CS197150B3

CS197150B3 - Method for the separation of metal coat and constructive materials of nuclear reactors fuel cells prepared from zirconium or alloys thereof from nuclear fuels

Info

Publication number: CS197150B3
Application number: CS542678A
Authority: CS
Inventors: Evzen Kaderabek; Tomas Hanslik; Arkadij T Agejenkov
Original assignee: Evzen Kaderabek; Tomas Hanslik; Arkadij T Agejenkov
Priority date: 1974-03-25
Filing date: 1978-08-18
Publication date: 1980-04-30

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.BACKGROUND OF THE INVENTION The present invention relates to a process for separating metallic coating and construction materials of nuclear reactor fuel elements made of zirconium or its alloys from nuclear fuel consisting of uranium oxides and / or plutonium by hydrogenation according to U.S. Pat. 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 poSpent nuclear fuel ae is reprocessed chemically to recover fissile materials that are reused as a reactor fuel. One of the first operations of the reprocessing cycle is to remove the coating of fuel elements and construction materials from the fuel component, which is further processed separately. Several methods of this division have been proposed which, however, have various disadvantages both in technical and economic terms and in terms of safety. The method of separating the zirconium coating and construction materials according to U.S. Pat. No. 167749, wherein the zirconium or its alloys are treated with hydrogen at a temperature of 200 to 700% and a pressure of 0.1 to 10 MPa, the zirconium being converted to a zirconium hydride which is brittle and spontaneously separated from the other material. The fuel cartridge changes necessary to disassemble before operation and the reaction takes place in a confined space, increasing radiation safety. The surface of the coating of the zirconium fuel cell or its alloy is coated by a layer consisting predominantly of zirconium oxide due to contact with the coolant and the elevated temperature. The thickness of this layer and its composition depends on the reactor operating conditions and the fuel cell exploitation time. The spent fuel cartridges are down

15? 15015? 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.197 150 removed from the reactor are stored in cooling pools under water for several months in order to reduce their radioactivity · Photons are removed and transferred to hydrogenation, the water generally evaporating imperfectly from the surface and introduced into the reaction zone of the epol with charge · Oxidized surface and moisture makes it difficult to diffuse hydrogen into the zirconium coating (Smith T.: J. Electrochem. Soc. 112 (6) 560 (1965)), so higher hydrogen pressure and higher temperatures are required to start the hydrogenation. Since the thickness of the oxide layer and the degree of moisture ae vary, the hydridation conditions also change for each of the conditions, so that the working time and hydrogenation conditions are unstable.

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.These drawbacks are eliminated by the method of separating the metal coating and construction materials of nuclear reactor fuel elements made of zirconium or its alloys from the uranium and / or plutonium oxide fuel of the present invention by hydrogenation at a temperature of 200-550% and a hydrogen pressure of 0; 15 MPa to 1 MPa, the principle of which is that the hydrogenation is carried out in the presence of zirconium hydride in an amount of 0.1 to 50 g per liter of volume of the reaction space. form.

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.When using zirconium hydride powder to hydride spent fuel cells, the hydrogenation reaction takes place at a low initial hydrogen pressure (0.1 to 0.3 MPa) and an initial temperature of about 390% regardless of the zirconium surface attack and degree of contamination of the hydrogen atmosphere. This results in less hydrogen consumption and safer operation at lower pressures and temperatures. The increased reliability of the reaction process enables standardization of conditions and creates preconditions for the automation of the process, which is particularly advantageous in terms of radiation safety. The active ingredient zirconium hydride is inexpensive, can be used in 2 to 3 operating cycles and is not a foreign substance in the process, so that the further course of the process is not disturbed. It is preferred to spread the zirconium hydride powder in a thin layer over a large area of the hydrogenation reactor.

Způsob podle vynélezu je ilustrován následujícím příkladem jeho provedení.The process according to the invention is illustrated by the following example.

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.Set of fuel elements in a cartridge, consisting of U0 ₂ tablets as fuel, enclosed in zirconium alloy β 1% w / w tubes. niobium was placed in an autoclave and 60 g of zirconium hydride powder, which was spread over an area of 500 cm, was added. After the air was discharged from the autoclave, the autoclave was impregnated with hydrogen to a pressure of 0.3 MPa. The temperature in the autoclave was raised to 460 ° C. The reaction started to proceed at about 390 ° C, while the hydrogen pressure in the autoclave dropped. By continuously adding hydrogen, the pressure was maintained at 0.2 to 0.3 MPa. Upon completion of the reaction, hydrogen was displaced, the autoclave cooled, and the ragged disintegrated product - zirconium hydride - was mechanically separated from the fuel component.

Claims

Method for separating metallic coating and construction materials of nuclear reactor fuel elements made of zirconium or its alloys from nuclear fuel consisting of uranium oxides and / or plutonium by hydrogenation at 200 to 550% and hydrogen pressure from 0.15 MPa to 1 MPa according to MS. No. 167749, characterized in that the hydrogenation is carried out in the presence of zirconium hydride in an amount of from 0.1 to 50 g per liter of volume of the reaction space.

2. A process according to claim 1 wherein the zirconium hydride is in powder form.