CN106782736A - Mox燃料芯块废品的干法回收工艺 - Google Patents

Mox燃料芯块废品的干法回收工艺 Download PDF

Info

Publication number
CN106782736A
CN106782736A CN201710020024.7A CN201710020024A CN106782736A CN 106782736 A CN106782736 A CN 106782736A CN 201710020024 A CN201710020024 A CN 201710020024A CN 106782736 A CN106782736 A CN 106782736A
Authority
CN
China
Prior art keywords
waste product
fuel pellet
mox fuel
ball
pellet waste
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.)
Granted
Application number
CN201710020024.7A
Other languages
English (en)
Other versions
CN106782736B (zh
Inventor
郑新海
尹邦跃
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 CN201710020024.7A priority Critical patent/CN106782736B/zh
Publication of CN106782736A publication Critical patent/CN106782736A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN106782736B publication Critical patent/CN106782736B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • G21F9/30Processing

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Abstract

本发明属于核燃料领域。为解决MOX燃料芯块废品湿法回收工艺存在诸多缺陷的问题,本发明提供了一种MOX燃料芯块废品的干法回收工艺。该工艺包括以下步骤:一、煅烧MOX燃料芯块废品;二、采用破碎机破碎;三、过筛;四、球磨;五、回收利用。本发明通过采用破碎‑球磨工艺实现了MOX燃料芯块废品的粉末化,使其从根本上不同于采用氧化粉碎工艺的UO2燃料芯块废品的干法回收工艺。实际应用表明,本发明的MOX燃料芯块废品的干法回收工艺具有回收率高,回收工艺流程短,速度快,设备简单,成本低,不产生放射性废液等优点,可以在MOX燃料制造厂内完成回收,回收粉末接近普通MOX原料粉末的烧结性能,可与普通原料混合制备MOX燃料芯块。

Description

MOX燃料芯块废品的干法回收工艺
技术领域
本发明属于核燃料领域,具体涉及一种MOX燃料芯块废品的干法回收工艺。
背景技术
作为一种特殊的核燃料,MOX燃料在其芯块制造时,会不可避免地产生15~20%性能不合格的芯块废品,如果不对这些芯块废品加以回收利用,将造成核材料浪费、废品库存压力和生产线剂量严重超标等问题,甚至令生产线陷于停产瘫痪状态。
目前,MOX燃料芯块废品的回收主要采用湿法工艺,该工艺先用硝酸溶解MOX燃料芯块废品,去除杂质后得到硝酸铀酰和硝酸钚的混合溶液;然后进行铀、钚化学分离,得到高纯硝酸钚溶液;最后用草酸沉淀,得到草酸钚沉淀,并煅烧成高纯PuO2粉末,再返回用于制造MOX燃料芯块,该湿法回收工艺特别适用于回收化学性能不合格(即杂质含量较高)的MOX燃料芯块废品。不过该工艺也存在显著的缺点,其不仅工艺复杂,而且会产生大量放射性废液,处理成本也较高。另外,如果湿法处理厂与MOX燃料厂相距较远,还需要进行严格的包装和长途运输,增加了安全隐患和成本。
根据国内外的实践经验来看,在MOX燃料生产线产生的废品大部分是物理性能不合格的MOX燃料芯块废品,其杂质含量实际上并不超过设计限值。
对于仅为物理性能不合格的核燃料芯块废品的回收,目前已有针对UO2燃料芯块废品的干法回收工艺。该干法回收工艺将UO2燃料芯块废品氧化为U3O8粉末,从而将其转化为UO2芯块制造中的造孔剂,具有工艺简单、不产生放射性废液等优点。工艺中,化学反应氧化温度为450~550℃,氧化时间为3h。
基于上述情况,理论上讲,只要将UO2燃料芯块废品的干法回收工艺直接转用到MOX燃料芯块废品的回收中,即可解决MOX燃料芯块废品的湿法回收工艺存在的前述问题,但事实并非如此简单。
UO2燃料芯块废品的干法回收工艺之所以能够实现,是因为UO2燃料芯块在空气中很容易氧化粉碎成U3O8粉末,实现起来较为容易。而MOX燃料芯块中含有含量较高的PuO2,其与UO2具有不同的热力学和化学性能,且在烧结过程中与UO2形成了固溶体,使得MOX燃料芯块根本无法在空气中自动氧化粉碎成粉末。
为此,若要开发出MOX燃料芯块废品的干法回收工艺以避开湿法回收工艺的种种缺陷,就需要开发出一条新的技术路线。
发明内容
为解决MOX燃料芯块废品湿法回收工艺存在的诸多缺陷,而UO2燃料芯块废品的干法回收工艺无法适用于MOX燃料芯块废品回收的问题,本发明提供了一种MOX燃料芯块废品的干法回收工艺。
该工艺包括以下步骤:
(一)将MOX燃料芯块废品置于空气中煅烧3~6小时,煅烧温度为700℃~900℃,煅烧后冷却;
(二)采用破碎机对冷却后的MOX燃料芯块废品进行破碎,得到初步破碎回收料,;
(三)对所述初步破碎回收料进行过筛,得到粒径小于1mm的筛分粉末;
(四)将所述筛分粉末转入球磨机中进行球磨,球料比为5:1~3:1,装料比(即球、料体积之和与球磨罐容积的比值)为1/2~2/3,转速为350~500rpm,球磨时间5h~17h,得到球磨细粉末;
(五)对所述球磨细粉末进行回收,返回利用。
所述破碎机优选为圆盘式破碎机。
所述圆盘式破碎机的圆盘间距优选为0.05~1.5mm,以获得良好的破碎效果。
所述圆盘式破碎机采用硬质合金耐磨圆盘为优选。
所述过筛采用18目不锈钢筛为优选。
所述球磨机优选为行星式球磨机。
所述球磨机采用氧化锆陶瓷球磨罐和氧化锆球为优选。
本发明通过采用破碎-球磨工艺实现了MOX燃料芯块废品的粉末化,使其从根本上不同于采用氧化粉碎工艺的UO2燃料芯块废品的干法回收工艺。实际应用表明,本发明的MOX燃料芯块废品的干法回收工艺具有回收率高,回收工艺流程短,速度快,设备简单,成本低,不产生放射性废液等优点,可以在MOX燃料制造厂内完成回收,回收粉末接近普通MOX原料粉末的烧结性能,可与普通原料混合制备MOX燃料芯块。
具体实施方式
下面结合具体实施例对本发明的实施方式做进一步的说明。为降低PuO2的采用所带来的高度危险性,各实施例中均采用本领域中惯用的以CeO2代替PuO2的方法制备模拟MOX芯块,以完成验证。
实施例1
将模拟MOX(UO2-20%CeO2)芯块置于空气中煅烧6小时,煅烧温度为700℃。冷却后使用圆盘式破碎机破碎1次。破碎回收料过18目筛,过筛留下的大颗粒存储起来,留待下次破碎,将过筛后的粉料装入250ml硬质合金球磨罐,球料比=3:1,装料比=1/2,使用氧化锆磨球,球径7mm,行星球磨机进行球磨5小时。回收的模拟MOX粉末中位粒径在1.13μm左右,满足回收要求,回收率为98.8%。
实施例2
将模拟MOX(UO2-20%CeO2)芯块置于空气中煅烧5小时,煅烧温度为800℃。冷却后使用圆盘式破碎机破碎1次。破碎回收料过18目筛,过筛留下的大颗粒存储起来,留待下次破碎,将过筛后的粉料装入250ml硬质合金球磨罐,球料比=4:1,装料比=2/3,使用氧化锆磨球,球径7mm,行星球磨机进行球磨11小时。回收的模拟MOX粉末中位粒径在1.08μm左右,满足回收要求,回收率为98.0%。
实施例3
将模拟MOX(UO2-20%CeO2)芯块置于空气中煅烧4小时,煅烧温度为900℃。冷却后使用圆盘式破碎机破碎1次。破碎回收料过18目筛,过筛留下的大颗粒存储起来,留待下次破碎,将过筛后的粉料装入250ml硬质合金球磨罐,球料比=5:1,装料比=2/3,使用氧化锆磨球,球径7mm,行星球磨机进行球磨17小时。回收的模拟MOX粉末中位粒径在0.86μm左右,满足回收要求,回收率为97.5%。

Claims (7)

1.一种MOX燃料芯块废品的干法回收工艺,其特征在于:该工艺包括以下步骤:
(一)将MOX燃料芯块废品置于空气中煅烧3~6小时,煅烧温度为700℃~900℃,煅烧后冷却;
(二)采用破碎机对冷却后的MOX燃料芯块废品进行破碎,得到初步破碎回收料,;
(三)对所述初步破碎回收料进行过筛,得到粒径小于1mm的筛分粉末;
(四)将所述筛分粉末转入球磨机中进行球磨,球料比为5:1~3:1,装料比(即球、料体积之和与球磨罐容积的比值)为1/2~2/3,转速为350~500rpm,球磨时间5h~17h,得到球磨细粉末;
(五)对所述球磨细粉末进行回收,返回利用。
2.如权利要求1所述的MOX燃料芯块废品的干法回收工艺,其特征在于:所述破碎机为圆盘式破碎机。
3.如权利要求2所述的MOX燃料芯块废品的干法回收工艺,其特征在于:所述圆盘式破碎机的圆盘间距为0.05~1.5mm。
4.如权利要求2或3所述的MOX燃料芯块废品的干法回收工艺,其特征在于:所述圆盘式破碎机采用硬质合金耐磨圆盘。
5.如权利要求1所述的MOX燃料芯块废品的干法回收工艺,其特征在于:所述过筛采用18目不锈钢筛。
6.如权利要求1所述的MOX燃料芯块废品的干法回收工艺,其特征在于:所述球磨机为行星式球磨机。
7.如权利要求1或6所述的MOX燃料芯块废品的干法回收工艺,其特征在于:所述球磨机采用氧化锆陶瓷球磨罐和氧化锆球。
CN201710020024.7A 2017-01-12 2017-01-12 Mox燃料芯块废品的干法回收工艺 Active CN106782736B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201710020024.7A CN106782736B (zh) 2017-01-12 2017-01-12 Mox燃料芯块废品的干法回收工艺

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201710020024.7A CN106782736B (zh) 2017-01-12 2017-01-12 Mox燃料芯块废品的干法回收工艺

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN106782736A true CN106782736A (zh) 2017-05-31
CN106782736B CN106782736B (zh) 2018-03-13

Family

ID=58947899

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201710020024.7A Active CN106782736B (zh) 2017-01-12 2017-01-12 Mox燃料芯块废品的干法回收工艺

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN106782736B (zh)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107598161A (zh) * 2017-08-30 2018-01-19 中核四0四有限公司 Mox芯块烧结气氛控制方法
CN108320829A (zh) * 2017-12-27 2018-07-24 中核四0四有限公司 一种mox芯块废料的回收处理方法
CN109727695A (zh) * 2017-10-30 2019-05-07 中核四0四有限公司 一种磨球沾污mox粉末的清洗回收方法
CN109727696A (zh) * 2017-10-30 2019-05-07 中核四0四有限公司 Mox芯块回收再利用方法
CN109949960A (zh) * 2017-12-20 2019-06-28 中核四0四有限公司 一种密度不合格mox燃料芯块返料回收方法
CN110309595A (zh) * 2019-07-02 2019-10-08 中国原子能科学研究院 一种mox芯块氧势的计算方法

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH08220292A (ja) * 1995-02-15 1996-08-30 Hitachi Ltd 高速増殖炉及び軽水炉使用済核燃料の一体型再処理方法
JP2004028808A (ja) * 2002-06-26 2004-01-29 Inst Of Research & Innovation 使用済み燃料の再処理方法
JP2005315790A (ja) * 2004-04-30 2005-11-10 Toshiba Corp 使用済み酸化物燃料の再処理方法
CN101062865A (zh) * 2007-06-20 2007-10-31 中国原子能科学研究院 Li4SiO4陶瓷球的制备工艺
US20090068075A1 (en) * 2006-01-19 2009-03-12 Yoshinobu Takaoku Sodium Salt Recycling Process for Use in Wet Reprocessing Process of Spent Nuclear Fuel
CN101619397A (zh) * 2009-07-17 2010-01-06 云南佰盾环保新技术咨询有限公司 一种从提锗煤渣中湿法回收铀的方法
US20100038249A1 (en) * 2008-08-12 2010-02-18 Kabushiki Kaisha Toshiba Method for reprocessing spent nuclear fuel and centrifugal extractor therefor
CN103345951A (zh) * 2013-06-21 2013-10-09 中国原子能科学研究院 (U,Np)O2嬗变燃料芯块及靶件的制备工艺

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH08220292A (ja) * 1995-02-15 1996-08-30 Hitachi Ltd 高速増殖炉及び軽水炉使用済核燃料の一体型再処理方法
JP2004028808A (ja) * 2002-06-26 2004-01-29 Inst Of Research & Innovation 使用済み燃料の再処理方法
JP2005315790A (ja) * 2004-04-30 2005-11-10 Toshiba Corp 使用済み酸化物燃料の再処理方法
US20090068075A1 (en) * 2006-01-19 2009-03-12 Yoshinobu Takaoku Sodium Salt Recycling Process for Use in Wet Reprocessing Process of Spent Nuclear Fuel
CN101062865A (zh) * 2007-06-20 2007-10-31 中国原子能科学研究院 Li4SiO4陶瓷球的制备工艺
US20100038249A1 (en) * 2008-08-12 2010-02-18 Kabushiki Kaisha Toshiba Method for reprocessing spent nuclear fuel and centrifugal extractor therefor
CN101619397A (zh) * 2009-07-17 2010-01-06 云南佰盾环保新技术咨询有限公司 一种从提锗煤渣中湿法回收铀的方法
CN103345951A (zh) * 2013-06-21 2013-10-09 中国原子能科学研究院 (U,Np)O2嬗变燃料芯块及靶件的制备工艺

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
胡晓丹: "我国MOX燃料芯块制备技术研究进展", 《中国核科学技术进展报告》 *
郑卫芳等: "我国快堆MOX乏燃料水法后处理技术路线设想及若干研究进展  ", 《中国核科学技术进展报告》 *

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107598161A (zh) * 2017-08-30 2018-01-19 中核四0四有限公司 Mox芯块烧结气氛控制方法
CN109727695A (zh) * 2017-10-30 2019-05-07 中核四0四有限公司 一种磨球沾污mox粉末的清洗回收方法
CN109727696A (zh) * 2017-10-30 2019-05-07 中核四0四有限公司 Mox芯块回收再利用方法
CN109727696B (zh) * 2017-10-30 2023-02-21 中核四0四有限公司 Mox芯块回收再利用方法
CN109949960A (zh) * 2017-12-20 2019-06-28 中核四0四有限公司 一种密度不合格mox燃料芯块返料回收方法
CN108320829A (zh) * 2017-12-27 2018-07-24 中核四0四有限公司 一种mox芯块废料的回收处理方法
CN108320829B (zh) * 2017-12-27 2021-06-22 中核四0四有限公司 一种mox芯块废料的回收处理方法
CN110309595A (zh) * 2019-07-02 2019-10-08 中国原子能科学研究院 一种mox芯块氧势的计算方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN106782736B (zh) 2018-03-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN106782736B (zh) Mox燃料芯块废品的干法回收工艺
US4871479A (en) Process for producing sintered mixed oxides which are soluble in nitric acid from solutions of nitrates
US3087881A (en) Boiling water reactor with feed water injection nozzles
US5841200A (en) Process for the production of nuclear fuel pellets based on mixed (U, Pu)O2 oxide with the addition of an organic, sulphur product
Croixmarie et al. Fabrication of transmutation fuels and targets: the ECRIX and CAMIX-COCHIX experience
JP2761225B2 (ja) 混合酸化物(U,Pu)O▲下2▼ベースの核燃料ペレットの製造方法
JPS638438B2 (zh)
Yudintsev et al. Brannerite, UTi 2 O 6: Crystal chemistry, synthesis, properties, and use for actinide waste immobilization
JPS6126637B2 (zh)
Lerch et al. Nuclear fuel conversion and fabrication chemistry
CN109003691B (zh) 一种球形核燃料元件生产线不合格元件球回收处理方法
MacLeod et al. Development of mixed-oxide fuel manufacture in the United Kingdom and the influence of fuel characteristics on irradiation performance
Mukerjee et al. Fabrication technologies for ThO2-based fuel
Khot et al. Development of recycling processes for clean rejected MOX fuel pellets
US3087781A (en) Preparation of spherical uranium dioxide particles
JPH11183686A (ja) 核燃料粒子の製造方法及び核燃料ペレットの製造方法
CN107837896A (zh) 一种mox原料粉末干法球磨方法
CN116239379B (zh) 一种Ce-Cr-Fe共掺钙钛锆石陶瓷固化体及其制备方法和应用
US4297305A (en) Nuclear fuel recycling system
Kutty et al. Characterization of ThO2–UO2 pellets made by co-precipitation process
JP2000314791A (ja) 核燃料焼結体の製造方法
Nelson et al. UK development toward remote fabrication of breeder reactor fuel
Borland et al. An evaluation of alternate production methods for Pu-238 general purpose heat source pellets
JPH0631761B2 (ja) 硝酸に溶解し得る焼結混合酸化物を硝酸塩溶液から製造する方法
Singh et al. An Integrated Process for Recycling of ThO 2 Based Mixed Oxide Rejected Nuclear Fuel Pellets

Legal Events

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