CS197150B3 - Způsob oddělování kovových povlakových a konstrukčních materiálů palivových článků jaderných reaktorů, vytvořených ze zirkonia nebo jeho slitin, od jaderného paliva - Google Patents
Způsob oddělování kovových povlakových a konstrukčních materiálů palivových článků jaderných reaktorů, vytvořených ze zirkonia nebo jeho slitin, od jaderného paliva Download PDFInfo
- Publication number
- CS197150B3 CS197150B3 CS542678A CS542678A CS197150B3 CS 197150 B3 CS197150 B3 CS 197150B3 CS 542678 A CS542678 A CS 542678A CS 542678 A CS542678 A CS 542678A CS 197150 B3 CS197150 B3 CS 197150B3
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- zirconium
- nuclear
- alloys
- separation
- fuel cells
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 11
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 10
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 title claims description 10
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 7
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 title claims description 6
- 239000000956 alloy Substances 0.000 title claims description 6
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title description 10
- 239000000463 material Substances 0.000 title description 3
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 title description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 title description 2
- 238000000926 separation method Methods 0.000 title 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 12
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 12
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 11
- 238000005984 hydrogenation reaction Methods 0.000 claims description 10
- 229910000568 zirconium hydride Inorganic materials 0.000 claims description 9
- QSGNKXDSTRDWKA-UHFFFAOYSA-N zirconium dihydride Chemical compound [ZrH2] QSGNKXDSTRDWKA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 7
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 claims description 7
- 238000000576 coating method Methods 0.000 claims description 7
- 239000004035 construction material Substances 0.000 claims description 5
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims description 4
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical class [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000004480 active ingredient Substances 0.000 description 1
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 150000004678 hydrides Chemical class 0.000 description 1
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010955 niobium Substances 0.000 description 1
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);zirconium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[Zr+4] RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001928 zirconium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
Vynález se týká způsobu oddělování kovových povlakových a konstrukčních materiálů palivových článků jaderných reaktorů, vytvořených ze zirkonia nebo jeho slitin, od jaderného paliva, tvořeného kysličníky uranu a/nebo plutonia, hydrogenaeí podle čs. autorského osvěd čení č. 167749.
Vyhořelé jaderné palivo ae přepracovává chemickou cestou za účelem získání ětěpitelných látek, které se znovu využívají jako palivo v reaktorech. Jednou z prvních operací cyklu přepracování je odstranění povlaku palivových článků a konstrukčních materiálů od palivové složky, která se dále zpracovává odděleně. Bylo navrženo několik způsobů tohoto dělení, která věak mají různé nevýhody jak z hlediska technického a ekonomického, tak i bezpečnost ního. Jako nejvýhodnějěí se jeví způsob oddělování zirkoniových povlakových a konstrukčních materiálů podle čs. autorského osvědčení č. 167749, kde se na zirkonium nebo jeho sli tiny působí vodíkem při teplotě 200 až 700 % a tlaku 0,1 až 10 MPa, přičemž se zirkonium mění na hydrid zirkonia, který je křehký a samovolně ae odděluje od ostatního materiálu. Palivovou kazetu mění nutná před operací rozebírat a reakce probíhá v uzavřeném prostoru, což zvyěuje radiační bezpečnost. Povrch povlaku palivového článku ze zirkonia nebo jeho slitiny je v důsledku styku s chladicí kapalinou a zvýšené teploty pokryt vrstvou, složenou převážně z kysličníku zirkonia. Tlouělka této vrstvy a její složení závisí na podmínkách provozu reaktoru a době exploatace palivového článku. Vyhořelé palivové kazety se po
15? 150
197 150 vyjmutí z reaktoru skladují v chladicích bazénech pod vodou po dobu několika měsíců za účelem snížení jejich radioaktivity· Foton ee vyjímají a přenášejí k hydrogenaci, přičemž se voda z povrchu zpravidla nedokonale odpaří a zavede ee do reakčního prostora epolu se vsázkou· Zoxidovaný povrch a vlhkost znesnadňují difúzi vodíku do zirkoniového povlaku (Smith T. : J.Electrochem.Soc. 112 (6) 560 (1965)), takže pro začátek hydrogenace je nutné použít vyšší tlak vodíku a vyšší teplotu. Protože tloušíka oxidické vrstvy a stupeň vlhkosti ae mění, mění ae také podmínky hydridace pro každý praoovni oyklua, takže pracovní čas a hydrogenační podmínky jeou neustálené.
Uvedené nedostatky ae odstraní způsobem oddělování kovových povlakových ja konstrukčních materiálů palivových článků jaderných reaktorů, vytvořených ze zirkonia nebo jeho slitin, od jaderného paliva, tvořeného kysličníky uranu a/nebo plutonia podle uvedeného vynálezu hydrogenaci při teplotě 200 až 550 % a tlaku vodíku od 0,15 MPa do 1 MPa, jehož podstata spočívá v tom, že ee hydrogenace provádí v přítomnosti hydridu zirkonia v množství od 0,1 do 50 g na 1 litr objemu reekčníbo prostoru· Pro dosažení optimálního účinku je výhodné, je-li bydrid zirkonia v práškové formě.
Při použití práškového hydridu zirkonia při hydridaci vyhořelých palivových článků probíhá hydrogenační reakce při nízkém počátečním tlaku vodíku (0,1 až 0,3 MPa) a počáteční teplotě okolo 390 % bez ohledu na atav povrchu zirkonia a stupeň znečištění vodíkové atmosféry. Z toho vyplývají výhody menší spotřeby vodíku a bezpečnějšího provozu při nižších tlacích a teplotách. Zvýšené spolehlivost průběhu reakce umožňuje standardizaci podmínek a vytváří předpoklady pro automatizaci procesu, což je výhodou zejména z hlediska radiační bezpečnosti. Hydrid zirkonia jako účinná látka je levný, lze jej použit ve 2 až 3 pracovních cyklech a není v procesu cizí látkou, takže další průběh procesu není narušen. Práškový hydrid zirkonia je výhodné rozprostřít v tenké vrstvě na velké ploše hydrogenačního reaktoru.
Způsob podle vynélezu je ilustrován následujícím příkladem jeho provedení.
Soubor palivových článků v kazetě, skládající se z tablet U02 jako paliva, uzavřených v trubkách ze slitiny zirkonia β 1 % hmot. niobu, byl vložen do autoklávu a bylo přidáno 60 g práškového hydridu zirkonia, který byl rozprostřen na plochu 500 cm . Po vytěsnění vzduchu z autoklávu byl autoklév napuštěn vodíkem na tlak 0,3 MPa. Teplota v autoklávu byla zvyšována do 460 °C. Reakce začala probíhat při teplotě kolem 390 °C za současného poklesu tlaku vodíku v autoklávu. Kontinuálním přidáváním vodíku byl tlak udržován na 0,2 až 0,3 MPa. Po dokončení reakoe byl vodík vytěsněn, autoklév ochlazen a zraagovaný rozpadlý produkt - hydrid zirkonia - byl mechanicky oddělen od palivové složky.
Claims (2)
1· Způsob oddělování kovových povlakových a konstrukčních materiálů palivových článků jaderných reaktorů, vytvořených ze zirkonia nebo jeho slitin, od jaderného paliva, tvořeného kysličníky uranu a/nebo plutonia, hydrogenací při teplotS 200 až 550 % a tlaku vodíku od 0,15 MPa do 1 MPa podle čs. autorského osvědčení č. 167749, vyznačený tím, že se hydrogenace provádí v přítomnosti hydridu zirkonia v množství od 0,1 do 50 g na 1 litr objemu reakčního prostoru.
2. Způsob podle bodu 1, vyznačený tím, že hydrid zirkonia je v práškové formě.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS542678A CS197150B3 (cs) | 1974-03-25 | 1978-08-18 | Způsob oddělování kovových povlakových a konstrukčních materiálů palivových článků jaderných reaktorů, vytvořených ze zirkonia nebo jeho slitin, od jaderného paliva |
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS213474A CS167749B1 (en) | 1974-03-25 | 1974-03-25 | Method of uranium,plutonium and their compounds gaining |
| CS542678A CS197150B3 (cs) | 1974-03-25 | 1978-08-18 | Způsob oddělování kovových povlakových a konstrukčních materiálů palivových článků jaderných reaktorů, vytvořených ze zirkonia nebo jeho slitin, od jaderného paliva |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS197150B3 true CS197150B3 (cs) | 1980-04-30 |
Family
ID=25745562
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS542678A CS197150B3 (cs) | 1974-03-25 | 1978-08-18 | Způsob oddělování kovových povlakových a konstrukčních materiálů palivových článků jaderných reaktorů, vytvořených ze zirkonia nebo jeho slitin, od jaderného paliva |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS197150B3 (cs) |
-
1978
- 1978-08-18 CS CS542678A patent/CS197150B3/cs unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US2758023A (en) | Method of purifying liquid fuels of nuclear reactors | |
| Galashev | Recovery of actinides and fission products from spent nuclear fuel via electrolytic reduction: Thematic overview | |
| US2951793A (en) | Electrolysis of thorium and uranium | |
| Ohta et al. | Pyroprocessing of light water reactor spent fuels based on an electrochemical reduction technology | |
| EP0676771B1 (en) | Nuclear fuel cycle | |
| KR100930306B1 (ko) | 사용후핵연료의 파이로 공정 회수 금속우라늄을 이용한중수로용 핵연료 소결체 제조 방법 | |
| US3119658A (en) | Aluminum cladding dissolution | |
| FR2483673A1 (fr) | Procede de traitement de pastilles de combustible nucleaire renfermant une matiere fissile | |
| CS197150B3 (cs) | Způsob oddělování kovových povlakových a konstrukčních materiálů palivových článků jaderných reaktorů, vytvořených ze zirkonia nebo jeho slitin, od jaderného paliva | |
| CA1155565A (en) | Production of tritium | |
| Burris et al. | Proposed pyrometallurgical process for rapid recycle of discharged fuel materials from the integral fast reactor | |
| JPS58106492A (ja) | 原子炉核燃料要素にあって核燃料から構造用黒鉛を分離する方法 | |
| FR3064810A1 (fr) | Ensembles reacteurs nucleaires, ensembles cibles de reacteurs nucleaires et procedes pour reacteurs nucleaires | |
| US3148941A (en) | Dissolution of uranium-molybdenum reactor fuel elements | |
| Jeon et al. | Electrolytic reduction rate of porous UO2 pellets | |
| JP2022521059A (ja) | 可燃性吸収体を有する又は有さないウラン燃料のｓｐｓ／ｆａｓｔによる焼結 | |
| RU2700934C1 (ru) | Способ переработки оксидного ядерного топлива | |
| RU2363060C2 (ru) | Способ переработки облученного бериллия | |
| US3023097A (en) | Reprocessing uranium dioxide fuels | |
| US2930738A (en) | Regeneration of reactor fuel elements | |
| GB1445827A (en) | Method of detecting a fuel element failure | |
| US3278278A (en) | Pyrohydrolysis of carbide-type nuclear fuels | |
| US3228748A (en) | Process for the preparation of a uranium compound in powder form | |
| Crawford | Versatile Test Reactor Fuel Cycle & Waste Management | |
| RU2804570C1 (ru) | Способ извлечения циркония из облученных циркониевых материалов для снижения объема высокоактивных радиоактивных отходов |