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

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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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nuclear fuel
sintered body
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fuel sintered
sintered
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マルチン、ペース
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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。

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。
〔従来の技術〕
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。
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
。
〔発明が解決しようとする問題点〕
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
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。
Ｐｕ）Ｏ２および（Ｕ、Ｔｈ）Ｏ２の粉末が用いられる
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。
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。
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。
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。
〔実施例〕
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。
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。
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。
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。

Claims (1)

  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。
JP62067700A 1986-03-24 1987-03-20 核燃料焼結体とその製造方法 Pending JPS62232595A (ja)

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