陥がなく機械的性質にすぐれた核燃料成形体を１？Ｉ
ることがＣぎる。
料成形体の製造方法は、核燃料粉末に消失性バインダー
を水の存在トで混合するようにしたので、従来法に比べ
で成形作業が容易になるとともに、割れやクラック等の
欠陥がなく機械的性質にすぐれた核燃料成形体を１？Ｉ
ることがＣぎる。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、核燃料粉末と、焼結工程において消失するバインダ
ーとを水の存在下で混合し、この混合物を乾燥したのち
加圧成形し、焼結することを特徴とする、核燃料成形体
の製造方法。 ２、前記バインダーが、マレイン酸、フマル酸、または
イタコン酸から選ばれる、特許請求の範囲第１項に記載
の方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60084437A JPS61243394A (ja) | 1985-04-22 | 1985-04-22 | 核燃料成形体の製造方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60084437A JPS61243394A (ja) | 1985-04-22 | 1985-04-22 | 核燃料成形体の製造方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61243394A true JPS61243394A (ja) | 1986-10-29 |
| JPH0260277B2 JPH0260277B2 (ja) | 1990-12-14 |
Family
ID=13830565
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60084437A Granted JPS61243394A (ja) | 1985-04-22 | 1985-04-22 | 核燃料成形体の製造方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61243394A (ja) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58180985A (ja) * | 1982-03-22 | 1983-10-22 | ゼネラル・エレクトリツク・カンパニイ | 核燃料ペレツトおよびその製品の製造方法 |
-
1985
- 1985-04-22 JP JP60084437A patent/JPS61243394A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS58180985A (ja) * | 1982-03-22 | 1983-10-22 | ゼネラル・エレクトリツク・カンパニイ | 核燃料ペレツトおよびその製品の製造方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0260277B2 (ja) | 1990-12-14 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4138360A (en) | Fugitive binder for nuclear fuel materials | |
| JP4559534B2 (ja) | ガス冷却式高温ペブルベッド原子炉（ｈｔｒ）用の球状燃料要素及びその製造方法 | |
| US3806565A (en) | Method of preparing relatively low density oxide fuel for a nuclear reactor | |
| US3995000A (en) | Ceramic nuclear fuel pellets | |
| JPH0631759B2 (ja) | 核燃料 | |
| US4383953A (en) | Method of improving the green strength of nuclear fuel pellets | |
| JPH0159556B2 (ja) | ||
| US4432915A (en) | Method for producing nuclear fuel pellets, and product thereof | |
| CA1178044A (en) | Method of producing fugitive binder-containing nuclear fuel material | |
| JPH0774833B2 (ja) | 二酸化ウラン焼結体の製造方法及び核燃料体 | |
| US3114689A (en) | Ceramic fuel for nuclear reactors | |
| JPS5895617A (ja) | 酸化ウランの粒度を増大させる方法 | |
| JPS61243394A (ja) | 核燃料成形体の製造方法 | |
| JPS60152985A (ja) | 原子炉の燃料ペレツトの製造方法 | |
| US3371133A (en) | Method of preparing nuclear fuel pellets | |
| Balakrishna et al. | Uranium dioxide powder preparation, pressing, and sintering for optimum yield | |
| US2900263A (en) | Method of preparing a fuel element for a nuclear reactor | |
| Gündüz et al. | Effects of Different Parameters on the Densities of Uranium Dioxide and Uranium Dioxide–Gadolinium Oxide Fuels Produced by the Sol-Gel Technique | |
| US5590393A (en) | Neutron-absorbing material and its production process | |
| US3846520A (en) | Sintering of sol-gel material | |
| US4816187A (en) | Binder system for the manufacture of nuclear pellets, and the method and product thereof | |
| CA1218230A (en) | Production of nuclear fuel products | |
| CA1165067A (en) | Method of improving the green strength of nuclear fuel pellets, and product thereof | |
| GB2067536A (en) | Nuclear fuel pellets | |
| CA1263526A (en) | Binder system for the manufacture of nuclear fuel pellets, and the method and product thereof |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |