"Procédé de conditionnement de combustible nucléaire irradié".
La présente invention est relative à un procédé de
conditionnement de combustible nucléaire irradié comportant des
oxydes de plutonium et d'uranium, en vue de son retraitement,
suivant lequel on introduit le combustible nucléaire irradié
<EMI ID=1.1> <EMI ID=2.1>
de 400 à 500[deg.]C, on évacue la phase gazeuse qui se forme et on sépare la phase solide de la phase liquide.
Un procédé de ce genre est connu selon le brevet bri- tannique n[deg.]..1.221:604�- y � ..
Il a été constaté que le procédé décrit au brevet
<EMI ID=3.1>
combustible nucléaire irradié dont la teneur en oxyde de pluto- nium est sensiblement supérieure à 15 w %, quoique ce brevet comporte un exemple de traitement d'un combustible nucléaire simulé dont la teneur en oxyde de plutonium est au moins de
<EMI ID=4.1>
Ce procédé connu ne se prête par conséquent pas au conditionnement, en vue du retraitement, des noyaux des éléments des réacteurs à neutrons rapides. En effet, le combustible nucléaire irradié de ces noyaux a généralement une teneur en oxyde de plutonium de l'ordre de 15 à 35 w %.
Un combustible nucléaire irradié d'une telle concentration d'oxyde de plutonium ne donne plus lieu dans un bain
du genre décrit à la formation d'uranoplutonate de sodium à
une température de l'ordre de 400 à 500[deg.]C. Lorsque la concentration en oxyde de plutonium est égale ou supérieure à 25 w %,
la température du bain doit être de l'ordre de 700 à 750[deg.]C.
La présente invention a pour but de réaliser un pro- cédé de conditionnement de combustible nucléaire irradié dont
la teneur en oxyde de plutonium peut être de 20 w % ou plus,
le bain pouvant être maintenu à une température de l'ordre de 400 à 500[deg.]C.
A cet effet on utilise un bain de nitrate de soude comportant du peroxyde de sodium et on maintient ce bain dans
une atmosphère sèche.
Dans ce bain le nitrate de sodium sert essentiellement comme conducteur de chaleur dans lequel de peroxyde actif est <EMI ID=5.1>
dissous.
Un traitement au moyen de nitrate de soude auquel on n'a pas ajouté du peroxyde de sodium est connu selon le brevet britannique n[deg.] 1.221.604 et également selon le brevet allemand
<EMI ID=6.1>
<EMI ID=7.1>
pose-en formant du peroxyde de sodium.
Le traitement au moyen de. ce bain donne donc lieu à des réactions comparables à celles qui sont obtenues par le procédé selon l'invention.
Toutefois, si le bain de départ comporte uniquement du nitrate de soude et pas du peroxyde de sodium, il est indispensable de travailler à une température plus élevée; la quantité d'énergie consommée est plus grande, la corrosivité est largement accrue et des vapeurs nitreuses sont dégagées.
En outre les produits de réaction sont moins stables.
Il est remédié à tous ces inconvénients par le procédé selon l'invention.
Il est à remarquer que le brevet britannique n[deg.]
1.221.604 prévoit également un traitement aux peroxydes. Il n'y est cependant pas question d'un traitement combiné aux nitrates de métaux alcalins et aux peroxydes.
Un traitement aux peroxydes se fait nécessairement en milieu solide.
<EMI ID=8.1>
lange homogène du combustible avec le peroxyde et les réactions se produisent plus difficilement.
Selon le brevet britannique n[deg.] 1.108.042 un traitement au moyen de soude caustique en présence d'un agent oxydant, qui est par exemple du peroxyde de sodium, est prévu.
Un inconvénient de ce procédé connu résulte de l'era- <EMI ID=9.1>
ploi de la soude caustique, qui est très corrosive et qui donne lieu à des produits de réaction à teneur supérieure en sodium.
<EMI ID=10.1>
vention, en vue de la formation du bain de nitrate de soude comportant du peroxyde de sodium, on dissout de l'oxyde de sodium dans du nitrate de soude à une température de l'ordre de
400 à 500[deg.]C dans une atmosphère inerte et sèche et on introduit par la suite de l'oxygène sec dans le bain non refroidi.
Dans une forme de réalisation particulière de l'invention, on dissout de l'oxyde de sodium dans le nitrate de soude
<EMI ID=11.1>
Dans une forme de réalisation préférée de l'invention, on introduit de l'oxygène dans le bain par bouillonnement.
Dans une forme de réalisation de l'invention appliquée de'préférence, on introduit dans la phase liquide susdite, après séparation de la phase solide, du bioxyde d'azote, on évacue la nouvelle. phase gazeuse qui se forme, et on sépare la nouvelle phase solide de la nouvelle phase liquide.
D'autres détails et particularités de l'invention ressortiront de la description d'une forme de réalisation d'un pro . cédé de conditionnement de combustible nucléaire irradié selon l'invention, donnée ci-après à titre d'exemple non limitatif.
Du combustible nucléaire irradié provenant de noyaux d'éléments d'un réacteur à neutrons rapides, est traité de la façon décrite ci-après.
On traite, par exemple, un assemblage du réacteur rapi
<EMI ID=12.1>
On traite, par exemple, un assemblage.provenant des zones 2-4 de répartition du combustible....
Cet assemblage est constitué de 169 aiguilles métal-
<EMI ID=13.1>
<EMI ID=14.1> <EMI ID=15.1>
Cette valeur est obtenue en prenant la moyenne pour les tronçons d'assemblages en zone 2 (30 w � Pu[deg.]2) avec les
<EMI ID=16.1>
PuO�).
On découpe les aiguilles en sections d'un pouce de long environ désignées communément sous le nom de "chops'..
Le volume apparent de l'ensemble des "chops" provenant d'un assemblage est d'environ 20 litres.
Le combustible doit être extrait de sa gaine métallique et conditionné en vue de son retraitement par voie aqueuse; dans ce but il doit être débarrassé de certains produits de fission.
A cet effet les "chops" sont disposés dans un panier métallique, lequel est plongé dans un bain dont la composition et la préparation sont décrites ci-après.
Pour la quantité de combustible mentionnée ci-dessus
<EMI ID=17.1>
<EMI ID=18.1>
Ce mélange salin constitue un volume de 100 litres environ.
Ce bain est préparé dans une cuve de zirconium, de
<EMI ID=19.1>
d'un dispositif d'agitation.
En raison de la solubilité très faible du peroxyde de sodium dans du nitrate de soude, il n'est pas possible de préparer le bain par une dissolution directe du peroxyde de sodium dans le nitrate de soude. En apparence cette solubilité n'est pas tellement faible, parce qu'en réalité, sous des conditions normales, donc dans une atmosphère non suffisamment sèche, le peroxyde de sodium (Na202) est transformé en de la soude caustique (NaOH) qui est très soluble.
Si on travaille dans une atmosphère sèche, la disso- <EMI ID=20.1>
lution d'une poudre de peroxyde de sodium dont les grains ont une dimension moyenne de l'ordre de 2 mm, dans une concentration molaire de 5 % prend des heures..
Pour contourner cette difficulté, de l'oxyde de sodium (Na20) est dissous dans une atmosphère inerte et sèche dans un bain de nitrate de soude d'une température de 450[deg.]C.
On pourrait ainsi dissoudre de l'oxyde de sodium dans une concentration molaire de l'ordre de 20 %. La concentration est cependant moindre si on prépare le bain sur base des quantités décrites ci-dessus.
L'atmosphère inerte et sèche est une atmosphère d'azote ou d'argon quasi statique.
Dans un deuxième temps l'oxyde de sodium du bain est transformé en du peroxyde de sodium par de l'oxygène ou de l'air suffisamment sec, qui est introduit dans le bain par bouillonnement.
On produit par exemple la conversion d'oxyde de sodium en peroxyde de sodium par barbotage de 5 m<3> d'oxygène sec réparti par exemple sur deux à trois heures.
Cette conversion peut également être réalisée par absorption d'oxygène sec à la surface du bain.
Dans ce cas l'absorption est contrôlée par le maintien d'une légère surpression de gaz, par exemple de l'ordre
de 100 g/cm2.
Pendant la conversion, donc pendant l'opération de barbotage ou d'absorption, le bain ne peut pas se refroidir.
En effet, lors d'un refroidissement, du peroxyde de sodium, formé par l'oxydation de l'oxyde de sodium, se précipite et ne peut plus. être dissous dans le bain.'
Si on prend la précaution de ne pas laisser refroidir
<EMI ID=21.1> trate de soude fondu à une température de 450[deg.]C comportant une quantité importante de peroxyde de sodium. A la température de
450[deg.]C. et dans une atmosphère sèche, le bain n'est pas particu- lièrement corrosif; c'est la raison pour laquelle il peut être
<EMI ID=22.1>
calloy 2 et de nickel.
On introduit alors dans ce bain, toujours maintenu à la température de 450[deg.]C et sous une atmosphère sèche, le panier comportant les "chops" chargés de combustible nucléaire irradié
<EMI ID=23.1>
rotation du panier.
On introduit en premier lieu dans le bain les "chops" à haute teneur en plutonium; le combustible nucléaire irradié
à haute teneur en plutonium est donc traité pendant que la con- centration du peroxyde de sodium dans le bain est encore élevée.
On introduit donc en premier lieu dans le bain les "chops" provenant de la zone 2.
Ce n'est que par après que les "chops" à teneur moins élevée en plutonium sont introduits dans le bain. Les "chops"
<EMI ID=24.1>
nier lieu.
Pendant tout ce temps, donc pendant qu'on introduit dans le bain le panier contenant les "chops", on maintient dans ce dernier un barbotage d'oxygène sec.
<EMI ID=25.1>
répartie sur la durée de la réaction, qui est par exemple de l'ordre de 4 heures.
Sous l'influence du bain, le combustible se désagrège
<EMI ID=26.1>
<EMI ID=27.1>
En fin de réaction le panier est retiré du bain et <EMI ID=28.1>
<EMI ID=29.1>
<EMI ID=30.1>
<EMI ID=31.1>
encore limitée, n'entraîne pas une contamination excessive du bain par les composants de l'acier, inoxydable.
Suite à la conversion du combustible il se produit un changement complet. -de structure; des produits de fission sont libérés et il se produit des interactions entre les produits
<EMI ID=32.1>
Il se forme ainsi une phase solide, une phase liquide et une phase gazeuse, dont la formation et la composition sont décrites ci-après.
La phase solide consiste essentiellement en de l'uranoplutonate de sodium finement divisé provenant de la conversion du réseau de l'oxyde mixte. Les particules de combustible, comme il s'en présente dans l'exemple décrit, dont la teneur en oxyde de plutonium atteint ou dépasse 25 w %, sont transformées en uranoplutonate à caractère amorphe provenant de la distorsion du réseau cristallin sous Influence de la quantité importante de plutonium présente.
Au contraire, pour les particules de combustible à faible concentration en oxyde de plutonium l'uranoplutonate de sodium se présente sous une forme cristalline.
Il est à remarquer qu'il n'y a en principe pas de limite supérieure pour la teneur en oxyde de plutonium du combustible pouvant être conditionné suivant ce procédé.
Certains produits de fission se trouvent dans la phase
<EMI ID=33.1>
nthénium.
Toutes les réactions ne sont pas décrites en détail. Le cas du ruthénium est traité à. titre d'exemple_ <EMI ID=34.1>
<EMI ID=35.1>
Le nitrate de soude ne réagit pas avec l'oxyde de
<EMI ID=36.1>
<EMI ID=37.1>
ruthénate de sodium (Na2Ru04). Lors de cette réaction il ne
<EMI ID=38.1>
Le ruthénate de sodium est soluble dans le bain et par conséquent une fraction importante du ruthénium est séparée de cette feçon
<EMI ID=39.1>
L'iode réagit également avec le bain de nitrate de soude comportant du peroxyde de sodium à la température de 450[deg.]C et dans une atmosphère sèche. Le produit qui se forme est pro-
<EMI ID=40.1>
sante pour que l'on retrouve de l'iode dans la phase liquide;
le combustible même, se trouvant dans la phase solide, est donc libéré dans une certaine mesure de l'iode.
La supposition que l'iode se présente sous forme de Na5I06 est basée sur le fait que si on laisse la phase liquide se solidifier, on obtient une structure qui, bien que non connue suivant la littérature, correspond à la structure obtenue si on
<EMI ID=41.1>
la réaction du peroxyde de sodium solide avec de l'iodure de sodium (Kal)).
A la température de 450[deg.]C et sous les conditions très oxydant.es du bain, le tritium est quantitativement oxydé pour
<EMI ID=42.1>
avec.du peroxyde de sodium avec formation de soude caustique mais la quantité de soude caustique ainsi introduite dans le bain reste pratiquement sans influence sur les réactions en raison de la quantité infiniment petite de tritium. Une partie du
<EMI ID=43.1>
partie se trouve dans la phase gazeuse.
La phase gazeuse. comporte, outre une quantité de tri-
<EMI ID=44.1>
phase gazeuse s'échappant du bain peut être traitée d'une façon connue, notamment pour en condenser les gaz de fission.
La phase liquide est séparée de la phase solide d'une façon-connue, par exemple par 'filtrage ou centrifugation. L'uranoplutonate de sodium destiné au traitement ultérieur est ainsi
<EMI ID=45.1>
les gaz inertes de fission et une partie du tritium étant évacués avec la phase gazeuse. L'autre partie du tritium et une fraction de l'iode se trouvent dans la phase liquide, qui en outre renferme du ruthénium, du césium et du baryum.
La phase solide comportant l' uranoplutonate de sodium est aisément dissoute dans un acide dilué, même sans agent complexant. Elle est par exemple dissoute dans de l'acide ni-
<EMI ID=46.1>
par voie aqueuse.
<EMI ID=47.1>
La phase liquide est décontaminée dans une large mesure par l'introduction du bioxyde d'azote (N02) dans cette phase, qui est ce qui reste du bain après l'élimination de la phase solide par filtrage et l'évacuation de la phase gazeuse.
Le bioxyde d'azote estintroduit dans ce bain par bouil- lonnement, toujours dans une atmosphère sèche et à une tempéra-
<EMI ID=48.1>
On introduit donc ainsi 2,5 m<3> de bioxyde d'azote dans le bain et cette opération a une durée de l'ordre de 6 heures.
Il se forme une nouvelle phase solide, une nouvelle phase liquide et une nouvelle phase gazeuse dont la formation et la composition sont décrites ci-après.
Le ruthénate de sodium (Na2Ru04) est décomposé sous l'influence du bioxyde d'azote et il se forme de l'oxyde de ru- <EMI ID=49.1>
<EMI ID=50.1>
la transformation de peroxyde de sodium et éventuellement de soude caustique en nitrate de soude. Comme la solubilité de l'eau dans du nitrate de soude est très faible, l'eau, provenant de l'oxydation du tritium et d'éventuelles captures d'humidité, entre dans la nouvelle phase gazeuse. La structure comportant l'iode est également décomposée dans le bain et l'iode moléculaire est quantitativement libéré à 450[deg.]C. Cet iode s'ajouté également à la nouvelle phase gazeuse.
Le bain est ainsi décontaminé dans une large mesure par l'évacuation du tritium et de l'iode vers la phase gazeuse et par la précipitation du ruthénium sous forme d'oxyde de ruthénium.
Le bain traité au bioxyde d'azote peut être réutilisé et la formation de déchet radioactif est par conséquent limitée au minimum.
Le procédé selon l'invention présente, outre le fait qu'il peut être appliqué à un combustible nucléaire irradié à haute concentration en plutonium, l'avantage que le temps de refroidissement accordé au combustible après arrêt du réacteur est sans.importance.
<EMI ID=51.1>
sèche est une condition essentielle du procédé selon l'invention. En effet, l'eau transforme le peroxyde de sodium en soude
<EMI ID=52.1>
de la soude est sensiblement plus faible, de sorte que l'application du procédé dans une atmosphère humide nécessiterait l'application de températures beaucoup plus élevées. La soude caustique est d'ailleurs beaucoup plus corrosive.
La présence de peroxyde de sodium est également indispensable, en raison du fait que le nitrate de sodium et l'air ne désagrègent les oxydes du combustible à haute teneur en plu-"**" go 000- oze "te" 4j
tonium qu'aux températures au-dessus de 700"C. A ces températures, le nitrate se décompose en peroxyde de sodium, mais avec production de bioxyde d'azote. A son tour, le diuranoplutonate qui n'est plus stable à ces températures se décompose partiellement. Une quantité d'oxyde de plutonium non soluble dans l'acide nitrique serait ainsi perdue.
Le maintien de la température dé l'ordre de 450[deg.]C pendant,l'opération est important. On contrôle, par exemple, la température par un thermocouple gainé de zircalloy plongé directement dans le bain.
Les quantités indiquées ci-dessus pour l'oxygène et le bioxyde d'azote ne sont pas critiques. On tend àutiliser des quantités stoechéométriques d'oxygène et de bioxyde d'azote, afin de ne pas trop diluer les gaz de fission. On facilite ainsi la récupération de ces gaz.
Donc le débit de l'oxygène et du bioxyde d'azote doit être aussi réduit que possible et la capture par le bain de ces gaz doit être aussi efficace que possible.
Le rapport des volumes entre la quantité de sels et la quantité de combustible à traiter n'est pas critique, mais est par exemple de l'ordre de 10.
Comme les sels sont recyclés, leur quantité consommée est en fait bien moindre.
Il doit être entendu que l'invention.n'est nullement limitée à la forme d'exécution décrite ci-avant et que bien des modifications peuvent y être apportées. sans- sortir du cadre.de ,:la présente demande de brevet.-
C'est. ainsi, par exemple,. que les quantités mentionnées ci-dessus ne sont ni des limites inférieures ni des limites supérieures..
Une installation pourrait, par exemple, traiter simultanément plusieurs assemblages.
<EMI ID=53.1>
Le bain de nitrate de soude comportant du peroxyde
de sodium peut également contenir des nitrates, des oxydes,
des peroxydes et des superoxydes d'autres métaux alcalins tels que césium et potassium.
REVENDICATIONS.
1. procédé de conditionnement de combustible nucléaire irradié comportant -des oxydes de plutonium et d'uranium en vue de son retraitement, suivant lequel on introduit le combustible nucléaire irradié dans un bain de nitrate de soude à une température de l'ordre de 400 à SOO[deg.]C, on évacue la phase gazeuse qui se forme et on sépare la phase solide de la phase liquide, c a-
<EMI ID=54.1>
trate de soude comportant du peroxyde de sodium et on maintient ce bain dans une atmosphère sèche.
"Process for conditioning spent nuclear fuel".
The present invention relates to a process for
conditioning of used nuclear fuel comprising
oxides of plutonium and uranium, for reprocessing,
whereby used nuclear fuel is introduced
<EMI ID = 1.1> <EMI ID = 2.1>
from 400 to 500 [deg.] C, the gas phase which forms is evacuated and the solid phase is separated from the liquid phase.
A process of this kind is known from British patent no. [Deg.] .. 1.221: 604 � - y � ..
It was found that the process described in the patent
<EMI ID = 3.1>
irradiated nuclear fuel with a plutonium oxide content significantly greater than 15 w%, although this patent includes an example of processing a simulated nuclear fuel with a plutonium oxide content of at least
<EMI ID = 4.1>
This known process is therefore not suitable for conditioning, with a view to reprocessing, the nuclei of the elements of fast neutron reactors. In fact, the nuclear fuel spent from these cores generally has a plutonium oxide content of the order of 15 to 35 w%.
Used nuclear fuel with such a concentration of plutonium oxide no longer gives rise in a bath
of the kind described to the formation of sodium uranoplutonate in
a temperature of the order of 400 to 500 [deg.] C. When the plutonium oxide concentration is equal to or greater than 25 w%,
the temperature of the bath should be in the range of 700 to 750 [deg.] C.
The object of the present invention is to provide a process for conditioning irradiated nuclear fuel, of which
the plutonium oxide content can be 20 w% or more,
the bath being able to be maintained at a temperature of the order of 400 to 500 [deg.] C.
For this purpose, a sodium nitrate bath comprising sodium peroxide is used and this bath is maintained in
a dry atmosphere.
In this bath the sodium nitrate serves mainly as a heat conductor in which the active peroxide is <EMI ID = 5.1>
dissolved.
A treatment with sodium nitrate to which sodium peroxide has not been added is known according to British Patent No. [deg.] 1.221.604 and also according to German patent
<EMI ID = 6.1>
<EMI ID = 7.1>
laying-forming sodium peroxide.
Treatment by means of. this bath therefore gives rise to reactions comparable to those which are obtained by the process according to the invention.
However, if the starting bath only contains sodium nitrate and not sodium peroxide, it is essential to work at a higher temperature; the amount of energy consumed is greater, the corrosivity is greatly increased and nitrous vapors are released.
In addition, the reaction products are less stable.
All these drawbacks are remedied by the method according to the invention.
It should be noted that British patent no [deg.]
1.221.604 also provides for treatment with peroxides. However, there is no question of a combined treatment with alkali metal nitrates and peroxides.
A treatment with peroxides is necessarily carried out in a solid medium.
<EMI ID = 8.1>
Homogeneous mixture of the fuel with the peroxide and the reactions take place more difficult.
According to British Patent No [deg.] 1,108,042 a treatment with caustic soda in the presence of an oxidizing agent, which is for example sodium peroxide, is provided.
A disadvantage of this known method results from the er- <EMI ID = 9.1>
use of caustic soda, which is very corrosive and gives rise to reaction products with a higher sodium content.
<EMI ID = 10.1>
vention, in order to form the sodium nitrate bath comprising sodium peroxide, sodium oxide is dissolved in sodium nitrate at a temperature of the order of
400 to 500 [deg.] C in an inert, dry atmosphere and then dry oxygen is introduced into the uncooled bath.
In a particular embodiment of the invention, sodium oxide is dissolved in sodium nitrate
<EMI ID = 11.1>
In a preferred embodiment of the invention, oxygen is introduced into the bath by bubbling.
In one embodiment of the invention applied by preference, nitrogen dioxide is introduced into the above-mentioned liquid phase, after separation of the solid phase, and the new one is discharged. gas phase which forms, and the new solid phase is separated from the new liquid phase.
Other details and features of the invention will emerge from the description of an embodiment of a pro. cession of conditioning irradiated nuclear fuel according to the invention, given below by way of non-limiting example.
Used nuclear fuel from the cores of elements of a fast neutron reactor is processed as described below.
For example, a rapid reactor assembly is treated
<EMI ID = 12.1>
One processes, for example, an assembly. From zones 2-4 of fuel distribution ....
This assembly consists of 169 metal needles
<EMI ID = 13.1>
<EMI ID = 14.1> <EMI ID = 15.1>
This value is obtained by taking the average for the sections of assemblies in zone 2 (30 w � Pu [deg.] 2) with the
<EMI ID = 16.1>
PuO �).
The needles are cut into sections about an inch long commonly referred to as "chops".
The apparent volume of all the "chops" coming from an assembly is approximately 20 liters.
The fuel must be extracted from its metal cladding and conditioned with a view to its reprocessing by aqueous route; for this purpose it must be freed from certain fission products.
For this purpose, the “chops” are placed in a metal basket, which is immersed in a bath, the composition and preparation of which are described below.
For the quantity of fuel mentioned above
<EMI ID = 17.1>
<EMI ID = 18.1>
This salt mixture constitutes a volume of approximately 100 liters.
This bath is prepared in a zirconium tank,
<EMI ID = 19.1>
a stirring device.
Due to the very low solubility of sodium peroxide in sodium nitrate, it is not possible to prepare the bath by direct dissolution of sodium peroxide in sodium nitrate. Apparently this solubility is not so low, because in reality, under normal conditions, therefore in an insufficiently dry atmosphere, sodium peroxide (Na202) is transformed into caustic soda (NaOH) which is very soluble.
If working in a dry atmosphere, the disso- <EMI ID = 20.1>
lution of a powder of sodium peroxide, the grains of which have an average size of the order of 2 mm, in a molar concentration of 5% takes hours.
To get around this difficulty, sodium oxide (Na 2 O) is dissolved in an inert atmosphere and dried in a sodium nitrate bath at a temperature of 450 [deg.] C.
Sodium oxide could thus be dissolved in a molar concentration of the order of 20%. The concentration is however lower if the bath is prepared on the basis of the quantities described above.
The inert, dry atmosphere is a quasi-static nitrogen or argon atmosphere.
Secondly, the sodium oxide in the bath is transformed into sodium peroxide by oxygen or sufficiently dry air, which is introduced into the bath by bubbling.
For example, the conversion of sodium oxide to sodium peroxide is produced by bubbling 5 m 3 of dry oxygen distributed for example over two to three hours.
This conversion can also be carried out by absorption of dry oxygen at the surface of the bath.
In this case the absorption is controlled by maintaining a slight overpressure of gas, for example of the order
of 100 g / cm2.
During the conversion, therefore during the bubbling or absorption operation, the bath cannot cool down.
In fact, during cooling, sodium peroxide, formed by the oxidation of sodium oxide, precipitates and can no longer. be dissolved in the bath. '
If we take the precaution not to let it cool
<EMI ID = 21.1> molten sodium trate at a temperature of 450 [deg.] C comprising a significant amount of sodium peroxide. At the temperature of
450 [deg.] C. and in a dry atmosphere the bath is not particularly corrosive; this is the reason why it can be
<EMI ID = 22.1>
calloy 2 and nickel.
Then introduced into this bath, still maintained at a temperature of 450 [deg.] C and under a dry atmosphere, the basket comprising the "chops" loaded with irradiated nuclear fuel.
<EMI ID = 23.1>
basket rotation.
The "chops" with a high plutonium content are first introduced into the bath; used nuclear fuel
high plutonium content is therefore treated while the concentration of sodium peroxide in the bath is still high.
The "chops" coming from zone 2 are therefore first introduced into the bath.
It is only afterwards that the "chops" with a lower plutonium content are introduced into the bath. The "chops"
<EMI ID = 24.1>
deny place.
During all this time, therefore, while the basket containing the "chops" is introduced into the bath, a bubbling of dry oxygen is maintained in the latter.
<EMI ID = 25.1>
distributed over the duration of the reaction, which is for example of the order of 4 hours.
Under the influence of the bath, the fuel crumbles
<EMI ID = 26.1>
<EMI ID = 27.1>
At the end of the reaction, the basket is removed from the bath and <EMI ID = 28.1>
<EMI ID = 29.1>
<EMI ID = 30.1>
<EMI ID = 31.1>
still limited, does not lead to excessive contamination of the bath by components of the stainless steel.
As a result of the fuel conversion a complete change occurs. -of structure; fission products are released and interactions occur between the products
<EMI ID = 32.1>
A solid phase, a liquid phase and a gas phase are thus formed, the formation and composition of which are described below.
The solid phase consists essentially of finely divided sodium uranoplutonate from the conversion of the mixed oxide lattice. The fuel particles, as it appears in the example described, whose plutonium oxide content reaches or exceeds 25 w%, are transformed into uranoplutonate with amorphous character resulting from the distortion of the crystal lattice under the influence of the quantity significant amount of plutonium present.
On the contrary, for fuel particles with a low concentration of plutonium oxide, sodium uranoplutonate appears in a crystalline form.
It should be noted that there is in principle no upper limit for the plutonium oxide content of the fuel which can be conditioned by this process.
Some fission products are found in the phase
<EMI ID = 33.1>
nthenium.
Not all reactions are described in detail. The case of ruthenium is dealt with at. example_ <EMI ID = 34.1>
<EMI ID = 35.1>
Sodium nitrate does not react with sodium oxide
<EMI ID = 36.1>
<EMI ID = 37.1>
sodium ruthenate (Na2Ru04). During this reaction he does not
<EMI ID = 38.1>
Sodium ruthenate is soluble in the bath and therefore a significant fraction of the ruthenium is separated from this process.
<EMI ID = 39.1>
The iodine also reacts with the sodium nitrate bath containing sodium peroxide at a temperature of 450 [deg.] C and in a dry atmosphere. The product that forms is pro-
<EMI ID = 40.1>
health so that iodine is found in the liquid phase;
the fuel itself, being in the solid phase, is therefore liberated to some extent from iodine.
The assumption that iodine is in the form of Na5I06 is based on the fact that if we allow the liquid phase to solidify, we obtain a structure which, although not known from the literature, corresponds to the structure obtained if we
<EMI ID = 41.1>
reaction of solid sodium peroxide with sodium iodide (Kal)).
At a temperature of 450 [deg.] C and under the very oxidizing conditions of the bath, the tritium is quantitatively oxidized to
<EMI ID = 42.1>
avec.du sodium peroxide with formation of caustic soda, but the quantity of caustic soda thus introduced into the bath remains practically without influence on the reactions because of the infinitely small quantity of tritium. Part of
<EMI ID = 43.1>
part is in the gas phase.
The gas phase. comprises, in addition to a quantity of
<EMI ID = 44.1>
gas phase escaping from the bath can be treated in a known manner, in particular to condense the fission gases therefrom.
The liquid phase is separated from the solid phase in a known manner, for example by filtration or centrifugation. Sodium uranoplutonate intended for further processing is thus
<EMI ID = 45.1>
the inert fission gases and part of the tritium being evacuated with the gas phase. The other part of the tritium and a fraction of the iodine are found in the liquid phase, which additionally contains ruthenium, cesium and barium.
The solid phase comprising sodium uranoplutonate is easily dissolved in dilute acid, even without a complexing agent. It is for example dissolved in ni-
<EMI ID = 46.1>
by aqueous route.
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The liquid phase is decontaminated to a large extent by the introduction of nitrogen dioxide (NO2) into this phase, which is what remains of the bath after the solid phase has been filtered out and the gas phase removed. .
The nitrogen dioxide is introduced into this bath by boiling, always in a dry atmosphere and at a temperature.
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2.5 m <3> of nitrogen dioxide are thus introduced into the bath and this operation lasts about 6 hours.
A new solid phase is formed, a new liquid phase and a new gas phase, the formation and composition of which are described below.
Sodium ruthenate (Na2Ru04) is decomposed under the influence of nitrogen dioxide and forms ru- <EMI ID = 49.1>
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the transformation of sodium peroxide and optionally of caustic soda into sodium nitrate. As the solubility of water in sodium nitrate is very low, the water, resulting from the oxidation of tritium and possible moisture captures, enters the new gas phase. The iodine-bearing structure is also broken down in the bath and molecular iodine is quantitatively released at 450 [deg.] C. This iodine is also added to the new gas phase.
The bath is thus decontaminated to a large extent by the evacuation of tritium and iodine to the gas phase and by the precipitation of ruthenium in the form of ruthenium oxide.
The nitrogen dioxide treated bath can be reused and the formation of radioactive waste is therefore kept to a minimum.
The method according to the invention has, besides the fact that it can be applied to irradiated nuclear fuel with a high plutonium concentration, the advantage that the cooling time granted to the fuel after shutdown of the reactor is immaterial.
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dryness is an essential condition of the process according to the invention. Indeed, water transforms sodium peroxide into soda
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sodium hydroxide is significantly lower, so that the application of the process in a humid atmosphere would require the application of much higher temperatures. Caustic soda is also much more corrosive.
The presence of sodium peroxide is also essential, due to the fact that sodium nitrate and air do not break down the oxides of the fuel with a high content of plu - "**" go 000- oze "te" 4j
tonium only at temperatures above 700 "C. At these temperatures, the nitrate decomposes into sodium peroxide, but with the production of nitrogen dioxide. In turn, the diuranoplutonate which is no longer stable at these temperatures partially decomposes, thereby losing an amount of plutonium oxide which is not soluble in nitric acid.
Maintaining the temperature of the order of 450 [deg.] C during the operation is important. The temperature is controlled, for example, by a thermocouple sheathed in zircalloy immersed directly in the bath.
The amounts given above for oxygen and nitrogen dioxide are not critical. The tendency is to use stoichiometric amounts of oxygen and nitrogen dioxide, so as not to over-dilute the fission gases. This facilitates the recovery of these gases.
So the flow of oxygen and nitrogen dioxide should be as low as possible and the capture by the bath of these gases should be as efficient as possible.
The volume ratio between the quantity of salts and the quantity of fuel to be treated is not critical, but is for example of the order of 10.
As the salts are recycled, their amount consumed is actually much less.
It should be understood that the invention is in no way limited to the embodiment described above and that many modifications can be made thereto. without departing from the scope of,: the present patent application.
It is. so, for example ,. that the above mentioned quantities are neither lower limits nor upper limits.
An installation could, for example, simultaneously process several assemblies.
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The sodium nitrate bath containing peroxide
sodium may also contain nitrates, oxides,
peroxides and superoxides of other alkali metals such as cesium and potassium.
CLAIMS.
1. process for conditioning irradiated nuclear fuel comprising oxides of plutonium and uranium for reprocessing, according to which the spent nuclear fuel is introduced into a sodium nitrate bath at a temperature of the order of 400 to SOO [deg.] C, the gas phase which forms is evacuated and the solid phase is separated from the liquid phase, c a-
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sodium trate comprising sodium peroxide and this bath is maintained in a dry atmosphere.