<Desc/Clms Page number 1>
GRANULES DE MATERIAU COMBUSTIBLE NUCLEAIRE
La présente invention concerne des granulés de matériau combustible nucléaire.
Elle vise plus particulièrement des granulés du type oxyde, notamment UO2, qui interviennent dans la réalisation de pastilles combustibles. Ces granulés sont obtenus, de manière habituelle, à partir d'une poudre combustible nucléaire, du type oxyde, qui est produite en aval d'une étape visant à transformer en cet oxyde un composé initial, tel qu'UF6.
Cette poudre peut être obtenue de différentes façons.
Un premier mode, dit par voie humide, conduit à la formation d'agrégats grossiers, dont le diamètre moyen est d'environ 1 mm. Les granulés ainsi formés possèdent des caractéristiques irrégulières, ce qui rend leur utilisation délicate.
Il existe également des procédés de conversion d'UF6 en U02 faisant appel à une voie dite sèche, qui est décrite par exemple dans FR-A-2 060 242. Cette voie sèche conduit à l'obtention d'une poudre plus fine que celle formée par la mise en oeuvre de la voie humide.
On connaît, par DE-A-15 92 536, un procédé de fabrication de granulés à partir d'une poudre combustible obtenue par cette voie sèche. Ce procédé fait intervenir un broyage des particules de la poudre, qui sont ensuite mises en suspension dans un solvant, la suspension ainsi réalisée étant séchée par pulvérisation, en vue de sa granulation. Les granulés ainsi réalisés possèdent une taille élevée, pouvant atteindre des valeurs supérieures à 250 micromètres.
FR-A-2 403 628 divulgue un mélange des granulés d'oxyde d'uranium, pour la réalisation de pastilles combustibles. Ces granulés, qui sont destinés à être mélangés à des granulés d'oxyde de plutonium, possèdent une taille moyenne d'environ 180 micromètres.
<Desc/Clms Page number 2>
Les granulés conformes à l'art antérieur évoqué ci- dessus présentent cependant un inconvénient. En effet, ils possèdent une aptitude limitée aux mélanges avec d'autres oxydes, par exemple de plutonium ou de gadolinium.
L'invention se propose de pallier cet inconvénient. A cet effet, elle a pour objet des granulés de matériau combustible nucléaire, pour la réalisation par frittage d'éléments combustibles pour un réacteur nucléaire, ces granulés étant fabriqués à partir d'une poudre, notamment obtenue par voie sèche, formée de particules de matériau combustible, notamment d'oxyde d'uranium, caractérisé en ce que les granulés possèdent une taille moyenne comprise entre 15 et 50 micromètres, sensiblement l'ensemble desdits granulés possédant une taille comprise entre 10 et 100 micromètres et en ce que la densité apparente des granulés est supérieure à 1,7 g/cm3.
La densité apparente des granulés est mesurée selon la norme internationale ISO 3923-1, c'est-à-dire sans qu'il ne soit procédé à un tassage préalable de ces granulés.
Selon une caractéristique avantageuse, la taille moyenne des granulés est comprise entre 25 et 35 micromètres.
Selon une autre caractéristique avantageuse, la fraction de granulés dont la taille n'est pas comprise entre 10 et 100 micromètres est inférieure à 2%, de préférence à 1%.
L'invention permet de réaliser les objectifs précédemment mentionnés.
En effet, les granulés conformes à l'invention possèdent une taille réduite et homogène, ce qui leur confère une grande aptitude au mélange avec d'autres produits utilisés dans le cadre de la fabrication de pastilles de combustible, en particulier des oxydes de plutonium et gadolinium.
Par ailleurs, les granulés conformes à l'invention possèdent une densité élevée, de sorte qu'ils se prêtent
<Desc/Clms Page number 3>
de façon satisfaisante aux étapes industrielles intervenant dans la fabrication ultérieure de pastilles combustibles. En particulier, ces granulés, étant donné leur densité et leur forme, sont à même de s'écouler de façon satisfaisante dans les matrices de compression auxquelles il est fait appel dans cette fabrication.
Selon une autre caractéristique avantageuse de l'invention, les granulés possèdent une coulabilité supérieure ou égale à 10 grammes par seconde . Au sens de l'invention, la coulabilité est mesurée selon la norme ASTM D-392-61-T, au moyen d'un entonnoir comprenant un tronc de cône incliné selon un angle de 60 par rapport à l'horizontale, le long duquel s'écoulent les granulés. La grande base de ce tronc de cône possède un diamètre de 92,9 mm, alors qu'un orifice d'un diamètre de 15 mm est pratiqué au centre de l'entonnoir.
Les caractéristiques de coulabilité des granulés de l'invention leur assurent une grande facilité d'utilisation.
Selon une autre caractéristique avantageuse de l'invention, les granulés possèdent un rapport O/U compris entre 2 et 2,67, de préférence entre 2,05 et 2,25. Ce rapport 0/U est défini comme le rapport entre les atomes d'oxygène et d'uranium de ces granulés.
De la sorte, les granulés peuvent être soumis à une opération de frittage dans une atmosphère quelconque, en particulier oxydante ou réductrice.
Par ailleurs, les caractéristiques des granulés conformes à l'invention permettent de conférer une solidité et une tenue mécanique satisfaisantes aux pastilles combustibles fabriquées à partir de ces granulés.
Selon une autre caractéristique de l'invention, les granulés comprennent une première fraction d'oxyde d'uranium, à l'état de U02, et une seconde fraction d'oxyde d'uranium, à l'état de U308.
Divers exemples non limitatifs, illustrant la mise en
<Desc/Clms Page number 4>
oeuvre de l'invention, sont explicités dans ce qui suit.
Exemple 1
On mélange 65% en poids d'oxyde d'uranium, à l'état de UO2, et 35% d'eau, dans un dispositif comprenant une cuve, mise en relation avec un disperseur, qui est de type ULTRATURRAX. Cette cuve est équipée d'une hélice de brassage, dont la vitesse de rotation est de 150 tours/minute. Par ailleurs, on ajoute au mélange d'eau et d'oxyde d'uranium, un adjuvant de dispersion, tel que celui commercialisé par la société POLYPLASTIC SA sous la référence commerciale DARVAN-C. Puis, une fois la dispersion réalisée, on ajoute 0,3% en poids d'alcool polyvinylique, de manière à rehausser la viscosité de la suspension ainsi formée.
Le temps de séjour du mélange dépend de la masse des composants qui le forment. A titre d'exemple, lorsqu'on traite 20 kg d'oxyde d'uranium, un temps de séjour de 5 minutes dans le disperseur est suffisant pour atteindre le degré de dispersion souhaité.
Cette suspension est ensuite transférée dans une cuve de stockage, qui alimente, par l'intermédiaire d'une pompe de gavage, un atomiseur-sécheur, conforme à un de ceux commercialisés par la société NIRO. Ceci permet la déshydratation et la solidification des particules présentes dans la suspension, de manière à obtenir des granulés de matériaux combustibles nucléaires. Ces derniers sont ensuite utilisés, de façon connue, pour la fabrication de pastilles combustibles nucléaires.
Les granulés ainsi formés présentent une taille moyenne d'environ 30 micromètres et une densité apparente d'environ 1,9 g/cm3. Leur coulabilité, mesurée par l'intermédiaire du dispositif décrit ci-dessus, est d'environ 20 g/s et leur rapport O/U est d'environ 2,06.
Exemple 2
On prépare une poudre d'U3O8. A cet effet, on oxyde une poudre d'UO2 par passage dans des nacelles, dans un four à 330 C parcouru par de l'air, la durée de séjour de
<Desc/Clms Page number 5>
cette poudre étant de 3 heures. On mélange la poudre d'U3O8 ainsi obtenue avec une poudre d'UO2, selon des fractions respectives de 20% et 80% en poids.
On réalise ensuite une suspension, par dispersion du mélange de poudres ainsi formé dans de l'eau, au sein d'un disperseur conforme à celui décrit dans l'exemple 1. Les proportions massiques du mélange de poudre et de l'eau sont respectivement de 65% et de 35%. Puis, on ajoute 0,1% en poids de DARVAN-C, et ensuite 0,3% en poids d'alcool polyvinylique, de façon à former une suspension. Cette dernière est ensuite admise dans un atomiseur-sécheur, de façon à former des granulés servant la fabrication de pastilles de combustible nucléaire, de façon analogue à ce qui a été décrit dans l'exemple 1.
Les granulés ainsi formés présentent une taille moyenne d'environ 20 micromètres et une densité apparente d'environ 1,8 g/cm3. Leur coulabilité, mesurée par l'intermédiaire du dispositif décrit ci-dessus, est d'environ 12 g/s et leur rapport O/U est d'environ 2,22.
Ce rapport peut varier en fonction de la valeur du rapport de la poudre d'U02 de départ.
<Desc / Clms Page number 1>
GRANULES OF NUCLEAR FUEL MATERIAL
The present invention relates to granules of nuclear fuel material.
It relates more particularly to granules of the oxide type, in particular UO2, which are involved in the production of combustible pellets. These granules are obtained, in the usual way, from a nuclear combustible powder, of the oxide type, which is produced downstream of a step aiming to transform into this oxide an initial compound, such as UF6.
This powder can be obtained in different ways.
A first mode, said to be wet, leads to the formation of coarse aggregates, the average diameter of which is approximately 1 mm. The granules thus formed have irregular characteristics, which makes their use difficult.
There are also processes for converting UF6 into U02 using a so-called dry route, which is described for example in FR-A-2,060,242. This dry route leads to the production of a finer powder than that formed by the implementation of the wet process.
DE-A-15 92 536 discloses a process for manufacturing granules from a combustible powder obtained by this dry process. This process involves grinding the particles of the powder, which are then suspended in a solvent, the suspension thus produced being dried by spraying, with a view to its granulation. The granules thus produced have a large size, which can reach values greater than 250 micrometers.
FR-A-2 403 628 discloses a mixture of uranium oxide granules, for the production of combustible pellets. These granules, which are intended to be mixed with plutonium oxide granules, have an average size of approximately 180 micrometers.
<Desc / Clms Page number 2>
The granules according to the prior art mentioned above however have a drawback. Indeed, they have a limited ability to mix with other oxides, for example plutonium or gadolinium.
The invention proposes to overcome this drawback. To this end, it relates to granules of nuclear fuel material, for the production by sintering of fuel elements for a nuclear reactor, these granules being produced from a powder, in particular obtained by dry process, formed of particles of combustible material, in particular uranium oxide, characterized in that the granules have an average size between 15 and 50 micrometers, substantially all of said granules having a size between 10 and 100 micrometers and in that the apparent density of granules is greater than 1.7 g / cm3.
The apparent density of the granules is measured according to international standard ISO 3923-1, that is to say without any prior tamping of these granules.
According to an advantageous characteristic, the average size of the granules is between 25 and 35 micrometers.
According to another advantageous characteristic, the fraction of granules whose size is not between 10 and 100 micrometers is less than 2%, preferably 1%.
The invention makes it possible to achieve the objectives mentioned above.
Indeed, the granules according to the invention have a reduced and homogeneous size, which gives them a great ability to mix with other products used in the context of the manufacture of fuel pellets, in particular plutonium oxides and gadolinium.
Furthermore, the granules according to the invention have a high density, so that they lend themselves
<Desc / Clms Page number 3>
satisfactorily at the industrial stages involved in the subsequent manufacture of fuel pellets. In particular, these granules, given their density and their shape, are able to flow satisfactorily in the compression dies used in this production.
According to another advantageous characteristic of the invention, the granules have a flowability greater than or equal to 10 grams per second. Within the meaning of the invention, the flowability is measured according to standard ASTM D-392-61-T, by means of a funnel comprising a truncated cone inclined at an angle of 60 relative to the horizontal, along which the granules flow. The large base of this truncated cone has a diameter of 92.9 mm, while an orifice with a diameter of 15 mm is made in the center of the funnel.
The flow characteristics of the granules of the invention provide them with great ease of use.
According to another advantageous characteristic of the invention, the granules have an O / U ratio of between 2 and 2.67, preferably between 2.05 and 2.25. This 0 / U ratio is defined as the ratio between the oxygen and uranium atoms of these granules.
In this way, the granules can be subjected to a sintering operation in any atmosphere, in particular oxidizing or reducing.
Furthermore, the characteristics of the granules according to the invention make it possible to give solidity and satisfactory mechanical strength to the fuel pellets produced from these granules.
According to another characteristic of the invention, the granules comprise a first fraction of uranium oxide, in the form of U02, and a second fraction of uranium oxide, in the state of U308.
Various nonlimiting examples, illustrating the implementation
<Desc / Clms Page number 4>
work of the invention, are explained in the following.
Example 1
65% by weight of uranium oxide, in the form of UO2, and 35% of water are mixed in a device comprising a tank, connected to a disperser, which is of the ULTRATURRAX type. This tank is equipped with a stirring propeller, the rotation speed of which is 150 rpm. Furthermore, to the mixture of water and uranium oxide, a dispersing aid is added, such as that sold by the company POLYPLASTIC SA under the commercial reference DARVAN-C. Then, once the dispersion has been carried out, 0.3% by weight of polyvinyl alcohol is added, so as to increase the viscosity of the suspension thus formed.
The residence time of the mixture depends on the mass of the components which form it. For example, when treating 20 kg of uranium oxide, a residence time of 5 minutes in the disperser is sufficient to achieve the desired degree of dispersion.
This suspension is then transferred to a storage tank, which feeds, via a booster pump, an atomizer-dryer, in accordance with one of those sold by the company NIRO. This allows the dehydration and solidification of the particles present in the suspension, so as to obtain granules of nuclear combustible materials. These are then used, in known manner, for the manufacture of nuclear fuel pellets.
The granules thus formed have an average size of approximately 30 micrometers and an apparent density of approximately 1.9 g / cm3. Their flowability, measured using the device described above, is approximately 20 g / s and their O / U ratio is approximately 2.06.
Example 2
A powder of U3O8 is prepared. To this end, a powder of UO2 is oxidized by passage through nacelles, in an oven at 330 ° C. traversed by air, the residence time of
<Desc / Clms Page number 5>
this powder being 3 hours. The U3O8 powder thus obtained is mixed with a UO2 powder, in respective fractions of 20% and 80% by weight.
A suspension is then produced, by dispersing the mixture of powders thus formed in water, within a disperser conforming to that described in Example 1. The mass proportions of the mixture of powder and of water are respectively 65% and 35%. Then, 0.1% by weight of DARVAN-C is added, and then 0.3% by weight of polyvinyl alcohol, so as to form a suspension. The latter is then admitted into an atomizer-dryer, so as to form granules used for the manufacture of nuclear fuel pellets, in a similar manner to that which was described in Example 1.
The granules thus formed have an average size of approximately 20 micrometers and an apparent density of approximately 1.8 g / cm 3. Their flowability, measured by means of the device described above, is approximately 12 g / s and their O / U ratio is approximately 2.22.
This ratio can vary depending on the value of the ratio of the starting U02 powder.