JP2009216564A - Method of manufacturing nuclear fuel pellet - Google Patents

Method of manufacturing nuclear fuel pellet Download PDF

Info

Publication number
JP2009216564A
JP2009216564A JP2008061004A JP2008061004A JP2009216564A JP 2009216564 A JP2009216564 A JP 2009216564A JP 2008061004 A JP2008061004 A JP 2008061004A JP 2008061004 A JP2008061004 A JP 2008061004A JP 2009216564 A JP2009216564 A JP 2009216564A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
nuclear fuel
oxide
liquid
gadolinia
powder
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Pending
Application number
JP2008061004A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
Hironori Kumanomido
宏徳 熊埜御堂
Takeshi Mihashi
偉司 三橋
Satoshi Sugawara
聡 菅原
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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 Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP2008061004A priority Critical patent/JP2009216564A/en
Publication of JP2009216564A publication Critical patent/JP2009216564A/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • 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

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To achieve fuel pellets which has constant neutron absorption effects by sintering mixed powder placed by scattering a trace of burnable poison oxide particles in nuclear fuel oxide power. <P>SOLUTION: The nuclear fuel pellets are manufactured by pouring gadolinia powder 1 into water 2 (S1), stirring it with a mixer 3 (S2), pouring it into a container 4 receiving uranium dioxide powder 5 and mixing it (S3 and S4), drying, molding and sintering the mixture in the container 4 (S4 to S6). <P>COPYRIGHT: (C)2009,JPO&INPIT

Description

本発明は、原子炉の燃料集合体を構成する燃料棒に用いられ、原子燃料に可燃性毒物を添加してなる原子燃料ペレットの製造方法に関する。   The present invention relates to a method for producing nuclear fuel pellets that are used in fuel rods constituting a fuel assembly of a nuclear reactor and are formed by adding a flammable poison to nuclear fuel.

従来、主に軽水炉用燃料として、酸化ガドリニウムに代表される可燃性毒物を添加した原子炉用核燃料を用いることによって、原子燃料集合体の燃焼特性の向上が図ることが知られている。この目的に供する原子燃料では、一般に、二酸化ウラン（ＵＯ２）を原子燃料本体として製造される原子燃料ペレットに酸化ガドリニウム（ガドリニア、Ｇｄ２Ｏ３）が1〜15重量％の濃度で添加されて、燃料集合体の一部に用いられている。 Conventionally, it has been known to improve the combustion characteristics of a nuclear fuel assembly by using nuclear fuel for a reactor to which a flammable poison represented by gadolinium oxide is added mainly as a light water reactor fuel. In a nuclear fuel for this purpose, gadolinium oxide (gadolinia, Gd 2 O 3 ) is generally added at a concentration of 1 to 15% by weight to a nuclear fuel pellet manufactured using uranium dioxide (UO 2 ) as a nuclear fuel body. It is used as a part of the fuel assembly.

例えば、特許文献１には、炉心に装架される燃料集合体のウラン２３５の平均濃縮度を3.0重量％とし、燃料集合体の燃料棒の一部に10.0重量％のガドリニアを添加してなる構成が開示されている。   For example, in Patent Document 1, the average enrichment of uranium 235 of the fuel assembly mounted on the core is 3.0% by weight, and 10.0% by weight of gadolinia is added to a part of the fuel rods of the fuel assembly. A configuration is disclosed.

一方、将来の軽水減速型原子炉において、燃料経済性を向上させ、ウラン資源を有効活用するために、ウラン２３５の濃縮度を従来の設定である「5.0重量％以下」よりも高くした、すなわち濃縮度が5.0重量％より高く設定された燃料を用いるための検討が開始されている。このような濃縮度の高い燃料を用いるとき、燃料製造工程の最終段階を行う加工施設において、従来の設計で安全を担保されている5.0重量％よりも高い濃縮度のウランに微量の可燃性毒物を添加することによって、可燃性毒物添加後の取り扱いを既存の製造設備で行っても臨界安全性を担保できるようにすることが検討されている（例えば、特許文献２参照）。   On the other hand, in order to improve fuel economy and effectively use uranium resources in future light water moderation reactors, the enrichment of uranium 235 was made higher than the conventional setting of “5.0 wt% or less”. Studies have been started to use fuels with enrichments set higher than 5.0% by weight. When using such highly enriched fuels, trace amounts of flammable poisons are added to uranium enriched higher than 5.0% by weight, which is safe in the conventional design, at the processing facility that performs the final stage of the fuel production process. It has been studied that the critical safety can be ensured even when handling after the addition of the flammable poison is performed in an existing manufacturing facility by adding (see, for example, Patent Document 2).

このとき添加される可燃性毒物の割合は、従来の燃料集合体の燃焼特性向上のために添加された割合よりも大幅に少なくてよい。例えば、可燃性毒物としてガドリニアを添加する場合、ウラン２３５濃縮度が10重量％を超えなければ、ガドリニアの濃度は多くて0.1重量％、通常はそれよりも低い濃度で臨界安全性担保の目的を達成できる。
特開平９−８０１８０号公報 特開２００４−１７７２４１号公報 The ratio of the flammable poison added at this time may be significantly smaller than the ratio added for improving the combustion characteristics of the conventional fuel assembly. For example, when gadolinia is added as a flammable poison, if the concentration of uranium 235 does not exceed 10% by weight, the concentration of gadolinia is at most 0.1% by weight, usually lower than that. Can be achieved.
Japanese Patent Laid-Open No. 9-80180 Japanese Patent Laid-Open No. 2004-177241

ガドリニウムに代表される可燃性毒物は中性子吸収断面積が大きいという特徴を活かして使用されるものであるが、これを低濃度で原子燃料ペレットに添加する際には、中性子吸収断面積が大きいために、粒子の凝集を避け極力分散させて添加する必要が生じる。ガドリニア中の熱中性子平均自由工程は10μｍ程度であり、これよりも大きいガドリニア粒子の塊があると、自己遮へい効果によって中性子吸収効果が低減するためである。   Combustible poisons typified by gadolinium are used by taking advantage of their large neutron absorption cross section, but when they are added to nuclear fuel pellets at low concentrations, the neutron absorption cross section is large. In addition, it is necessary to add the particles dispersed as much as possible to avoid aggregation of the particles. This is because the thermal neutron mean free path in gadolinia is about 10 μm, and if there is a larger gadolinia particle mass than this, the neutron absorption effect is reduced by the self-shielding effect.

従来の原子燃料ペレットにおいて1〜15重量％の濃度でガドリニアを添加した場合、この自己遮へい効果は、製造物本来の特性として設計されなければならない性質をもつ。しかし、0.1重量％以下の低濃度でガドリニアを添加する場合には、ガドリニア粒子の分散の程度による自己遮へい効果の違いが、中性子吸収効果への影響として大きく現れてしまう。このため、添加するガドリニアとしては粒径の小さい粉末を用い、個々の粒子を極力分散させることによって、自己遮へい効果を抑制する必要がある。   When gadolinia is added at a concentration of 1 to 15% by weight in conventional nuclear fuel pellets, this self-shielding effect has the property that it must be designed as an intrinsic property of the product. However, when gadolinia is added at a low concentration of 0.1% by weight or less, the difference in the self-shielding effect depending on the degree of dispersion of gadolinia particles appears as an influence on the neutron absorption effect. For this reason, it is necessary to suppress the self-shielding effect by using a powder having a small particle size as the gadolinia to be added and dispersing the individual particles as much as possible.

ところが、従来、ガドリニアなどの可燃性毒物酸化物を比較的高濃度の1〜15重量％で添加した核燃料ペレットを製造する場合、焼結ペレットにおけるマイクロクラックの抑止や核***生成物ガスの放出抑止の観点から、酸化ウランと可燃性毒物の酸化物およびこれらの固溶体の結晶粒径を大きくすることが課題となっている。これに対し、0.1重量％以下の低濃度の可燃性毒物酸化物を核燃料酸化物に添加した場合、マイクロクラックの抑止や核***生成物ガスの放出抑止に対する課題よりも、中性子吸収効果への影響抑止の課題のほうが重要性をもつ。   However, in the past, when producing nuclear fuel pellets to which flammable poison oxides such as gadolinia were added at a relatively high concentration of 1 to 15% by weight, suppression of microcracks in sintered pellets and suppression of fission product gas release From the viewpoint, it has been a challenge to increase the crystal grain size of uranium oxide and oxides of flammable poisons and their solid solutions. In contrast, when a low concentration of 0.1% by weight or less of flammable poison oxide is added to nuclear fuel oxide, the effect on the neutron absorption effect is suppressed rather than the problem of suppressing microcracks and fission product gas release. These issues are more important.

従来の可燃性毒物を添加した核燃料ペレットの製造方法により低濃度の微小粒径可燃性毒物酸化物粉末を添加して、これを混合した場合、可燃性毒物酸化物粒子が静電付着力等によって凝集してしまうため、個々の粒子を分散させて混合することは困難である。可燃性毒物酸化物粒子が凝集したままでこれと核燃料酸化物との混合粉末を焼結して製造したペレットにおいては、可燃性毒物酸化物が結晶粒径10μｍ以上の大きさを持つ塊の固溶体を形成するため、自己遮へい効果によって中性子吸収効果が低下してしまい、可燃性毒物添加核燃料ペレットとして所望の中性子吸収効果を得ることができない。   When a low-concentration flammable poison oxide powder is added by the conventional method for producing nuclear fuel pellets containing flammable poisons and mixed, the flammable poison oxide particles are caused by electrostatic adhesion, etc. Since it aggregates, it is difficult to disperse and mix individual particles. In the pellets produced by sintering the mixed powder of flammable poison oxide particles and nuclear fuel oxide while the flammable poison oxide particles are agglomerated, a solid solution of lumps in which the flammable poison oxide has a crystal grain size of 10 μm or more Therefore, the neutron absorption effect decreases due to the self-shielding effect, and a desired neutron absorption effect cannot be obtained as a combustible poison-added nuclear fuel pellet.

他方、自己遮へいによる中性子吸収効果の低減を補うために可燃性毒物添加量を多めに設定し調合した場合、中性子吸収効果のばらつきが大きくなり、原子炉に供する燃料集合体の核設計への不確定要因を大きく与えざるを得ない。   On the other hand, if a large amount of flammable poison is added and formulated to compensate for the reduction of the neutron absorption effect due to self-shielding, the dispersion of the neutron absorption effect becomes large, which causes a problem in the nuclear design of the fuel assembly used in the nuclear reactor. A determinant factor must be given greatly.

本発明はこうした課題を解決するためになされたものであり、原子燃料酸化物に低濃度の可燃性毒物を添加した核燃料ペレットの製造方法であって、微小な粒径でかつ微少量の可燃性毒物酸化物粒子をペレット内に分散させた核燃料ペレットを製造するために、核燃料酸化物粉体に微少量の可燃性毒物酸化物粒子が凝集することなく分散した混合粉体を実現し、これを焼結することで、所望の中性子吸収効果をほぼ均一に得ることができる可燃性毒物添加燃料ペレットの製造方法を提供することを目的とする。   The present invention has been made to solve these problems, and is a method for producing nuclear fuel pellets in which a low concentration of flammable poison is added to nuclear fuel oxide, which has a small particle size and a small amount of flammability. In order to produce nuclear fuel pellets in which toxic oxide particles are dispersed in the pellets, a mixed powder in which a small amount of flammable toxic oxide particles are dispersed without agglomeration in the nuclear fuel oxide powder is realized. It aims at providing the manufacturing method of the combustible poison addition fuel pellet which can obtain the desired neutron absorption effect substantially uniformly by sintering.

上記目的を達成するため、本発明は、可燃性毒物の酸化物を液体容器中の液体に注入して攪拌する工程と、この液体容器中で攪拌した液体を原子燃料の酸化物を収容した混合容器に注入して混合する工程と、この混合容器中の前記液体と前記原子燃料の酸化物との混合物を乾燥させる工程と、乾燥した前記混合物を成型し焼結して原子燃料ペレットとする工程とを有することを特徴とする原子燃料ペレットの製造方法を提供する。   In order to achieve the above object, the present invention provides a step of injecting an oxide of a flammable poison into a liquid in a liquid container and stirring the mixture, and mixing the liquid stirred in the liquid container containing an oxide of nuclear fuel. A step of injecting into the container and mixing, a step of drying the mixture of the liquid and the oxide of the nuclear fuel in the mixing container, and a step of forming and sintering the dried mixture to form a nuclear fuel pellet. A method for producing nuclear fuel pellets is provided.

また、本発明は、液体容器に原子燃料の酸化物と液体を注入する工程と、この液体容器中に前記原子燃料の酸化物が沈殿した状態で可燃性毒物の酸化物をこの液体容器に注入する工程と、この液体容器中の前記液体、前記原子燃料の酸化物および前記可燃性毒物の酸化物を攪拌し混合する工程と、この攪拌した混合物を乾燥させる工程と、乾燥した前記混合物を成型し焼結して原子燃料ペレットとする工程とを有することを特徴とする原子燃料ペレットの製造方法を提供する。   The present invention also includes a step of injecting a nuclear fuel oxide and a liquid into a liquid container, and injecting an oxide of a flammable poison into the liquid container in a state where the oxide of the nuclear fuel is precipitated in the liquid container. A step of stirring and mixing the liquid in the liquid container, the oxide of the nuclear fuel and the oxide of the combustible poison, the step of drying the stirred mixture, and molding the dried mixture. And a method for producing nuclear fuel pellets, comprising the steps of: sintering and forming nuclear fuel pellets.

本発明によれば、中性子吸収効果のばらつきによる原子炉燃料集合体の核設計に与える不確定要因を最小化することができる。すなわち、可燃性毒物が有する反応度の製造公差を小さくでき、その結果これを用いた燃料集合体の核設計条件で考慮しなければならない不確定性要因の幅すなわち可燃性毒物反応度の幅を小さく見積もることができ、もって初期反応度の安定した燃料集合体設計が可能となる。   According to the present invention, it is possible to minimize the uncertain factor given to the nuclear design of the nuclear reactor fuel assembly due to variations in the neutron absorption effect. That is, the manufacturing tolerance of the reactivity of the flammable poison can be reduced, and as a result, the range of uncertainty factors that must be considered in the nuclear design conditions of the fuel assembly using this, that is, the width of the flammable poison reactivity is reduced. Therefore, it is possible to estimate the fuel assembly with a low initial reactivity.

以下、本発明に係る可燃性毒物添加燃料ペレットの製造方法の実施例について、図面を参照して説明する。以下、原子燃料酸化物の例として二酸化ウランを、可燃性毒物酸化物の一例としてガドリニアをそれぞれ用いた場合を、例示的に説明する。   Embodiments of a method for producing a combustible poison-added fuel pellet according to the present invention will be described below with reference to the drawings. Hereinafter, the case where uranium dioxide is used as an example of the nuclear fuel oxide and gadolinia is used as an example of the flammable poison oxide will be described as an example.

まず、図１を用いて本発明の実施例１を説明する。本実施例１は、まず、ガドリニア粉末１を容器中の液体２に投入し（Ｓ１）、このガドリニア粉末１と液体２とを撹拌容器（ミキサー）３によって撹拌する（Ｓ２）。   First, Embodiment 1 of the present invention will be described with reference to FIG. In the first embodiment, first, gadolinia powder 1 is charged into liquid 2 in a container (S1), and gadolinia powder 1 and liquid 2 are stirred by a stirring container (mixer) 3 (S2).

ここで、ガドリニア粉末１を投入する液体２としては水が好適であるが、アルコールやアセトンのような揮発性液体で代用することも考えられる。また、ミキサー３により撹拌させるのに代えて、密閉容器にガドリニア粉末１と水２を入れてこの容器を振動させることによって撹拌してもよい。   Here, water is suitable as the liquid 2 into which the gadolinia powder 1 is introduced, but a volatile liquid such as alcohol or acetone may be substituted. Moreover, it may replace with stirring with the mixer 3, and may stir by putting the gadolinia powder 1 and the water 2 in an airtight container, and vibrating this container.

この撹拌の後すぐに、ガドリニア粉末１と水２が混合した状態となっている撹拌液２ａを、容器４中に配置された二酸化ウラン粉末５の上から、分散して全体に行き渡るように投入する（Ｓ３）。   Immediately after this stirring, the stirring liquid 2a in which the gadolinia powder 1 and the water 2 are mixed is added from above the uranium dioxide powder 5 disposed in the container 4 so as to be dispersed and spread throughout. (S3).

撹拌液２ａを二酸化ウラン粉末５に投入した後、容器４中で両者を混合させながら乾燥させて、ガドリニアと二酸化ウランとの混合物を作成する（Ｓ４）。この際、まず両者を混合させ、十分混合した後に乾燥させてもよく、また、まず投入後に乾燥を行い、ある程度乾燥させた後で両者を混合させてもよい。   After the stirring liquid 2a is put into the uranium dioxide powder 5, it is dried while mixing both in the container 4 to create a mixture of gadolinia and uranium dioxide (S4). At this time, the two may be mixed first and then sufficiently mixed and then dried, or may be first dried after being charged and then mixed to some extent and then mixed.

十分に混合しかつ乾燥されたガドリニアと二酸化ウランとの混合物を、燃料ペレットの型に投入して成型し（Ｓ５）、これを焼結して燃料ペレットを生成する（Ｓ６）。この成型、焼結の工程は従来と同じものであり、模式的な図示を省略する。   A well-mixed and dried mixture of gadolinia and uranium dioxide is put into a fuel pellet mold (S5), which is then sintered to produce fuel pellets (S6). The molding and sintering processes are the same as those in the prior art, and schematic illustration is omitted.

かかる構成からなる本実施例の作用について、以下説明する。図２は本実施例の作用を示すガドリニア粉末および二酸化ウラン粉末２粒子の拡散状態を模式的に拡大して示した説明図である。   The operation of this embodiment having such a configuration will be described below. FIG. 2 is an explanatory view schematically showing the diffusion state of two particles of gadolinia powder and uranium dioxide powder showing the operation of this embodiment.

まず、混合前のガドリニア粒子および二酸化ウラン粒子をそれぞれ示したものが図２（ａ）である。このように、ガドリニア粒子は粒径が小さく、気中では静電付着力等によって凝集した状態となっている。従来の方法で、この凝集状態にあるガドリニア粒子を二酸化ウラン粉末に投入して混合したとしても、気中で操作する限り、図２（ｂ）に示すように凝集状態は解消されず、個々のガドリニア粒子を分散させた状態とすることは極めて困難である。気中操作で微小粒子の凝集を解消させるためには、乳鉢等によって圧力をかけながらすりつぶす操作が必要である。   First, FIG. 2A shows gadolinia particles and uranium dioxide particles before mixing. Thus, the gadolinia particles have a small particle size and are agglomerated in the air due to electrostatic adhesion and the like. Even if gadolinia particles in this agglomerated state are added to and mixed with uranium dioxide powder by a conventional method, as long as operation is performed in the air, the agglomerated state is not eliminated as shown in FIG. It is extremely difficult to make gadolinia particles dispersed. In order to eliminate the agglomeration of the fine particles by the air operation, it is necessary to perform a grinding operation while applying pressure with a mortar or the like.

一方、本実施例によれば、予めガドリニア粉末１を液体２と攪拌させたうえで攪拌液２ａを二酸化ウラン粉末５と混合することで、上述した乳鉢によりすりつぶす操作のような工業的に煩雑な工程を必要とせず、図２（ｃ）に示すように、容易かつ確実にガドリニア微粒子の凝集を解消し、十分に拡散しほぼ均一に混合した状態のガドリニアと二酸化ウランの混合粉末を製造することができる。   On the other hand, according to the present embodiment, the gadolinia powder 1 is agitated with the liquid 2 in advance, and then the agitation liquid 2a is mixed with the uranium dioxide powder 5 so that it is industrially complicated, such as the operation of grinding with the mortar described above. As shown in FIG. 2 (c), no mixed process is required, and agglomeration of gadolinia fine particles is easily and surely produced, and a mixed powder of gadolinia and uranium dioxide in a sufficiently diffused and almost uniformly mixed state is produced. Can do.

すなわち、可燃性毒物酸化物のうちガドリニアは、わずかな溶解性と吸湿性はあるものの水溶性ではないため、水中にその微粒子を投入して撹拌したとき、微粒子は水中を浮遊して凝集は瞬時に解消される。この状態で撹拌液を二酸化ウラン粉末上に分散させながら注ぐことにより、気中で操作するよりもはるかに各微粒子が分散した状態でガドリニア微粒子を二酸化ウラン粉末に投入することが可能である。これを乾燥した後、さらに混合を行うことによって、ガドリニア微粒子が凝集することなく分散した混合粉末を製造することができる。   In other words, gadolinia, a flammable poison oxide, has slight solubility and hygroscopicity, but is not water-soluble. Therefore, when the fine particles are put into water and stirred, the fine particles float in the water and aggregation is instantaneous. To be resolved. By pouring the stirring liquid while being dispersed on the uranium dioxide powder in this state, it is possible to introduce the gadolinia fine particles into the uranium dioxide powder in a state where each fine particle is dispersed far more than when operated in the air. After drying this, by further mixing, a mixed powder in which gadolinia fine particles are dispersed without agglomeration can be produced.

この混合粉末を原料として焼結ペレットを製造することで、二酸化ウランとガドリニアが固溶体を生成した場合にも、ガドリニアの領域は微小粒子の大きさに応じて極めて微小なまま保持することができ、自己遮へい効果による中性子吸収効果への影響が生じない。   By producing sintered pellets using this mixed powder as a raw material, even when uranium dioxide and gadolinia produce a solid solution, the gadolinia region can be kept extremely small depending on the size of the fine particles, The self-shielding effect does not affect the neutron absorption effect.

よって、本実施例によれば、ガドリニア微粒子を凝集することなく分散させた原子燃料ペレットを製造することができるので、可燃性毒物を比較的低濃度に添加してなり中性子吸収効果の安定した原子燃料ペレットを製造することができる。こうして製造された原子燃料ペレットを燃料棒に用いたうえで燃料集合体を構成することで、中性子吸収効果のばらつきによる原子炉燃料集合体の核設計に与える不確定要因を最小化することができる。すなわち、可燃性毒物が有する反応度の製造公差を小さくでき、その結果これを用いた燃料集合体の核設計条件で考慮しなければならない不確定性要因の幅すなわち可燃性毒物反応度の幅を小さく見積もることができ、もって初期反応度の安定した燃料集合体設計が可能となる。   Therefore, according to the present embodiment, it is possible to produce atomic fuel pellets in which gadolinia fine particles are dispersed without agglomeration, so that a combustible poison is added at a relatively low concentration, and atoms with stable neutron absorption effect are obtained. Fuel pellets can be produced. By configuring the fuel assembly after using the nuclear fuel pellets manufactured in this way for the fuel rods, it is possible to minimize uncertainties on the nuclear design of the reactor fuel assembly due to variations in the neutron absorption effect . That is, the manufacturing tolerance of the reactivity of the flammable poison can be reduced, and as a result, the range of uncertainty factors that must be considered in the nuclear design conditions of the fuel assembly using this, that is, the width of the flammable poison reactivity is reduced. Therefore, it is possible to estimate the fuel assembly with a low initial reactivity.

次に、図３を用いて本発明の実施例２を説明する。なお、実施例１と同一の構成は説明を省略する。   Next, Embodiment 2 of the present invention will be described with reference to FIG. The description of the same configuration as that of the first embodiment is omitted.

本実施例２は、実施例１における、ガドリニア粉末１と水２が混合した状態となっている撹拌液２ａを二酸化ウラン粉末５の上から分散して投入する工程（Ｓ３）と、投入後に両者を混合させる工程（Ｓ４の一部）とを併行して行うものであり、工程Ｓ３，Ｓ４を以下説明する工程Ｓ７，Ｓ８に置換したものである。なお、工程Ｓ１，Ｓ２，Ｓ５，Ｓ６は実施例１と同様である。   Example 2 is a step (S3) in which the stirring liquid 2a in which the gadolinia powder 1 and the water 2 are mixed in the example 1 is dispersed from the top of the uranium dioxide powder 5 (S3), and both after the addition. Steps S3 and S4 are replaced by Steps S7 and S8 described below. Steps S1, S2, S5, and S6 are the same as those in the first embodiment.

本実施例では、ガドリニア粉末１を液体２中で撹拌した撹拌液２ａを二酸化ウラン粉末５に投入する際に、二酸化ウラン粉末５を撹拌混合容器（ミキサー）６内で撹拌する。ミキサー６により二酸化ウラン粉末５が流動している状態で撹拌液２ａを投入することによって、撹拌液２ａは一箇所に留まることがないので、凝集していないガドリニア粉末の微粒子をさらに分散させて混合することができる。   In this embodiment, the uranium dioxide powder 5 is stirred in the stirring and mixing vessel (mixer) 6 when the stirring liquid 2 a obtained by stirring the gadolinia powder 1 in the liquid 2 is added to the uranium dioxide powder 5. By adding the stirring liquid 2a while the uranium dioxide powder 5 is flowing by the mixer 6, the stirring liquid 2a does not stay in one place. Therefore, the fine particles of the non-aggregated gadolinia powder are further dispersed and mixed. can do.

本実施例によれば、実施例１と比較してよりガドリニア粉末の微粒子を分散させた状態で混合することで、自己遮へい効果による中性子吸収効果への影響が生じない、すなわち中性子吸収効果の安定した原子燃料ペレットを実現するという実施例１の奏する効果を、より高めることができる。   According to this example, the gadolinia fine particles are mixed in a more dispersed state than in Example 1, so that the self-shielding effect does not affect the neutron absorption effect, that is, the neutron absorption effect is stable. The effect which the Example 1 which implement | achieves the produced nuclear fuel pellet can show | play can be heightened more.

次に、図４を用いて本発明の実施例３を説明する。なお、実施例１，２と同一の構成は説明を省略する。   Next, Embodiment 3 of the present invention will be described with reference to FIG. The description of the same configuration as in the first and second embodiments is omitted.

本実施例３は、実施例１における、ガドリニア粉末１と水２を混合して攪拌する工程（Ｓ１〜Ｓ２）、この撹拌液２ａを二酸化ウラン粉末５の上から分散して投入する工程（Ｓ３）、および投入後に混合・乾燥する工程（Ｓ４）を、以下説明する工程Ｓ９，Ｓ１０と乾燥工程Ｓ８に置換したものである。なお、工程Ｓ８以降の工程Ｓ５〜Ｓ６は実施例２と同様である。   This Example 3 is a step of mixing and stirring the gadolinia powder 1 and water 2 in Example 1 (S1 to S2), and a step of dispersing and adding the stirring liquid 2a from above the uranium dioxide powder 5 (S3). ), And the step of mixing and drying after the addition (S4) is replaced with steps S9, S10 and a drying step S8 described below. In addition, process S5-S6 after process S8 is the same as that of Example 2. FIG.

本実施例では、まず、二酸化ウラン粉末５と液体２とを同一の容器中に収納させた状態とし、そのうえで、ガドリニア粉末１をこの容器中に投入する（Ｓ９）。このとき、二酸化ウラン粉末５は液体２中に没していることが望ましい。ガドリニア粉末１の微粒子は液体２中で凝集が解消するので、投入後、この容器中の二酸化ウラン、液体２およびガドリニアを撹拌する（Ｓ１０）。この攪拌操作によって、二酸化ウラン粉末５にガドリニア粉末１の微粒子が凝集せず分散した状態で両者を混合することができる。このあと乾燥し必要に応じさらに混合を行う（Ｓ８またはＳ４）。   In this embodiment, first, the uranium dioxide powder 5 and the liquid 2 are stored in the same container, and then the gadolinia powder 1 is put into the container (S9). At this time, it is desirable that the uranium dioxide powder 5 is immersed in the liquid 2. Aggregation of the gadolinia powder 1 is eliminated in the liquid 2, so after the charging, the uranium dioxide, liquid 2 and gadolinia in the container are stirred (S10). By this stirring operation, the fine particles of gadolinia powder 1 can be mixed in the uranium dioxide powder 5 in a state where they are dispersed without being aggregated. Thereafter, it is dried and further mixed as necessary (S8 or S4).

この混合粉末を原料として成型し（Ｓ５）、焼結ペレットを製造する（Ｓ６）ことによって、二酸化ウランとガドリニアが固溶体を生成した場合にも、ガドリニアの領域は微小粒子の大きさに応じて極めて微小なまま保持することができ、自己遮へい効果による中性子吸収効果への影響が生じない。   Even when uranium dioxide and gadolinia produce a solid solution by molding this mixed powder as a raw material (S5) and producing sintered pellets (S6), the gadolinia region is extremely dependent on the size of the fine particles. It can be kept minute, and the self-shielding effect does not affect the neutron absorption effect.

本実施例によれば、実施例１と同様の作用効果を奏することができる。すなわち、ガドリニア微粒子を凝集することなく分散させた原子燃料ペレットを製造することができるので、中性子吸収効果の安定した低濃度のガドリニア添加燃料ペレットを製造することができる。   According to the present embodiment, the same effects as those of the first embodiment can be achieved. That is, since a nuclear fuel pellet in which gadolinia fine particles are dispersed without being aggregated can be produced, a low concentration gadolinia-added fuel pellet having a stable neutron absorption effect can be produced.

以上、本発明の実施例を説明してきたが、本発明では、こうした複数の実施例にて説明した特徴を任意に組み合わせてなる構成とすることも考えられる。   As described above, the embodiments of the present invention have been described. However, in the present invention, it is conceivable that the features described in the plurality of embodiments are arbitrarily combined.

また、当業者にあっては、各構成要素についてより適切な材料を選択し、あるいは、必要に応じて工程の追加、変更を行うことが可能である。   Moreover, those skilled in the art can select a more appropriate material for each component, or can add or change processes as necessary.

例えば、本発明における原子燃料酸化物としては、二酸化ウラン（ＵＯ２）または三酸化八ウラン（Ｕ３Ｏ８）を用いることが好適であるが、Ｕ３Ｏ８を用いる場合には、ウラン燃料再転換施設において粉末状のＵ３Ｏ８を製造し、その後に可燃性毒物酸化物と混合する（実施例１のＳ３、実施例２のＳ７、実施例３のＳ９）ことが望ましい。この場合、Ｕ３Ｏ８は加熱処理により還元されてＵＯ２に変換されるから、微量可燃性毒物酸化物を溶液とともに混合したのち乾燥する工程とＵ３Ｏ８からＵＯ２に還元する工程とを兼ねて行うことも可能である。 For example, uranium dioxide (UO 2 ) or uranium trioxide (U 3 O 8 ) is preferably used as the nuclear fuel oxide in the present invention, but when U 3 O 8 is used, uranium fuel is used. It is desirable to produce powdered U 3 O 8 at the reconversion facility and then mix with combustible toxic oxide (S3 in Example 1, S7 in Example 2, S9 in Example 3). In this case, since U 3 O 8 is reduced by heat treatment and converted to UO 2 , a step of drying after mixing a trace amount of the flammable poison oxide with the solution, and a step of reducing U 3 O 8 to UO 2 It is also possible to perform this function.

こうしてＵＯ２への還元と微量可燃性毒物酸化物との混合後の乾燥を兼ねることができる点では、再転換ＡＤＵ粉末を用いる場合も同様である。すなわち、再転換施設での湿式（ＡＤＵ）法により、原料のＵＦ６を加水分解させた後にアンモニアと反応させることで得られる重ウラン酸アンモン（ＮＨ４）２Ｕ２Ｏ７（ＡＤＵ）を粉末状にしたものを原子燃料酸化物として用いることも考えられ、この場合も上述と同様の作用を奏することができる。 The same applies to the case of using the reconverted ADU powder in that it can be used for both the reduction to UO 2 and the drying after mixing with the trace amount of the flammable poison oxide. That is, ammonium uranate (NH 4 ) 2 U 2 O 7 (ADU) obtained by hydrolyzing raw material UF 6 and reacting with ammonia by a wet (ADU) method in a reconversion facility is powdered. It is conceivable to use what is in the form of a nuclear fuel oxide, and in this case, the same action as described above can be achieved.

また、原子燃料酸化物としてＵＯ２を用いる場合には、ウラン燃料再転換施設でＵ３Ｏ８または（ＮＨ４）２Ｕ２Ｏ７を還元してＵＯ２を得たうえで、このＵＯ２を粉末状に粉砕した後、あるいは粉末状となったＵＯ２をウラン燃料再転換施設から移送してウラン燃料加工施設に受け入れた後に、可燃性毒物酸化物と混合する（実施例１のＳ３、実施例２のＳ７、実施例３のＳ９）ことが望ましい。 When UO 2 is used as the nuclear fuel oxide, UO 2 is obtained by reducing U 3 O 8 or (NH 4 ) 2 U 2 O 7 at the uranium fuel reconversion facility, and then this UO 2 Or powdered UO 2 is transferred from the uranium fuel reconversion facility and received in the uranium fuel processing facility, and then mixed with the combustible toxic oxide (S3 of Example 1, It is desirable that S7 in Example 2 and S9 in Example 3).

さらに、本発明における可燃性毒物酸化物はガドリニアに限定されず、例えば可燃性毒物酸化物としてエルビア（Ｅｒ２Ｏ３）を選択することも考えられる。エルビアはごくわずかな溶解性はあるものの、水中における振る舞いはガドリニアと同様であり、ガドリニアの場合と同様に粒子の分散したペレットを製造することができる。 Further, the flammable poison oxide in the present invention is not limited to gadolinia, and for example, it is conceivable to select erbia (Er 2 O 3 ) as the flammable poison oxide. Although erbia has very little solubility, the behavior in water is similar to that of gadolinia, and pellets with dispersed particles can be produced in the same manner as gadolinia.

本発明の実施例１に係る原子燃料ペレットの製造方法を示すブロック図。The block diagram which shows the manufacturing method of the nuclear fuel pellet which concerns on Example 1 of this invention. 二酸化ウランとガドリニアの粒子の混合状態を模式的に示したもので、（ａ）は本発明の場合、（ｂ）は気中で両者を混合した従来例の場合。The mixed state of uranium dioxide and gadolinia particles is schematically shown. (A) is the case of the present invention, and (b) is the case of a conventional example in which both are mixed in the air. 本発明の実施例２に係る原子燃料ペレットの製造方法を示すブロック図。The block diagram which shows the manufacturing method of the nuclear fuel pellet which concerns on Example 2 of this invention. 本発明の実施例３に係る原子燃料ペレットの製造方法を示すブロック図。The block diagram which shows the manufacturing method of the nuclear fuel pellet which concerns on Example 3 of this invention.

符号の説明Explanation of symbols

１…ガドリニア（可燃性毒物酸化物）粉末、２…水（液体）、２ａ…ガドリニア粉末と水を混合した撹拌液、３…撹拌容器（ミキサー）、４…容器、５…二酸化ウラン（原子燃料酸化物）粉末、６…撹拌混合容器（ミキサー）。   DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Gadolinia (flammable poison oxide) powder, 2 ... Water (liquid), 2a ... Stirring liquid which mixed gadolinia powder and water, 3 ... Stirring container (mixer), 4 ... Container, 5 ... Uranium dioxide (atomic fuel) Oxide) powder, 6 ... stirring and mixing container (mixer).

Claims (7)

可燃性毒物の酸化物を液体容器中の液体に注入して攪拌する工程と、
この液体容器中で攪拌した液体を原子燃料の酸化物を収容した混合容器に注入して混合する工程と、
この混合容器中の前記液体と前記原子燃料の酸化物との混合物を乾燥させる工程と、
乾燥した前記混合物を成型し焼結して原子燃料ペレットとする工程と
を有することを特徴とする原子燃料ペレットの製造方法。 Injecting and stirring the flammable poison oxide into the liquid in the liquid container;
Injecting and mixing the liquid stirred in the liquid container into a mixing container containing an oxide of nuclear fuel; and
Drying the mixture of the liquid and the nuclear fuel oxide in the mixing vessel;
A method for producing nuclear fuel pellets, comprising: molding and sintering the dried mixture to form nuclear fuel pellets. 液体容器に原子燃料の酸化物と液体を注入する工程と、
この液体容器中に前記原子燃料の酸化物が沈殿した状態で可燃性毒物の酸化物をこの液体容器に注入する工程と、
この液体容器中の前記液体、前記原子燃料の酸化物および前記可燃性毒物の酸化物を攪拌し混合する工程と、
この攪拌した混合物を乾燥させる工程と、
乾燥した前記混合物を成型し焼結して原子燃料ペレットとする工程と
を有することを特徴とする原子燃料ペレットの製造方法。 Injecting nuclear fuel oxide and liquid into the liquid container;
Injecting an oxide of a flammable poison into the liquid container in a state where the oxide of the nuclear fuel is precipitated in the liquid container;
Stirring and mixing the liquid, the nuclear fuel oxide and the flammable poison oxide in the liquid container;
Drying the stirred mixture;
A method for producing nuclear fuel pellets, comprising: molding and sintering the dried mixture to form nuclear fuel pellets. 前記原子燃料の酸化物はＵＯ２，Ｕ３Ｏ８，（ＮＨ４）２Ｕ２Ｏ７のいずれかであり、かつ前記可燃性毒物はガドリニウム、エルビウムのいずれかであることを特徴とする請求項１または２記載の原子燃料ペレットの製造方法。 The oxide of the nuclear fuel is UO 2 , U 3 O 8 , (NH 4 ) 2 U 2 O 7 , and the combustible poison is gadolinium or erbium. Item 3. A method for producing nuclear fuel pellets according to Item 1 or 2. 前記液体は水であることを特徴とする請求項１ないし３のいずれか記載の原子燃料ペレットの製造方法。   4. The method for producing nuclear fuel pellets according to claim 1, wherein the liquid is water. 前記液体容器はミキサーであることを特徴とする請求項１ないし４のいずれか記載の原子燃料ペレットの製造方法。   5. The method for producing nuclear fuel pellets according to claim 1, wherein the liquid container is a mixer. 前記原子燃料の酸化物は、ウラン燃料再転換施設で製造される粉末状のＵ３Ｏ８または（ＮＨ４）２Ｕ２Ｏ７であることを特徴とする請求項１ないし５のいずれか記載の原子燃料ペレットの製造方法。 The oxide of the nuclear fuel is powdery U 3 O 8 or (NH 4 ) 2 U 2 O 7 produced in a uranium fuel reconversion facility, according to any one of claims 1 to 5. Of manufacturing nuclear fuel pellets. 前記原子燃料の酸化物はＵＯ２であり、
ウラン燃料再転換施設でＵ３Ｏ８または（ＮＨ４）２Ｕ２Ｏ７を還元してＵＯ２を得る工程およびこのＵＯ２を粉末状に粉砕する工程をさらに有することを特徴とする請求項１ないし５のいずれか記載の原子燃料ペレットの製造方法。 The nuclear fuel oxide is UO 2 ;
The method further comprises a step of reducing U 3 O 8 or (NH 4 ) 2 U 2 O 7 to obtain UO 2 at a uranium fuel reconversion facility, and a step of pulverizing the UO 2 into powder. A method for producing a nuclear fuel pellet according to any one of 1 to 5.
JP2008061004A 2008-03-11 2008-03-11 Method of manufacturing nuclear fuel pellet Pending JP2009216564A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2008061004A JP2009216564A (en) 2008-03-11 2008-03-11 Method of manufacturing nuclear fuel pellet

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2008061004A JP2009216564A (en) 2008-03-11 2008-03-11 Method of manufacturing nuclear fuel pellet

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2009216564A true JP2009216564A (en) 2009-09-24

Family

ID=41188570

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2008061004A Pending JP2009216564A (en) 2008-03-11 2008-03-11 Method of manufacturing nuclear fuel pellet

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2009216564A (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Ekberg et al. Nitride fuel for Gen IV nuclear power systems
WO2009128250A1 (en) Method for production of nuclear fuel pellet, fuel assembly, method for production of the fuel assembly, and uranium powder
US5841200A (en) Process for the production of nuclear fuel pellets based on mixed (U, Pu)O2 oxide with the addition of an organic, sulphur product
US4247495A (en) Method of producing PuO2 /UO2 /-nuclear fuels
RU2352004C2 (en) METHOD OF OBTAINING OF NUCLEAR FUEL TABLETS ON BASIS OF IMMIXED OXIDE (U, Pu)O2 OR (U, Th)O2
KR100717924B1 (en) Method for producing a mixed oxide nuclear fuel powder and a mixed oxide nuclear fuel sintered compact
US4235740A (en) Method for the manufacture of (U,Pu)O2 mixed crystals
US4231976A (en) Process for the production of ceramic plutonium-uranium nuclear fuel in the form of sintered pellets
US2868707A (en) Process of making a neutronic reactor fuel element composition
JP2009216564A (en) Method of manufacturing nuclear fuel pellet
JPS5895617A (en) Method of increasing grain size of uranium oxide
JP5153981B2 (en) Manufacturing method of MOX type nuclear fuel pellets
Lahr Fabrication, properties, and irradiation behavior of U/Pu particle fuel for light water reactors
JP2009257912A (en) Method for production of nuclear fuel pellet
JPH0374959B2 (en)
JPH02236197A (en) Pellet of mox fuel and its filling
JP2981580B2 (en) Manufacturing method of nuclear fuel assembly
JPH0731265B2 (en) Manufacturing method of nuclear fuel pellets
Haas et al. Fabrication and characterization of MOX fuels with high plutonium content using alternative processes
Zhou et al. On the preparation of spent nuclear fuel simulant by sol-gel method
RU2382424C2 (en) Method of preparing uranium-erbium ceramic nuclear fuel
EP1482517A1 (en) Process for producing nuclear fuel pellets of the mox type
JPH01126591A (en) Manufacture of large crystal grain size uo2 fuel using no additives
Druckenbrodt et al. Method for the manufacture of (U, Pu) O2 mixed crystals
JP2010190720A (en) Method for nuclear fuel pellet for fast breeder reactors by kneading pelletization