JPS6323518B2 - - Google Patents

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JPS6323518B2
JPS6323518B2 JP57124551A JP12455182A JPS6323518B2 JP S6323518 B2 JPS6323518 B2 JP S6323518B2 JP 57124551 A JP57124551 A JP 57124551A JP 12455182 A JP12455182 A JP 12455182A JP S6323518 B2 JPS6323518 B2 JP S6323518B2
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JP
Japan
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powder
uranium dioxide
pellet
sintered
pellets
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JP57124551A
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JPS5826295A (ja
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Ei Soonton Tomasu
Deii Horadei Junia Berudon
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Babcock and Wilcox Co
Original Assignee
Babcock and Wilcox Co
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Publication date
Application filed by Babcock and Wilcox Co filed Critical Babcock and Wilcox Co
Publication of JPS5826295A publication Critical patent/JPS5826295A/ja
Publication of JPS6323518B2 publication Critical patent/JPS6323518B2/ja
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62Ceramic fuel
    • G21C3/623Oxide fuels
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】
本発明は、核燃料ペレツトを調製しそして工程
中生じたスクラツプ二酸化ウランを繰返し使用の
為再循環する為の改善された方法に関するもので
あり、特にはマイクロ波誘導炉におけるマイクロ
波放射を使用することによる二酸化ウランの加工
処理及び再循環用処理方法に関係する。 二酸化ウラン(UO2)は現在の動力原子炉にお
いてもつとも一般的に使用される燃料であり、
UO2は一般に焼結ペレツトの形態をとり、これら
ペレツトは燃料棒と呼ばれる細長い中空金属管に
装填されそして密封される。原子炉の炉心内で核
分裂反応の持続を支持するに充分の濃度において
の核分裂性物質の集積を確立するのはこのような
燃料棒の多数の群集体である。 核燃料ペレツトを製造する為の多数の技術が開
発されてきたが、そのうちもつとも一般的なもの
は、粉末UO2をペレツト状に冷間プレスし、そし
て生成ペレツトを耐火型炉内で水素中約1700℃の
温度において約3〜6時間焼結することである。
代表的に、プレス後、成形ペレツトは移送ボート
と呼ばれるきわめて耐熱性の移送容器内に置かれ
そして高耐火性のブロツクで内張りされた耐熱焼
結炉を通して押進或いは歩進され、ここでペレツ
トは焼結されて高密度な安定した最終製品に形成
される。しかしながら、このような処理は操業及
び保守に多額の費用を要する特殊な電気加熱式炉
を必要としそしてそのような「プツシヤー」及び
「ウオーキングビーム」型炉の温度範囲は工業技
術の限界にある或いはそれに近いように思われ
る。追加的に、このような炉は、固有に、核燃料
の再処理及び再生に必要とされる遠隔操作型式に
修正するに不適であつた。 核燃料ペレツト調製工程中、かなりの量の、基
準に合わない不甲格焼結UO2ペレツト及びスクラ
ツプUO2粉末が発生し、これらは繰返し物として
再循環に供せられる。再循環の為UO2回収の代表
的な先行技術の方法は、これら材料を大気中で
UO2がU3O8に変換するよう加熱しそしてU3O8
して繰返し材料を再循環に供する即ち核燃料ペレ
ツト調製工程の初期段階において清浄なUO2及び
有機結合剤粉末に戻して混合することである。
U3O8はUO2とは異つた結晶構造を有しそしてそ
れがUO2から形成される時構造上の差異は初期構
造を剥離及び崩壊せしめる。再循環の為の先行技
術のUO2→U3O8転換作業は一般的に従来型式の
大気炉において為されそして材料が加熱される時
炉はU3O8の崩壊による粉砕を助成するべく揺動
される。 本発明の目的は、核燃料ペレツト調製工程にお
いて使用された耐火型耐熱焼結炉及びUO2
U3O8転換再循環工程において使用された揺動器
−大気炉組合せ装置をマイクロ波誘導炉に置換え
ることである。これまで、マイクロ波誘導は、加
熱機構として、マイクロ波放射への水分子の感受
作用(サスセプタンス)にほとんど全面的に依存
して使用されてきただけであつた。即ち、材料加
熱の為のマイクロ波の使用はマイクロ波が水分子
に持つ効果に主に依拠してきた。マイクロ波は水
分子の極性に急速な変化をもたらし、それにより
熱を発生する。ここで記載する発明は、UO2から
U3O8の化学量論式を持つ酸化ウランがマイクロ
波放射に感受作用を示し従つてUO2ペレツトとス
クラツプUO2粉末が直接マイクロ波放射を感受し
て熱を発生しうることを開示する。従つて、上述
した耐火型焼結炉や大気炉は、はるかに小さなマ
イクロ波誘導炉により代替されうる。 本発明は、先行技術の耐火型焼結炉に伴う燃料
処理の欠点の多くを、焼結時間を減少し、温度の
より迅速な確立を可能ならしめ、一層高い温度の
実現を可とし、エネルギー消費量及び空間占有要
件を軽減し、耐火炉材の磨損を減少若しくはその
必要性を排除し、遠隔位置でのモジユール化運転
に容易に適応たらしめ(モジユール化運転とは一
つのモジユールの損失或いはその損傷が運転全体
を休止しないようなものを云う)、そして一層改
善された高密化及び多孔特性の焼結生成物をもた
らすことにより克服する。追加的に、本発明は、
先行技術の揺動器−大気炉組合せと関連する再循
環工程の欠点の多くを、UO2をその酸化温度に昇
温する為の昇温時間を短縮し、焼結UO2ペレツト
の静的な崩壊による粉砕化を可能ならしめ以つて
繰戻して混合の為のU3O8粉末を一層効率的に生
成することにより克服する。 本発明は、マイクロ波誘導炉におけるマイクロ
波放射による加熱の概念を利用して核燃料ペレツ
トを調製しそして二酸化ウランを再循環する為の
改善方法に関係する。代表的に、ペレツト調製工
程中、二酸化ウランと有機結合剤粉末は混合され
そして後プレスされたペレツト突固め体の形態へ
と成形されそしてプレスされる。プレス突固め体
はその後、マイクロ波誘導炉において還元雰囲気
下で加熱され、焼結されそして焼結温度に保持さ
れ、その後焼結体は還元雰囲気条件を継続したま
ま室温に冷却される。冷却後、焼結体は所望され
る仕上げ二酸化ウランペレツト生成物に研磨され
る。ペレツト調製中発生する、或る量のスクラツ
プ二酸化ウラン粉末と不甲格焼結二酸化ウランペ
レツトは繰返し再使用の為マイクロ波誘導炉に置
かれ、ここで繰返し材料は酸化性雰囲気中で加熱
される。炉において、再循環二酸化ウランは
U3O8粉末に酸化されそして後核燃料ペレツト調
製工程の初期段階において二酸化ウランと有機結
合剤粉末との混合の為戻して移送される。 以下、本発明について具体的に説明する。 原子炉の燃料として作製される核燃料ペレツト
は、二酸化ウラン(UO2)粉末(化学量論的出発
粉末はUO2.05〜2.15として表わしうるけれども斯界
ではUO2が採用された)を出発材としそしてそれ
を市販入手しうる有機結合剤粉末と混合すること
により製造される。有機結合剤の量は臨界的では
ないが、混合物の約0.1〜0.3重量%の範囲とすべ
きであり、残部が99.7〜99.9%のUO2である。こ
の量で成形及びプレス中粉末を互いに保持するに
充分である。混合時間は均質な混合物を生成する
に充分とすべきである。混合後、混合物は生ペレ
ツト突固め体へと成形されそして冷間プレスされ
る。プレス力は粉末をその理論混合物密度の約50
%に突固めるに充分のものとされ、その決定は突
固め体の長さ、直径及び重量に基く。その後、突
固め体は、マイクロ波誘導炉において実質上窒素
(N2)及び水素(H2)ガス混合物特定すれば約
75%H2−25%N2ガス混合物から成る還元性雰囲
気において加熱されそして焼結される。しかし、
任意の還元性雰囲気が使用しうる。焼結温度は約
1600〜1800℃の範囲にありそして突固め体は理論
密度の約95%の突固め焼結密度を実現するべくそ
の焼結温度において2〜6時間還元雰囲気下でマ
イクロ波炉内に保持される。還元性雰囲気中での
焼結は、超化学量論的出発粉末UO2.05〜2.15をUO2
に還元する。焼結後、突固め体はほぼ室温に冷却
され、冷却も還元性雰囲気で実施される。冷却
後、焼結体は所望のUO2仕上げペレツト生成物へ
と研削・研磨される。 上記核燃料ペレツト製造工程はまた、成形及び
プレス段階後しかし焼結段階前に追加的工程段階
を含んでも実施されうる。しかし、追加段階を使
用すると、上記プレス力は粉末をその理論混合物
密度の約44%まで突固めるに充分のものとなる。
追加段階としては、突固め体をスクリーンを通し
て粗砕して粗砕物(granulate)を形成しそして
後それを冷間プレスしてプレスペレツト突固め体
を形成することが含まれ、その場合粗砕物プレス
力は理論密度の約50%まで粗砕物を突固めるに充
分のものである。追加的に、U3O8粉末が燃料調
製工程の第1段階においてUO2及び有機結合剤粉
末と混和されうる。U3O8粉末添加量は、混合物
の約5重量%であり、残部は約0.1〜0.3%結合剤
及び約94.7〜94.9%UO2である。ペレツト突固め
体のU3O8成分は、還元雰囲気中での焼結に際し
てUO2に変換される。 化学量論式UO2〜U3O8を持つ酸化ウランは約
2450MHzにおけるマイクロ波放射(標準台所型マ
イクロ波オーブンの周波数)に直接感受性を持
ち、非常に高温の赤熱温度にまで急速に昇温する
ことが認められた。上記周波数の従来型式のマイ
クロ波オーブンがその入手容易性の故にここでの
使用の為に選択されたが、異つた周波数で作動す
る他のマイクロ波誘導炉も、従来型式であれ、そ
れでないにしろ、使用可能であることを理解すべ
きである。アルミナ、シリカ、ニオビア、リチア
及びグラフアイトを含む他のセラミツク材料は
2450MHzにおけるマイクロ波放射に容易には感受
性を示さない。 化学量論式UO2〜U3O8を持つ酸化ウランがマ
イクロ波放射に直接的感受作用を示すことを確認
する為の試験が、生プレスUO2ペレツト突固め体
をアルミナ管内に置き、管を従来型式の2450MHz
マイクロ波オーブン内に装入し、還元性雰囲気を
管内に導入する為の手段を設け、管両端を耐火断
熱材で栓蓋しそして管をペレツト突固め体と共に
オーブン内でN2及びH2ガス混合物の還元性雰囲
気において加熱することにより実施された。加熱
は最初20の電力設定値において2分間(これはオ
ーブン出力の100%がその時間の20%送られたこ
とを意味する)実施された。20の初期電力設定値
は、僅かに収蔵される湿分の大半を除去するに充
分であり、その後30の電力設定値に増大されそし
て5分間保持されて、残存水分を除去した。その
後電力は、70の設定値に10分間増大されそして後
100設定値に追加15分増加された。アルミナ管自
体はマイクロ波放射に対して透過性であり、マイ
クロ波放射の通過を許容しそして突固め体の通常
の耐火炉に固有の外から内ではなく内から外への
加熱を許容する。1370℃への加熱は僅か15分後に
実現された。管内からの明滅する白熱は70電力設
定値に入つて約5分で始まりそして白熱状態は
100の最大出力設定値において一定となり、1620
℃の焼結温度が管の外表面において測定された。
100の電力設定値が追加15分間保持されそして後
突固め体はオーブン内でほぼ室温まで冷却され、
その間還元雰囲気が連続的に維持された。突固め
体の密度測定が為された。結果は次の通りであ
る:
【表】 追加的な試験が、核燃料ペレツト調製において
もつとも一般的に見られる寸法のUO2ペレツト突
固め体について実施された。焼結時間が4時間ま
で増大されそして突固め体が約0.3cmの内径を有
したことを除いて試験は上述したようにして実施
された。突固め密度測定が為され、結果は次の通
りである:
【表】 アルミナが発生する高温に耐えることができし
かもマイクロ波場と相互作用しないが故に、アル
ミナが焼結室における使用の為選択された。金属
部材はそれらがマイクロ波を反射するから考慮し
えない。核燃料調製工程中、突固め体はアルミナ
管内に密封される必要はなく、アルミナボート、
容器或いはマイクロ波放射に透過性の他の材料の
ものがマイクロ波誘導炉内で突固め体に対する支
持手段として使用されうる。二酸化ウランと有機
結合剤とのそして二酸化ウラン及びU3O8と有機
結合剤との試験突固め体はすべてマイクロ波放射
に感受作用を示し、斯くしてマイクロ波誘導焼結
炉が耐火型焼結炉に好都合に代替しうることを示
す。 スクラツプ二酸化ウランの繰返し循環使用も核
燃料調製工程の重要な付属作業である。ペレツト
調製中、繰返し使用に供しうる或る量の焼結二酸
化ウランペレツト及び二酸化ウラン粉末が発生す
る。仕様に合わない焼結ペレツト及び焼結体研磨
段階中発生する二酸化ウラン研削屑或いは粉末
が、アルミナボート容器或いはマイクロ波透過性
の材料のものに載せて、マイクロ波誘導炉に搬入
されて、そこで再処理及び再循環に供される。追
加的に、任意の他のスクラツプ二酸化ウランが添
加しえそしてこの態様で処理されうる。マイクロ
波炉において少くとも200℃のその酸化温度への
材料の加熱は、酸化雰囲気(一般には空気)中で
のマイクロ波放射により達成され、ここでUO2
U3O8粉末に酸化される。特定の加熱時間及び温
度は臨界的でないが、加熱は材料を細い黒色粉末
に変換するに充分の期間行わねばならず、それは
材料の量に依存するが一般に400〜500℃のおおよ
その温度範囲において約20〜40分で達成される。
炉において、ペレツトは外側ペレツト表面が
U3O8に酸化しそしてUO2内部ペレツトからUO2
とU3O8間の密度差(UO2の方が大きい密度を持
つ)により剥離する点にまで加熱される。新しい
未酸化表面が次々と露呈されるので、酸化過程
は、ペレツト全体が黒色U3O8粉末に酸化される
まで続行される。二酸化ウラン粉末或いは研削屑
は既に粉状形態にあり従つて炉内での酸化性雰囲
気においての加熱に際して、屑粉は迅やかに
U3O8粉末に変換されよう。炉を離れる酸化生成
物は細いU3O8粉末であり、これは冷却後核燃料
ペレツト調製工程において二酸化ウラン及び有機
結合剤粉末に繰返して混合するに好適である。 再循環用炉内での加熱は、連続的にも或いは間
欠的にも行いうる。しかし、ペレツトの酸化は、
電力出準を交互に変える、即ち電力オンと続いて
のオフサイクル下でのマイクロ波加熱により向上
される。或る期間電力をオンにして続いて或る期
間オフにした後、マイクロ波放射が再開される時
UO2ペレツトはきわめて急速に昇温する。焼結ペ
レツトは、ペレツトが酸化されている間マイクロ
波源をオン及びオフに単に切換えることにより完
全に粉砕化された。UO2材料が酸化温度を越えた
時、マイクロ波放射に対するその感受性は非常に
高い。マイクロ波放射が中断される時、材料は冷
え始めるがまだ尚酸化しつつある。マイクロ波放
射が再導入されると、材料は迅やかに白熱温度に
戻る。急速な昇温と冷却はペレツト構造中に多大
の熱応力を生起せしめる。この熱応力は、UO2
U3O8との間の密度差により導入される応力と相
俟つて静的な状況下でペレツトの破砕をもたら
す。冷却サイクル毎に新しい表面が露出され、酸
化を完了時まで継続せしめる。 研究室での試験は、従来型式の2450MHzマイク
ロ波オーブン内に置かれたUO2粉末のサンプルが
酸化性雰囲気中でマイクロ波放射に直接的に感受
性を示すことを確立した。約5gの重さのUO2
末サンプルは、1分以内に赤熱して輝きそして酸
化は空気と接触している表面すべてにおいて起つ
ている。試験の結果、マイクロ波場に置かれた焼
結ペレツトが約1〜2分以内にマイクロ波を感受
しそして酸化が進行するにつれペレツトが砕けて
いくこともわかつた。ペレツトの酸化は、電力水
準を50の電力設定値に設定することにより向上さ
れる。ペレツトは、マイクロ波がオンとオフを繰
返すに際しての誘起熱応力と密度差に由り崩壊す
る。オン/オフ即ち間欠的マイクロ波放射を提供
する減少せる電力設定は、熱応力と密度差を創生
してペレツトを崩壊せしめ、次々と酸化に供され
る新しいUO2面を増大することにより酸化を向上
した。 以上、本発明について説明したが、本発明の精
神内で多くの改変が為しうることを銘記された
い。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 (a) 所定量の二酸化ウランと有機結合剤粉末
    を混合する段階と、 (b) 混合物をプレスされたペレツト突固め体に成
    形しそしてプレスする段階と、 (c) マイクロ波誘導炉において還元雰囲気下で突
    固め体を加熱しそして焼結する段階と、 (d) 突固め体を該還元雰囲気において焼結温度に
    所定の時間保持する段階と、 (e) 還元雰囲気を維持したまま焼結体をほぼ室温
    まで冷却する段階と、 (f) 焼結体を所望の仕上りペレツト生成物に研削
    する段階と を包含する核燃料ペレツトを調製する方法。 2 プレスが約50%の理論突固め密度を実現する
    に充分である特許請求の範囲第1項記載の方法。 3 プレスが約44%の理論突固め密度を実現する
    に充分である特許請求の範囲第1項記載の方法。 4 段階(b)と(c)との間で、突固め体がスクリーン
    を強送されて粗砕物を形成しそして粗砕物プレス
    されたペレツト突固め体にプレスされる特許請求
    の範囲第1項記載の方法。 5 プレスが約50%の理論突固め密度を実現する
    に充分である特許請求の範囲第4項記載の方法。 6 突固め体が約1600〜1800℃の範囲における温
    度においてマイクロ波誘導炉内で焼結される特許
    請求の範囲第1項記載の方法。 7 還元雰囲気がN2+H2ガス混合物から成る特
    許請求の範囲第1項記載の方法。 8 ガス混合物が約75%H2−25%N2である特許
    請求の範囲第7項記載の方法。 9 段階(a)の二酸化ウラン及び有機結合剤粉末の
    量がそれぞれ約99.7〜99.9%及び0.1〜0.3%(重
    量%)である特許請求の範囲第1項記載の方法。 10 段階(d)の保持時間が約2〜6時間である特
    許請求の範囲第1項記載の方法。 11 段階(a)の二酸化ウラン及び有機結合剤との
    混和の為所定量のU3O8粉末が添加される特許請
    求の範囲第1項記載の方法。 12 U3O8粉末が混合物の約5重量%である特
    許請求の範囲第11項記載の方法。 13 核燃料ペレツトの調製中発生する不甲格焼
    結二酸化ウランペレツト及びスクラツプ二酸化ウ
    ラン粉末を繰返し使用の為再循環する方法であつ
    て、 焼結二酸化ウランペレツト、スクラツプ二酸化
    ウラン粉末或いはその組合せをマイクロ波誘導炉
    に搬入する段階と、 マイクロ波誘導炉内の搬入材料を酸化雰囲気中
    で加熱して二酸化ウランをU3O8粉末に酸化する
    段階と、 核燃料ペレツト調製工程において二酸化ウラン
    及び有機結合剤粉末との混合のためU3O8を移送
    する段階とを包含する前記再循環方法。 14 マイクロ波誘導加熱炉内の加熱が連続的で
    ある特許請求の範囲第13項記載の方法。 15 マイクロ波誘導炉内の加熱が間欠的である
    特許請求の範囲第13項記載の方法。
JP57124551A 1981-07-23 1982-07-19 核燃料の調製及びスクラツプ再循環 Granted JPS5826295A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/286,403 US4389355A (en) 1981-07-23 1981-07-23 Sintering UO2 and oxidation of UO2 with microwave radiation
US286403 2002-11-01

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5826295A JPS5826295A (ja) 1983-02-16
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JP57124551A Granted JPS5826295A (ja) 1981-07-23 1982-07-19 核燃料の調製及びスクラツプ再循環

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JP (1) JPS5826295A (ja)
AT (1) AT378277B (ja)
BE (1) BE893824A (ja)
BR (1) BR8204295A (ja)
CA (1) CA1192734A (ja)
CH (1) CH651698A5 (ja)
DK (1) DK323782A (ja)
EG (1) EG16193A (ja)
ES (1) ES8407620A1 (ja)
FR (1) FR2510293B1 (ja)
GB (1) GB2103414B (ja)
IT (2) IT1192482B (ja)
NL (1) NL8202953A (ja)
SE (1) SE8204413L (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0646121U (ja) * 1992-12-01 1994-06-24 信一郎 吉村 バーナ

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB2182599A (en) * 1985-11-07 1987-05-20 Porous Plastics Ltd Method of producing a sintered product
FR2599883B1 (fr) * 1986-06-10 1990-08-10 Franco Belge Fabric Combustibl Procede de fabrication de pastilles de combustible nucleaire a base d'oxyde d'uranium
JPS6350800A (ja) * 1986-08-21 1988-03-03 新日本無線株式会社 放射性物質を含む廃棄物の処理方法
DE19633312A1 (de) * 1996-08-19 1998-02-26 Siemens Ag Verfahren zum Sintern von Pellets aus Nuklearbrennstoff
EP1060355B1 (de) 1998-02-19 2003-06-25 Framatome ANP GmbH Verfahren und vorrichtung zum mikrowellensintern von kernbrennstoff
US6228337B1 (en) 1998-12-02 2001-05-08 Cameco Corporation Method for reducing uranium trioxide
KR100794071B1 (ko) * 2006-12-05 2008-01-10 한국원자력연구원 핵연료 소결체의 제조 방법
KR101001202B1 (ko) * 2008-11-11 2010-12-15 한국수력원자력 주식회사 Mn 및 Al 화합물 첨가제를 함유한 이산화우라늄 핵연료소결체 및 이의 제조 방법
RU2605456C1 (ru) * 2015-12-29 2016-12-20 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Ордена Ленина и Ордена Октябрьской революции Институт геохимии и аналитической химии им. В.И. Вернадского Российской академии наук (ГЕОХИ РАН) Способ контроля оксидов урана u3o8 и uo2 на примеси
CN109003691B (zh) * 2018-07-13 2020-10-09 清华大学 一种球形核燃料元件生产线不合格元件球回收处理方法
CN112341198A (zh) * 2020-10-23 2021-02-09 中核建中核燃料元件有限公司 一种磨削渣处理方法

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA888105A (en) * 1971-12-14 K. Welty Richard Scrap nuclear fuel material recovery process
US3094377A (en) * 1960-03-29 1963-06-18 Sylvania Electric Prod Method for producing high density uranium oxide
GB949727A (en) * 1960-09-30 1964-02-19 Gen Dynamics Corp Improvements in or relating to nuclear fuel
GB972534A (en) * 1961-05-09 1964-10-14 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to the manufacture of sintered uranium dioxide bodies
GB1054815A (ja) * 1963-01-31 1900-01-01
FR1520531A (fr) * 1967-02-13 1968-04-12 Commissariat Energie Atomique Procédé de fabrication de pièces frittées en oxyde d'uranium ou d'élément transuranien
US3927154A (en) * 1968-08-05 1975-12-16 Gen Electric Process for preparing sintered uranium dioxide nuclear fuel
AU453294B2 (en) * 1970-04-09 1974-09-10 Australian Atomic Energy Commission Improved sintering process for production of uranium dioxide pellets
FR2249855A1 (en) * 1973-10-31 1975-05-30 Automatisme & Technique Ceramic insulator sintering plant - with vertical chain conveyor in ultrahigh frequency waveguide after preheating furnace
JPS54121442A (en) * 1978-03-13 1979-09-20 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp Microwave heating device for radioactive material
US4256676A (en) * 1978-11-22 1981-03-17 Kovach Julius L Process for preparing porous metal oxide beads
DE2855166C2 (de) * 1978-12-20 1982-05-27 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zur Herstellung von oxidischen Kernbrennstoffkörpern
US4297305A (en) * 1979-07-26 1981-10-27 Canadian General Electric Company Limited Nuclear fuel recycling system

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0646121U (ja) * 1992-12-01 1994-06-24 信一郎 吉村 バーナ

Also Published As

Publication number Publication date
DK323782A (da) 1983-01-24
SE8204413D0 (sv) 1982-07-21
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FR2510293A1 (fr) 1983-01-28
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EG16193A (en) 1987-05-30
IT1192482B (it) 1988-04-13
IT8209477A0 (it) 1982-07-22
BE893824A (fr) 1982-11-03

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