JP2000352593A - Uranium pellet in imitation of spent uranium pellet and its manufacturing method - Google Patents
Uranium pellet in imitation of spent uranium pellet and its manufacturing methodInfo
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、使用済燃料を模擬
した溶解試験や新規工程のウラン試験等に使用する使用
済ウランペレットに模したウランペレット及びその製造
方法に関するものである。The present invention relates to a uranium pellet simulated as a spent uranium pellet used for a dissolution test simulating spent fuel, a uranium test in a new process, and the like, and a method for producing the same.
【０００２】[0002]
【従来の技術】原子力発電所等で発生する使用済ウラン
燃料はその後再処理工場に搬送され処理される。この処
理はいわゆるチョップアンドリーチ法により行われ、ウ
ラン燃料は硝酸により溶解されて処理される。この使用
済燃料には複数種類の核***性生成物を含有し、また微
細なクラックも形成されていること等から、装荷時のウ
ランペレットと比較して、硝酸への溶解が短時間で行え
ることが知られている。従って、使用済ウランペレット
の硝酸への溶解性に関する研究や新規溶解工程のウラン
試験等において、使用済ウランペレットの硝酸への溶解
性を模すために、含有される核***性生成物を模して当
初から所定の不純物を含有させたウランペレットが使用
される。2. Description of the Related Art Spent uranium fuel generated at a nuclear power plant or the like is then transported to a reprocessing plant for processing. This processing is performed by a so-called chop and reach method, and the uranium fuel is dissolved in nitric acid and processed. Since this spent fuel contains multiple types of fissile products and fine cracks are formed, it can be dissolved in nitric acid in a shorter time compared to uranium pellets when loaded. It has been known. Therefore, in studies on the solubility of spent uranium pellets in nitric acid and in the uranium test in a new dissolution process, the fissile products contained in the solution are imitated in order to simulate the solubility of spent uranium pellets in nitric acid. Uranium pellets containing predetermined impurities from the beginning are used.
【０００３】従来、この模擬ウランペレットは、ストロ
ンチウム、ジルコニウム、モリブデン、ルテニウム、ロ
ジウム、パラジウム、銀、バリウム、ランタン、セリウ
ム、プラセオジウム、ネオジウム、サマリウム等の粉末
を添加物としてウラン粉末に所定量添加して混合し、成
形して焼結することにより作られている（文献名；朝倉
ら“再処理プロセスの実験的検討−沈殿生成を中心とし
て−”，ＪＡＥＲＩ−ＣＯＮＦ−９７−２，ｐ２５−２
６）。上述した添加物は実際の使用済燃料の核***性生
成物と同程度にそのペレットに含まれるため、この模擬
ウランペレットを使用して試験又は研究することによ
り、使用済ウラン燃料の硝酸への溶解速度やその反応機
構、及び新規装置の運転性等について、実際の使用済ウ
ラン燃料を処理する場合に近似した結果を得ることがで
きるようになっている。Conventionally, this simulated uranium pellet is prepared by adding a predetermined amount of strontium, zirconium, molybdenum, ruthenium, rhodium, palladium, silver, barium, lanthanum, cerium, praseodymium, neodymium, samarium, etc. to uranium powder as an additive. (Literature; Asakura et al., "Experimental study of reprocessing process-focusing on precipitation-", JAERI-CONF-97-2, p25-2)
6). Since the above-mentioned additives are contained in the pellets to the same extent as the fissile products of the actual spent fuel, the dissolution of the spent uranium fuel in nitric acid can be performed by testing or studying using this simulated uranium pellet. With regard to the speed, the reaction mechanism, the operability of the new apparatus, and the like, it is possible to obtain results that are similar to those in the case of processing actual spent uranium fuel.
【０００４】[0004]
【発明が解決しようとする課題】しかし、実際の使用済
ウラン燃料を再処理工場で硝酸に溶解する時間は一般的
に２時間以内であるにもかかわらず、上述した模擬ウラ
ンペレットは２時間以上要する不具合があり、しかも新
工程のウラン試験にこれを用いた場合には、装置内がウ
ラン以外の添加不純物で汚染されてしまう欠点がある。
また、核***性生成物の有無を問わないウラン自体の特
性等の試験には、不純物を含有させずにウラン粉末のみ
を成形して焼結することにより模擬ウランペレットを作
ることも考えられるが、単に成形して焼結させるだけで
は焼結密度が比較的高くなり、硝酸水溶液に溶解する時
間が上述した模擬ウランペレットと同様に２時間以上必
要になる不具合を生じさせる。即ち、再処理技術の開発
や新規の再処理工程でのウラン試験では、９０〜１１０
℃の硝酸水溶液中で使用済燃料と同程度に１〜２時間以
内に溶解するような模擬ウランペレットが求められてい
る。本発明の目的は、模擬核***性生成物等の不純物を
添加することなく９０〜１１０℃の硝酸水溶液中に１〜
２時間以内に溶解する使用済ウランペレットに模したウ
ランペレット及びその製造方法を提供することにある。However, although the time required for dissolving actual spent uranium fuel in nitric acid in a reprocessing plant is generally less than 2 hours, the above-mentioned simulated uranium pellets are more than 2 hours. There is a required defect, and when this is used for a uranium test in a new process, there is a disadvantage that the inside of the apparatus is contaminated with additional impurities other than uranium.
In addition, for testing the characteristics of uranium itself, regardless of the presence or absence of fissile products, it is also conceivable to produce simulated uranium pellets by molding and sintering only uranium powder without containing impurities. Simply molding and sintering results in a relatively high sintering density, which causes a problem that the time required for dissolving in a nitric acid aqueous solution is 2 hours or more as in the case of the above-mentioned simulated uranium pellets. That is, in the development of reprocessing technology and the uranium test in a new reprocessing step, 90 to 110
A simulated uranium pellet that can be dissolved in a nitric acid aqueous solution at a similar temperature to spent fuel within 1 to 2 hours is required. It is an object of the present invention to provide an aqueous solution of nitric acid at 90 to 110 ° C. without adding impurities such as simulated fissile products.
It is an object of the present invention to provide a uranium pellet simulating a used uranium pellet which dissolves within 2 hours and a method for producing the same.
【０００５】[0005]
【課題を解決するための手段】請求項１に係る発明は、
硝酸に溶解したときに使用済ウランペレットと同様の挙
動を示すに使用済ウランペレットに模したウランペレッ
トであって、孔径が０．２〜１０μｍの空孔が均一に分
布し焼結密度が８７〜９３％であることを特徴とする使
用済ウランペレットに模したウランペレットである。本
発明者はＵＯ2ペレットに形成される空孔の割合及びそ
の孔径の大きさがそのペレットが硝酸溶液中における溶
解速度に影響を与えることを見出して本発明に至った。
即ち、この請求項１に係る発明では、孔径が０．２〜１
０μｍの空孔を均一に分布させ、焼結密度を８７〜９３
％にするので、このペレットは９０〜１１０℃の硝酸水
溶液中に浸漬すると硝酸がその空孔の内部に侵入してそ
の空孔の内部からもそのペレットを溶解し、ペレットは
１〜２時間以内にその硝酸水溶液に溶解する。空孔の孔
径が０．２μｍ未満では焼結時に消滅してしまい、焼結
密度が９３％を越えてペレットの溶解速度を遅延させ
る。空孔の孔径が１０μｍを越えると、ペレット自体の
機械的強度が低下して溶解以前の取扱い時にそのペレッ
トが割れたり欠けたりするおそれがある。The invention according to claim 1 is
It is a uranium pellet simulating used uranium pellets that exhibits the same behavior as spent uranium pellets when dissolved in nitric acid, wherein pores having a pore size of 0.2 to 10 μm are uniformly distributed and the sintered density is 87 It is a uranium pellet simulated to used uranium pellet, which is characterized by being about 93%. The present inventors have found that the proportion of pores formed in the UO 2 pellets and the size of the pores affect the dissolution rate of the pellets in a nitric acid solution, and have reached the present invention.
That is, in the invention according to the first aspect, the pore diameter is 0.2 to 1
0 μm pores are uniformly distributed, and the sintering density is 87-93.
%, When the pellets are immersed in an aqueous nitric acid solution at 90 to 110 ° C., nitric acid penetrates into the pores and dissolves the pellets from the interior of the pores. Dissolved in the aqueous nitric acid solution. If the pore diameter is less than 0.2 μm, the pores disappear during sintering, and the sintering density exceeds 93%, which slows the dissolution rate of the pellet. If the pore diameter exceeds 10 μm, the mechanical strength of the pellet itself is reduced, and the pellet may be cracked or chipped during handling before melting.
【０００６】請求項２に係る発明は、図１に示すよう
に、ＵＯ2粉末にポアフォーマを１〜４重量％添加して
マクロ混合した後、更にミクロ混合し、その混合粉末を
２〜４ｔｏｎ／ｃｍ2の圧力で成形して１６００〜１８
００℃の還元雰囲気中において３〜５時間焼結すること
を特徴とする使用済ウランペレットに模したウランペレ
ットの製造方法である。この請求項２に係る発明では、
ポアフォーマを原料のＵＯ2粉末に１〜４重量％添加し
てマクロ混合の後にミクロ混合するので、そのポアフォ
ーマはＵＯ2粉末に均一に混合する。この混合粉末は成
形された後焼結されるが、ポアフォーマは焼結時の６０
０℃以上の温度で分解し揮発するので、焼結後のウラン
ペレットにはそのポアフォーマが揮発することにより生
じた孔径が０．２〜１０μｍの空孔が均一に分布させた
状態で形成され、そのペレットの焼結密度は８７〜９３
％になる。In the invention according to claim 2, as shown in FIG. 1, 1 to 4% by weight of a pore former is added to UO 2 powder, macro-mixed, and further micro-mixed, and the mixed powder is mixed at 2 to 4 ton / molded at a pressure of 2 cm- 1
This is a method for producing uranium pellets simulating used uranium pellets, wherein sintering is performed in a reducing atmosphere at 00 ° C. for 3 to 5 hours. In the invention according to claim 2,
Since the pore former is added to the raw material UO 2 powder in an amount of 1 to 4% by weight and then macro-mixed and then micro-mixed, the pore former is uniformly mixed with the UO 2 powder. This mixed powder is sintered after being molded, but the pore former is
Since it decomposes and volatilizes at a temperature of 0 ° C. or more, pores having a pore size of 0.2 to 10 μm generated by volatilization of the pore former are formed in the uranium pellet after sintering in a uniformly distributed state, The sintered density of the pellet is 87-93
%become.
【０００７】原料のＵＯ2粉末に混合するポアフォーマ
が１重量％未満であると、焼結して形成されたペレット
の焼結密度が９３％を越え、原料のＵＯ2粉末に混合す
るポアフォーマが４重量％を越えると、焼結して形成さ
れたペレットの焼結密度が８７％に達しない。なお、Ｕ
Ｏ2粉末に添加するポアフォーマの好ましい値は２〜３
重量％である。請求項３に係る発明は、請求項２に係る
発明であって、ポアフォーマが、炭酸アンモニウム、重
炭酸アンモニウム、酢酸アンモニウム、シュウ酸アンモ
ニウム及びステアリン酸からなる群より選ばれた１種又
は２種以上の化合物である使用済ウランペレットに模し
たウランペレットの製造方法である。この請求項３に係
る発明では、ポアフォーマとして上述の化合物を使用す
ることにより焼結時に確実に分解し揮発し、孔径が０．
２〜１０μｍの空孔を均一に分布させた状態のペレット
を得ることができる。If the amount of the pore former mixed with the raw UO 2 powder is less than 1% by weight, the sintered density of the pellets formed by sintering exceeds 93%, and the number of the pore former mixed with the raw UO 2 powder is 4%. If the amount exceeds the weight percentage, the sintered density of the pellets formed by sintering does not reach 87%. Note that U
The preferred value of the pore former added to the O 2 powder is 2-3.
% By weight. The invention according to claim 3 is the invention according to claim 2, wherein the pore former is one or more kinds selected from the group consisting of ammonium carbonate, ammonium bicarbonate, ammonium acetate, ammonium oxalate and stearic acid. Is a method for producing uranium pellets imitating used uranium pellets, which is a compound of the above. According to the third aspect of the present invention, by using the above-described compound as a pore former, the compound is surely decomposed and volatilized during sintering, and the pore size is reduced to 0.1%.
Pellets in a state where pores of 2 to 10 μm are uniformly distributed can be obtained.
【０００８】[0008]
【発明の実施の形態】次に本発明の実施の形態を図面に
基づいて詳しく説明する。図１に示すように、本発明の
使用済ウランペレットに模したウランペレットの製造方
法は、ＵＯ2粉末にポアフォーマを１〜４重量％添加し
てマクロ混合後更にミクロ混合する。添加するポアフォ
ーマは、炭酸アンモニウム、重炭酸アンモニウム、酢酸
アンモニウム、シュウ酸アンモニウム及びステアリン酸
からなる群より選ばれた１種又は２種以上の化合物であ
ることが好ましい。マクロ混合は回転混合のように混合
させた粉末を対流移動させることにより行われる。その
後行われるミクロ混合は、いわゆるフラッシュミル等に
より行われ、分子レベルで混合され、ポアフォーマがＵ
Ｏ2粉末に均一に混合された混合粉末を得る。Embodiments of the present invention will now be described in detail with reference to the drawings. As shown in FIG. 1, in the method for producing uranium pellets simulated as used uranium pellets of the present invention, 1 to 4% by weight of a pore former is added to UO 2 powder, followed by macro mixing and further micro mixing. The pore former to be added is preferably one or two or more compounds selected from the group consisting of ammonium carbonate, ammonium bicarbonate, ammonium acetate, ammonium oxalate and stearic acid. Macro-mixing is performed by convectively moving the mixed powder as in rotary mixing. The subsequent micro-mixing is performed by a so-called flash mill or the like, and is performed at the molecular level.
A mixed powder uniformly mixed with the O 2 powder is obtained.
【０００９】次にその混合粉末を２〜４ｔｏｎ／ｃｍ2
の圧力で成形して１６００〜１８００℃の還元雰囲気中
において３〜５時間焼結する。ポアフォーマは、混合粉
末を成形した状態でもＵＯ2粉末に分子レベルで均一に
分布した状態で存在し、このように均一に存在するポア
フォーマはその後の焼結時の６００℃以上の温度で分解
し揮発する。従って、焼結後のウランペレットにはその
ポアフォーマが揮発することにより生じた空孔が均一に
形成される。Next, the mixed powder is mixed with 2 to 4 ton / cm 2
And sintered in a reducing atmosphere at 1600-1800 ° C. for 3-5 hours. The pore former exists in a state of being uniformly distributed at the molecular level in the UO 2 powder even in a state where the mixed powder is formed, and the uniformly existing pore former decomposes and volatilizes at a temperature of 600 ° C. or more during the subsequent sintering. I do. Therefore, pores generated by volatilization of the pore former are uniformly formed in the sintered uranium pellet.
【００１０】形成されたペレットは、ポアフォーマを１
〜４重量％添加することにより孔径が０．２〜１０μｍ
の空孔が均一に分布し、そのペレットの焼結密度は８７
〜９３％になる。特にポアフォーマとして、炭酸アンモ
ニウム、重炭酸アンモニウム、酢酸アンモニウム、シュ
ウ酸アンモニウム及びステアリン酸からなる群より選ば
れた１種又は２種以上の化合物を使用することにより、
焼結時に確実に分解し揮発し、孔径が０．２〜１０μｍ
の空孔を均一に分布させた状態のペレットを得る。この
ように孔径が０．２〜１０μｍの空孔が均一に分布し焼
結密度が８７〜９３％である使用済ウランペレットに模
したウランペレットは、９０〜１１０℃５Ｍの硝酸水溶
液中に１〜２時間以内に溶解する。これは空孔に侵入し
た硝酸がその空孔の内部からもそのペレットを溶解する
ためと考えられる。[0010] The formed pellets have a pore former of 1
The pore size is 0.2 to 10 μm by adding ４4% by weight.
Are uniformly distributed, and the sintered density of the pellets is 87
~ 93%. In particular, as the pore former, by using one or more compounds selected from the group consisting of ammonium carbonate, ammonium bicarbonate, ammonium acetate, ammonium oxalate and stearic acid,
Decomposed and volatilized reliably during sintering, pore size 0.2 to 10 μm
To obtain pellets in which holes are uniformly distributed. As described above, uranium pellets simulated as used uranium pellets in which pores having a pore diameter of 0.2 to 10 μm are uniformly distributed and the sintering density is 87 to 93% are prepared in a nitric acid aqueous solution at 90 to 110 ° C. in 5 M nitric acid aqueous solution. Dissolve within ~ 2 hours. This is presumably because nitric acid invading the pores also dissolves the pellet from inside the pores.
【００１１】[0011]
【実施例】次に本発明の実施例を説明する。 ＜実施例１〜５＞表１に示す複数種類の混合粉末を用意
した。即ち、表１に示す化合物からなるポアフォーマを
ＵＯ2粉末に表１に示すように添加してマクロ混合後更
にミクロ混合して複数種類の混合粉末を用意した。この
複数種類の混合粉末６．５ｇを３ｔｏｎ／ｃｍ2でそれ
ぞれ成形し、直径１０．３ｍｍの複数種類のグリーンペ
レットを得た。この複数種類のグリーンペレットをそれ
ぞれ１７５０℃の水素還元雰囲気中で３時間焼結して表
１に示す複数種類の使用済ウランペレットに模したウラ
ンペレットを得た。Next, embodiments of the present invention will be described. <Examples 1 to 5> A plurality of types of mixed powders shown in Table 1 were prepared. That is, a pore former composed of the compound shown in Table 1 was added to the UO 2 powder as shown in Table 1, followed by macro-mixing and further micro-mixing to prepare a plurality of types of mixed powder. 6.5 g of these plural kinds of mixed powders were respectively molded at 3 ton / cm 2 to obtain plural kinds of green pellets having a diameter of 10.3 mm. Each of the plural types of green pellets was sintered in a hydrogen reducing atmosphere at 1750 ° C. for 3 hours to obtain uranium pellets simulating the plural types of used uranium pellets shown in Table 1.
【００１２】＜比較例１＞ポアフォーマを添加しないＵ
Ｏ2粉末６．５ｇを３ｔｏｎ／ｃｍ2で成形し、直径１
０．３ｍｍの複数種類のグリーンペレットを得た。この
複数種類のグリーンペレットを１７５０℃の水素還元雰
囲気中で３時間焼結してウランペレットを得た。このペ
レットを比較例１とした。 ＜比較例２＞シュウ酸アンモニウムからなるポアフォー
マを１重量％未満ＵＯ2粉末に添加し、マクロ混合後更
にミクロ混合した混合粉末６．５ｇを３ｔｏｎ／ｃｍ2
で成形し、直径１０．３ｍｍのグリーンペレットを得
た。このグリーンペレットを１７５０℃の水素還元雰囲
気中で３時間焼結してウランペレットを得た。このペレ
ットを比較例２とした。<Comparative Example 1> U without adding pore former
6.5 g of O 2 powder was molded at 3 ton / cm 2 ,
A plurality of 0.3 mm green pellets were obtained. The plurality of types of green pellets were sintered in a hydrogen reducing atmosphere at 1750 ° C. for 3 hours to obtain uranium pellets. This pellet was used as Comparative Example 1. <Comparative Example 2> A pore former made of ammonium oxalate was added to less than 1% by weight of UO 2 powder, and after macro-mixing, 6.5 g of a micro-mixed powder was added to 3 ton / cm 2.
To obtain green pellets having a diameter of 10.3 mm. The green pellet was sintered in a hydrogen reducing atmosphere at 1750 ° C. for 3 hours to obtain a uranium pellet. This pellet was used as Comparative Example 2.
【００１３】＜比較例３＞シュウ酸アンモニウムからな
るポアフォーマを４重量％を越えてＵＯ2粉末に添加
し、マクロ混合後更にミクロ混合した混合粉末６．５ｇ
を３ｔｏｎ／ｃｍ2で成形し、直径１０．３ｍｍのグリ
ーンペレットを得た。このグリーンペレットを１７５０
℃の水素還元雰囲気中で３時間焼結してウランペレット
を得た。このペレットを比較例３とした。 ＜比較試験＞表１に示す実施例１〜５の使用済ウランペ
レットに模したウランペレット及び比較例１〜３のウラ
ンペレットの焼結密度をそれぞれ測定した。その後、９
０℃５Ｍの硝酸水溶液で溶解し、その溶解が完了するま
での時間をそれぞれ計測した。これらの結果を表１に示
す。但し、比較例３のペレットは焼結処理中にひび割れ
が生じ、ペレットの形状を留めなかったので上記測定が
不能であった。Comparative Example 3 More than 4% by weight of a pore former composed of ammonium oxalate was added to UO 2 powder, and after macro-mixing, 6.5 g of mixed powder was further micro-mixed.
Was molded at 3 ton / cm 2 to obtain a green pellet having a diameter of 10.3 mm. This green pellet is added to 1750
Uranium pellets were obtained by sintering for 3 hours in a hydrogen reducing atmosphere at ℃. This pellet was used as Comparative Example 3. <Comparative Test> The sintered densities of the uranium pellets simulated as the used uranium pellets of Examples 1 to 5 shown in Table 1 and the uranium pellets of Comparative Examples 1 to 3 were measured. Then 9
It was dissolved in a 5 M aqueous nitric acid solution at 0 ° C., and the time until the dissolution was completed was measured. Table 1 shows the results. However, the measurement of the pellets of Comparative Example 3 was impossible because cracks occurred during the sintering process and the shape of the pellets was not maintained.
【００１４】[0014]
【表１】 [Table 1]
【００１５】〈評価〉表１の結果から明らかなように、
焼結密度が８７〜９３％の範囲内にある実施例１〜５に
おける模擬ウランペレットでは、硝酸水溶液に溶解完了
するまでの時間は全て２時間以内であった。これに対し
て焼結密度が８７〜９３％の範囲外である比較例１及び
２における模擬ウランペレットでは、硝酸水溶液に溶解
完了するまでの時間が２時間を越えている。これは実施
例１〜５における模擬ウランペレットでは、均一に分布
して形成された空孔に侵入した硝酸がその空孔の内部か
らもそのペレットを溶解したためと考えられる。<Evaluation> As is clear from the results in Table 1,
In the simulated uranium pellets in Examples 1 to 5 in which the sintering density was in the range of 87 to 93%, the time until the dissolution in the nitric acid aqueous solution was completed was all within 2 hours. On the other hand, in the simulated uranium pellets in Comparative Examples 1 and 2 in which the sintering density is out of the range of 87 to 93%, the time until the dissolution in the nitric acid aqueous solution is completed exceeds 2 hours. This is considered to be because in the simulated uranium pellets in Examples 1 to 5, nitric acid penetrating into the pores formed to be uniformly distributed dissolved the pellets from inside the pores.
【００１６】[0016]
【発明の効果】以上述べたように、本発明によれば、孔
径が０．２〜１０μｍの空孔をウランペレットに均一に
分布させかつ焼結密度を８７〜９３％にするので、９０
〜１１０℃の硝酸水溶液中に浸漬させると硝酸がその空
孔の内部に侵入してその空孔の内部からもそのペレット
を溶解し、本発明の使用済ウランペレットに模したウラ
ンペレットは１〜２時間以内にその硝酸水溶液に溶解す
る。この結果、本発明の使用済ウランペレットに模した
ウランペレットを使用することにより、再処理技術の開
発や新規の再処理工程でのウラン試験等を従来に比較し
て的確に行うことができるようになる。As described above, according to the present invention, pores having a pore diameter of 0.2 to 10 μm are uniformly distributed in uranium pellets and the sintering density is 87 to 93%.
When immersed in an aqueous solution of nitric acid at ~ 110 ° C, nitric acid penetrates into the pores and also dissolves the pellets from the interior of the pores. Dissolve in the aqueous nitric acid solution within 2 hours. As a result, by using the uranium pellets simulated as the used uranium pellets of the present invention, the development of reprocessing technology and the uranium test in a new reprocessing step can be performed more accurately than in the past. become.
【００１７】また、ＵＯ2粉末にポアフォーマを添加し
た混合粉末を成形して１６００〜１８００℃の還元雰囲
気中において３〜５時間焼結し、ポアフォーマを揮発さ
せて空孔を均一に分布させるので、核燃料の濃縮工程に
おいて発生する劣化ＵＦ6を原料として作られたＵＯ2粉
末を使用しても、そのＵＯ2粉末に残存するフッ素は焼
結時にそのポアフォーマとともに揮発して、焼結後のペ
レットに検出限度以上のフッ素が含有されることはな
い。このため、劣化ＵＦ6を原料として作られたＵＯ2粉
末を使用して本発明の使用済ウランペレットに模したウ
ランペレットを製造することにより、使用用途が少なく
従来死蔵されていた劣化ＵＦ6の用途を拡大することが
できる。Further, a mixed powder obtained by adding a pore former to UO 2 powder is molded and sintered in a reducing atmosphere at 1600 to 1800 ° C. for 3 to 5 hours to volatilize the pore former and uniformly distribute pores. Even if UO 2 powder made from deteriorated UF 6 generated in the nuclear fuel enrichment process is used, the fluorine remaining in the UO 2 powder volatilizes together with the pore former during sintering, and becomes pellets after sintering. It does not contain fluorine exceeding the detection limit. For this reason, by producing uranium pellets simulating the used uranium pellets of the present invention using UO 2 powder made from degraded UF 6 as a raw material, the use of the depleted UF 6 , which has been used for a short time and has been conventionally dead, is reduced. Applications can be expanded.
【図１】本発明のウランペレットの製造工程図。FIG. 1 is a production process diagram of a uranium pellet of the present invention.
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 宮下 庸介 茨城県那珂郡那珂町大字向山字六人頭1002 番地の14 三菱マテリアル株式会社環境・ エネルギー研究所内 (72)発明者 西村 建二 茨城県那珂郡那珂町大字向山字六人頭1002 番地の14 三菱マテリアル株式会社環境・ エネルギー研究所内 ────────────────────────────────────────────────── ─── Continued on the front page (72) Inventor Yousuke Miyashita 1002 Rokuyama-ji, Nakamachi, Naka-gun, Ibaraki Pref. 1414 Mitsubishi Materials Corporation Environment and Energy Research Laboratories
Claims (3)
ットと同様の挙動を示す使用済ウランペレットに模した
ウランペレットであって、 孔径が０．２〜１０μｍの空孔が均一に分布し焼結密度
が８７〜９３％であることを特徴とする使用済ウランペ
レットに模したウランペレット。1. A uranium pellet simulating a spent uranium pellet which behaves similarly to a spent uranium pellet when dissolved in nitric acid, wherein pores having a pore size of 0.2 to 10 μm are uniformly distributed and fired. Uranium pellets simulating used uranium pellets having a consolidated density of 87 to 93%.
％添加してマクロ混合した後、更にミクロ混合し、その
混合粉末を２〜４ｔｏｎ／ｃｍ2の圧力で成形して１６
００〜１８００℃の還元雰囲気中において３〜５時間焼
結することを特徴とする使用済ウランペレットに模した
ウランペレットの製造方法。2. The UO 2 powder is mixed with 1 to 4% by weight of pore former and macro-mixed, then micro-mixed, and the mixed powder is molded at a pressure of 2 to 4 ton / cm 2 to form a mixture.
A method for producing uranium pellets simulating used uranium pellets, comprising sintering in a reducing atmosphere at 00 to 1800 ° C for 3 to 5 hours.
炭酸アンモニウム、酢酸アンモニウム、シュウ酸アンモ
ニウム及びステアリン酸からなる群より選ばれた１種又
は２種以上の化合物である請求項２記載の使用済ウラン
ペレットに模したウランペレットの製造方法。3. The spent uranium pellet according to claim 2, wherein the pore former is one or more compounds selected from the group consisting of ammonium carbonate, ammonium bicarbonate, ammonium acetate, ammonium oxalate and stearic acid. The method for producing uranium pellets imitated in FIG.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11163844A JP2000352593A (en) | 1999-06-10 | 1999-06-10 | Uranium pellet in imitation of spent uranium pellet and its manufacturing method |
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| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11163844A JP2000352593A (en) | 1999-06-10 | 1999-06-10 | Uranium pellet in imitation of spent uranium pellet and its manufacturing method |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2000352593A true JP2000352593A (en) | 2000-12-19 |
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ID=15781837
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| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP11163844A Withdrawn JP2000352593A (en) | 1999-06-10 | 1999-06-10 | Uranium pellet in imitation of spent uranium pellet and its manufacturing method |
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| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2000352593A (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100450711B1 (en) * | 2002-03-28 | 2004-10-01 | 한국수력원자력 주식회사 | Method of manufacturing nuclear fuel pellet consisting of duplex grains |
| KR100521638B1 (en) * | 2002-10-02 | 2005-10-13 | 한국원자력연구소 | Uranium dioxide fuel containing SiO2-CaO-Cr2O3 and thereof method |
| KR100715516B1 (en) | 2005-10-21 | 2007-05-08 | 한국원자력연구소 | Method for manufacturing UO2 sintered body having coarse grain or single crystal |
-
1999
- 1999-06-10 JP JP11163844A patent/JP2000352593A/en not_active Withdrawn
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100450711B1 (en) * | 2002-03-28 | 2004-10-01 | 한국수력원자력 주식회사 | Method of manufacturing nuclear fuel pellet consisting of duplex grains |
| KR100521638B1 (en) * | 2002-10-02 | 2005-10-13 | 한국원자력연구소 | Uranium dioxide fuel containing SiO2-CaO-Cr2O3 and thereof method |
| KR100715516B1 (en) | 2005-10-21 | 2007-05-08 | 한국원자력연구소 | Method for manufacturing UO2 sintered body having coarse grain or single crystal |
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