FR2750127A1 - Purification d'alliages d'uranium par solubilite differentielle d'oxydes et production de precurseurs de combustible purifies - Google Patents
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Abstract
Procédé pour purifier des alliages métalliques d'uranium destinés à être utilisés comme combustibles pour réacteur nucléaire selon lequel en ce que l'alliage métallique est d'abord converti (12, 14, 16) en un oxyde puis dissous (20, 22) dans de l'acide nitrique. L'élimination initiale d'impuretés d'oxydes métalliques non solubles dans l'acide nitrique est accomplie par filtration (40) ou d'autres moyens physiques (42). Une purification ultérieure peut être accomplie par lixiviation d'ions uranyle par un carbonate à partir d'une solution partiellement purifiée ou par l'utilisation de méthodes traditionnelles telles qu'une extraction par solvant.
Description
PURIFICATION D'ALLIAGES D'URANIUM PAR SOLUBILITE
DIFFERENTIELLE D'OXYDES ET PRODUCTION DE PRECURSEURS DE
COMBUSTIBLE PURIFIES
Déclaration de l'intérêt du gouvernement Le gouvernement des Etats-Unis a certains droits à cette invention sous le contrat numéro W- 7405-ENG-48 entre l'université de Californie et le département de
l'énergie des Etats-Unis.
Contexte de l'invention La production actuelle de combustible pour réacteur nucléaire est basée sur la conversion d'UF6 gazeux en précurseurs de combustible tels que le nitrate d'uranyle [UO2(NO3)2- 6H20] désigné ci-après par UNH, le diuranate d'ammonium [(NH4)2U207] désigné ci-après par ADU, l'uranyltricarbonate d'ammonium [(NH4)4UO2(CO3)3] désigné
ci-après par AUC ou le trioxyde d'uranium [U03].
Cependant, dans le futur des sources métalliques d'uranium à qualité de combustible vont devenir disponibles. Une source potentielle d'uranium métal enrichi est le procédé de séparation d'isotopes par laser à vapeur d'uranium atomique (U-AVLIS) o le métal est produit comme un alliage à bas point de fusion ayant une teneur nominale en fer de 10 % en poids. Une autre source d'uranium métal enrichi pourrait être dérivée de constituants des armes nucléaires en surplus qui peuvent
contenir ou non des matériaux alliés.
La méthode la plus directe pour traiter de l'uranium métal impur est une dissolution directe dans de l'acide suivie d'une purification chimique par extraction par solvant (par exemple, agitation de solutions aqueuses d'uranium avec un mélange hydrophobe de phosphate de tributyle et de kérosène, suivie de l'élimination de la phase organique). Bien que l'extraction par solvant soit efficace, elle présente plusieurs inconvénients potentiels qui incluent l'utilisation de solvants
inflammables et la génération de déchets mixtes (c'est-à-
dire dangereux ou radioactifs). En outre, le procédé d'extraction par solvant produit des déchets liquides plutôt que solides. Les déchets liquides sont
généralement plus difficiles et plus coûteux à détruire.
De tels procédés de préparation chimique par voie humide ont pour conséquence plusieurs précurseurs acceptables de combustible basés sur UNH, ADU ou AUC qui, lorsqu'ils qu'ils sont calcinés, forment du trioxyde d'uranium. Les étapes finales de production pour les combustibles pour réacteur nucléaire impliquent la réduction de trioxyde d'uranium provenant de n'importe lequel de ces précurseurs en dioxyde d'uranium qui est ensuite fritté en une forme céramique convenant à une utilisation dans
un réacteur.
Résumé de l'invention La présente invention concerne une méthode pour convertir des alliages d'uranium en solutions d'uranium purifié convenant à la production de combustible pour réacteur nucléaire en oxydant d'abord l'alliage et en exploitant ensuite les différences de solubilité entre les oxydes d'uranium et les oxydes d'une diversité de métaux réfractaires:et de transition dans des solutions
d'acide nitrique.
Un objectif de cette invention est de produire des composés d'uranium purifiés convenant à une conversion subséquente en combustibles pour réacteur nucléaire tout en produisant un minimum de sous-produits nuisibles à l'environnement. Un autre objectif de cette invention est de convertir des solutions d'uranium purifié en précurseurs
acceptables de combustible.
Un autre objectif de cette invention est l'élimination d'éléments d'alliage et d'impuretés provenant de la solution d'uranium par élimination d'oxydes et/ou d'hydroxydes insolubles de métaux réfractaires ou de transition de concert avec une diversité d'étapes incluant, mais non limitées à, l'ajustement du pH de la solution d'uranium, la conversion de l'uranium dissous en ADU ou AUC, la filtration, la centrifugation ou l'extraction par solvant. Conformément au premier aspect de cette invention, des alliages d'uranium sont convertis en leur forme
oxydée à haute température (250 C ou supérieure à 250 C).
L'assemblage utilisé pour une telle oxydation peut comprendre ou consister en, mais n'est pas limité à, un appareil d'oxydation à lit fluidisé, un four rotatif à
haute température ou un four à haute température.
L'appareil d'oxydation fonctionne d'une manière compatible avec la production d'oxydes métalliques o le métal est dans son état d'oxydation le plus élevé possible. Pour maximiser le débit de matière, tout en minimisant la dimension de l'installation physique, le
système à lit fluidisé est préféré.
Conformément au deuxième aspect de cette invention, le mélange d'oxyde d'uranium (U308 pour des températures d'oxydation supérieures à 250 C) et d'oxydes de métaux réfractaires et/ou de transition est dissous dans de l'acide nitrique. Les oxydes d'uranium se dissolvent rapidement pour former UNH. Cependant, de nombreux oxydes de métaux réfractaires et de transition, tels que Fe203 produit par oxydation à haute température de l'alliage du produit U-AVLIS, restent solides à cause de leur solubilité limitée dans l'acide nitrique. Ces solides non dissous peuvent être éliminés par sédimentation, filtration, centrifugation ou par n'importe laquelle de
leurs combinaisons.
Une purification ultérieure peut être réalisée en ajustant le pH de la solution d'uranium avec des solutions tampons et/ou des substances caustiques appropriées. La solution tampon contient de préférence l'anion carbonate. L'anion carbonate peut être ajouté en tant qu'acide carbonique (c'est-à-dire CO2), ou en tant que sels carbonates ou bicarbonates ou n'importe laquelle de leurs combinaison. Pour éviter l'addition d'impuretés métalliques à la solution contenant de l'uranium, les sels carbonates ou bicarbonates préférés sont ceux contenant le cation ammonium (c'est-à-dire NH4(C03)2 ou NH4HCO3). De même, la substance caustique est de préférence l'hydroxyde d'ammonium. Par addition de suffisamment d'ions carbonates à la solution d'uranium il est possible de complexer l'ion uranyle [UO2++] en AUC. La solubilité de nombreux oxydes et hydroxydes de métaux réfractaires ou de transition est extrêmement faible dans ces solutions ayant des pH élevés. Il est par conséquent possible d'éliminer les impuretés des solutions contenant de l'uranium en utilisant n'importe lequel des procédés
susmentionnés de filtration.
La purification finale (ou traitement final) peut être réalisée après l'élimination des solides en soumettant la solution d'uranium à un procédé normal
d'extraction par solvant.
Brève description des dessins
La fig. 1 est une vue générale schématique d'un procédé intégré utilisant une solubilité différentielle dans l'acide nitrique (HNO3) suivi d'un ajustement de pH ou d'une conversion de l'uranium dissous en AUC, de l'élimination des solides bruts et, si nécessaire, d'une extraction par solvant pour réaliser les niveaux de pureté souhaités dans le flux du traitement de l'uranium; La fig. 2 illustre un mode de réalisation d'un appareil d'oxydation à lit fluidisé pour l'uranium ou des alliages d'uranium fonctionnant en un mode de production continu; et La fig. 3 est un organigramme illustrant plusieurs
autres procédés de la présente invention.
Description détaillée des modes de réalisation préférés
La fig. 1 illustre un procédé de purification d'alliage d'uranium utilisant une solubilité
différentielle conformément à la présente invention.
D'une manière générale, des pastilles 10 d'alliage d'uranium sont chargées dans un appareil d'oxydation o l'alliage est brûlé pour former U308 et d'autres oxydes métalliques. Une source d'alliage d'uranium pourrait être
l'alliage uranium-fer produit par le procédé U-AVLIS.
Cependant, des alliages contenant de l'uranium enrichi pourraient aussi être dérivés d'explosifs nucléaires retirés de la circulation. Une source supplémentaire d'alliage d'uranium enrichi est contenue dans les stocks de "rebut" d'alliages développés pour les armes et les réacteurs d'essais nucléaires, mais qui ne sont plus
utilisés dans leurs buts d'origine.
L'appareil d'oxydation peut être un four 12 rempli de récipients pour maintenir les pastilles 10 d'alliage d'uranium dans n'importe quel gaz contenant de l'oxygène, qui est chauffé à haute température. La température d'oxydation détermine le temps total de séjour dans le four et est de préférence supérieure à 250 C mais inférieure au point de fusion de l'alliage traité. A des températures supérieures à 400 C, la réaction d'oxydation devient auto-entretenue. L'oxydation initiale d'alliages d'uranium procède par la formation d'une couche d'U02 sur la surface du métal. Quand l'oxydation continue, l'U02 est converti en U308. Le rapport du volume d'oxyde au volume du métal est de 3:1 approximativement, ce qui a pour conséquence la constitution de contraintes de compression internes de l'ordre de 20,7 x 108 Pa (3 x 105 psi) dans le film d'oxyde. Des contraintes aussi grandes font que U308 se sépare du substrat métallique par écaillage quand des
épaisseurs d'oxyde de l'ordre de 0,1 pm sont atteintes.
Une couche d'oxyde faiblement tassée s'accumule autour des pastilles d'alliage d'uranium et inhibe l'accès de l'oxygène au métal comme il est nécessaire pour achever la réaction d'oxydation. Lorsque la réaction est ainsi inhibée, une agitation ou un secouage périodique du récipient pour exposer le métal inaltéré permet à la
réaction de se poursuivre.
Pour accélérer le procédé d'oxydation et assurer l'achèvement de la réaction, un four rotatif 14 peut être utilisé comme appareil d'oxydation. L'action physique fournie par la rotation constante du four 14 conduit à l'abrasion des pastilles 10 d'alliage d'uranium les unes contre les autres, qui a pour conséquence l'exposition continue de surfaces métalliques fraîches à l'atmosphère oxydante et donc diminue les temps de réaction. Comme avec le four 12, l'atmosphère oxydante dans le four 14
peut être n'importe quel gaz contenant de l'oxygène.
Un autre moyen d'oxydation convenable est le système 16 d'oxydation à lit fluidisé. Un exemple d'un appareil d'oxydation à lit fluidisé à débit continu est indiqué en plus ample détail dans la fig. 2. Les deux sous-systèmes principaux dans ce dispositif en colonne sont la zone de réaction chauffée (éléments 50 à 58) pour convertir le métal en oxyde, et le système de transport pneumatique (éléments 60 à 78) pour entraîner, séparer et recueillir
des particules finement divisées d'oxyde d'uranium.
Dans cet exemple de procédé continu, des pastilles d'alliage d'uranium sont introduites par un chargeur à une allure prédéterminée. Un agent frais d'oxydation (de façon typique un mélange azote-oxygène) est introduit par une entrée 52 sous pression au fond d'une plaque de diffusion 54 avec de multiples petits orifices conçus de façon à produire des vitesses élevées d'écoulement du gaz dans la partie inférieure de la colonne 56. Les vitesses élevées du gaz dans la partie inférieure de la colonne 56
entraînent des particules grossières 58 d'oxyde au-
dessous d'une dimension critique et les propulsent dans une section d'expansion 60 o le diamètre de la colonne augmente dans une colonne supérieure 62. L'augmentation du diamètre de la colonne supérieure 62 provoque une chute de vitesse du gaz telle que seules de fines particules 64 d'oxyde peuvent rester entraînées au sommet de la colonne supérieure 62. L'action abrasive fournie par les particules grossières 58 d'oxyde contre les pastilles 10 d'alliage d'uranium dans la colonne inférieure 56 provoque l'exposition constante de métal frais au gaz d'oxydation. Ceci, en combinaison avec la vitesse élevée de l'agent d'oxydation sortant de la plaque de diffusion 54, assure que l'oxydation est rapide et complète. La réaction d'oxydation est contrôlée par un réglage de la température dans la partie inférieure de la colonne 56 au moyen d'un dispositif de chauffage 66 périphérique. Une section de compression 68 réduit le diamètre de la colonne à une dimension telle que la vitesse du gaz augmente suffisamment pour assurer un fonctionnement efficace d'un séparateur cyclone 70 classique o les fines particules 64 d'oxyde entraînées sont séparées du courant du gaz d'oxydation. Le gaz évacué est déchargé par une ouverture 72 dans le cyclone 70 et de fines particules 64 d'oxyde sont retirées au fond du cyclone 74 et recueillies dans un récipient 78 amovible. Un système 16 à lit fluidisé offre plusieurs avantages par rapport au four statique 12 et au four rotatif 14 en ce qu'il offre, dans un dispositif compact, une voie d'oxydation rapide sans parties mobiles et un intérieur qui de façon inhérente est lisse (et par conséquent facile à nettoyer). Cependant, n'importe lequel de ces dispositifs peut fonctionner de façon efficace pourvu que la température, le mélange du gaz d'oxydation et le débit du gaz d'oxydation soient réglés pour assurer une conversion complète de tous les constituants métalliques à leur état le plus fortement oxydé. En se reportant de nouveau à la fig. 1, l'oxyde produit par l'agent d'oxydation est ensuite dissous dans de l'acide nitrique dans un bac d'agitation 20 ou un appareil de dissolution 22 à contre-courant, maintenu à la température optimale pour une dissolution par des dispositifs de chauffage 24. La vitesse de dissolution des particules d'U308 augmente à la fois avec la molarité
de l'acide et avec la température du bain acide.
Un des bénéfices principaux de la conversion des pastilles 10 d'alliage d'uranium en fines particules 64 d'oxyde est que la dissolution d'oxyde d'uranium dans l'acide nitrique exige beaucoup moins d'acide et produit beaucoup moins d'oxydes azotés que la dissolution directe du métal. Ceci est illustré par les équations suivantes pour dissoudre le métal uranium (équation 1) et U308
(équation 2).
U + 4HNO3 -> UO2 (NO3)2 + 2NO + 2H20 (éq. 1)
1 20 2 10
3U308 + 9HNO3 -> UO2(NO3)2 + -NO + 9H2O (éq. 2) Dans les réactions ci-dessus, NOx est produit ultérieurement par réaction incomplète de NO dans l'air comme indiqué par l'équation 3: NO + 02 -+ NO2 + 202 (éq. 3) En dissolvant de l'oxyde d'uranium au lieu de l'alliage métallique, la consommation d'acide nitrique est réduite de 56 % par mole d'uranium, tandis que la production de NO est réduite de 89 %. La production réduite de NOx réduit de façon significative les exigences placées sur
le système 26 de diminution de NOx.
La grande surface spécifique des fines particules 64 d'oxyde rend aussi la vitesse de dissolution effective considérablement plus rapide que pour des pastilles 10 de métal. De plus, la chaleur dégagée par la réaction de l'équation 2 est de 19 kcal/mole d'U tandis que celle dégagée par l'équation 1 est de 238 kcal/mole d'U. Le dégagement de chaleur plus faible pour la dissolution de l'oxyde signifie que la solution environnante sera moins chauffée et la réaction de dissolution sera plus
facilement contrôlée lors de la dissolution de l'oxyde.
Une étape optionnelle de traitement suivant le procédé de dissolution consiste à modifier le pH de la solution par l'addition d'une base forte, ou d'une combinaison d'une base forte et d'un tampon. Le tampon contient de préférence l'anion carbonate, qui peut être ajouté en tant qu'acide carbonique (c'est-à-dire C02) ou que sels carbonates ou bicarbonates, ou n'importe laquelle de leurs combinaisons. Pour éviter l'addition d'impuretés métalliques à la solution contenant de l'uranium, les sels carbonates ou bicarbonates préférés
sont ceux qui contiennent le cation ammonium (c'est-à-
dire NH4(CO3)2 ou NH4HCO3). De façon similaire, la
substance caustique préférée est l'hydroxyde d'ammonium.
Cette étape optionnelle permet de complexer l'uranium par le carbonate tandis que la solubilité de certains oxydes et hydroxydes de métaux réfractaires et de transition, tels que ceux du fer, est abaissée de façon spectaculaire. De plus, les solutions de pH supérieur sont plus faciles et moins dangereuses à manipuler et à contenir dans un récipient. Une modification de pH a lieu
dans une cuve d'agitation 30 séparée.
Comme alternative, en plus de modifier le pH, on peut continuer à ajouter des sels d'ammonium et de carbonate à la cuve d'agitation 30 décrite ci-dessus
jusqu'à la conversion complète des ions uranyle en AUC.
Après l'étape de dissolution (et les étapes optionnelles de modification de pH et/ou de production d'AUC), les oxydes insolubles et d'autres impuretés sont éliminés. Par exemple, à titre d'illustration et non de limitation, des solides différents de l'uranium peuvent être éliminés en pompant activement la solution à travers un filtre-presse 40 ou une centrifugeuse 42. Comme alternative, la cuve d'agitation 30 peut aussi servir de bac de sédimentation si elle fonctionne en parallèle avec une deuxième unité. Lorsqu'elle fonctionne comme un bac sédimentés, la cuve doit être munie d'un système 32 pour retirer le liquide, placé à un niveau au-dessus des solides précipités sédimentès, de manière à permettre la décantation d'une solution d'uranium presque pur. Les solides non dissous différents de l'uranium qui peuvent être éliminés incluent le fer, un oxyde de fer, un hydroxyde de fer, des métaux réfractaires, et des oxydes et hydroxydes de métaux réfractaires et de transition. Le degré de pureté peut être déterminé de
façon objective en utilisant la norme ASTM N C753.
Si le niveau d'impuretés dans le courant de nitrate d'uranyle filtré est assez bas pour son but projeté, le procédé de purification de l'invention peut être terminé à cet endroit. Comme illustré dans la fig. 3, les blocs , 82, 84, 86 et 88 illustrent le procédé d'élimination des solides dans la fig. 1. La solution de nitrate d'uranyle purifié peut être traitée en outre dans un procédé normal de fabrication de combustible comme indiqué dans la voie (A) dans laquelle le nitrate d'uranyle peut être séché et calciné en U03 comme indiqué dans les blocs 90 et 92, respectivement, et ensuite réduit dans le bloc 94 en UO2, ce qui convient à la
fabrication de combustible.
Cependant, si une réduction supplémentaire du niveau d'impuretés est souhaité, des options pour un traitement subséquent de la solution de nitrate d'uranyle purifié sont illustrées dans la voie (B) et la voie (C) de la fig. 3. Comme illustré dans la voie (B), l'oxyde impur (UO3) produit par le procédé de la voie (A) peut être converti en UF6 par l'addition de F2 dans le bloc 96 et distillé dans l'état gazeux dans le bloc 98 pour fournir un produit plus purifié. Dans une deuxième option illustrée dans la voie (C) de la fig. 3, des impuretés dans le nitrate d'uranyle peuvent être réduites par un traitement classique d'extraction par solvant préalablement au traitement dans un procédé normal de
fabrication de combustible.
L'appareil de la présente invention inclut un appareil d'oxydation pour convertir des alliages d'uranium en oxydes métalliques finement divisés; un ou plusieurs appareils de dissolution pour produire une solution aqueuse de nitrate d'uranyle; et un système de filtration pour éliminer les solides non dissous. Chacun des constituants de l'appareil d'oxydation, de l'appareil de dissolution et du système de filtration peut fonctionner en parallèle. L'appareil peut fonctionner en
un mode de production par lots ou bien continu.
L'appareil d'oxydation peut, par exemple, être l'un ou l'autre d'un appareil à lit fluidisé, d'un four rotatif ou d'un four. L'appareil de dissolution peut, par exemple, être un bac chauffé ou bien un appareil de dissolution chauffé à contre-courant. Le dispositif de filtration peut, par exemple, être l'un ou l'autre d'un bac de sédimentation, d'un filtre-presse ou d'une centrifugeuse. Dans un autre aspect de cette invention, une purification ultérieure peut être accomplie au moyen des techniques décrites ci- dessus incluant, mais non limitées à, une extraction par solvant, ou une conversion en UF6
suivie d'une distillation d'UF6.
Exemple 1:
On produit des alliages d'uranium ayant une teneur nominale en fer de 10 % en poids en utilisant le procédé U-AVLIS. Après l'oxydation dans un creuset dans un four rempli d'air, on dissout l'oxyde dans une solution chaude (85 C) d'acide nitrique à une concentration molaire de 10 approximativement. On observe une quantité considérable de boue brun rougeâtre, identifiée ultérieurement comme étant Fe203. On élimine la boue en passant la solution à travers une série de membranes progressivement plus fines d'un filtre de polycarbonate. On élimine la majorité du matériau boueux par des filtres de 12 pm, mais quelques impuretés sont saisies au niveau de 0,5 pm. On trouve que la concentration finale de Fe dans la solution clarifiée va de 3 à 20 mg de fer par gramme d'uranium. En plus de Fe203, on trouve que la fraction insoluble contient des traces d'oxydes d'autres métaux de transition et de 0,75 à 1,0 % en poids d'uranium. Par rapport à une teneur nominale en fer de 10 % en poids dans l'alliage d'origine, plus de 99, 9 % de l'uranium est récupéré sous
forme de nitrates solubles.
Après la phase initiale de séparation et de clarification de la solution de nitrate d'uranyle, il est possible de rincer la fraction insoluble par des solutions aqueuses contenant des ions carbonates pour supprimer la solubilité de Fe tout en éliminant des nitrates d'uranyle supplémentaires piégés dans la matrice de Fe203. Ceci augmente encore la récupération d'uranium et, surtout, réduit le niveau d'uranium contenu dans le
courant des déchets.
Exemple 2:
On effectue une purification ultérieure en convertissant l'UNH produit conformément à l'exemple 1 en une solution d'AUC. On ajoute un excès de bicarbonate d'ammonium au nitrate d'uranyle et on centrifuge la solution obtenue pour précipiter les insolubles. Bien que AUC soit modérément soluble (par exemple, 40 g/l à 50 C), Fe et de nombreux autres métaux de transition ne sont pas solubles. On élimine les solides par centrifugation. On
récupère AUC purifié par évaporation du liquide en excès.
On produit ensuite U03 par décomposition thermique à 300 C. La teneur en fer est réduite à moins de 200 ppm, alors que la teneur totale en toutes les autres impuretés
est inférieure à 10 ppm.
Claims (32)
1. Procédé pour convertir un alliage d'uranium provenant d'une diversité de sources en un précurseur de combustible, comprenant les étapes consistant à: a) oxyder l'alliage pour former un mélange d'oxydes métalliques; b) dissoudre sélectivement le mélange d'oxydes métalliques dans une solution acide; c) éliminer les solides différents de l'uranium de la solution; et d) isoler les composés d'uranium de la solution pour
former au moins un précurseur de combustible.
2. Procédé selon la revendication 1, dans lequel l'alliage est oxydé à une température supérieure à 250 C
mais inférieure au point de fusion de l'alliage.
3. Procédé selon la revendication 1, dans lequel la solution acide est de l'acide nitrique, le métal de transition est le fer et le solide différent de l'uranium est choisi parmi le fer, un oxyde de fer, les métaux
réfractaires et leurs oxydes.
4. Procédé selon la revendication 1, dans lequel le solide différent de l'uranium est éliminé de la solution acide par sédimentation, filtration, centrifugation ou
une combinaison de celles-ci.
5. Procédé selon la revendication 4, dans lequel le pH de la solution acide est élevé par l'addition d'un tampon.
6. Procédé selon la revendication 4, dans lequel le pH de la solution acide est élevé par l'addition d'une base convenable préalablement à l'élimination des solides
différents de l'uranium.
7. Procédé selon la revendication 5, dans lequel le tampon est choisi dans le groupe consistant en NH4(C03), (NH4)2HC03, du gaz ammoniac (NH3), du gaz de dioxyde de
carbone (C02), et du gaz ammoniac et leurs combinaisons.
8. Procédé selon la revendication 6, dans lequel la
base inclut NH40H.
9. Procédé selon la revendication 5, dans lequel l'addition du tampon est suffisante pour complexer
complètement tout l'uranium dissous en tant qu'uranyl-
tricarbonate d'ammonium (AUC).
10. Procédé selon la revendication 1, dans lequel le précurseur de combustible est choisi parmi le nitrate d'uranyle, l'uranyltricarbonate d'ammonium, le diuranate
d'ammonium et le trioxyde d'uranium.
11. Procédé selon la revendication 5, dans lequel la solution acide est soumise à une extraction par solvant pour éliminer en outre des solides différents de l'uranium préalablement à l'isolation de composés d'uranium.
12. Procédé selon la revendication 6, dans lequel la solution acide est soumise à une extraction par solvant pour éliminer en outre des solides différents de l'uranium préalablement à l'isolation de composés d'uranium.
13. Procédé selon la revendication 7, dans lequel la solution acide est soumise à une extraction par solvant pour éliminer en outre des solides différents de l'uranium préalablement à l'isolation de composés d'uranium.
14. Procédé selon la revendication 8, dans lequel la solution acide est soumise à une extraction par solvant pour éliminer en outre des solides différents de l'uranium préalablement à l'isolation de composés d'uranium.
15. Appareil pour convertir un alliage d'uranium en un précurseur de combustible, comprenant: (a) des moyens (12,14,16) pour oxyder l'alliage, pour former un oxyde métallique; (b) des moyens (20,22) pour dissoudre l'oxyde métallique dans une solution acide; (c) des moyens (30,40,42) pour éliminer les solides différents de l'uranium de la solution, pour former une solution d'uranium purifié; (d) des moyens pour traiter en outre la solution d'uranium purifié, pour produire une solution d'uranium ultra-purifié; et (e) des moyens pour modifier la solution d'uranium purifié ou la solution d'uranium ultra-purifié, pour
former un précurseur de combustible.
16. Appareil pour préparer des précurseurs de combustible, comprenant: (a) un appareil d'oxydation (12,14,16) pour convertir un alliage d'uranium en un oxyde métallique; (b) au moins un appareil de dissolution (20,22) relié à l'appareil d'oxydation pour produire une solution aqueuse de précurseur de combustible; (c) une cuve optionnelle (30) pour mélanger des bases et/ou des tampons avec la solution de précurseur de combustible produite par l'appareil de dissolution; (d) un système de filtration (40,42) attaché à l'appareil de dissolution ou à la cuve de mélange pour éliminer les solides non dissous de la solution; et (e) un système optionnel de purification finale
fondé sur des technologies établies.
17. Appareil selon la revendication 16, dans lequel l'appareil d'oxydation comprend un appareil à lit
fluidisé (16), un four rotatif (14) ou un four (12).
18. Appareil selon la revendication 16, dans lequel l'appareil d'oxydation comprend au moins deux dispositifs
à haute température fonctionnant en parallèle.
19. Appareil selon la revendication 16, dans lequel l'appareil de dissolution comprend un bac chauffé (20) ou un appareil de dissolution à contre-courant (22).
20. Appareil selon la revendication 15, dans lequel l'appareil de dissolution fonctionne en parallèle avec un
deuxième appareil de dissolution.
21. Appareil selon la revendication 16, dans lequel le bac optionnel de mélange (30) comprend une cuve d'agitation pour combiner la solution de précurseur de
combustible aux bases et/ou aux tampons.
22. Appareil selon la revendication 16, dans lequel le bac de mélange fonctionne aussi comme un bac de sédimentation en parallèle avec un deuxième bac de mélange/sédimentation.
23. Appareil selon la revendication 16, dans lequel le système de filtration comprend un système de filtration à lit fixe (40) ou un système de filtration
par centrifugation (42).
24. Appareil selon la revendication 16, dans lequel le système de filtration est disposé en parallèle avec un
deuxième système de filtration.
25. Appareil selon la revendication 21, dans lequel la purification supplémentaire de la solution d'uranium purifié en la solution d'uranium ultra-purifié est
accomplie par extraction par solvant.
26. Appareil selon la revendication 22, dans lequel la purification supplémentaire de la solution d'uranium purifié en la solution d'uranium ultra-purifié est
accomplie par extraction par solvant.
27. Appareil selon la revendication 23, dans lequel la purification supplémentaire de la solution d'uranium purifié en la solution d'uranium ultra-purifié est
accomplie par extraction par solvant.
28. Appareil selon la revendication 24, dans lequel la purification supplémentaire de la solution d'uranium purifié en la solution d'uranium ultra-purifié est
accomplie par extraction par solvant.
29. Appareil selon la revendication 21, dans lequel la purification supplémentaire de la solution d'uranium purifié en la solution d'uranium ultra-purifié est accomplie par séchage et calcination de la solution
d'uranium purifié et conversion d'UO3 obtenu en UF6.
30. Appareil selon la revendication 22, dans lequel la purification supplémentaire de la solution d'uranium purifié en la solution d'uranium ultra-purifié est accomplie par séchage et calcination de la solution
d'uranium purifié et conversion d'UO3 obtenu en UF6.
31. Appareil selon la revendication 23, dans lequel la purification supplémentaire de la solution d'uranium purifié en la solution d'uranium ultra-purifié est accomplie par séchage et calcination de la solution
d'uranium purifié et conversion d'UO3 obtenu en UF6.
32. Appareil selon la revendication 24, dans lequel la purification supplémentaire de la solution d'uranium purifié en la solution d'uranium ultra-purifié est accomplie par séchage et calcination de la solution
d'uranium purifié et conversion d'UO3 obtenu en UF6.
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| EP1714943B1 (fr) * | 2003-12-24 | 2016-12-07 | Nuclear Fuel Industries, Ltd. | Alimentation liquide au goutte-a-goutte et methode correspondante, obtention d'une solution de nitrate d'uranlye, et obtention d'une solution d'alcool polyvinylique |
| US9475706B2 (en) * | 2012-10-24 | 2016-10-25 | Bwxt Technical Services Group, Inc. | Fuel preparation for use in the production of medical isotopes |
| CN109518013B (zh) * | 2018-11-30 | 2022-02-08 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 一种脉冲激光重熔纯化金属铀表面的方法及其制备的纯化层 |
| CN111024800B (zh) * | 2019-12-20 | 2022-06-28 | 核工业北京地质研究院 | 一种确认pH值与流体中铀溶解能力关系的方法 |
| JP6942386B1 (ja) * | 2020-03-31 | 2021-09-29 | 有限会社エヌエステクノ | 金属ナトリウム処理システム |
Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB879580A (en) * | 1958-12-08 | 1961-10-11 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to the recovery of uranium |
| GB927735A (en) * | 1960-08-03 | 1963-06-06 | Commissariat Energie Atomique | Preparation of uranium compounds |
| EP0599509A1 (fr) * | 1992-11-16 | 1994-06-01 | Westinghouse Electric Corporation | Procédé pour l'extraction du carbonate d'uranium |
| US5417943A (en) * | 1992-09-22 | 1995-05-23 | Siemens Aktiengesellschaft | Method for producing UO2 or (U/PU)02 powder |
| US5431891A (en) * | 1992-02-11 | 1995-07-11 | Companie Generale Des Matieres Nucleaires | Process for the recovery and purification of a metal alloy based on highly enriched uranium |
| US5492462A (en) * | 1993-08-23 | 1996-02-20 | Uralsky Elektromekhanichesky Kombinat | Method for the production of low enriched uranium hexafluoride from highly-enriched metallic uranium |
| US5514306A (en) * | 1993-02-01 | 1996-05-07 | General Electric Company | Process to reclaim UO2 scrap powder |
Family Cites Families (8)
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|---|---|---|---|---|
| US4255392A (en) * | 1978-07-13 | 1981-03-10 | Wyoming Mineral Corp. | Method of separating iron from uranium |
| US4225455A (en) * | 1979-06-20 | 1980-09-30 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Process for decomposing nitrates in aqueous solution |
| DE3128855A1 (de) * | 1981-07-22 | 1983-02-10 | Metallgesellschaft Ag, 6000 Frankfurt | Verfahren zur ausfaellung von oxidischem uran aus sodaalkalischen loesungen durch reduktion mit metallischem eisen |
| US4466944A (en) * | 1983-07-21 | 1984-08-21 | International Minerals & Chemical Corp. | Process for recovery of uranium from wet process H3 PO4 |
| US4656015A (en) * | 1984-09-17 | 1987-04-07 | General Electric Company | Continuous process for the production of powdered uranium dioxide from uranyl nitrate |
| JPH0623050B2 (ja) * | 1988-05-25 | 1994-03-30 | 三菱マテリアル株式会社 | Ｕｏ▲下２▼ペレットの製造方法 |
| US5000927A (en) * | 1989-03-31 | 1991-03-19 | General Electric Company | Method of regulating a purex solvent extraction process |
| US5139709A (en) * | 1991-02-04 | 1992-08-18 | Institute Of Nuclear Energy Research, Chinese Atomic Energy Council, Taiwan | Process for converting uranyl compounds to UO2 via ADU |
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Patent Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB879580A (en) * | 1958-12-08 | 1961-10-11 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to the recovery of uranium |
| GB927735A (en) * | 1960-08-03 | 1963-06-06 | Commissariat Energie Atomique | Preparation of uranium compounds |
| US5431891A (en) * | 1992-02-11 | 1995-07-11 | Companie Generale Des Matieres Nucleaires | Process for the recovery and purification of a metal alloy based on highly enriched uranium |
| US5417943A (en) * | 1992-09-22 | 1995-05-23 | Siemens Aktiengesellschaft | Method for producing UO2 or (U/PU)02 powder |
| EP0599509A1 (fr) * | 1992-11-16 | 1994-06-01 | Westinghouse Electric Corporation | Procédé pour l'extraction du carbonate d'uranium |
| US5514306A (en) * | 1993-02-01 | 1996-05-07 | General Electric Company | Process to reclaim UO2 scrap powder |
| US5492462A (en) * | 1993-08-23 | 1996-02-20 | Uralsky Elektromekhanichesky Kombinat | Method for the production of low enriched uranium hexafluoride from highly-enriched metallic uranium |
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