KR19990004218A - 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법 - Google Patents

산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법 Download PDF

Info

Publication number
KR19990004218A
KR19990004218A KR1019970028268A KR19970028268A KR19990004218A KR 19990004218 A KR19990004218 A KR 19990004218A KR 1019970028268 A KR1019970028268 A KR 1019970028268A KR 19970028268 A KR19970028268 A KR 19970028268A KR 19990004218 A KR19990004218 A KR 19990004218A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
powder
sintered body
oxide
sintered
mixed
Prior art date
Application number
KR1019970028268A
Other languages
English (en)
Other versions
KR100287326B1 (ko
Inventor
송근우
김건식
김종헌
정연호
Original Assignee
김성년
한국원자력연구소
이종훈
한국전력공사
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 김성년, 한국원자력연구소, 이종훈, 한국전력공사 filed Critical 김성년
Priority to KR1019970028268A priority Critical patent/KR100287326B1/ko
Priority to JP09251762A priority patent/JP3106113B2/ja
Priority to US08/932,602 priority patent/US5882552A/en
Priority to FR9712020A priority patent/FR2765383B1/fr
Publication of KR19990004218A publication Critical patent/KR19990004218A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR100287326B1 publication Critical patent/KR100287326B1/ko

Links

Classifications

    • 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
    • G21C3/62—Ceramic fuel
    • G21C3/623—Oxide fuels
    • 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
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C01—INORGANIC CHEMISTRY
    • C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G43/00—Compounds of uranium
    • C01G43/01—Oxides; Hydroxides
    • C01G43/025—Uranium dioxide
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C01—INORGANIC CHEMISTRY
    • C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G56/00—Compounds of transuranic elements
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C01—INORGANIC CHEMISTRY
    • C01P—INDEXING SCHEME RELATING TO STRUCTURAL AND PHYSICAL ASPECTS OF SOLID INORGANIC COMPOUNDS
    • C01P2002/00—Crystal-structural characteristics
    • C01P2002/50—Solid solutions
    • C01P2002/52—Solid solutions containing elements as dopants
    • C01P2002/54—Solid solutions containing elements as dopants one element only
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C01—INORGANIC CHEMISTRY
    • C01P—INDEXING SCHEME RELATING TO STRUCTURAL AND PHYSICAL ASPECTS OF SOLID INORGANIC COMPOUNDS
    • C01P2004/00—Particle morphology
    • C01P2004/60—Particles characterised by their size
    • C01P2004/61—Micrometer sized, i.e. from 1-100 micrometer
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C01—INORGANIC CHEMISTRY
    • C01P—INDEXING SCHEME RELATING TO STRUCTURAL AND PHYSICAL ASPECTS OF SOLID INORGANIC COMPOUNDS
    • C01P2006/00—Physical properties of inorganic compounds
    • C01P2006/10—Solid density
    • 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

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Geology (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)

Abstract

본 발명은 핵연료 제조 중에 발생하는 소결체 불량품을 회수하여 소결체 제조에 재활용하는 방법에 대한 새로운 기술이다.
이 기술은 종래 개술의 단점을 보완한 것으로서 상용화가 매우 용이 하다는 장점이 있다.
본 발명은 불량 소결체를 1회 산화해서 얻은 U3O8분말을 UO2분말과 혼합할 때 Nb, Ti, Li 등의 산화물을 0.02 - 1wt% 첨가하여 소결체를 제조하는 방법을 제시한다.
이 기술을 사용하면, U3O8을UO2분말과 혼합할 때 최대 100%까지 사용해도 적당한 소결밀도를 갖는 UO2소결체를 제조할 수 있다.
따라서 기존의 특허로 알려진 다른 기술보다 경제적 및 기술적 측면에서 장점이 있다.
유동로를 추가로 설치하지 않고 기존의 제조 설비를 사용하며, 재활용에 추가공정이 필요하지 않아서 기술적으로 상용화가 매우 용이하다는 장점이 있음으로 핵연료 제조회사에서는 유용하게 사용할수 있는 것이다.

Description

산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법
본 발명은 UO2핵연료 소결체 제조공정에서 발생하는 불량 소결체를 처리하여 새로운 소결체 제조에 재활용하는 방법에 관한 것이다.
원자로용 핵연료 소결체는 통상적으로 도 1에 예시한 플로우 챠트와 같은 제조공정을 거쳐서 생산된다.
UF6로부터 UO2분말(1)을 제조한 후, UO2분말을 혼합하여 균질하게 한 다음(2), 모울드에 넣고 성형하여 약 50% 이론밀도를 갖는 성형체를 제조한다(3).
UO2분말의 입자가 매우 작아서 유동성이 떨어지는 경우에는 성형하기 전에 분말을 과립화하여 분말의 유동성을 높이는 공정이 필요하다.
성형체를 수소 기체 분위기에서 1600 - 1800℃ 로 1-4시간 가열하여 소결한다(4).
여기서 얻은 소결체의 표면을 연삭하고(5), 세척한 후 건조한다(6).
제조한 핵연료 소결체에 대해서 기술시방서에 따라서 소결밀도, 미세조직, 칫수, 외관에 대한 품질검사를 실시하여 합격한 것만이 핵연료봉 제조에 사용된다.
소결체가 기술시방서를 충족하지 못하면 소결체 배치(batch)는 불량(7)으로 분류된다.
제조공정에서 불량이 발생하지 않더라도 품질검사용으로 추출한 소결체(8)는 핵연료봉 제조에 그대로 사용될 수 없기 때문에 일정한 량의 소결체가 누적된다.
또한 연삭 공정(5)에서는 연삭 찌꺼기(9)가 계속 누적된다.
따라서 대량 생산 공정에서는 이것들을 핵연료 제조에 재활용하기 위해서, 불량 UO2소결체를 산화시켜서(10) U3O8분말(11)을 만들어서 연삭 찌꺼기와 함께 UO2분말에 혼합해서 새로운 소결체 제조에 사용한다.
불량 소결체를 재활용 방법에 대한 종래 기술을 다음과 같이 간단히 설명할수 있다.
재활용해야 할 소결체를 열처리로에서 공기를 불어주면서 400-700℃로 가열하면 UO2가 U3O8으로 산화한다.
U3O8은 UO2보다 단위 무게당 부피가 30% 크기 때문에, 산화할 때 큰 응력이 발생해서 소결체가 쉽게 깨지므로 분말 형태의 U3O8을 얻는다.
산화온도가 높을수록 응력을 잘 수용하므로 U3O8분말 입자 크기가 커지고 따라서 U3O8분말의 소결성이 떨어진다.
이렇게 제조한 U3O8분말을 연삭 찌꺼기는 UO2분말에 혼합해서 소결체 제조에 재활용 한다.
그런데 U3O8분말과 연삭 찌꺼기는 UO2에 비해서 소결성이 나쁘고 또한 U3O8은 소결중에 환원되면서 소결체에 기공을 만든다.
따라서 이것들의 첨가량에 따라서 소결체 밀도가 감소하게 된다.
현재 상업적으로 공급되는 UO2분말은 소결성이 우수해서 U3O8분말 및 연삭 찌꺼기를 약간 첨가해도 소결밀도를 충족할 수 있다.
그러나 U3O8이 많이 첨가되면 소결밀도가 매우 감소하므로 통상적으로 U3O8양은 약 7 중량% 그리고 연삭 찌꺼기는 약 3 중량% 이내에서 투입하고 있다.
UO2소결체를 원자로에서 안전하게 사용하기 위해서는 소결체 밀도가 95% 이론밀도를 가져야 한다.
이 기술은 U3O8을 첨가하는 양이 제한되므로, 소결체 불량이 발생했을 때 불량품을 단기간에 많이 처리해서 재활용할 수 없고 따라서 불량 소결체를 장기간 보관해야 하는 단점이 있다.
특히 불량품을 모두 처리하지 않은 시점에서 불량품과 다른 U235 농축도를 갖는 핵연료 소결체를 제조해야 할 경우에는 불량품을 재활용 하기가 곤란하다.
최근에 드러나 또 다른 단점으로는, 핵연료의 경제성을 높이기 위해서 소결체 기술 시방서 허용범위 안에서 소결체 밀도를 이론밀도의 93.5 - 96.5%에서 94.5 - 96.5%(이론밀도는 10.96 g/㎤)로 높이고자 할 경우, U3O8분말의 첨가량은 앞서 언급한 양보다 훨씬 작아져야 한다.
또한 UO2-PuO2및 UO2-Gd2O3소결체는 UO2소결체보다 소결밀도를 높이기 매우 어렵기 때문에, UO2-PuO2및 UO2-Gd2O3소결체 제조에서는 불량 소결체를 종래 기술로는 재활용 하기가 매우 어렵다.
이러한 기술상 단점을 해결하기 위해서 U3O8분말의 소결성을 높이는 방법이 가능하다.
분말을 분쇄하면 분말의 입자크기는 작아지므로, 소결체를 산화해서 얻는 U3O8분말을 분쇄기를 사용해서 분쇄하는 것이 산업적으로 가능하다.
이 방법에서는 분쇄기를 추가로 설치해야 하고, 분쇄하여 얻은 미세한 U3O8분말은 UO2분말과 균질하게 혼합하기 어렵다는 단점이 있다.
U3O8분말의 소결성을 높이는 다른 방법에 알려져 있다(유럽특허 84129 B1, 미국 특허 3578419, 미국 특허 3249493, 미국 특허 3343926, 프랑스 특허 1315822, 일본 특허 56-37226 A, 영국 특허 2222581 A) 알려진 방법은 소결체를 산화해서 얻은 U3O8분말을 다시 환원해서 UO2분말을 제조하고 또 다시 산화와 환원을 여러차례 반복하는 것이다.
UO2를 U3O8으로 산화할 때 응력에 의해서 입자가 깨지므로, 산화-환원을 계속하면 분말의 입자 크기는 계속 감소하고 비표면적은 증가해서 분말의 소결성이 높아진다.
그러나 이 방법을 사용하려면 분말을 산화 및 환원하기 위한 유동로를 추가로 설치해야만 한다.
또한 UO2분말의 산화는 발열반응이기 때문에, 산화중에 온도가 국부적으로 매우 높아지면서 분말사이에 소결이 발생할 가능성이 있다.
이 경우 분말의 소결성이 오히려 떨어지므로 이것을 방지하기 위해서 분말의 온도를 아주 균일하게 조절해야 하는 기술적인 어려움이 있다.
본 발명의 주목적은 불량 소결체를 산화해서 제조한 U3O8분말을 종래 기술이 허용하는 양보다 훨씬 다량으로 UO2분말과 혼합해서 불량 소결체를 단기간에 처리할 뿐만 아니라 종래 기술보다 높은 소결밀도를 갖는 핵연료 소결체를 제조하는 방법을 제공하는데 있다.
본 발명에서는 UO2분말과 불량 소결체에서 얻은 U3O8분말을 혼합할 때, Ti, Nb, Li, V, Sn, Al, Mg의 산화물을 하나 또는 두 개 이상 첨가하여 같이 혼합하고 성형 및 소결하는 것을 특징으로 한다.
본 발명의 장점은 불량품 재활용을 위한 장비를 추가로 설치하지 않으며, UO2와 U3O8혼합 공정에서 첨가제를 투입함으로써 많은 양의 불량 소결체를 처리할 수 있기 때문에 공정 조절이 매우 용이하다는 점이다.
UO2분말에 Ti, Nb, Li, Sn, Mg 등의 산화물을 첨가해서 소결체를 제조하면, 소결체의 결정립(grain) 크기가 성장한다는 사실은 잘 알려져 있다.
소결체 결정립 크기가 증가하면 원자로에서 핵연료가 연소할 때 발생하는 핵분열 기체를 소결체 안에 많이 저장할 수 있기 때문에, 핵연료의 연소도를 높이기 위해서는 결정립 크기를 증대 시키는 것이 유리하다.
그리고 위에 언급한 첨가물을 함유한 UO2소결체는 크립성이 개선되므로 소결체와 피복관의 상호작용에 의한 파손을 줄일 수 있다.
따라서 첨가물 함유 UO2소결체는 원자로 안에서 사용될 때 순수 UO2소결체와 비해서 우수한 성능을 보인다.
순수 UO2분말에 산화물을 첨가하여 소결하면 소결밀도의 변화가 작기 때문에, 첨가제의 효과는 지금까지 결정립 성장에 대해서만 알려졌다.
그렇지만 UO2분말과 U3O8분말을 혼합 했을 때처럼 분말의 소결성이 나쁠경우에는, 첨가제가 치밀화에 아주 큰 효과가 있음이 발견된다.
본 발명에서 제공하는 방법은 원자로용 UO2핵연료 소결체 제조에 사용되며, UO2-PuO2핵연료 소결체 제조 또는 UO2-Gd2O3및 UO2-Er2O3핵연료 소결체 제조에 사용된다.
따라서 UO2-PuO2,UO2-Gd2O3, UO2-Er2O3핵연료 소결체가 본 발명에 따라서 처리될 수 있지만 아래 설명은 UO2소결체에 관련해서 서술한다.
본 발명을 분명히 이해하기 위해서 실시예를 들어 설명한다.
도 1은 핵연료 소결체 제조 공정 및 발생한 불량 소결체와 품질검사용 소결체를 처리하여 새로운 소결체 제조에 재활용하는 단계를 예시하는 플로우 챠아트
도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명
(1) : UO2분말 (2) : 혼합 공정
(3) : 성형 공정 (4) : 소결 공정
(5) : 연삭 공정 (6) : 건조 공정
(7) : 불량 소결체 (8) : 품질검사용 소결체
(9) : 연삭 찌꺼기 (10) : 산화 공정
(11) : U3O8분말
본 발명의 구성 작용 및 실시예는 다음과 같다.
UO2핵연료 소결체 제조 중에 발생하는 불량 소결체 또는 품질검사용 소결체를 회수하여 우라늄 산화물 분말을 만들고, 우라늄 산화물 분말과 연삭찌꺼기 그리고 UO2분말을 첨가제와 같이 혼합하고, 혼합된 분말을 모울드에서 성형하고, 1500℃ 내지 1800℃ 온도 범위에서 1내지 20시간 동안 환원성 분위기에서 소결하며, 첨가제로서 니오비움(Nb), 티타늄(Ti), 리튬(Li), 바나듐(V), 주석(Sn), 알루미늄(Al), 마그네슘(Mg)의 산화물 또는 화합물을 하나 또는 두 개 이상 사용하고 우라늄 산화물 분말을 5 내지 100 중량% 까지 UO2분말과 혼합해서 고밀도의 UO2소결체를 제조하는 방법이며 상기에서 니오비움(Nb) 산화물 또는 화합물의 첨가량은 0.02 내지 2중량% 이고, 좋게는 0.1 내지 1 중량% 이고, 티타늄(Ti) 산화물 또는 화합물의 첨가량은 0.02 내지 2 중량% 이고, 좋게는 0.05 내지 1중량% 이고, 리튬(Li), 바나듐(V), 주석(Sn), 알루미늄(Al), 마그네슘(Mg)의 산화물 또는 화합물의 첨가량이 각각 0.02 ∼ 2 중량% 이고 소결분위기는 수소 기체이거나, 또는 암모니아 기체를 분해해서 얻는 수소와 질소가 혼합한 기체 이거나, 또 소결분위기는 아르곤, 이산화 탄소, 일산화탄소, 수증기 중의 하나 또는 두 개 이상의 수소와 질소가 혼합한 기체이고, 상기 우라늄 산화물 분말은 UO2소결체를 300℃ 내지 800℃ 범위에서 1회 산화한 U3O8이거나, 또는 여기서 얻는 U3O8분말을 1회 이상 환원 및 산화처리를 반복해서 얻는 UO2분말 및 U3O8분말 이고, UO2핵연료 소결체는 풀루토늄(Pu), 가돌리니움(Gd), 어비움(Er)의 산화물을 함유하는 것이 특징으로 구성된다.
(실시예 1)
AUC(Ammonium Uranyl Carbonate)를 하소해서 제조한 UO2분말을 사용한다.
이 분말은 입자크기가 10-30㎛, 비표면적은 4-6 m2/g, 산소 대 우라늄 비(O/U)는 2.08-2.20, 겉보기 밀도는 약 2g/cm3 이다.
하나의 입자는 0.1㎛ 크기의 crystallite로 구성되어 있다.
AUC-UO2분말은 유동성이 우수해서 분말을 과립화 하지 않아도 직접 성형이 가능하다는 장점이 있다.
UO2소결체를 공기중 400℃에서 2시간 동안 산화시켜 U3O8분말을 얻는다.
산화온도가 높아지면 U3O8분말의 입자 크기가 커진다.
U3O8분말은 200 mesh 체로 걸러서 통과한 것을 사용한다.
UO2분말에 U3O8분말을 중량비로 10%, 20%, 30%, 40%, 50%, 60%, 80%를 각각 첨가하여 Turbula에서 1시간 동안 혼합한다.
이(UO2+U3O8) 분말, UO2분말 그리고 U3O8분말에 Nb2O5분말을 중량 비율로 각각 0.2%, 0.3%, 0.5% 첨가하고 다시 1시간 동안 혼합한다.
성형 모울드이 벽에 아연 스테아레이트(zinc stearate)를 도포한 다음, 혼합 분말을 모울드에 넣고 3t/cm2압력으로 성형한다.
성형밀도는 5.75 g/cm3이다.
이 성형체를 시간 당 300℃로 가열하여 1680℃에서 4시간 동안 수소 분위기를 유지하며 소결한다.
소결체 공기중 무게와 물속 무게, 그리고 개기공에 물을 침투시킨 무게를 이용하여 소결밀도를 구한다.
순수 UO2소결체와 Nb2O5함유 소결체의 소결밀도를 U3O8함량에 따라서 표 1에 나타낸다.
UO2소결체와 Nb2O5함유한 UO2소결체의 소결밀도.
[표 1]
UO2분말에 U3O8분말을 혼합해서 소결하면 U3O8양에 따라서 소결체의 밀도가 직선적으로 감소한다.
따라서 U3O8을 10 중량% 정도 첨가하면 소결밀도 규제치를 충족할수 있지만, 그 이상 첨가하면 적당한 소결밀도를 얻을 수 없게 된다.
소결밀도의 규제치는 통상 10.25∼10.58 g/cm3이다.
Nb2O5를 첨가하면 소결밀도가 현저히 증가한다.
Nb2O5가 소결밀도를 높이는 효과는 U3O8함량이 많이질수록 커지고, Nb2O5
의 농도가 높아질수록 효과가 크다.
0.2 중량%의 Nb2O5첨가하면 U3O8을 약 20 중량%까지 재활용해도 소결밀도를 맞출 수 있다.
0.3 중량% 도는 0.5 중량% Nb2O5를 첨가하면 U3O8에 따라서 소결밀도가 매우 작게 감소하기 때문에, U3O8을 UO2분말과 혼합해서 사용하거나 또는 U3O8분말을 100 중량% 까지 재활용이 가능하다.
소결밀도가 기술시방서보다 높으면 성형압을 낮추거나 소결온도를 내리는 경제적인 방법으로 소결밀도를 쉽게 맞출 수 있다.
Nb2O5가 치밀화를 촉진하는 이유는 Nb 이온이 UO2격자속으로 들어가 고용체를 형성하면서 우라늄 공공(vacancy)를 생성하기 때문으로 생각된다.
(실시예 2)
실시예 1과 동일한 UO2분말 및 U3O8분말을 사용하며, 동일한 방법으로 두 분말을 혼합한다.
여기에 TiO2분말을 중량비로 0.05%, 0.1%, 0.2% 첨가하여 실시예 1과 동일한 방법으로 다시 혼합한다.
성형 및 소결 방법은 실시예 1과 같다.
순수 UO2소결체와 TiO2함유 소결체의 소결밀도를 U3O8함량에 따라서 표 2에 나타낸다.
UO2소결체와 TiO2함유 소결체의 소결밀도.
[표 2]
TiO2를 첨가하면 소결밀도가 현저히 증가한다.
TiO2가 소결밀도를 높이는 효과는 U3O8함량이 많을수록 커지고 또한 TiO2의 농도가 높아질수록 효과가 크다.
0.05 중량%의 TiO2를 첨가하면 U3O8을 약 15 중량% 까지 재활용해도 소결밀도를 맞출수 있다.
0.1 중량% 또는 0.2 중량% TiO2를 첨가하면 U3O8에 따라서 소결밀도가 매우 작게 감소하기 때문에, U3O8을 UO2분말과 혼합해서 사용하거나 또는 U3O8분말을 100 중량%까지 재활용이 가능하다.
소결밀도가 기술시방서보다 높으면 성형압을 낮추거나 소결온도를 내리는 경제적인 방법으로 소결밀도를 쉽게 맞출 수 있다.
TiO2가 치밀화를 촉진하는 이유는 Ti 이온의 농도가 고용한계 이하에서는 Ti 이온이 UO2격자속으로 들어가 고용체를 형성하면서 우라늄 공공(vacancy)를 생성하기 때문이고, Ti 이온의 농도가 고용한계 이상이면 TiO2와 UO2가 공정반응에 의해서 용해되면서 액상을 형성하기 때문으로 생각된다.
따라서 TiO2를 과다하게 첨가하면 액상 때문에 원자로 안에서 핵연료 소결체의 성능이 나빠질수도 있다.
(실시예 3)
실시예 1과 동일한 UO2분말 및 U3O8분말을 사용하며, 동일한 방법으로 두 분말을 혼합한다.
여기에 Li2O 분말을 중량비로 0.05%, 0.75%, 0.1% 첨가하여 실시예 1과 동일한 방법으로 다시 혼합한다.
성형 및 소결방법은 실시예 1과 같다.
순수 UO2소결체와 Li2O 함유 소결체의 소결밀도를 U3O8함량에 따라서 표 3에 나타낸다.
UO2소결체와 Li2O 함유 소결체의 소결밀도.
[표 3]
Li2O를 첨가하면 소결밀도가 증가한다.
Li2O가 소결밀도를 높이는 효과는 U3O8함량이 많아 질수록 커지고, 또한 Li2O의 농도가 높아질수록 효과가 크다.
그러나 Li2O 농도가 너무 높으면 소결밀도가 오히려 감소한다.
따라서 Li2O가 0.1 중량% 일 때 소결밀도가 가장 높다.
Li2O는 소결중에 약 1300℃에서 승화해서 기체로 날아가고 첨가량 중의 일부만이 소결체에 잔류한다.
본 발명은 불량 소결체를 1회 산화해서 얻은 U3O8분말을 UO2분말과 혼합할 때 Nb, Ti, Li 등의 산화물을 0.02 - 1 wt% 첨가하여 소결체를 제조하는 방법으로서, 이 기술을 사용하면, U3O8을 UO2분말과 혼합할 때 최대 100%까지 사용해도 적당한 소결밀도를 갖는 UO2소결체를 제조할 수 있다.
따라서 기존의 특허로 알려진 다른 기술보다 경제적 및 기술적 측면에서 장점이 있다.
유동로를 추가로 설치하지 않고 기존의 제조 설비를 사용하며, 재활용에 추가공정이 필요하지 않아서 기술적으로 상용화가 매우 용이하다는 장점이 있음으로 핵연료 제조회사에서는 유용하게 사용할수 있는 것이다.

Claims (8)

  1. UO2핵연료 소결체 제조 중에 발생하는 불량 소결체 또는 품질검사용 소결체를 회수하여 우라늄 산화물 분말을 만들고, 우라늄 산화물 분말과 연삭찌꺼기 그리고 UO2분말을 첨가제와 같이 혼합하고, 혼합된 분말을 모울드에서 성형하고, 1500℃ 내지 1800℃ 온도 범위에서 1내지 20시간 동안 환원성 분위기에서 소결하며, 첨가제로서 니오비움(Nb), 티타늄(Li), 리튬(Li), 바나듐(V), 주석(Sn), 알루미늄(Al), 마그네슘(Mg)의 산화물 또는 화합물을 하나 또는 두 개 이상 사용하고 우라늄 산화물 분말을 5 내지 100 중량% 까지 UO2분말과 혼합해서 고밀도의 UO2소결체를 제조하는 것을 특징으로 하는 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법.
  2. 제 1 항에 있어서, 니오비움(Nb) 산화물 또는 화합물의 첨가량은 0.02 내지 2 중량% 이고, 좋게는 0.1 내지 1 중량% 인 것을 특징으로 하는 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법.
  3. 제 1 항에 있어서, 티타늄(Ti) 산화물 또는 화합물의 첨가량은 0.02 내지 2 중량% 이고, 좋게는 0.05 내지 1 중량%인 것을 특징으로 하는 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법.
  4. 제 1 항에 있어서, 리튬(Li), 바나듐(V), 주석(Sn), 알루미늄(Al), 마그네슘(Mg)의 산화물 또는 화합물의 첨가량이 각각 0.02 ∼ 2 중량% 인 것을 특징으로 하는 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법.
  5. 제 1항에 있어서, 소결분위기는 수소 기체이거나, 또는 암모니아 기체를 분해해서 얻는 수소와 질소가 혼합한 기체인 것을 특징으로 하는 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법.
  6. 제 1항에 있어서, 소결분위기는 아르곤, 이산화 탄소, 일산화탄소, 수증기 중의 하나 또는 두 개 이상이 수소와 혼합한 기체인 것을 특징으로 하는 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법.
  7. 제 1항에 있어서, 우라늄 산화물 분말은 UO2소결체를 300℃ 내지 800℃ 범위에서 1회 산화한 U3O8이거나, 또는 여기서 얻는 U3O8분말을 1회 이상 환원 및 산화처리를 반복해서 얻는 UO2분말 및 U3O8분말 인 것을 특징으로 하는 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법.
  8. 제 1 항에 있어서, UO2핵연료 소결체는 풀루토늄(Pu), 가돌리니움(Gd), 어비움(Er)의 산화물을 함유하는 것을 특징으로 하는 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법.
KR1019970028268A 1997-06-27 1997-06-27 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법 KR100287326B1 (ko)

Priority Applications (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1019970028268A KR100287326B1 (ko) 1997-06-27 1997-06-27 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법
JP09251762A JP3106113B2 (ja) 1997-06-27 1997-09-17 酸化物核燃料のペレットスクラップのリサイクル方法
US08/932,602 US5882552A (en) 1997-06-27 1997-09-17 Method for recycling fuel scrap into manufacture of nuclear fuel pellets
FR9712020A FR2765383B1 (fr) 1997-06-27 1997-09-26 Methode de recyclage de dechets de combustible dans la fabrication de pastilles de combustible nucleaire

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1019970028268A KR100287326B1 (ko) 1997-06-27 1997-06-27 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR19990004218A true KR19990004218A (ko) 1999-01-15
KR100287326B1 KR100287326B1 (ko) 2001-04-16

Family

ID=19511755

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1019970028268A KR100287326B1 (ko) 1997-06-27 1997-06-27 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법

Country Status (4)

Country Link
US (1) US5882552A (ko)
JP (1) JP3106113B2 (ko)
KR (1) KR100287326B1 (ko)
FR (1) FR2765383B1 (ko)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100794071B1 (ko) * 2006-12-05 2008-01-10 한국원자력연구원 핵연료 소결체의 제조 방법
KR100832567B1 (ko) * 2006-12-05 2008-05-27 한국원자력연구원 큰 결정립 핵연료 소결체 제조방법
KR102235855B1 (ko) * 2020-05-12 2021-04-05 한전원자력연료 주식회사 탄화우라늄(UCx-C) 스크랩 처리 방법

Families Citing this family (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100293482B1 (ko) * 1998-09-08 2001-07-12 이종훈 핵연료소결체의제조방법
JP2002536628A (ja) 1999-01-26 2002-10-29 ベルゴニュークレール・ソシエテ・アノニム （Ｕ，Ｐｕ）Ｏ２混合酸化物核燃料スクラップの乾式リサイクル方法
JP2003504596A (ja) * 1999-07-02 2003-02-04 ベルゴニュークレール・ソシエテ・アノニム 非流動性ＵＯ２粉末から（Ｕ，Ｐｕ）Ｏ２混合酸化物核燃料ペレットを製造する方法
DE10115015C1 (de) * 2001-03-27 2003-05-15 Framatome Anp Gmbh Verfahren zur Herstellung eines Kernbrennstoff-Sinterkörpers
FR2827072B1 (fr) * 2001-07-04 2005-12-02 Commissariat Energie Atomique Procede de fabrication d'un materiau combustible nucleaire composite constitue d'amas d'(u,pu)o2 disperses dans une matrice de uo2
DE10138874A1 (de) * 2001-08-08 2003-03-06 Framatome Anp Gmbh Verfahren zur Herstellung eines Mischoxid-Kernbrennstoff-Pulvers und eines Mischoxid-Kernbrennstoff-Sinterkörpers
KR100441563B1 (ko) * 2002-04-11 2004-07-23 한국수력원자력 주식회사 불량 ｕｏ₂분말을 재활용한 ｕｏ₂소결체의 제조방법
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
KR100855108B1 (ko) 2007-03-09 2008-08-29 한국원자력연구원 저장성, 혼합성 및 소결성이 우수한 ｕ3ｏ8 분말 제조방법및 이를 이용한 ｕｏ2 핵연료 소결체 제조방법
JP5112265B2 (ja) * 2008-11-19 2013-01-09 株式会社東芝 燃料集合体、その製造方法およびウラン粉末
WO2009128250A1 (ja) * 2008-04-16 2009-10-22 株式会社 東芝 原子燃料ペレットの製造方法、燃料集合体とその製造方法およびウラン粉末
JP2009257912A (ja) * 2008-04-16 2009-11-05 Toshiba Corp 原子燃料ペレットの製造方法
KR100964953B1 (ko) * 2008-10-15 2010-06-21 한국원자력연구원 ＵＯ₂격자 내 Ｃｒ 고용도를 조절하여 큰 결정립 핵연료 소결체를 제조하는 방법
CN103831990B (zh) * 2012-11-21 2016-01-20 中核建中核燃料元件有限公司 一种将阿克蜡添加入uo2粉末压制芯块的装置及方法
US10102929B2 (en) * 2014-05-26 2018-10-16 Korea Atomic Energy Research Institute Method of preparing nuclear fuel pellet including thermal conductive metal and nuclear fuel pellet prepared thereby
CN104821186B (zh) * 2015-03-11 2017-10-24 中国核动力研究设计院 一种MgO掺杂UO2‑10wt％Gd2O3可燃毒物及其制备方法
CN106935280A (zh) * 2015-12-30 2017-07-07 中核北方核燃料元件有限公司 一种高热导燃料芯块及其制备方法
CN105668640B (zh) * 2016-02-01 2017-12-29 北京大学 一种制备陶瓷级uo2核燃料的方法
CN109727696B (zh) * 2017-10-30 2023-02-21 中核四0四有限公司 Mox芯块回收再利用方法
US11612847B2 (en) 2018-01-31 2023-03-28 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Systems and methods for removing particulates of a fissile material

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3140151A (en) * 1959-11-12 1964-07-07 James R Foltz Method of reprocessing uo2 reactor fuel
US3343926A (en) * 1966-02-08 1967-09-26 Irving E Knudsen Oxidation-reduction procedure for particle-size reduction of uo2
US3294493A (en) * 1966-04-18 1966-12-27 Albert A Jonke Method of separating uranium and plutonium
US3578419A (en) * 1967-12-14 1971-05-11 Gen Electric Scrap nuclear fuel material recovery process
FR2001113A1 (fr) * 1968-02-01 1969-09-26 Nukem Gmbh Procede pour le traitement a sec de grenaille de combustible nucleaire uo2 ceramique,ainsi que les produits obtenus
GB8406208D0 (en) * 1984-03-09 1984-05-10 British Nuclear Fuels Plc Fabrication of nuclear fuel pellets
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

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100794071B1 (ko) * 2006-12-05 2008-01-10 한국원자력연구원 핵연료 소결체의 제조 방법
KR100832567B1 (ko) * 2006-12-05 2008-05-27 한국원자력연구원 큰 결정립 핵연료 소결체 제조방법
KR102235855B1 (ko) * 2020-05-12 2021-04-05 한전원자력연료 주식회사 탄화우라늄(UCx-C) 스크랩 처리 방법
WO2021230444A1 (ko) * 2020-05-12 2021-11-18 한전원자력연료 주식회사 탄화우라늄(ucx-c) 스크랩 처리 방법

Also Published As

Publication number Publication date
KR100287326B1 (ko) 2001-04-16
FR2765383B1 (fr) 2000-10-06
FR2765383A1 (fr) 1998-12-31
JP3106113B2 (ja) 2000-11-06
JPH1123764A (ja) 1999-01-29
US5882552A (en) 1999-03-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR19990004218A (ko) 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법
US6251310B1 (en) Method of manufacturing a nuclear fuel pellet by recycling an irradiated oxide fuel pellet
US4871479A (en) Process for producing sintered mixed oxides which are soluble in nitric acid from solutions of nitrates
US9190179B2 (en) Method of controlling solubility of additives at and near grain boundaries, and method of manufacturing sintered nuclear fuel pellet having large grain size using the same
CA1122398A (en) Method for manufacturing oxidic nuclear fuel bodies
JP2018505394A (ja) 少なくとも一種の金属酸化物のペレットを製造する方法
CA1128297A (en) Production of nuclear fuel pellets
JP2905294B2 (ja) 廃棄物を生じさせずに金属ウランからｕｏ２燃料ペレットを製造するための方法
US3140151A (en) Method of reprocessing uo2 reactor fuel
US4882100A (en) Uo2 pellet fabrication process
JP2588947B2 (ja) 酸化物核燃料焼結体の製造方法
US3761546A (en) Method of making uranium dioxide bodies
US3272600A (en) Method of producing nuclear fuel monocarbides from higher carbides
JP3071671B2 (ja) Ｕｏ２焼結ペレットの結晶粒径の制御方法
JP4608337B2 (ja) 核燃料ペレットの製造方法
JP2701043B2 (ja) ２重微細構造を有する酸化物核燃料体の製造方法
JPH0631761B2 (ja) 硝酸に溶解し得る焼結混合酸化物を硝酸塩溶液から製造する方法
Chotard et al. Fabrication, Characteristics and in-Pile Performance of UO2 Pellets Prepared from Dry Route Powder
KR100266480B1 (ko) 이산화우라늄핵연료소결체제조방법
Song et al. Effect of $ TiO_2 $ on Sintering Behavior of Mixed $ UO_2 $ and $ U_3O_8 $ Powder Compacts
JPH0470594A (ja) ニオビア添加酸化物核燃料ペレットの製造方法
JPH0415920B2 (ko)
JPH0755975A (ja) 核燃料ペレットの製造方法
Ion et al. 20 Years of Production of UO2 by the Integrated Dry Route–A BNFL Perspective on Dry Conversion
JPH0255991A (ja) 酸化物核燃料体の空気焼結による製造方法

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
AMND Amendment
E902 Notification of reason for refusal
AMND Amendment
E801 Decision on dismissal of amendment
E601 Decision to refuse application
AMND Amendment
J201 Request for trial against refusal decision
B701 Decision to grant
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20130111

Year of fee payment: 13

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20131227

Year of fee payment: 14

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20141230

Year of fee payment: 15

LAPS Lapse due to unpaid annual fee