報告書番号

L05010

タイトル（和文）

「常陽」照射試験に向けた金属燃料製造技術の開発 -電解還元による原料U-Pu合金の製造-

タイトル（英文）

Development of metal fuel fabrication technology for irradiation test in JOYO- Production of uranium-plutonium alloy by electrochemical reduction -

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

U-Pu-Zr合金燃料の製造試験に供するU-60wt％Puインゴットを製造することを目的として、U-Pu混合酸化物の電解還元を650℃、溶融LiCl－Li2O中で行った。直径が1cm、厚さ4mmで、理論密度比60～70％の低密度焼結ペレットを作製し、タングステン製のメッシュバスケットに載せて陰極としても用いた。電解還元後のペレットは多孔性で、断面全体に金属光沢があり、ペレット中心部まで還元反応が進行した様子が観察された。多孔性のU-Pu合金を850℃で加熱して溶融し、続いて30Pa程度の減圧下での加熱により、付随する電解浴塩を蒸留、分離した。その結果、不純物酸素の混入量が1000ppm以下のU-Puインゴット約10gを回収することに成功した。電解還元に混合酸化物として装荷したU、Puのうち99％以上をインゴットとして回収でき、良好な物質収支が得られた。

概要 （英文）

U-Pu ingots were produced for following fabrication tests of U-Pu-Zr metallic fuel by means of electrochemical reduction of U-60wt%Pu mixed oxide in molten LiCl-Li2O. Sintered pellets with a low density of 60-70 % relative to the theoretical density were placed on a tungsten mesh basket and used as the cathode of the electrochemical reduction at 923 K. After the electrochemical reduction, shiny metallic color was observed on the whole porous cross section of the pellets. That suggests the pellets of the U-Pu mixed oxide were reduced in the size of 10 mm in diameter and 4 mm in thickness. The porous U-Pu alloy was heated to melt at 1123 K and then the atmosphere was evacuated to around 30 Pa of an absolute vacuum pressure to remove an accompanying electrolyte salt by distillation. A U-Pu ingot of 10 g was successfully recovered as a dense material, in which oxygen contamination was less than 1000 wt. ppm. More than 99 % of U and Pu that initially loaded in the mixed oxide pellets was recovered in the U-Pu ingot, suggesting that the operation of this study works very well.

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