CS201977B1 - Způsob přípravy meziproduktů a produktů slinovateÍných keramických jaderných paliv - Google Patents
Způsob přípravy meziproduktů a produktů slinovateÍných keramických jaderných paliv Download PDFInfo
- Publication number
- CS201977B1 CS201977B1 CS792545A CS254579A CS201977B1 CS 201977 B1 CS201977 B1 CS 201977B1 CS 792545 A CS792545 A CS 792545A CS 254579 A CS254579 A CS 254579A CS 201977 B1 CS201977 B1 CS 201977B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- products
- nitrate
- preparing
- nuclear fuels
- semiproducts
- Prior art date
Links
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 title claims description 5
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims description 4
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 4
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N Ammonia Chemical compound N QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
- 229910002007 uranyl nitrate Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 239000000725 suspension Substances 0.000 claims description 6
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 claims description 5
- 238000006731 degradation reaction Methods 0.000 claims description 5
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 4
- 229910021529 ammonia Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 claims description 3
- ZQPKENGPMDNVKK-UHFFFAOYSA-N nitric acid;plutonium Chemical compound [Pu].O[N+]([O-])=O ZQPKENGPMDNVKK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- VGBPIHVLVSGJGR-UHFFFAOYSA-N thorium(4+);tetranitrate Chemical compound [Th+4].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O VGBPIHVLVSGJGR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000000543 intermediate Substances 0.000 claims description 2
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims 1
- 239000000047 product Substances 0.000 description 11
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 10
- 238000000034 method Methods 0.000 description 9
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 4
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 4
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 4
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 4
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 3
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 3
- DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N uranium Chemical compound [U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U] DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 3
- PAWQVTBBRAZDMG-UHFFFAOYSA-N 2-(3-bromo-2-fluorophenyl)acetic acid Chemical compound OC(=O)CC1=CC=CC(Br)=C1F PAWQVTBBRAZDMG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 2
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O Ammonium Chemical compound [NH4+] QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O 0.000 description 2
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- GQPLMRYTRLFLPF-UHFFFAOYSA-N nitrous oxide Inorganic materials [O-][N+]#N GQPLMRYTRLFLPF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 2
- 229920000447 polyanionic polymer Polymers 0.000 description 2
- 238000006722 reduction reaction Methods 0.000 description 2
- 231100000331 toxic Toxicity 0.000 description 2
- 230000002588 toxic effect Effects 0.000 description 2
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 239Pu Chemical compound [239Pu] OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 0.000 description 1
- QIHQMTDZLVGHRM-UHFFFAOYSA-N N.[U+6] Chemical compound N.[U+6] QIHQMTDZLVGHRM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910002651 NO3 Inorganic materials 0.000 description 1
- NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N Nitrate Chemical compound [O-][N+]([O-])=O NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 150000001412 amines Chemical class 0.000 description 1
- 150000003863 ammonium salts Chemical class 0.000 description 1
- 239000008346 aqueous phase Substances 0.000 description 1
- 239000007900 aqueous suspension Substances 0.000 description 1
- 238000002144 chemical decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000001990 intravenous administration Methods 0.000 description 1
- 239000011259 mixed solution Substances 0.000 description 1
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000013618 particulate matter Substances 0.000 description 1
- 229940095674 pellet product Drugs 0.000 description 1
- 229920002635 polyurethane Polymers 0.000 description 1
- 239000004814 polyurethane Substances 0.000 description 1
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 1
- 102000004196 processed proteins & peptides Human genes 0.000 description 1
- 108090000765 processed proteins & peptides Proteins 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000002994 raw material Substances 0.000 description 1
- 239000012266 salt solution Substances 0.000 description 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 238000005245 sintering Methods 0.000 description 1
- 239000002002 slurry Substances 0.000 description 1
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 1
- 238000005979 thermal decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 150000003586 thorium compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
Vynález řeší způeob přípravy meziproduktů a produktů sllnovatelných keramických jaderných paliv přímou termickou denitrifikaci koloidnlch vodných suspenzi amonných polyaniontů uronu nebo jejich směsí se sloučeninami plutonia nebo thoria, vzniklých současně s dusičnane n emonným amoniakalizaci příslušných vodných roztoků dusičnanů.
Nejčastějši výchoz! surovinou pro přípravu keramických jaderných paliv bývá dusičnan uranylu. Podle typu paliva obsahuje vstupní sloučenina uran v obvyklém izotopovém poměru, případně uran dále obohacený izotopem 235, obohacený plutoniem 239, ep. Zpracováni výchozích soli na kysličníky předchází vždy jejiph převedení do amonné soli příslušných polyaniontů, jejich odfiltrováni od vodné fáze, jejich následující termický rozklad a redukce. Při preparacích vychází se obvykle z roztoků solí, jež máji koncentraci asi 10 % hmotn. a obsahuji asi 0,05 až 0,15 molů kyseliny dusičné/kg. Přísadou asi 11 molů plynného amoniaku se tak ziská při hodnotě pH 3,5 produkt, který při 50 °C rychle sedimentuje a má dobré filtrační vlastnosti. Se vzestupem pH se však filtrovatelnost produktů neobyčejně zhoršuje a při hodnotách pH vyšších než 6,6 je filtrace již provozně nerealizovatelná. Přesto však právě preparáty z těchto těžko dělitelných suspenzi poskytuji po chemickém rozkladu a redukci vzniklého kysličníku uranového, všeobecně nej hodnotnější kysličník uraničitý, jehož měrná hmotnost je vždy vyšší než 10,5 g.cm“3 (tj. vice než 97 % teorie). Produkty, získané naproti tomu při hodnotách pH 3,5 dosahuji nejvyšší měrné hmotnosti
201 977
9,28 g.cm“3 (tj, asi 85 % teorie).
Při tom sráženi při hddnotě pH 3,5 poskytuje vždy asi 55 % až 90 % výtěžku, zatímco zbytek muel být z roztoků získáván při hodnotách pH vyěělch než 7.
Ve výrobním měřítku vedou zmíněná obtíže nutně k aplikaci tzv. dvoustupňového procesu; oddělováni produktů ve druhém stupni sráženi je však vždy o to obtížnější, oč nižší podlí se podařilo srazit v prvním stupni.
Produkty vypadlé při hodnotách pH 3,5 se skládají z částic o velikostech 20 - 24 /um, zatímco polyurenáty získané např. při hodnotách pH 7,2 tvoři shluky beztvarých částic o velikosti nejvýše 3 yum. Násobným promývánim, kdy se odstraňuje spoluvyerážený dusičnan amonný, sraženina navíc jeětě peptizuje a tlm se dále ehorěuji filtrační vlastnosti produktů, jejich dalěí zpracováni i výtěžky.
Shrnutá problematika vyetihuje v hrubých rysech současný stav výroby kysličníku uranlčltého, který může být reprezentován i celou řadou patentních spisů, např. US patenty
394 997, 3 174 821, 3 846 520, 3 202 526, nebo Oap. pat. 6 924 884, Fr. pat. 1 152 140,
221 395, Brit. pat. 845 235, 893 320 apod., jež s většími nebo menilai obměnami byly aplikovány i průmyslově.
Zmíněné nevýhody postupů, zpracovávajících dusičnan uranylu na jaderné keramické palivo, odstraňuje postup podle vynálezu, jehož podstata spočívá v tom, že se dusičnan uranylu nebo dusičnan uranylu ve směsi s dusičnanem plutonlčitým nebo s dusičnanem thoričltým ve vodných roztocích uprav! amoniakem ne hodnotu pH 7 až 9, vzniklá koloidní suspenze se podrob! přímé termické degradaci při teplotě 500 až 900 °C a redukovaný préškovitý produkt se potom známým způsobem slinuje.
Postup podle vynálezu vystihuje orientačně např. následující reakční schéma;
U02(N03)2 + 12 NH3 + 12 HgO -> 2 (NH4)2U207 + 8 NH4N03 + 6 H20
NH4N03 . .............> 8 N20 + 16 HgO (NH4)2U207 -4 U03 + 4 NH3 + 2 H20
U03 + 2 NH3 .. ...........-.....-z 4 U02 + NgO + 3 HgO
U02(N03)2 + 12 NH3 + 12 HgO -V 4 U02 + 9 NgO + 2 ,NH3 + 27 H20
Malý přebytek amoniaku zaručuje nejen redukční prostředí, ale i degradaci přítomného dusičnanu amonného za zcela bezpečných podmínek. Směsné roztoky obsahující plutonium nebo thorium reaguji ee zcela obdobnými výsledky.
Výhodou postupu je zvláště to, že uvolněná plynná emise neobsahuji ani toxická nitrožni plyny, jež by bylo nutno déle zneškodňovat, ale neobsahuji ani žádný úlet či aerosoly, provázejld obvykle termický rožklad směsi polyurananů amonných e dusičnanem amonným. Postup odstraňuje déle již zmíněné nevýhody sráženi polyurananu amonného při různých hodnotách pH; produkt nevykazuje méněcennou jakost výrobků srážených při hodnotách pH vyšších nož 6. Postup je vhodný 1 pro zpracováni kombinovaných amiel polyurananu amonného a duaiinany plutonia nebo thoria.
Způsob podle vynálezu je dále objasněn na příkladech provedení, jež však možnosti vyn AA· AVU *i 4 nekný AAetiin lem j xj jj ± x j vstupních roztoků.
Příklad 1 g krystalického dusičnanu uranylu bylo rozpuštěno ve vodě za vzniku 200 g roztoku. Do roztoku byl uváděn za míchání plynný amoniak až bylo dosaženo hodnoty pH 7,0.
Vzniklé suspenze byla termicky degradována postupným naváděním do tyglíku v peci, vyhřáté na teplotu 500 °C.
Bylo získáno celkem 28 g kysličníku uranu s pravděpodobným složením υ^Οθ, což odpovídá téměř výtěžku 100 %.
Příklad. 2
Stejný roztok jako v příkladu 1 byl upraven plynným amoniakem na pH 8,7. Vzniklá suspenze byla termicky degradována při teplotě 850 až 900 °C. Bylo získáno celkem 27 g kysličníku uraničitého s odpovídající krychlovou krystalickou strukturou, což odpovídá výtěžku 100 %; produkt po slinutí vykazoval měrnou hmotnost 10,64 g.cm-^, což odpovídá přibližně 98 % teorie. .
Exhalace po degradaci neobsahovaly detekovatelná množství nitrozních emisí ani radioaktivních aerosolů.
Příklad3
Obdobným způsobem jako v příkladu 2 byl zpracován roztok, obsahující směs dusičnanu uranylu a dusičnanu plutoničitého, s obsahem 23 g uranu a 1,2 g plutonia ve 200 g roztoku. Roztok amoniakalizovaný na pH 9 byl termicky degradován při teplotě v rozmezí 780 až 910 °C.
Bylo získáno 28,4 g směsného kysličníku UOg-PuO,, (95:5), jehož měrná hmotnost po slinutí vykazovala hodnotu 10,72 g.cm\ což odpovídá 97,5 % teorie.
'' Příklad 4
Zcela obdobně jako v příkladu 3 byl zpracován směsný modelový roztok obsahující 48 g dusičnanu thoričitého a 5 g dusičnanu uranylu. Hodnota pH roztoku byla za vzniku jemné suspenze upravena plynným amoniakem na 8,6.
Termická degradace byla provedena při teplotě v rozmezí 780 až 850 °C. Vznikající exhalace neobsahovaly toxické nitrozní plyny a směsný výsledný produkt byl krychlové soustavy.
Claims (1)
- Způsob přípravy meziproduktů a produktů slinovatelných keramických jaderných paliv z vodných roztoků dusičnanu uranylu nebo směsí dusičnanu uranylu s dusičnanem plutoničitýn nebo s dusičnanem thoričitým, vyznačený tím, že se vstupní vodné roztoky upraví amoniakem na hodnotu pH 7 až 9, vzniklá koloidní suspenze se pak podrobí přímé termické degradaci při teplotách 500 až 900 °C a redukovaný práškoviý produkt se nakonec tabletuje a slinuje.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS792545A CS201977B1 (cs) | 1979-04-13 | 1979-04-13 | Způsob přípravy meziproduktů a produktů slinovateÍných keramických jaderných paliv |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS792545A CS201977B1 (cs) | 1979-04-13 | 1979-04-13 | Způsob přípravy meziproduktů a produktů slinovateÍných keramických jaderných paliv |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS201977B1 true CS201977B1 (cs) | 1980-12-31 |
Family
ID=5362892
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS792545A CS201977B1 (cs) | 1979-04-13 | 1979-04-13 | Způsob přípravy meziproduktů a produktů slinovateÍných keramických jaderných paliv |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS201977B1 (cs) |
-
1979
- 1979-04-13 CS CS792545A patent/CS201977B1/cs unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4397778A (en) | Coprocessed nuclear fuels containing (U, Pu) values as oxides, carbides or carbonitrides | |
| JP4223803B2 (ja) | アクチニドの共沈降方法、及び混合アクチニド酸化物の調製方法 | |
| US3397257A (en) | Method of forming spheroids of particulate, agglomeration-resistant refractory metal oxides | |
| US2906598A (en) | Preparation of high density uo2 | |
| CA1121146A (en) | Method for the manufacture of (u,pu)o.sub.2 mixed crystals | |
| JPH11513967A (ja) | 原子力産業における金属酸化物硝酸塩からの粉末状金属酸化物混合物を生成する方法 | |
| US3154379A (en) | Plutonium separation from uranium and lanthanides by precipitation from molten chloride solutions | |
| US3287279A (en) | Preparation of a filterable co-precipitate of plutonium and uranium | |
| Haas | A comparison of processes for the conversion of uranyl nitrate into ceramic-grade UO2 | |
| US3981960A (en) | Reprocessing method of caramic nuclear fuels in low-melting nitrate molten salts | |
| JPH0662303B2 (ja) | Ｕｏ▲下２▼ペレツトの結晶粒径をコントロ−ルする方法 | |
| CS201977B1 (cs) | Způsob přípravy meziproduktů a produktů slinovateÍných keramických jaderných paliv | |
| NL8200183A (nl) | Werkwijze voor het thermisch ontleden van een metaalnitraatoplossing. | |
| US3519403A (en) | Method for the preparation of uranium dioxide powder (uo2) with good pressing and sintering properties from uranium hexafluoride (uf6) or aqueous solutions of uranyl nitrate (uo2(no3)2) | |
| JP2559819B2 (ja) | プルトン酸ウラン酸アンモニウム、その製造方法および混合酸化物（Ｕ，Ｐｕ）Ｏ▲下２▼を製造するためのその使用 | |
| US3778380A (en) | Method for producing uo2 loaded refractory metals | |
| US3825499A (en) | Fueled moderator composition | |
| US3697441A (en) | Method for preparing stable actinide peroxide sols | |
| Mailen et al. | Direct thermal denitration to prepare mixed oxides for nuclear fuel fabrication | |
| RU2069393C1 (ru) | Способ получения оксидного ядерного топлива | |
| WO1997025721A1 (en) | Recovery of actinides | |
| US3645672A (en) | Manufacture of composite ferrites | |
| JPS6112559B2 (cs) | ||
| US3708267A (en) | Method of processing nuclear fuels | |
| CA1044015A (en) | Process for calcining radioactive wastes containing sodium nitrate |