CN105132953B - 一种用于直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法 - Google Patents

一种用于直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法 Download PDF

Info

Publication number
CN105132953B
CN105132953B CN201510441665.0A CN201510441665A CN105132953B CN 105132953 B CN105132953 B CN 105132953B CN 201510441665 A CN201510441665 A CN 201510441665A CN 105132953 B CN105132953 B CN 105132953B
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel
spentnuclear fuel
spentnuclear
fused salt
zircaloy
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.)
Active
Application number
CN201510441665.0A
Other languages
English (en)
Other versions
CN105132953A (zh
Inventor
叶国安
欧阳应根
王长水
刘利生
郭建华
李瑞雪
常利
常尚文
杨贺
高巍
李辉波
肖松涛
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.)
China Institute of Atomic of Energy
Original Assignee
China Institute of Atomic of Energy
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 China Institute of Atomic of Energy filed Critical China Institute of Atomic of Energy
Priority to CN201510441665.0A priority Critical patent/CN105132953B/zh
Priority to JP2018503526A priority patent/JP6621909B2/ja
Priority to PCT/CN2015/085720 priority patent/WO2017015975A1/zh
Priority to US15/746,833 priority patent/US10731265B2/en
Priority to EP15899327.9A priority patent/EP3327178B1/en
Publication of CN105132953A publication Critical patent/CN105132953A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN105132953B publication Critical patent/CN105132953B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C25ELECTROLYTIC OR ELECTROPHORETIC PROCESSES; APPARATUS THEREFOR
    • C25CPROCESSES FOR THE ELECTROLYTIC PRODUCTION, RECOVERY OR REFINING OF METALS; APPARATUS THEREFOR
    • C25C3/00Electrolytic production, recovery or refining of metals by electrolysis of melts
    • C25C3/36Alloys obtained by cathodic reduction of all their ions
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/48Non-aqueous processes
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Electrochemistry (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Electrolytic Production Of Metals (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及一种用于直接获得锆合金核燃料的乏燃料干法后处理方法,包括:根据反应堆设计对锆合金燃料的要求以及乏燃料中的锕系金属含量确定用于熔解乏燃料的熔盐组合物的组成和配比;将乏燃料熔解在上述熔盐组合物中;选用电极对进行电沉积,使熔盐组合物中的锆与乏燃料中的铀离子或铀及其他锕系金属离子共沉积,得到符合设计要求的锆合金核燃料。本发明提供的乏燃料干法后处理方法适用于氧化物乏燃料和金属乏燃料,其工艺简单,可控,能耗低,成本低,易于工业化。

Description

一种用于直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法
技术领域
本发明属于核燃料后处理技术领域,具体涉及一种用于直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法。
背景技术
用于快堆燃料主要有两类:氧化物陶瓷燃料和金属燃料。以增殖燃料为目的的快堆使用金属燃料的增殖比比氧化物陶瓷燃料高20%以上。其中锆合金燃料由于其优异的核性能和物理性能而成为快堆优选的合金燃料类型。
熔盐电解是研究最为活跃的乏燃料干法后处理技术。乏燃料干法后处理以乏燃料是金属氧化物乏燃料还是金属乏燃料而采用不同的熔盐电解工艺。目前国际上的乏燃料干法后处理主要采用氯化物熔盐电解精炼技术,对金属氧化物乏燃料首先用金属锂(或电解产生金属锂)将金属氧化物还原为金属,然后将得到金属在氯化物熔盐中控制电位熔解和控制电位沉淀,分别获得铀和铀钚合金燃料。
有专利报道了制备铝合金燃料的干法后处理熔盐体系。由于铝合金熔点较低,不能完全满足快中子堆的需要。而锆合金燃料熔点高,有利于快堆的稳定运行。目前国际上制备锆合金燃料的方法是先获得铀、钚、锆金属,然后将三种金属按比例混合进行熔炼制备。但是,用纯金属熔融制备合金燃料的过程成本很高,其首先要通过冶金过程获得纯金属材料,然后再将纯金属按比例混合熔融,工艺过程复杂,废物多,能耗高,成本大。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷,本发明的目的是提供一种可直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法,该方法工艺简单,可控,能耗低,成本低,易于工业化。
为达到以上目的,本发明采用的技术方案是:一种用于直接获得锆合金核燃料的乏燃料干法后处理方法,包括以下步骤:
根据反应堆设计对锆合金燃料的要求以及乏燃料中的锕系金属含量确定用于熔解乏燃料的熔盐组合物的组成和配比;
将乏燃料熔解在上述熔盐组合物中;
选用电极对进行电沉积,使熔盐组合物中的锆与乏燃料中的铀离子或铀及其他锕系金属离子共沉积,得到符合设计要求的锆合金核燃料。
进一步,所述熔盐组合物至少包括氟化锆、氟化钾和氟化锂,其中,氟化锆、氟化钾和氟化锂的物质的量之比为1:(10-20):(25-80)。
进一步,确定熔盐组合物的组成和配比的具体方法是:首先根据锆合金核燃料设计要求确定熔盐组合物中氟化锆的用量,然后根据能斯特方程以及熔盐组合物的目标熔点温度确定氟化钾和氟化锂的用量。
进一步,使乏燃料和熔盐组合物的混合物在600-1050℃下熔解,优选熔解温度是配比熔盐的最低共熔点温度+50℃。
进一步,依据锆合金燃料设计要求,若熔解的乏燃料中某些金属离子过量,则通过增设的电极对进行预先电沉积,使乏燃料中的过量金属离子分离出来。
进一步,若乏燃料为金属氧化物乏燃料,预先电沉积分离过量金属离子以及电沉积形成锆合金材料过程所使用的电极对的阳极为惰性材料。
或者,若乏燃料为金属乏燃料,则预先电沉积分离过量金属离子过程所使用电极对的阳极为金属乏燃料
本发明提供的方法,其工艺简单,可控,没有制备纯金属的过程,而是将乏燃料直接加入熔盐组合物中,通过调整熔盐组合物的配比,即可通过电沉积直接得到需要的锆合金燃料;此外,本方法适用于金属氧化物形态的乏燃料和金属形态的乏燃料,且能耗低,成本低,易于工业化。
具体实施方式
下面结合具体实施方式对本发明作进一步描述。
实施例中的wt%表示质量比。
实施例1
本实施例采用采用二氧化铀陶瓷乏燃料。
目标合金燃料:锆-铀合金燃料,组成为:铀95wt%,锆5wt%。
锆-铀合金燃料的制备方法:
根据上述锆-铀合金燃料的组成、乏燃料的组成和电沉积原理(能斯特方程),确定熔盐组合物为:5wt%氟化锆,35wt%氟化钾,60wt%氟化锂;
将11g烧结的二氧化铀芯块直接放入含氟化锆5wt%、氟化钾35wt%和氟化锂60wt%的1500g熔盐中,在温度为750℃下使二氧化铀芯块溶解在熔盐组合物中;
采用石墨作阳极和铀棒作阴极组成的电极对进行预先电沉积,控制阴极电位为-1.2~-1.4V(相对于Ag/AgCl参比电极),使过量的铀1.2g沉积在阴极上;
接着,采用石墨作阳极、直径1mm的金属铀丝作阴极所组成的电极对进行电沉积,控制阴极沉淀电位为-1.6~-2.0V(根据沉积合金的铀锆比例和对稀土的去污系数要求调整),锆先在阴极上沉积,然后铀通过欠电位沉积原理也沉积在阴极上,与锆形成合金,最终在阴极上获得计算比例的铀95wt%-锆5wt%的合金。
实施例2
本实施例采用铀钚合金乏燃料。
目标合金燃料:锆-铀-钚合金燃料,组成为:铀76wt%,锆5wt%,钚19wt%。
锆-铀-钚合金燃料的制备方法:
根据上述锆-铀-钚合金燃料的组成、乏燃料的组成和电沉积原理(能斯特方程),确定熔盐组合物为:10wt%氟化锆,50wt%氟化钾,40wt%氟化锂;
将50g铀钚合金乏燃料作为阳极置于含氟化锆10wt%、氟化钾50wt%和氟化锂40wt%的3000g熔盐中,在温度为850℃下,进行控制电位熔解和控制电位沉积;
控制的熔解电位为1.2-1.6V(相对于Ag/AgCl参比电极),使铀钚合金乏燃料熔解在上述熔盐组合物中;
采用双阴极进行电沉积,阴极材料均使用直径1mm的金属铀丝,其中一阴极控制电位为-1.2~-1.5V(相对于Ag/AgCl参比电极),使过量的铀21g沉积在阴极上,另一阴极控制沉淀电位为-1.8~-2.3V(根据目标沉积合金的铀钚锆比例和对稀土去污系数要求调整),锆先在阴极上沉积,然后铀,进而是钚通过欠电位沉积原理也沉积在阴极上,与锆形成合金,最终在阴极上获得计算比例的铀76wt%-锆5wt%-钚19wt%的合金。
采用本发明的方法,调整熔盐中的氟化锆浓度和预先电沉积后留在熔盐中铀的浓度,可获得(铀+钚)-锆摩尔比值为100到50的铀-锆合金。
上述实施例只是对本发明的举例说明,本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施,而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此,描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明,任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。

Claims (5)

1.一种用于直接获得锆合金核燃料的乏燃料干法后处理方法,包括以下步骤:
根据反应堆设计对锆合金燃料的要求以及乏燃料中的锕系金属含量确定用于熔解乏燃料的熔盐组合物的组成和配比;
将乏燃料熔解在上述熔盐组合物中,所述熔盐组合物至少包括氟化锆、氟化钾和氟化锂,其中,氟化锆、氟化钾和氟化锂的物质的量之比为1:(10-20):(25-80);
选用电极对进行电沉积,使熔盐组合物中的锆与乏燃料中的铀离子或铀及其他锕系金属离子共沉积,得到符合设计要求的锆合金核燃料,其中依据锆合金燃料设计要求,若熔解的乏燃料中某些金属离子过量,则通过增设的电极对进行预先电沉积,使乏燃料中的过量金属离子分离出来。
2.根据权利要求1所述的乏燃料干法后处理方法,其特征在于,确定熔盐组合物的组成和配比的具体方法是:首先根据锆合金核燃料设计要求确定熔盐组合物中氟化锆的用量,然后根据能斯特方程以及熔盐组合物的目标熔点温度确定氟化钾和氟化锂的用量。
3.根据权利要求1或2所述的乏燃料干法后处理方法,其特征在于,使乏燃料和熔盐组合物的混合物在600-1050℃下熔解。
4.根据权利要求1所述的乏燃料干法后处理方法,其特征在于,若乏燃料为金属氧化物乏燃料,预先电沉积分离过量金属离子以及电沉积形成锆合金材料过程所使用的电极对的阳极为惰性材料。
5.根据权利要求1所述的乏燃料干法后处理方法,其特征在于,若乏燃料为金属乏燃料,则预先电沉积分离过量金属离子过程所使用电极对的阳极为金属乏燃料。
CN201510441665.0A 2015-07-24 2015-07-24 一种用于直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法 Active CN105132953B (zh)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510441665.0A CN105132953B (zh) 2015-07-24 2015-07-24 一种用于直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法
JP2018503526A JP6621909B2 (ja) 2015-07-24 2015-07-31 ジルコニウム合金燃料を直接得るための使用済み核燃料の乾式再処理方法
PCT/CN2015/085720 WO2017015975A1 (zh) 2015-07-24 2015-07-31 一种用于直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法
US15/746,833 US10731265B2 (en) 2015-07-24 2015-07-31 Spent fuel dry-process reprocessing method for directly obtaining zirconium alloy nuclear fuel
EP15899327.9A EP3327178B1 (en) 2015-07-24 2015-07-31 Spent fuel dry post-treatment method for directly obtaining zirconium alloy fuel

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510441665.0A CN105132953B (zh) 2015-07-24 2015-07-24 一种用于直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN105132953A CN105132953A (zh) 2015-12-09
CN105132953B true CN105132953B (zh) 2017-11-21

Family

ID=54718514

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201510441665.0A Active CN105132953B (zh) 2015-07-24 2015-07-24 一种用于直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法

Country Status (5)

Country Link
US (1) US10731265B2 (zh)
EP (1) EP3327178B1 (zh)
JP (1) JP6621909B2 (zh)
CN (1) CN105132953B (zh)
WO (1) WO2017015975A1 (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106702442B (zh) * 2016-11-18 2019-05-07 西北核技术研究所 一种在薄铍片上电沉积制备的铀靶及其制备方法
GB2570700A (en) 2018-02-03 2019-08-07 Richard Scott Ian Continuous processing of spent nuclear fuel
CN112146600B (zh) * 2020-08-20 2021-11-02 中国原子能科学研究院 一种快速确定沉淀反应器内结疤位置的装置及方法

Family Cites Families (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB810091A (en) * 1954-06-18 1959-03-11 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to refining metal by electrodeposition
US3052537A (en) * 1961-04-20 1962-09-04 Raymond H Moore Preparation of uranium alum-inum alloys
US3479158A (en) * 1966-11-10 1969-11-18 Gen Electric Process for zirconiding and hafniding base metal compositions
JPS5324997A (en) * 1976-08-17 1978-03-08 Doryokuro Kakunenryo Method of separating and retrieving americium and rare earth elements
SU871221A1 (ru) * 1980-06-05 1981-10-07 Предприятие П/Я Р-6575 Способ переработки отходов фторировани дерного топлива
JPH04369498A (ja) * 1991-06-17 1992-12-22 Toshiba Corp 使用済燃料の再処理方法
JPH0657479A (ja) * 1992-08-12 1994-03-01 Mitsubishi Materials Corp 溶融塩電解によるタンタルめっき方法
JPH06324189A (ja) * 1993-05-12 1994-11-25 Central Res Inst Of Electric Power Ind 溶融塩電解精製法
JP3342968B2 (ja) * 1994-10-20 2002-11-11 株式会社東芝 使用済燃料の再処理方法
JP3735392B2 (ja) * 1995-02-24 2006-01-18 株式会社東芝 使用済燃料の再処理方法
US6461576B1 (en) * 2000-09-07 2002-10-08 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Pyroprocess for processing spent nuclear fuel
JP2002131472A (ja) * 2000-10-24 2002-05-09 Mitsubishi Materials Corp 使用済核燃料酸化物の再処理方法
JP3940632B2 (ja) * 2002-05-27 2007-07-04 株式会社東芝 ジルコニウム廃棄物のリサイクルシステム
JP3930406B2 (ja) * 2002-09-19 2007-06-13 株式会社東芝 被覆粒子燃料の再処理方法
CN1236108C (zh) * 2003-08-21 2006-01-11 中国铝业股份有限公司 一种电解生产铝锆合金的方法
JP4504247B2 (ja) * 2005-04-28 2010-07-14 株式会社東芝 マイナーアクチニドリサイクル方法
JP2007063591A (ja) * 2005-08-30 2007-03-15 Toshiba Corp ジルコニウム廃棄物処理方法及び溶融塩精製装置
CN101345094B (zh) * 2008-08-12 2011-06-15 北京大学 一种溶解核燃料氧化物的方法及核燃料纯化方法
CN101358359B (zh) * 2008-08-27 2010-07-21 哈尔滨工程大学 一种电解MgCl2和K2ZrF6、ZrO2直接制备Mg-Zr合金的方法
JP5483867B2 (ja) * 2008-11-25 2014-05-07 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 使用済燃料からの金属燃料物質の回収方法及び使用済燃料の再処理方法
US8388824B2 (en) * 2008-11-26 2013-03-05 Enthone Inc. Method and composition for electrodeposition of copper in microelectronics with dipyridyl-based levelers
CN101994132B (zh) * 2010-11-24 2012-10-17 中国原子能科学研究院 基于氧化物乏燃料干法后处理的熔盐体系
CN101994133B (zh) * 2010-11-24 2012-10-17 中国原子能科学研究院 用于氧化物乏燃料干法后处理的熔盐体系
US10280527B2 (en) * 2012-09-13 2019-05-07 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Methods of fabricating metallic fuel from surplus plutonium

Also Published As

Publication number Publication date
EP3327178A1 (en) 2018-05-30
US10731265B2 (en) 2020-08-04
US20180216245A1 (en) 2018-08-02
EP3327178A4 (en) 2019-04-17
CN105132953A (zh) 2015-12-09
EP3327178B1 (en) 2022-11-30
JP2018525624A (ja) 2018-09-06
WO2017015975A1 (zh) 2017-02-02
JP6621909B2 (ja) 2019-12-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Willit et al. Electrorefining of uranium and plutonium—A literature review
Han et al. Progress in preparation of rare earth metals and alloys by electrodeposition in molten salts
Straka et al. Electrochemistry of uranium in LiF–BeF 2 melt
CN105132953B (zh) 一种用于直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法
CN101886197B (zh) 一种铝锂钐合金及其熔盐电解制备方法
Park et al. Electrolytic reduction of a simulated oxide spent fuel and the fates of representative elements in a Li2O-LiCl molten salt
Liu et al. Electroseparation of uranium from lanthanides (La, Ce, Pr, Nd and Sm) on liquid gallium electrode
CN108034965A (zh) 从二氧化铀与镧系元素氧化物的混合物中分离铀的方法
Chang et al. Energy-efficient and green extraction of bismuth metal in methanesulfonic acid-based membrane electrochemical systems
CN105862082A (zh) LiCl-KCl熔盐体系中钕-锌共还原提取Nd的方法
WO2001041152A2 (en) Actinide production
US20040244533A1 (en) Actinide production
Kim et al. Understanding of electrochemical reduction of Sm3+ in a LiCL-KCL molten salt solution at 773 K
Liu et al. Facile visualization of the initial nucleation and growth of an active metal electrodeposited in a high temperature molten salt using a detachable disk electrode
CN101994133B (zh) 用于氧化物乏燃料干法后处理的熔盐体系
CN107587169A (zh) 一种调节熔融电解质中Ti2+和Ti3+比例的方法
Ji et al. Separation of lanthanum from samarium on solid aluminum electrode in LiCl–KCl eutectic melts
CN102002735B (zh) 一种直接电解制备镁锂锌锰合金的方法
Yoshida et al. Spent fuel reprocessing based on electrochemical extraction process (SREEP)
Guihua Wang et al. CORROSION BEHAVIOR OF CERMET ANODES IN NaзAIF-K3AIF6-BASED BATHS FOR LOW-TEMPERATURE ALUMINUM ELECTROLYSIS CELLS
Yoon et al. A study on the electrodeposition of uranium using a liquid cadmium cathode at 440℃ and 500℃
JP6502621B2 (ja) 複合酸化物分離方法
CN116265618A (zh) 一种处理含铀物料的熔盐电解方法
Meng et al. Underpotential Deposition of Al-Ce Alloys at an Al Electrode from LiCl-KCl-CeCl3 Melts
Afonichkin et al. Effect of cationic composition of electrolytes based on the M 2 MoO 4-M 2 Mo 2 O 7-UO 2 MoO 4 (M= Li, Na, K, Cs) system on the oxygen factor of the uranium electrolytic oxides

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant