JPS62232595A - 核燃料焼結体とその製造方法 - Google Patents
核燃料焼結体とその製造方法Info
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- JPS62232595A JPS62232595A JP62067700A JP6770087A JPS62232595A JP S62232595 A JPS62232595 A JP S62232595A JP 62067700 A JP62067700 A JP 62067700A JP 6770087 A JP6770087 A JP 6770087A JP S62232595 A JPS62232595 A JP S62232595A
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
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- G—PHYSICS
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- G21C3/16—Details of the construction within the casing
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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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、焼結マトリックス内に中性子毒が入れられた
UO2あるいは混合酸化物(U、 pH)O2と(U
、Th)O2から成る核燃料焼結体と、その製造方法に
関する。
UO2あるいは混合酸化物(U、 pH)O2と(U
、Th)O2から成る核燃料焼結体と、その製造方法に
関する。
かかる核燃料焼結体はその製造方法と共に、特開昭58
−92987号公報で知られている。その中性子毒は稀
土類元素、特にガドリウムから成っている。この核燃料
焼結体を製造するために、UO2原料粉末が稀土類酸化
物粉末(Gd20t)と混合され、その混合物がプレス
成形体に圧縮され、このプレス成形体が還元作用する焼
結雰囲気中で1500〜1750℃の温度範囲で熱処理
される。この温度の維持時間は1〜10時間の範囲にあ
り、プレス成形体の加熱速度は1℃/5in=10℃/
ll1nの範囲にある。
−92987号公報で知られている。その中性子毒は稀
土類元素、特にガドリウムから成っている。この核燃料
焼結体を製造するために、UO2原料粉末が稀土類酸化
物粉末(Gd20t)と混合され、その混合物がプレス
成形体に圧縮され、このプレス成形体が還元作用する焼
結雰囲気中で1500〜1750℃の温度範囲で熱処理
される。この温度の維持時間は1〜10時間の範囲にあ
り、プレス成形体の加熱速度は1℃/5in=10℃/
ll1nの範囲にある。
原子炉燃料集合体の燃料棒にはかかる核燃料焼結体が詰
められている。稀土類元素および特にガドリウムは中性
子物理学的に燃焼可能な中性子毒であり、これは原子炉
内における燃料集合体の所定の使用時間経過後にその中
性子を毒する効果を失う、原子炉燃料集合体は連続して
例えば3回の一般には同じ時間長さの燃料サイクルに亘
って使用される。1回目の燃料サイクルの終わりに、原
子炉内における燃料集合体の一部は未照射の新しい燃料
集合体と交換される。燃料サイクルが非常に長い場合、
原子炉内に新たに入れられた燃料集合体における稀土類
元素および特にガドリウムは、その1回目の燃料サイク
ルの終わりまでには完全には燃焼しない、従っていわゆ
る残留毒物が残り、これは原子炉における次の燃料サイ
クルのはじめに望ましくない反応度損失を生じてしまう
。
められている。稀土類元素および特にガドリウムは中性
子物理学的に燃焼可能な中性子毒であり、これは原子炉
内における燃料集合体の所定の使用時間経過後にその中
性子を毒する効果を失う、原子炉燃料集合体は連続して
例えば3回の一般には同じ時間長さの燃料サイクルに亘
って使用される。1回目の燃料サイクルの終わりに、原
子炉内における燃料集合体の一部は未照射の新しい燃料
集合体と交換される。燃料サイクルが非常に長い場合、
原子炉内に新たに入れられた燃料集合体における稀土類
元素および特にガドリウムは、その1回目の燃料サイク
ルの終わりまでには完全には燃焼しない、従っていわゆ
る残留毒物が残り、これは原子炉における次の燃料サイ
クルのはじめに望ましくない反応度損失を生じてしまう
。
本発明の目的は、非常に長い燃料サイクルの場合にかか
る反応度損失が避けられるような核燃料焼結体を提供す
ることにある。
る反応度損失が避けられるような核燃料焼結体を提供す
ることにある。
c問題点の解決手段〕
本発明によればこの目的は、中性子毒が化学式UBx
(x=2 ; 4および/又は12)および/又はB4
Cを有していることによって達成できる。
(x=2 ; 4および/又は12)および/又はB4
Cを有していることによって達成できる。
ホウ素も中性子物理学的に燃焼可能な中性子毒である。
12力月の燃料サイクルに対してはガドリウムが最適な
燃焼特性を有しているが、18力月の燃料サイクルに対
してはホウ素の燃焼特性が饅通である。
燃焼特性を有しているが、18力月の燃料サイクルに対
してはホウ素の燃焼特性が饅通である。
焼結マトリックスにおけるホウ素含有量は好適には最高
で5重量%である。これは好ましくは1100pp〜1
重量%の範囲にある。
で5重量%である。これは好ましくは1100pp〜1
重量%の範囲にある。
本発明に基づく核燃料焼結体を製造するためには、プレ
ス成形体は、混合成分UO2,Pu 02゜Th 02
. (U、 PLI)O2および(U、Th)O2
の粉末の少なくとも1つと、U Bx (x= 2 ;
4および/又は12)粉末および/又はB4C粉末と
の混合物から作られ、続いて焼結される。
ス成形体は、混合成分UO2,Pu 02゜Th 02
. (U、 PLI)O2および(U、Th)O2
の粉末の少なくとも1つと、U Bx (x= 2 ;
4および/又は12)粉末および/又はB4C粉末と
の混合物から作られ、続いて焼結される。
このホウ素化合物を使用する場合、焼結の際にホウ素が
実質的に消失せず、得られた核燃料焼結体の焼結マトリ
ックス内に残ることが、証明された。
実質的に消失せず、得られた核燃料焼結体の焼結マトリ
ックス内に残ることが、証明された。
化学式UBxおよびB4Cは、核燃料焼結体の焼結マト
リックス全体に亘って分布されると有利である。この分
布は均質に行われると良い。
リックス全体に亘って分布されると有利である。この分
布は均質に行われると良い。
更にフッ素の全含有量が1100pp以下の混合成分U
O2,Pu 02.Th 02. (U、Pu)O2
および(U、Th)O2の粉末が用いられると有利であ
る。僅かなフッ素含有量によって、焼結の際にホウ素の
消失が一層抑制される。
O2,Pu 02.Th 02. (U、Pu)O2
および(U、Th)O2の粉末が用いられると有利であ
る。僅かなフッ素含有量によって、焼結の際にホウ素の
消失が一層抑制される。
また晶粒の平均直径が5〜100μmの範囲にある混合
成分UO2,Pu 02.Th 02. (U。
成分UO2,Pu 02.Th 02. (U。
Pu)O2および(U、Th)O2の粉末が用いられる
と有利である。
と有利である。
焼結は例えば特開昭58−92987号公報に記載の口
頭に述べた方法で、還元作用する焼結雰囲気、例えば純
粋な水素雰囲気の中で行われる。
頭に述べた方法で、還元作用する焼結雰囲気、例えば純
粋な水素雰囲気の中で行われる。
しかしまた、焼結を特開昭58−92987号公報に記
載の方法で行い、UBxおよび/又はB4C粉末も含ん
だプレス成形体を1000℃〜1400℃の範囲の熱処
理温度において、最初は酸化作用する雰囲気内で、続い
て還元作用する雰囲気内で熱処理することもできる。酸
化作用するガス雰囲気としては例えば二酸化炭素が通し
ており、還元作用するガス雰囲気としては水素が適して
いる。プレス成形体が84Cを含んでいる場合、酸化作
用するガス雰囲気として二酸化炭素を使用すれば、焼結
の際のホウ素損失は特に確実に防止される。
載の方法で行い、UBxおよび/又はB4C粉末も含ん
だプレス成形体を1000℃〜1400℃の範囲の熱処
理温度において、最初は酸化作用する雰囲気内で、続い
て還元作用する雰囲気内で熱処理することもできる。酸
化作用するガス雰囲気としては例えば二酸化炭素が通し
ており、還元作用するガス雰囲気としては水素が適して
いる。プレス成形体が84Cを含んでいる場合、酸化作
用するガス雰囲気として二酸化炭素を使用すれば、焼結
の際のホウ素損失は特に確実に防止される。
米国特許第3427222号明細書における例1により
、中性子毒としてホウ素を含んだUO2から成る核燃料
焼結体が知られているが、そのホウ素は核燃料焼結体の
焼結マトリックスに入っておらず、表面層に存在してお
り、この表面層はホウ素化合物を含んでおり、核燃料焼
結体の上に例えば吹きつけによって施されている。
、中性子毒としてホウ素を含んだUO2から成る核燃料
焼結体が知られているが、そのホウ素は核燃料焼結体の
焼結マトリックスに入っておらず、表面層に存在してお
り、この表面層はホウ素化合物を含んでおり、核燃料焼
結体の上に例えば吹きつけによって施されている。
しかしこの核燃料焼結体への表面層の被着工程は、所定
の層厚を厳守しなければならないので、非常に経費のか
かる追加的な工程である。更に表面層は非常に多孔質で
あり、従って湿気の吸収に対しては特別な被覆層によっ
て防護しなければならない。
の層厚を厳守しなければならないので、非常に経費のか
かる追加的な工程である。更に表面層は非常に多孔質で
あり、従って湿気の吸収に対しては特別な被覆層によっ
て防護しなければならない。
本発明とその利点を2つの実施例を参照して説明する。
晶粒の平均直径が15μmでフッ素含有量が60 pp
mである002粉末が、いわゆるAUC法(”G+we
lin 1landbuch der anorgan
ischen Che+wie、0ran、F!rgM
nzungsband A3.第101〜104頁、1
981年1)に基づいて、熱分解条件下における粉末の
滞留時間を相応して選択することによって得られた。こ
のUO2粉末に、晶粒が2〜100μmの大きさのUB
、粉末が2ffi量%緊密゛に混合された。その後この
混合粉末は5.6 g/cdの密度のプレス成形体に圧
縮された。このプレス成形体は焼結炉内において、純粋
な水素から成る焼結雰囲気の中で1700℃の温度で2
時間に亘って熱処理された。
mである002粉末が、いわゆるAUC法(”G+we
lin 1landbuch der anorgan
ischen Che+wie、0ran、F!rgM
nzungsband A3.第101〜104頁、1
981年1)に基づいて、熱分解条件下における粉末の
滞留時間を相応して選択することによって得られた。こ
のUO2粉末に、晶粒が2〜100μmの大きさのUB
、粉末が2ffi量%緊密゛に混合された。その後この
混合粉末は5.6 g/cdの密度のプレス成形体に圧
縮された。このプレス成形体は焼結炉内において、純粋
な水素から成る焼結雰囲気の中で1700℃の温度で2
時間に亘って熱処理された。
これによってプレス成形体から、密度が10.5god
でホウ素含有量が3000ppm+の核燃料焼結体が得
られた。ホウ素は核燃料焼結体の焼結マトリックス内に
全体に亘って一様に分布されている。
でホウ素含有量が3000ppm+の核燃料焼結体が得
られた。ホウ素は核燃料焼結体の焼結マトリックス内に
全体に亘って一様に分布されている。
別の実施例において、晶粒の平均直径が15μmでフッ
素含有、量が60ppmである同じUO2粉末に、晶粒
が2〜100μmの大きさのUB+粉末が300ppm
緊密に混合された。この混合粉末は同様に5.6 g/
−の密度のプレス成形体に圧縮された。このプレス成形
体はまず焼結炉内において、二酸化炭素から成る酸化作
用する焼結雰囲気の中でZSO℃の温度で2時間に亘っ
て熱処理された。続いてこのプレス成形体から生じた焼
結体は、焼結炉内において1150℃の温度を維持した
状態で30分に亘って、還元作用する純粋な水素から成
るガス雰囲気内で熱処理された。
素含有、量が60ppmである同じUO2粉末に、晶粒
が2〜100μmの大きさのUB+粉末が300ppm
緊密に混合された。この混合粉末は同様に5.6 g/
−の密度のプレス成形体に圧縮された。このプレス成形
体はまず焼結炉内において、二酸化炭素から成る酸化作
用する焼結雰囲気の中でZSO℃の温度で2時間に亘っ
て熱処理された。続いてこのプレス成形体から生じた焼
結体は、焼結炉内において1150℃の温度を維持した
状態で30分に亘って、還元作用する純粋な水素から成
るガス雰囲気内で熱処理された。
これによって得られた核燃料焼結体の密度はlO,5g
/cdであった。この核燃料焼結体は焼結マトリックス
全体に亘って均質に235ppa+のホウ素を含んでい
た。
/cdであった。この核燃料焼結体は焼結マトリックス
全体に亘って均質に235ppa+のホウ素を含んでい
た。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1)焼結マトリックス内に中性子毒が入れられたUO_
2あるいは混合酸化物(U、Pu)O_2および(U、
Th)O_2から成る核燃料焼結体において、中性子毒
が化学式UBx(x=2;4および/又は12)および
/又はB_4Cを有していることを特徴とする核燃料焼
結体。 2)焼結マトリックスのホウ素含有量が最高で5重量%
であることを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の核
燃料焼結体。 3)焼結マトリックスのホウ素含有量が100ppmか
ら1重量%の範囲であることを特徴とする特許請求の範
囲第2項記載の核燃料焼結体。 4)混合成分UO_2、PuO_2、ThO_2、(U
、Pu)O_2および(U、Th)O_2の粉末の少な
くとも1つと、UBx(x=2;4および/又は12)
粉末および/又はB_4C粉末との混合物からプレス成
形体を作り、続いて焼結して、中性子毒が化学式UBx
(x=2;4および/又は12)および/又はB_4C
を有している核燃料焼結体を製造する方法。 5)フッ素の全含有量が100ppm以下の混合成分U
O_2、PuO_2、ThO_2、(U、Pu)O_2
および(U、Th)O_2の粉末が用いられることを特
徴とする特許請求の範囲第4項記載の方法。 6)晶粒の平均直径が5〜100μmの範囲にある混合
成分UO_2、PuO_2、ThO_2、(U、Pu)
O_2および(U、Th)O_2の粉末が用いられるこ
とを特徴とする特許請求の範囲第4項記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE3610899 | 1986-03-24 | ||
DE3610899.5 | 1986-03-24 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS62232595A true JPS62232595A (ja) | 1987-10-13 |
Family
ID=6297674
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP62067700A Pending JPS62232595A (ja) | 1986-03-24 | 1987-03-20 | 核燃料焼結体とその製造方法 |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4774051A (ja) |
EP (1) | EP0239843B1 (ja) |
JP (1) | JPS62232595A (ja) |
KR (1) | KR870009403A (ja) |
CN (1) | CN87102343A (ja) |
BR (1) | BR8701295A (ja) |
DE (1) | DE3765673D1 (ja) |
ES (1) | ES2018182B3 (ja) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2006113069A (ja) * | 2004-10-14 | 2006-04-27 | Westinghouse Electric Co Llc | 二酸化ウランにおけるホウ素または濃縮ホウ素同位体10bの使用 |
JP2020517910A (ja) * | 2017-04-26 | 2020-06-18 | 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 | セラミック核燃料ペレット、燃料棒および燃料集合体 |
JP2022521059A (ja) * | 2019-02-12 | 2022-04-05 | ウェスティングハウス エレクトリック カンパニー エルエルシー | 可燃性吸収体を有する又は有さないウラン燃料のsps/fastによる焼結 |
Families Citing this family (20)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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WO1995004994A1 (de) * | 1993-08-09 | 1995-02-16 | Siemens Aktiengesellschaft | Uranhaltiger kernbrennstoff-sinterkörper |
TW257869B (ja) * | 1993-09-22 | 1995-09-21 | Siemens Ag | |
GB9515966D0 (en) * | 1995-08-03 | 1995-10-04 | British Nuclear Fuels Plc | Nuclear fuel pellets |
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 |
US6221286B1 (en) * | 1996-08-09 | 2001-04-24 | Framatome | Nuclear fuel having improved fission product retention properties |
DE19636563C1 (de) * | 1996-09-09 | 1998-03-26 | Siemens Ag | Kernreaktor-Brennelemente mit hohem Abbrand und Verfahren zu ihrer Fertigung |
FR2860638A1 (fr) * | 2003-10-06 | 2005-04-08 | Commissariat Energie Atomique | Procede de fabrication de pastilles d'un combustible nucleaire a base d'oxyde mixte (u,pu) o2 ou (u,th)o2 |
KR20070039930A (ko) * | 2004-07-08 | 2007-04-13 | 엑손모빌 케미칼 패턴츠 인코포레이티드 | 초임계 조건에서 중합체의 제조방법 |
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