CN103733265B - 用于生产多孔核燃料的方法 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及一种用于生产包括铀、可选的钚和可选的至少一种次锕系元素的多孔燃料的方法,所述方法包括以下一系列步骤:a)将包括第一类型的聚集体和第二类型的聚集体的混合物压实的步骤,该第一类型的聚集体包括二氧化铀UO2形式的铀氧化物、可选的钚氧化物和可选的至少一种次锕系元素氧化物,该第二类型的聚集体包括八氧化三铀U3O8形式的铀氧化物、可选的钚氧化物和可选的至少一种次锕系元素氧化物;b)在还原性介质中使经压实的混合物还原,以将八氧化三铀U3O8的全部或部分还原成二氧化铀UO2的步骤,第二类型的聚集体在压实步骤之前通过一系列具体操作来制备。
Description
技术领域
本发明涉及一种用于生产包括铀、可选的钚与可选的至少一种次锕系元素的多孔核燃料的方法,执行步骤不涉及这些元素的粉末状化合物。
具体地,这种方法可以在通过将次锕系元素并入前述燃料中而再利用所述次锕系元素中发现应用,上述燃料将用于构成核反应堆的核棒或用于进入嬗变靶的组成,以进行核嬗变实验,特别是为了更好地理解所述次锕系元素的嬗变的机制。
更一般地,该方法可以在包括铀的多孔燃料的制造中简单地发现应用。
指出的是,在本说明书的其余部分中,次锕系元素是指除铀、钚和钍之外的锕系元素,其通过标准燃料的原子核连续捕获中子而在反应堆中形成,次锕系元素是镅、锔和镎。
背景技术
在操作中,用铀类燃料操作的压水反应堆产生裂变产物,其中一些是气体的形式以及重元素:次锕系元素。通过燃料的原子核连续捕获中子而形成的次锕系元素主要是镎、镅和锔的同位素。它们是强的α发射源和重要量的氦气的释放源。出于安全方面的原因,对于结合有来自它们的制造的不可忽略量的次锕系元素的燃料,由于使用或贮存燃料的过程中发生的上述现象,因此优选的是新的铀类燃料固有地具有在照射下稳定水平的孔隙率,这能够使来自衰变的这些裂变气体和氦气排出而没有燃料的物理降解。
在使用之后,目前根据两个独立的路径进行再利用包括次锕系元素的燃料:
异质再利用;和
均质再利用。
在异质再利用的情况中,在乏燃料的处理过程中,将次锕系元素与铀和钚中分离开,然后以较高的水平并入与反应堆的标准裂变燃料元素(fuel element)分离的增殖性燃料元素中。包括次锕系元素的燃料元素可由例如布置在反应堆中心外围的覆盖元素组成。特别是,通过并入次锕系元素的非标准燃料,通过将由这些锕系元素所产生的再利用问题集中于材料的还原流上,该再利用路径能够避免使反应堆中心的特征衰减。
在均质再利用的情况中,次锕系元素以较低的水平被混合,并以准均匀的方式被分布在反应堆标准燃料元素的整体中。为此,在乏燃料的处理过程中,将铀、钚和次锕系元素一起处理以形成氧化物,然后用于制造所述燃料。
将次锕系元素引入到用于反应堆中心的燃料中,以与在使用过程中出现次锕系元素的燃料相同的方式,在这些燃料内产生裂变气体的重要发射和强的α发射。出于安全原因,因此需要提供具有包括在照射下稳定水平的孔隙率的微观结构,而且这能够使来自衰变的裂变气体和氦排出而没有燃料的物理降解。推荐用于该燃料的孔隙率的水平必须是约14~16%,以相同的方式,孔隙率必须是开孔孔隙率,以促进所产生的氦的释放并且避免继由次锕系元素的产生而引起的自照射之后的燃料的溶胀现象。
为了尽量靠近或甚至达到这样的水平,已知的是,在上述氧化物的混合/研磨步骤中将重要量的有机致孔剂并入燃料前体。然而,考虑到由次锕系元素的存在而产生的高水平的α发射,不能确保有机致孔剂的耐久性。事实上,目前使用的致孔剂(诸如偶氮二甲酰胺)很快失去其性能,这可能产生由于次锕系元素的存在而难以控制的重要的废品率。因此,不可能贮存用于构成燃料的前体混合物,并且由于致孔剂的降解,在烧结燃料芯块之前的溶胀的风险将进入燃料的组成中。因此,不可能得到具有可控制的孔隙率的燃料。
本发明人已经为他们自己设定了如下的目标:提出一种用于生产包括铀的多孔燃料的方法,该方法不具有使用有机致孔剂的固有的缺点,即在混合燃料前体的阶段时这些试剂的降解,该创新方法涉及使用无机致孔剂,无机致孔剂无论是在数量方面上还是在质量方面上(尤其是在孔径和孔的特征的方面上)能够控制孔隙率。
发明内容
因此,本发明涉及一种用于生产包括铀、可选的钚和可选的至少一种次锕系元素的多孔燃料的方法,该方法包括以下一系列步骤:
a)将包括第一类型的聚集体(agglomerate)和第二类型的聚集体的混合物压实的步骤,所述第一类型的聚集体包括二氧化铀UO2形式的铀氧化物、可选的钚氧化物和可选的至少一种次锕系元素氧化物,所述第二类型的聚集体包括八氧化三铀U3O8形式的铀氧化物、可选的钚氧化物和可选的至少一种次锕系元素氧化物;
b)在还原性介质中使经压实的混合物还原,以将八氧化三铀U3O8的全部或部分还原成二氧化铀UO2的步骤,
在压实步骤a)之前,上述第二类型的聚集体可以通过将在下文中更详细描述的一系列具体操作来制备。
在本说明书的剩余部分中,表述“第一类型的聚集体”或“聚集体的第一类型”和“第二类型的聚集体”或“聚集体的第二类型”将被不加区别地使用。
该创新的方法具有以下优点:
由于使用聚集体而不是这样的粉末,该方法不会引起与处理粉末相关的危害,所述危害在这里是更加重要的,因为本发明定位于核领域;
该方法不涉及粉末制粒的步骤,这能够降低与在这样的步骤过程中产生的细颗粒的存在相关的污染的风险;
因为八氧化三铀U3O8的还原伴随着约30%体积的减小,所以能够通过利用第二类型的聚集体的形状、其中所含的八氧化三铀U3O8的数量以及第二类型的聚集体与第一类型的聚集体的比例来控制按照还原步骤所得到的燃料的孔隙率,所述控制在孔形状、孔径和孔数量的方面上能够有效果。
如上所述,上述压实步骤发生在包括第一类型的聚集体和第二类型的聚集体的混合物上,所述第一类型的聚集体包括二氧化铀UO2形式的铀氧化物、可选的钚氧化物和可选的至少一种次锕系元素氧化物,所述第二类型的聚集体包括八氧化三铀U3O8形式的铀氧化物、可选的钚氧化物和可选的至少一种次锕系元素氧化物。
无论是对于第一类型的聚集体还是对于第二类型的聚集体,次锕系元素氧化物都可以是:镅氧化物,诸如AmO2、Am2O3;锔氧化物,诸如CmO2、Cm2O3;镎氧化物,诸如NpO2,及其混合物。
无论是对于第一类型的聚集体还是对于第二类型的聚集体,钚氧化物都可以是PuO2和/或Pu2O3的形式。
第一类型的聚集体和第二类型的聚集体有利地是球形形状,这种形状在本发明的范围内特别适合,因为它能够易于填充在可以发生压实步骤的模具中并在所述模具中分布。当它们具有球形形状时,这些聚集体可以被描述为小球。
具体地,第二类型的聚集体可以是平均直径大于50μm,优选为100~1200μm的球的形式。
可以使用压力机来进行压实步骤,该压力机将要施加压力到放置在模具中的聚集体的混合物,模具的形状对应于希望分配给多孔燃料的形状,所述形状通常是芯块(pellet)。
作为所希望的微观结构和聚集体的维度的函数来调节所施加的压力。
例如,压实步骤可在于将100~1200MPa,优选300~600MPa的压力施加到聚集体的混合物上。
在上述压实步骤之前,本发明的方法可包括制备第一类型的聚集体和/或第二类型的聚集体的步骤,特别是,制备第二类型的聚集体的步骤。
关于第二类型的聚集体,有利的是,第二类型的聚集体可以通过执行以下一系列操作来制备:
i)制备包含硝酸溶液的料液的操作,所述包含硝酸溶液的料液包括羟基化的硝酸铀酰的复合物形式的铀和可选的硝酸钚形式的钚和/或至少一种次锕系元素的硝酸盐形式的至少一种次锕系元素;
ii)使所述溶液通过含有羧基的阳离子交换树脂的操作,所述树脂由含有羧基的阳离子交换树脂的珠状物构成,使得铀酰形式的铀和可选的阳离子形式的钚和/或至少一种次锕系元素保持固定在树脂上;
iii)在包含氧气的介质中对所述树脂进行热处理的操作,由此得到第二类型的聚集体,即,更具体地,包括八氧化三铀U3O8形式的铀氧化物、可选的钚氧化物和可选的至少一种次锕系元素氧化物的球形形状的聚集体。
通过以这种方式作用以制备第二类型的聚集体,本发明人已经能够注意到,以令人惊讶的方式,与阳离子交换树脂的初始珠状物相比,所得到的聚集体具有保持不变的球形形状,尽管尺寸以约1.5的因子发生了重要的收缩。在本发明的范围内,该性质结果是特别令人关注的,因为它能够随后控制根据本发明的方法所生产的燃料的孔隙率。
如上所述,第一操作在于制备将通过含有羧基的阳离子交换树脂的料液。
当该料液仅包含羟基化的铀酰复合物的形式的铀时,它可以通过将预定量的铀氧化物UO3或可选的U3O8引入到硝酸的溶液中来制备,调整所述量以使形成式UO2(NO3)2-x(OH)x其中x≤1的羟基化的硝酸铀酰的复合物,例如硝酸铀酰的复合物水解25%的式UO2(NO3)1.5(OH)0.5。
此外,当该料液包含硝酸钚(例如,Pu(III))形式的钚和/或至少一种次锕系元素的硝酸盐形式的至少一种次锕系元素时,它可以以下面的方式来制备:
制备包含所述锕系元素和/或钚元素的硝酸盐的第一硝酸溶液;
将预定量的铀氧化物UO3或可选的U3O8引入到所述第一溶液中,调整所述量以使形成式UO2(NO3)2-x(OH)x其中x≤1的羟基化的硝酸铀酰的复合物,例如硝酸铀酰的复合物水解25%的式UO2(NO3)1.5(OH)0.5;
将得到的溶液混合的步骤,优选在环境温度下,可选地随后进行过滤步骤。
根据变型,料液可以通过将预定量的三氧化铀引入到包含所述锕系元素和/或钚元素的硝酸盐和已有硝酸铀酰或硝酸的第一溶液来制备,以得到所希望量的铀和式UO2(NO3)2-x(OH)x其中x≤1的羟基化的硝酸铀酰的复合物。
重要的是,铀酰阳离子是羟基化的硝酸铀酰的复合物的形式,因为已证明,该复合物的存在构成了树脂与存在于料液中的阳离子之间交换的驱动力。在料液通过阳离子交换树脂的过程中,在料液中存在的该复合物特别能够使铀酰阳离子和锕系元素阳离子和/或钚阳离子与该阳离子交换树脂的质子伴随发生离子交换。
调整引入到第一溶液中的三氧化铀的该预定量,使得硝酸根离子的摩尔数与铀的摩尔数之间的摩尔比例小于2。
作为实施例,对于硝酸铀酰的复合物水解25%的式UO2(NO3)1.5(OH)0.5,该复合物的形成方程可以如下所示:
3UO2(NO3)2+UO3+H2O→4UO2(NO3)1.5(OH)0.5
作为实施例,为了得到该复合物,以含有a摩尔硝酸的硝酸镅的溶液开始,可以溶解(a/R)摩尔的铀氧化物,R为归属于铀的硝酸盐的摩尔数(即,这里的1.5)。
然后,下面的操作在于使料液通过含有羧基的阳离子交换树脂,通常是含有羧基的阳离子交换树脂的珠状物的床的形式,以便能够固定铀酰阳离子和锕系元素阳离子和/或钚阳离子。
通常使用的树脂是结合有可交换基团的聚合物珠状物的形式,在我们的情况中是携带有H+质子的羧酸根。在本发明的范围内所使用的树脂可以是由(甲基)丙烯酸或丙烯腈与交联剂(特别是二乙烯基苯(DVB))的(共)聚合得到的树脂。
在丙烯腈的情况下,在聚合后提供-CN基团水解成羧基的步骤将是必要的。
能够用于执行本发明的方法的市售树脂可以是由Rohm&Haas提供的树脂,诸如IMAC HP335树脂。
在料液通过之前,可以使所选择的阳离子交换树脂进行一个或多个处理步骤,其中可列举的是:
通过湿法校准的步骤,以便分离所希望的粒径级,例如,600~800μm的粒径级;
通过用氨溶液和硝酸进行碱处理和酸处理的循环来清洗的至少一个步骤,然后用去矿质水漂洗的步骤;
在漂洗步骤之后的干燥步骤;
形状分拣步骤,以便消除破碎或非球形的颗粒,该步骤能够在倾斜台上进行。
指出的是,上述清洗步骤的目的是清洁存在任何合成残余物的树脂。因此,通过羧基的质子的中和反应固定铵基能够使树脂溶胀,这有利于使孔更好地接近用于清洗的水。然后,硝酸的通过使能够用H+质子取代铵基以重建羧基。
然后,有利地使如果需要可选地经处理的树脂彻底变湿并放置在柱中以形成用于接收料液的树脂颗粒的床。
使料液通过树脂的操作通常在于通过渗滤使它流动通过床并且在床的出口处回收洗脱液。在该通过过程中,含有羧基的树脂对铀酰阳离子和锕系元素的阳离子和/或钚元素的阳离子逐渐地交换其质子。当交换以质子形式的树脂开始时(换句话说,含有羧基-COOH),洗脱液的pH值急剧下降。然后,pH值逐渐地上升直到恢复输入的料液的pH值,这表示交换结束并且树脂是金属阳离子饱和的。因此,能够停止使料液通过树脂。换句话说,通常,使料液通过树脂直到得到具有与料液相同的浓度的洗脱液。
可以使在本方法的过程中回收的洗脱液进行再利用步骤,例如,通过加入硝酸来调节所述洗脱液的酸度,通过将可选的铀氧化物溶解到溶液中,如果需要,并用锕系元素和/或镧系元素的硝酸盐的溶液来完成它,以便构成新的用于通过树脂的料液。
在通过操作之后,可以进行用去矿质水清洗树脂的操作,特别是考虑到排出残留在树脂的孔中的料液。
在热处理操作之前,在100℃左右的温度下,例如在105℃,也可以进行干燥树脂的操作,以便使在树脂的孔中存在的水蒸发。
最后,使树脂在包含氧气的介质中经受热处理的操作,由此得到包括八氧化三铀U3O8形式的铀氧化物、可选的钚氧化物和/或至少一种次锕系元素的氧化物的球形形状的聚集体。
该热处理操作通常在有效的温度和持续时间下进行,以形成八氧化三铀U3O8形式的铀氧化物、可选的钚氧化物和/或至少一种次锕系元素的氧化物。该有效的温度和持续时间可以很容易地由本领域技术人员通过简单的试验直到得到所希望的相来确定,这些相能够通过简单的分析技术进行检测,诸如X-射线衍射。
作为实施例,该热处理操作可以在600~1400℃的温度下持续1~6小时。
关于第一类型的聚集体,它们可通过使包括八氧化三铀U3O8形式的铀氧化物、组合有可选的钚氧化物和至少一种次锕系元素的一种或多种氧化物的聚集体还原来制备,所述聚集体能够通过执行如上限定的一系列操作i)、ii)和iii)来预先制备。
该还原包括将有效的温度和持续时间应用于所述聚集体以得到第一类型的聚集体,即包括二氧化铀UO2形式的铀氧化物、可选的钚氧化物和可选的至少一种次锕系元素的氧化物的聚集体。该有效的温度和持续时间可以很容易地由本领域技术人员通过简单的试验直到得到所希望的相来确定,这些相能够通过简单的分析技术进行检测,诸如X-射线衍射。
作为实施例,该还原可以在600~1000℃的温度下持续1~12小时。
本发明的方法可以进一步包括将所述第一类型的聚集体和所述第二类型的聚集体干混合的步骤,在压实步骤之前和制备所述聚集体的潜在步骤之后进行该干混合的步骤。
所述混合步骤在于使第一类型的聚集体和第二类型的聚集体以作为所希望的化学计量的函数的适当比例接触,具体地旨在得到均质的混合物,例如通过辊式搅拌器、Turbula型混合器或腕动摇床。所述混合步骤需要小心地执行,以避免破坏聚集体,特别是避免使它们破碎。
按照本发明的方法,执行还原步骤b),其可以在600~1000℃的温度下通过使包含还原性气体的流通过而进行,历时1~12小时,该还原步骤具有将八氧化三铀U3O8的全部或部分还原成二氧化铀UO2的功能,使得伴随生成由U3O8和UO2之间的单胞尺寸降低所产生的孔隙率。
在还原步骤b)之后,可以执行烧结步骤,目的是巩固按照本方法得到的燃料,特别是使其更致密。
烧结步骤可以通过在1000~1900℃的温度下加热1~12小时来进行。
上述还原步骤和烧结步骤可以在单个热循环过程中来执行,在温度上升至1000℃的过程中发生还原步骤,而在高于1000℃(如上所述的1000~1900℃)下发生烧结步骤。
阅读下面的描述内容的补充后,其它特征将变得更清楚,该描述内容的补充涉及用于生产根据本发明的多孔燃料的实施例。
显然地,下面的实施例仅作为本发明的主题的示例而被给出,并不以任何方式构成所述主题的限制。
附图说明
图1表示根据实施例1得到的U3O8小球的光学显微镜照片;
图2表示根据实施例1得到UO2小球的光学显微镜照片;
图3表示说明在实施例1和比较例的范围内在反应性烧结步骤过程中所应用的热循环的曲线图;
图4表示按照实施例1得到的芯块的光学显微镜照片;
图5表示按照比较例得到的芯块的光学显微镜照片。
具体实施方式
实施例1
这个实施例示例了根据本发明的方法来生产包括UO2的铀氧化物的多孔燃料。
该生产包括:
制备U3O8小球的步骤;
制备UO2小球的步骤;
干混合U3O8小球或UO2小球的步骤;
压紧所述混合物的步骤;
还原并烧结由此压紧的混合物的步骤。
a)U3O8小球的制备
首先,通过将39g的三氧化铀UO3溶解在1L的260mM的硝酸铀酰溶液中直至饱和来制备酸缺乏的硝酸铀酰的料液。在过滤后,铀酰溶液部分水解,由此得到对应的式UO2(NO3)1.3(OH)0.7。铀的最终浓度为400mM并且pH值上升至3.4,这构成在羧酸型树脂上阳离子交换的充分条件。
其次,使预先制备的该溶液以2mL/min的流速通过包括Dow Chemicals公司的IMACHP335型羧酸型阳离子交换树脂的床的截面为1.8cm2的柱,该羧酸型阳离子交换树脂的粒径级为630~800μm,以及等同于40g质子形式的干树脂。
铀酰阳离子UO2 2+与树脂的质子之间根据下面的方程式进行阳离子交换:
2RH+2.9(UO2)(NO3)1.3(OH)0.7→R2UO2+2H2O+1.9(UO2)(NO3)2
(R是该树脂的有机单元)。
在渗出液的pH稳定在3.4之后,由此得到具有43%的金属重量百分比的负载铀的树脂。然后在管式炉中在105℃下将树脂干燥4小时。
然后,使由此干燥的树脂经受热处理,该热处理在于,在空气中,温度以1℃/分钟上升,在800℃下煅烧4小时,使得得到的产物是小球的形式,在通过X-射线衍射分析之后,这些小球呈现出正斜方晶结构的U3O8相的存在。这些小球由光学显微镜测定的平均粒径为425μm。
通过光学显微镜得到的这些小球的照片示于图1中。
b)UO2小球的制备
这些小球是由一部分U3O8小球而制备的。在包含氩气和氢气(4%)的还原气氛下,在高达700℃下,使U3O8小球经受热处理6小时。通过X-射线衍射确定,由此得到UO2氧化物的小球。这些小球由光学显微镜测定的平均粒径为380μm。
通过光学显微镜得到的这些小球的照片示于图2中。
c)干混合步骤
在该步骤中,使用Turbula型混合器对180mg的U3O8小球和270mg的UO2小球进行干混合15分钟,以便得到均质的混合物。
d)压实上述混合物的步骤
使用有硬脂酸润滑的模具和活塞的直径为5mm的三杯模(three-cup die)在400MPa下使来自步骤c)的混合物经受压实。
e)还原步骤和烧结步骤
根据由附图3所示的热循环,在加氢至4%的氩气下使由此压紧的混合物经受还原步骤和烧结步骤。
在温度上升到1000℃的过程中进行还原步骤,而在1750℃下进行烧结步骤4小时。
按照这些步骤,得到孔隙率约17体积%(其对应于由称重和测量表观体积而确定的几何孔隙率)的芯块。
已经在光学显微镜下观察了经烧结的芯块的抛光截面(该观察的结果表示在附图4中)。
几何密度达到UO2的理论密度的83%的上述芯块具有高水平的渗滤开孔孔隙率并以均质的方式分布。
比较例
这个实施例示例了唯一地由UO2小球来制备铀氧化物UO2的燃料。
该制备包括:
制备UO2小球的步骤;
压紧由此得到的小球的步骤;
烧结由此压紧的小球的步骤。
a)UO2小球的制备
首先,通过将39g的三氧化铀UO3溶解在1L的260mM的硝酸铀酰溶液中直至饱和来制备酸缺乏的硝酸铀酰的料液。在过滤后,铀酰溶液部分水解,由此得到对应的式UO2(NO3)1.3(OH)0.7。铀的最终浓度为400mM并且pH值上升至3.4,这构成在质子化的羧酸型树脂上阳离子交换的充分条件。
其次,使预先制备的该溶液以2mL/min的流速通过包括Dow Chemicals公司的IMACHP335型羧酸型阳离子交换树脂的床的截面为1.8cm2的柱,该羧酸型阳离子交换树脂的粒径级为630~800μm,以及等同于40g质子形式的干树脂。
铀酰阳离子UO2 2+与树脂的质子之间根据下面的方程式进行阳离子交换:
2RH+2.9(UO2)(NO3)1.3(OH)0.7→R2UO2+2H2O+1.9(UO2)(NO3)2
(R是该树脂的有机单元)。
在渗出液的pH稳定在3.4之后,由此得到具有43%的金属重量百分比的负载铀的树脂。然后在管式炉中在105℃下将树脂干燥4小时。
然后,使由此干燥的树脂经受第一热处理,该第一热处理在于,在空气中,温度以1℃/分钟上升,在800℃下煅烧4小时,使得得到的产物是小球的形式,在通过X-射线衍射分析之后,这些小球呈现出正斜方晶结构的U3O8相的存在。这些小球由光学显微镜测定的平均粒径为425μm。
在包含氩气和氢气(4%)的还原气氛下,在高达700℃下,使由此制备的这些小球经受第二热处理6小时。通过X-射线衍射确定,由此得到UO2氧化物的小球。这些小球由光学显微镜测定的平均粒径为380μm。
b)压紧在步骤a)中得到的小球的步骤
在该步骤中,进行压紧700mg在前述步骤a)中所制备的UO2小球,该压紧在于借助于有硬脂酸润滑的模具和活塞的直径为5mm的三杯模来施加400MPa的压力。
通过称重和测量维度(分别使用轮廓测定仪和比长器来测量直径和高度)所确定的粗芯块的几何密度估计为铀氧化物UO2的理论密度(根据JCPDS00-041-1422数据表其为10.95g/cm3)的56%。
c)烧结步骤
在该步骤过程中,根据与实施例1相同的热循环(该热循环示于附图3中),在加氢的氩气下,在1750℃下进行粗芯块的反应性烧结4小时。
按照该烧结,得到的芯块具有近7%的孔隙率(该孔隙率通过几何学确定)
已经用光学显微镜观察了经烧结的芯块的抛光截面(该观察的表示示于附图5中)。
几何密度达到UO2的理论密度的93%的上述芯块具有低水平的孔隙率。
Claims (12)
1.一种用于生产多孔燃料的方法,所述多孔燃料包括铀、可选的钚和可选的至少一种次锕系元素,所述方法包括以下一系列步骤:
a)将包括第一类型的聚集体和第二类型的聚集体的混合物压实的步骤,所述第一类型的聚集体包括二氧化铀UO2形式的铀氧化物、可选的钚氧化物和可选的至少一种次锕系元素氧化物,所述第二类型的聚集体包括八氧化三铀U3O8形式的铀氧化物、可选的钚氧化物和可选的至少一种次锕系元素氧化物;
b)在还原性介质中使经压实的混合物还原,以将八氧化三铀U3O8的全部或部分还原成二氧化铀UO2的步骤,
其中,在压实步骤之前通过以下一系列操作来制备所述第二类型的聚集体:
i)制备包含硝酸溶液的料液的操作,所述包含硝酸溶液的料液包括羟基化的硝酸铀酰的复合物形式的铀和可选的硝酸钚形式的钚和/或至少一种次锕系元素的硝酸盐形式的至少一种次锕系元素;
ii)使所述料液通过含有羧基的阳离子交换树脂的操作,使得铀酰形式的铀和可选的阳离子形式的钚和/或至少一种次锕系元素保持固定在所述树脂上,所述树脂由含有羧基的阳离子交换树脂的珠状物构成;
iii)在包含氧气的介质中对所述树脂进行热处理的操作,由此得到所述第二类型的聚集体。
2.根据权利要求1所述的用于生产多孔燃料的方法,其中,所述第一类型的聚集体是球形形状。
3.根据权利要求1或2所述的用于生产多孔燃料的方法,其中,所述第二类型的聚集体是球形形状。
4.根据权利要求1或2所述的用于生产多孔燃料的方法,其中,所述第一类型的聚集体是在压实步骤之前制备的。
5.根据权利要求4所述的用于生产多孔燃料的方法,其中,所述第一类型的聚集体是通过使包括八氧化三铀U3O8形式的铀氧化物、组合有可选的钚氧化物和可选的至少一种次锕系元素的一种或多种氧化物的聚集体还原而制备的。
6.根据权利要求5所述的用于生产多孔燃料的方法,其中,所述包括八氧化三铀U3O8形式的铀氧化物、组合有可选的钚氧化物和可选的至少一种次锕系元素的一种或多种氧化物的聚集体来源于如权利要求1所限定的一系列操作i)、ii)和iii)。
7.根据权利要求1或2所述的用于生产多孔燃料的方法,其中,所述第二类型的聚集体是平均直径大于50μm的球的形式。
8.根据权利要求7所述的用于生产多孔燃料的方法,其中,所述第二类型的聚集体是平均直径为100~1200μm的球的形式。
9.根据权利要求1或2所述的用于生产多孔燃料的方法,进一步包括将所述第一类型的聚集体和所述第二类型的聚集体进行干混合的步骤,所述混合步骤在压实步骤之前执行。
10.根据权利要求1或2所述的用于生产多孔燃料的方法,其中,在600~1000℃的温度下使包括还原性气体的流通过来进行还原步骤b),历时1~12小时。
11.根据权利要求1或2所述的用于生产多孔燃料的方法,包括在步骤b)之后的烧结步骤。
12.根据权利要求11所述的用于生产多孔燃料的方法,其中,通过在1000~1900℃的温度下加热1~12小时来进行所述烧结步骤。
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RU2690764C1 (ru) * | 2018-08-31 | 2019-06-05 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Способ получения пористого изделия из урана |
AR115805A1 (es) * | 2019-06-10 | 2021-03-03 | Consejo Nacional De Investigaciones Cientificas Y Tecn Conicet | Método para la obtención de cenizas nanoparticuladas de óxidos de actínidos, lantánidos, metales y no metales provenientes de una solución de nitratos ó suspensión de nitratos, óxidos, metales y no metales |
KR102334244B1 (ko) * | 2020-02-13 | 2021-12-03 | 한국원자력연구원 | 다공성 uo2 펠렛의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 다공성 uo2 펠렛 |
US11731350B2 (en) | 2020-11-05 | 2023-08-22 | BWXT Advanced Technologies LLC | Photon propagation modified additive manufacturing compositions and methods of additive manufacturing using same |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0789365A1 (fr) * | 1996-02-07 | 1997-08-13 | Commissariat A L'energie Atomique | Matériau combustible nucléaire composite et procédé de fabrication du matériau |
DE10138874A1 (de) * | 2001-08-08 | 2003-03-06 | Framatome Anp Gmbh | Verfahren zur Herstellung eines Mischoxid-Kernbrennstoff-Pulvers und eines Mischoxid-Kernbrennstoff-Sinterkörpers |
CN101197199A (zh) * | 2006-12-05 | 2008-06-11 | 韩国原子力研究所 | 制造烧结活性的u3o8粉末的方法和使用该u3o8粉末生产核燃料芯块的方法 |
WO2011026862A1 (fr) * | 2009-09-02 | 2011-03-10 | Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives | Procede de preparation d'un combustible nucleaire poreux a base d'au moins un actinide mineur |
Family Cites Families (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1208433A (en) * | 1967-04-20 | 1970-10-14 | Atomic Energy Authority Uk | Manufacture of ceramic artefacts having pores |
US3800023A (en) * | 1972-05-16 | 1974-03-26 | Atomic Energy Commission | Loading a cation exchange resin with uranyl ions |
US3883623A (en) * | 1972-10-17 | 1975-05-13 | Gen Electric | Process for controlling end-point density of sintered uranium dioxide nuclear fuel bodies and product |
US3995009A (en) * | 1975-09-15 | 1976-11-30 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Process for loading weak-acid ion exchange resin with uranium |
US4871479A (en) * | 1986-03-25 | 1989-10-03 | Comurhex Societe Pour La Conversion De L'uranium En Metal Et Hexafluorure | Process for producing sintered mixed oxides which are soluble in nitric acid from solutions of nitrates |
JPH0634056B2 (ja) * | 1987-04-08 | 1994-05-02 | 日本ニユクリア・フユエル株式会社 | 核燃料焼結体の製造方法 |
JP2790548B2 (ja) * | 1991-03-29 | 1998-08-27 | 原子燃料工業株式会社 | 核燃料燒結体の製造方法 |
JP3211051B2 (ja) * | 1995-08-11 | 2001-09-25 | 原子燃料工業株式会社 | ウラン酸化物粒子を原料とする核燃料ペレットの製造方法 |
KR100283728B1 (ko) * | 1999-03-05 | 2001-02-15 | 장인순 | 불량품의 재활용이 가능한 이산화 우라늄(uo₂) 핵연료 소결체의 제조 방법 |
FR2894954B1 (fr) * | 2005-12-19 | 2008-02-15 | Commissariat Energie Atomique | Procede de fabrication d'une matiere particulaire et matiere particulaire susceptible d'etre obtenue par ledit procede. |
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Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0789365A1 (fr) * | 1996-02-07 | 1997-08-13 | Commissariat A L'energie Atomique | Matériau combustible nucléaire composite et procédé de fabrication du matériau |
DE10138874A1 (de) * | 2001-08-08 | 2003-03-06 | Framatome Anp Gmbh | Verfahren zur Herstellung eines Mischoxid-Kernbrennstoff-Pulvers und eines Mischoxid-Kernbrennstoff-Sinterkörpers |
CN101197199A (zh) * | 2006-12-05 | 2008-06-11 | 韩国原子力研究所 | 制造烧结活性的u3o8粉末的方法和使用该u3o8粉末生产核燃料芯块的方法 |
WO2011026862A1 (fr) * | 2009-09-02 | 2011-03-10 | Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives | Procede de preparation d'un combustible nucleaire poreux a base d'au moins un actinide mineur |
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