KR20140035261A - 과잉 플루토늄으로부터 금속 연료의 제조 방법 - Google Patents

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Abstract

과잉 플루토늄으로부터 금속 연료를 제조하는 방법은 산화 플루토늄 분말과 산화 우라늄 분말을 혼합하여 확산 가능성이 감소된 혼합된 분말을 수득하는 단계를 포함할 수 있다. 혼합된 분말은 혼합된 분말이 제 1 합금으로 전환하도록 용융 염의 욕에서 전자환원될 수 있다. 제 1 합금을 압착하여 제 1 합금에 부착된 용융 염의 대부분을 제거하여 압착된 합금-염 혼합물을 형성할 수 있다. 제 1 합금은 압착된 합금-염 혼합물을 용융하여 염으로부터 단리될 수 있다. 제 1 합금은 연료봉을 제조하기 위해 추가 가공될 수 있다. 따라서, 생성된 금속 연료는 고속 원자로 시스템, 예컨대 동력로 혁신적 소형 모듈(PRISM)에서 사용될 수 있다.

Description

과잉 플루토늄으로부터 금속 연료의 제조 방법{METHODS OF FABRICATING METALLIC FUEL FROM SURPLUS PLUTONIUM}
본 발명은 핵 연료를 제조하는 방법에 관한 것이다.
비교적 많은 비축량의 무기급 플루토늄이 냉전 동안 여러 나라에 의해 개발되었다. 게다가, 많은 원자로급 플루토늄이 원자력 산업의 부산물로서 매년 생산되고 있다. 플루토늄의 축적은 독성 및 확산 위험을 갖는다. 이 축적을 줄이기 위해, 원자로를 위한 연료로서 플루토늄을 이용하려는 노력이 만들어지고 있다. 플루토늄을 사용가능한 핵 연료 내로 전환하는 단계는 통상적으로 연료를 산화물 형태로 제조하는 것을 요구한다. 그러나, 연료를 산화물 형태로 제조하는 것은 많은 단계를 포함하고 비용이 많이 들기 때문에, 에너지원으로서 많은 플루토늄의 사용을 방해한다.
과잉 플루토늄으로부터 금속 연료를 제조하는 방법은 산화 플루토늄 분말과 산화 우라늄 분말을 혼합하여 확산 가능성이 감소된 혼합된 분말을 수득하는 단계를 포함할 수 있다. 혼합된 분말은 혼합된 분말이 제 1 합금으로 전환하도록 용융 염의 욕에서 전자환원될 수 있다. 제 1 합금을 압착하여 제 1 합금에 부착된 용융 염의 대부분을 제거하여 압착된 합금-염 화합물을 형성할 수 있다. 제 1 합금은 압착된 합금-염 혼합물을 용융함으로써 염으로부터 단리될 수 있다.
혼합 단계는 혼합된 분말의 총 중량에 대해 약 20 중량% 내지 50 중량%의 양으로 산화 플루토늄 분말을 도입하는 단계를 포함한다. 게다가, 혼합 단계는 산화 우라늄 분말이 5.0 중량% 미만의 235U 농축을 갖는 것을 보장함을 포함할 수 있다.
전자환원 단계는 혼합된 분말을 다공성 바스켓 내에 로딩한 후 용융 염의 욕에 침지함을 포함할 수 있다. 게다가, 전자환원 단계는 수지상 구조의 형태가 되도록 제 1 합금을 생성함을 포함할 수 있다.
압착 단계는 제 1 합금에 부착된 용융 염의 80% 이상을 제거함을 포함할 수 있다. 게다가, 압착 단계는 열(예를 들어, 열압)을 동시 적용하여 제 1 합금에 부착된 용융 염의 제거를 용이하게 하는 단계를 포함할 수 있다.
단리 단계는 밀도에 따라 용융 염으로부터 제 1 합금을 분리함을 포함할 수 있다. 상기 방법은 용융 염을 제 1 합금의 압착 단계 및 단리 단계 후 용융 염의 욕에 다시 재도입함을 추가로 포함할 수 있다.
상기 방법은 제 2 합금을 형성하도록 단리한 후 지르코늄 또는 지르코늄-유사 금속(예를 들어, 4족 금속) 및 우라늄 금속을 제 1 합금에 첨가하는 단계를 추가로 포함할 수 있다. 지르코늄 금속 및 우라늄 금속을 첨가하는 단계는 제 2 합금이 약 20 중량% 내지 50 중량%의 플루토늄을 갖도록 수행될 수 있다. 목적 반응기 구성요소, 예컨대 연료봉은 제 2 합금으로부터 형성될 수 있다.
본원의 비제한적인 실시양태의 다양한 특징 및 이점은 첨부되는 도면과 함께 상세한 설명의 검토시 더욱 명백하게 될 수 있다. 첨부되는 도면은 단지 예시적인 목적을 위해 제공되고 특허청구범위의 범주를 제한하는 것으로 해석되어서는 안된다. 첨부되는 도면은 명시적으로 언급하지 않는 한 일정한 비율로 그려진 것으로서 간주되지 않을 것이다. 명료하게 나타내기 위해, 도면의 치수는 다양하게 과장될 수 있다.
도 1은 예시적인 실시양태에 따라 과잉 플루토늄으로부터 금속 연료를 제조하는 방법의 도식도이다.
요소 또는 층이 또 다른 요소 또는 층 "상에", "에 연결된", "에 커플링된" 또는 "을 포함하는"으로 지칭되는 경우, 이는 존재할 수 있는 다른 요소 또는 층, 또는 중개 요소 또는 층상에 직접적으로, 이에 연결된, 이에 커플링된 또는 이를 포함하는 것일 수 있음이 이해되어야 한다. 이에 반해, 요소가 또 다른 요소 또는 층 "상에 직접적으로", "이에 직접적으로 연결된" 또는 "이에 직접적으로 커플링된" 것으로서 지칭될 경우, 중개 요소 또는 층은 존재하지 않는다. 유사 수는 명세서 전반에 걸쳐서 유사 요소를 지칭한다. 본원에 사용된 용어 "및/또는"은 하나 이상의 연관된 목록 품목의 임의의 및 모든 조합을 포함한다.
비록 용어 제 1, 제 2, 제 3 등이 다양한 요소, 성분, 영역, 층 및/또는 구획을 기재하기 위해 본원에서 사용될 수 있을지라도, 이들 요소, 성분, 영역, 층, 및/또는 구획은 이들 용어에 의해 제한되지 않아야함이 이해되어야 한다. 이들 용어는 또 다른 영역, 층 또는 구획으로부터 하나의 요소, 성분, 영역, 층 또는 구획을 구별하기 위해서만 사용된다. 따라서, 하기 논의된 제 1 요소, 성분, 영역, 층 또는 구획은 예시적인 실시양태의 교시로부터 벗어나지 않고 제 2 요소, 성분, 영역, 층 또는 구획으로 지칭될 수 있다.
공간적으로 상대적인 용어(예를 들어, "밑에서", "아래에", "하부에", "위에", "상부에" 등)는 도면에 예시된 바와 같은 또 다른 요소 또는 특징에 대한 하나의 요소 또는 특징의 관계를 기재하기 위한 용이한 설명을 위해 본원에서 사용될 수 있다. 공간적으로 상대적인 용어가 도면에 도식된 배향외에 사용하거나 작동하는 장치의 상이한 배향을 포함하는 것으로 의도됨이 이해되어야 한다. 예를 들어, 도면에서 장치가 반전된 경우, 다른 요소 또는 특징의 "아래에" 또는 "밑에서"로서 기재된 요소는 다른 요소 또는 특징의 "위에" 배향될 수 있다. 따라서, 용어 "아래에"는 상부 및 하부의 배향을 모두 포괄할 수 있다. 장치는 달리 배향(90 °또는 다른 배향에서 회전)될 수 있고 본원에서 사용된 공간적으로 상대적인 설명어는 이에 따라 해석될 수 있다.
본원에 사용된 전문용어는 단지 다양한 실시양태를 설명하기 위한 목적이고 예시적인 실시양태로 제한되는 것으로 의도되지 않는다. 본원에서 사용된 단수 형태는 달리 문맥에서 명백하게 언급하지 않는 한, 복수 형태도 포함하는 것으로 간주된다. 용어 "포함하다" 및/또는 "포함하는"이 본원에서 사용되는 경우, 언급된 특징, 정수, 단계, 작동, 요소 및/또는 성분의 존재를 명시하지만, 하나 이상의 다른 특징, 정수, 단계, 작동, 요소, 성분, 및/또는 이들의 군의 존재 또는 첨가를 불가능하게 하지 않음이 추가로 이해될 것이다.
예시적인 실시양태는 예시적인 실시양태의 이상화된 실시양태(및 중간 구조)의 도식적 예시인 단면도에 관하여 본원에 기재된다. 상기와 같이, 예를 들어 제조 기술 및/또는 용인의 결과로서 예시의 형태로부터 변형이 기대될 것이다. 따라서, 예시적인 실시양태는 본원에 예시된 영역의 형태로 제한되는 것으로서 간주되지 않고, 예를 들어 제조 단계로부터의 결과의 형태의 편차를 포함하여야 한다. 예를 들어, 장방형으로서 예시된 이식된 영역은 전형적으로 이식된 영역으로부터 비이식된 영역으로까지의 이진 변화보다 오히려 이의 가장자리에서 이식 농도의 구형 또는 곡선형 특징 및/또는 구배를 가질 것이다. 마찬가지로, 이식에 의해 형성된 매립된 영역은 이식이 발생하는 것을 통해 매립된 영역과 표면 사이의 영역에서 일부 이식을 야기할 수 있다. 따라서, 도면에 예시된 영역은 자연 도식이고 이의 형태는 장치의 영역의 실제 형태를 예시하는 것으로 의도되지 않고 예시적인 실시양태의 범위를 제한하는 것으로 의도되지 않는다.
달리 정의되지 않으면, 본원에 사용된 모든 용어(기술적 및 과학적 용어 포함)는 예시적인 실시양태가 속하는 당해 분야의 숙련자에 의해 일반적으로 이해되는 것과 동일한 의미를 갖는다. 일반적으로 사용되는 사전적 의미의 용어를 포함하는 용어는 당해 분야의 맥락에서 이의 의미와 일치하는 의미를 갖는 것으로서 해석되어야 하고 달리 본원에서 정의한 바로 표현되지 않으면 이상화되거나 지나치게 형식적인 의미로 해석되지 않을 수 있음이 추가로 이해될 것이다.
도 1은 예시적인 실시양태에 따라 과잉 플루토늄으로부터 금속 연료를 제조하는 방법의 개략도이다. 도 1에 따라, 분말형 산화 플루토늄의 캔은 캔 수신 센터(100)에 전달된다. 플루토늄은 재가공하여 사용된 핵 연료(원자로급) 또는 핵 무기 비축량(무기급)으로부터 회수될 수 있다. 캔 수신 센터(100)는 캔 크기의 스펙트럼을 수신하도록 고안된다. 게다가, 캔 수신 센터(100)는 캔 배열뿐만 아니라 플루토늄, 우라늄 및/또는 다른 오염물(예를 들어, MOX 펠렛)의 상이한 동위원소 혼합물에 대하여 다양한 핵 공급 물질을 수용할 수 있다. 또한, 수신된 캔은, 연료 제조 방법이 핵 공급 물질을 작동 지점에 전달하는 적시성으로부터 독립적이도록 저장고 내에 방치될 수 있다. 비록 예시적인 실시양태가 이에 제한되지 않을지라도, 저장 구역은 핵 공급 물질을 2년 동안 저장하도록 고안될 수 있다.
캔 수신 센터(100)로부터, 캔은 캔 가공 센터(102)로 이동된다. 캔 가공 센터(102)에서, 캔은 표준 기계 수단에 의해 개방된다. 역학 에너지(예를 들어, 진동)는 캔으로부터 고체 산화 플루토늄(또는 산화 우라늄 또는 MOX 펠렛)을 제거하는데 필요한 만큼 사용될 수 있다. 산화 플루토늄은 PuO2의 형태일 수 있는 반면, 산화 우라늄은 UO2, U3O8 및/또는 UO3의 형태일 수 있다. 캔으로부터 산화 플루토늄을 체/스크리닝 장치로 비우고 호퍼(hopper)에서 산화 우라늄과 배합하여 혼합된 분말을 수득할 수 있다.
산화 플루토늄 분말 및 산화 우라늄 분말의 도입은 동시에 발생할 수 있다. 비제한적인 실시양태에서, 혼합된 분말은 약 50 중량%의 산화 플루토늄 분말 및 약 50 중량%의 산화 우라늄 분말을 포함한다. 그러나, 산화 플루토늄 분말은 혼합된 분말의 총 중량에 대해 약 20 중량% 내지 50 중량%의 양으로 혼합될 수 있음이 이해되어야 한다. 게다가, 산화 우라늄은 20 중량% 미만(예를 들어, 10 중량% 미만, 5.0 중량% 미만)의 235U 농축을 가질 수 있다.
배합은 핵 연료 제조 분야 및/또는 고체 분말을 혼합하는 다른 관련된 산업에서 사용되는 표준 산업 방법으로 수행될 수 있다. 혼합된 분말을 형성하기 위한 산화 우라늄 분말과의 조합은 산화 플루토늄 분말의 확산 가능성을 줄인다. 또한 혼합된 분말의 형성은 플루토늄 공급 원료의 관심 중요도를 줄임으로써 설비의 수동적인 안전성을 증가시킨다.
캔으로부터의 가스 및/또는 미립자는 환기 시스템에 의해 캔 가공 센터(102)로부터 배출 가스 처리 시스템(106)으로 유도된다. 게다가, 본원에 논의된 각 부문이 적절한 환기 시스템을 구비하여 작동 동안 배출되거나 생성된 비산 분진 입자 및/또는 가스를 제거할 수 있음이 이해되어야 한다. 배출 가스 처리 시스템(106)은 작업자의 노출을 줄이고, 저준위 폐기물의 부피를 줄이고, 재순환을 위해 핵 물질의 회수를 개선하도록 고안된다. 배출 가스 처리 시스템(106)은 미립자를 보유하지만 추가 처리 동안 가스를 통과시키는 소결 금속성 막(HEPA 표준)을 포함할 수 있다. 가스는 저장 챔버(108)에 저장될 수 있다. 또한, 배출 가스 처리 시스템(106)은, 차압이 소결 금속성 막에 분말 축적으로 인해 목적 수준을 초과하게 되면 진동 시스템, 화학 세정을 용이하게 하는 액체 충전 및 액체 배출, 핵 물질의 재순환을 위한 분진/고체 추출 시스템, 및/또는 역류 시스템을 포함할 수 있다.
배합 후, 혼합된 분말은 추가 가공 및 중요도 검증을 위한 이의 조성물을 확인하기 위해 샘플링될 수 있다. 캔 가공 센터(102)로부터, 혼합된 분말은 전자환원자(104)로 이동되고 다공성 바스켓 내에 로딩된다. 전자환원자(104)에서, 혼합된 분말은 혼합된 분말을 제 1 합금으로 전환하기 위해 용융 염의 욕에서 침지를 통해 전해질 산화 환원 공정을 거친다. 특히, 산화 플루토늄 분말 및 산화 우라늄 분말의 혼합물은 전자환원자(104)에서 산화 금속으로부터 플루토늄 금속 및 우라늄 금속의 혼합물로 전환된다. 비록 제 1 합금이 플루토늄 금속 및 우라늄 금속을 포함할 수 있을지라도, 제 1 합금이 다른 금속을 포함하는 것으로부터 배제되지 않음이 이해되어야 한다. 전자환원자(104)는 하기 관련된 출원에 기재된 바와 같을 수 있다(각 출원의 전체 맥락이 참고로서 본원에 혼입된다).
참조로서 혼입된 관련된 출원
미국출원 번호 HDP/GE 참조 번호 출원일 발명의 명칭
12/978,027 8564-000228/US
24AR246140		 2010년 12월 23일자 전해질 산화 환원 시스템
13/335,082 8564-000252/US
24NS250931		 2011년 12월 22일자 불순한 핵 공급 물질로부터 정제된 금속을 회수하기 위한 전기정제 시스템
13/453,290 8564-000262/US
24AR253193		 2012년 4월 23일자 노심 및 사용된 핵 연료 안정화 가공을 위한 방법
혼합된 분말을 산화 금속으로부터 순수한 금속/합금으로 전환한 후, 플루토늄 금속 및 우라늄 금속의 생성된 혼합물은 수지상 구조(예를 들어, 케익)의 형태로 전자환원자(104)의 용융 염 욕을 빠져나간다. 예를 들어, 플루토늄 금속 및 우라늄 금속의 혼합물은 비교적 높은 표면적을 갖는 다공성 금속 스폰지 형태일 수 있다. 그러나, 이 비교적 높은 표면적은 또한 전자환원자(104)로부터 용융 염의 부착 및 봉입을 야기한다.
용융 염을 제거하기 위해, 플루토늄/우라늄 합금은 전자환원자(104)의 바스켓으로부터 압착 스테이션(110)에 전달된다. 압착 스테이션(110)에서, 플루토늄/우라늄 제 1 합금은 제 1 합금에 부착된 용융 염의 대부분을 제거하기 위해 기계로 압착되어 압착된 합금-염 혼합물(예를 들어, 잉곳(ingot))을 형성한다. 압착은 제 1 합금에 부착된 용융 염을 용이하게 제거하도록 열의 동시 적용을 포함할 수 있다. 예를 들어, 압착은 가열된 기기에서 수행될 수 있다. 다르게는, 압력 자체가 열압을 형성하기 위해 가열 요소를 포함할 수 있다. 압착 스테이션(110)에서 압착의 결과로서, 비록 예시적인 실시양태가 이에 제한되지 않을지라도 제 1 합금에 부착된 용융 염의 80% 이상이 제거될 수 있다. 더욱이, 압착을 통한 염 제거는 저온 공정(음극 처리기를 통한 염 제거와 비교하여)이고 금속 혼합물로부터 휘발성 아메리슘의 방출을 완화시킨다.
압착 스테이션(110) 후, 압착된 합금-염 혼합물은 합금 가공 셀(112)에 전달된다. 합금 가공 셀(112)에서, 제 1 합금은 압착된 합금-염 혼합물을 용융함으로써 염으로부터 단리된다. 예를 들어, 압착된 합금-염 혼합물은 비록 예시적인 실시양태가 이에 제한되지 않을지라도 그라파이트-라이닝된 노(furnace) 중 유도 코일로 가열될 수 있다. 용융된 제 1 합금은 약 18 g/cc의 밀도를 가질 수 있는 반면, 용융 염(및 다른 오염물)은 약 2 내지 3 g/cc의 밀도를 가질 수 있다. 따라서, 용융 공정 동안, 조밀한 용융된 제 1 합금은 용융 혼합물의 바닥에 가라앉는 반면, 가벼운 용융 염은 용융 혼합물의 상부에서 용융된 제 1 합금 위로 떠오른다. 결과적으로, 제 1 합금은 밀도에 따라 용융 염으로부터 분리될 수 있다. 예를 들어, 용융된 제 1 합금은 노의 바닥으로부터 배출되면서 용융 염을 남긴다. 또한, 용융 염 및 용융된 제 1 합금의 2 층 층화는 용융된 혼합물로부터 방출되는 휘발성 금속 아메리슘의 양을 줄인다.
지르코늄 금속 및 더 많은 우라늄 금속을 단리된 제 1 합금에 첨가하여 제 2 합금을 형성할 수 있다. 비제한적인 실시양태에서, 제 2 합금은 약 20% 플루토늄 및 10% 지르코늄과 나머지 우라늄으로 구성될 수 있다. 그러나, 연료 사양에 의해 요구되는 바와 같이, 다른 조성물도 가능할 수 있음이 이해되어야 한다. 예를 들어, 제 2 합금은 비록 예시적인 실시양태가 이에 제한되지 않을지라도 약 20 중량% 내지 50 중량%의 플루토늄(예를 들어, 30 중량%, 40 중량%)을 가질 수 있다. 게다가, 지르코늄-유사 금속(예를 들어, 4족 금속)은 지르코늄 대신에 또는 지르코늄 외에 단리된 제 1 합금에 첨가될 수도 있다.
전자환원자(104), 압착 스테이션(110) 및/또는 합금 가공 셀(112)로부터의 용융 염은 재사용 또는 처리를 위해 폐기물 처리 블록(120)으로 운반될 수 있다. 따라서, 폐기물 처리 블록(120)에서 적절한 가공 후, 용융 염은 전자환원자(104)의 용융 염 욕에 다시 재도입될 수 있다. 게다가, 폐기물 처리 블록(120)에서 회수된 잔여 플루토늄 및 우라늄은 이후의 사용을 위해 합금 가공 셀(112)로 다시 운반될 수 있다. 다르게는, 용융 염은 폐기물 처리를 위해 가공될 수 있다. 예를 들어, 염은 유도적으로-가열된 노 내에 전달되고 염을 안정한 폐기물 형태 내에 결할시키는 적합한 안정화제와 혼합될 수 있다. 다양한 시스템(예를 들어, 붕규산 유리, 제올라이트, 핵폐기용 합성 암석, 황화철)이 처리를 위해 염을 안정화하는데 이용될 수 있다.
합금 가공 셀(112)로부터, 제 2 합금은 캐스팅 셀(114)에 전달될 수 있다. 캐스팅 셀(114)에서, 제 2 합금은 이후의 어셈블리(예를 들어, 연료 핀 어셈블리) 및/또는 가공을 위해 적절한 기하 구조를 갖는 적합한 형태(예를 들어, 연료 슬러그)로 배치된다. 예를 들어, 제 2 합금은 연료봉 또는 다른 관련된 및/또는 적합한 구성요소를 형성하기 위해 사용될 수 있다. 다르게는, 제 2 합금은 이후 사용을 위해 합금 가공 셀(112)로부터 저장고 내로 전달될 수 있다.
캐스팅 셀(114)로부터, 연료 슬러그는 인벤토리 셀로 전달될 수 있다. 인벤토리 셀에서, 특정 합금 및 동위원소 조성물을 함유하는 특정 배치로부터의 연료 슬러그는 조직화되고 물질 제어 및 책임을 위해 바 코드를 갖는 트레이로 배치될 수 있다. 연료 슬러그를 갖는 트레이는 임계적으로 안전한 용기 및 정렬 중에 저장된다. 생성 공정 동안, 인벤토리 셀은 자동화된 방식에서 목적 조성의 연료 슬러그를 함유하는 선택된 트레이에 접근할 수 있고 검색할 수 있다.
인벤토리 셀로부터, 연료 슬러그의 선택된 트레이는 어셈블리 셀(116)에 전달된다. 어셈블리 셀(116)에서, 다양한 부분(예를 들어, 피복, 핵연료장전관, 입구 노즐, 결합용 나트륨, 및 다른 필수 하드웨어)은 연료 핀내로 어셈블리되고, 이는 선택된 연료 슬러그로 로딩된다. 이어서, 연료 핀은 핵연료 다발내로 어셈블리된다. 금속 연료가 나트륨 결합을 사용하는 경우에, 여분의 공정 단계는 나트륨의 융점을 초과하는 온도로 핵연료 다발에 열을 첨가하여 연료 핀을 설정하도록 허용한다. 핵연료 다발을 냉각하여 나트륨 동결을 야기할 수 있다. 핵연료 다발은 비파괴 분석(NDA), 예를 들어, 중성자 또는 감마 통합으로 조사되어 연료가 적절한 배열에 있고 목적 농축이 되도록 보장할 수 있다.
어셈블리 후, 핵연료 다발은 연료 저장 설비(118)에 전달된다. 연료 저장 설비(118)는 핵연료 다발의 정렬에 관해 기하 구조 조절을 사용하여 임계를 막고, 또한 콘크리트 매트릭스 중에서 흡수성 물질을 함유하는 콘크리트 벽을 이용하여 콘크리트가 반사기에 반대되는 네트 흡수기로서 작용하도록 한다. 본원에서 생산된 금속 연료는 고속 원자로 시스템, 예컨대 동력로 혁신적 소형 모듈(Power Reactor Innovative Small Module: PRISM)에서 사용되어 열 및 분열 생성물을 생성하는 지속가능한 분열 반응을 생성할 수 있다. 열을 스팀으로 전환한 후, 이는 역학 에너지로 전환되어 전기를 생성한다. 분열 생성물은 매우 높은 감마선 분야를 야기하고 이 연료의 우회에 대한 확산 방벽으로서 작용하여 무기를 제조한다. 또한, 본원에 개시된 방법은 단위 질량을 증가함으로써(예를 들어, 산화 플루토늄 7 kg 캔의 질량을 0.5 톤 핵연료 다발로 증가함으로써) 확산 저항을 더하고 플루토늄 농도를 떨어뜨린다(예를 들어, 100%로부터 20%로).
다수의 예시적인 실시양태가 본원에 개시되었지만, 다른 변형이 가능할 수 있음이 이해되어야 한다. 상기 변형은 본 개시내용의 취지 및 범위로부터 벗어나는 것으로 간주되어서는 안되고, 당업자에게 자명한 모든 상기 개질은 하기 특허청구범위의 범위 내에 포함되는 것으로 의도된다.

Claims (13)

  1. 과잉 플루토늄으로부터 금속 연료를 제조하는 방법으로서,
    산화 플루토늄 분말 및 산화 우라늄 분말을 혼합하여 확산 가능성이 감소된 혼합된 분말을 수득하는 단계;
    상기 혼합된 분말을 용융 염의 욕에서 전자환원하여 상기 혼합된 분말을 제 1 합금으로 전환하는 단계;
    제 1 합금을 압착하여 제 1 합금에 부착된 용융 염의 대부분을 제거하여 압착된 합금-염 혼합물을 형성하는 단계; 및
    상기 압착된 합금-염 혼합물을 용융하여 제 1 합금을 단리하는 단계
    를 포함하는 방법.
  2. 제 1 항에 있어서,
    혼합 단계가 혼합된 분말의 총 중량에 대해 약 20 중량% 내지 50 중량%의 양으로 산화 플루토늄 분말을 도입함을 포함하는 방법.
  3. 제 1 항에 있어서,
    혼합 단계가 산화 우라늄 분말이 20 중량% 미만의 235U 농축을 갖도록 보장함을 포함하는 방법.
  4. 제 1 항에 있어서,
    전자환원 단계가 혼합된 분말을 다공성 바스켓 내에 로딩한 후 용융 염의 욕에 침지함을 포함하는 방법.
  5. 제 1 항에 있어서,
    전자환원 단계가 수지상 구조의 형태가 되도록 제 1 합금을 생성함을 포함하는 방법.
  6. 제 1 항에 있어서,
    압착 단계가 제 1 합금에 부착된 용융 염의 80% 이상을 제거함을 포함하는 방법.
  7. 제 1 항에 있어서,
    압착 단계가 열을 동시 적용하여 제 1 합금에 부착된 용융 염의 제거를 촉진함을 포함하는 방법.
  8. 제 1 항에 있어서,
    단리 단계가 액체 밀도 차이에 따라 제 1 합금을 용융 염으로부터 분리함을 포함하는 방법.
  9. 제 1 항에 있어서,
    용융 염이 제 1 합금을 압착하고 단리한 후 용융 염의 욕내에 다시 재도입하는 단계를 추가로 포함하는 방법.
  10. 제 1 항에 있어서,
    4족 금속 및 우라늄 금속이 제 2 합금을 형성하도록 단리한 후 제 1 합금에 첨가하는 단계를 추가로 포함하는 방법.
  11. 제 10 항에 있어서,
    4족 금속 및 우라늄 금속을 첨가하는 단계가 제 2 합금이 약 20 중량% 내지 50 중량%의 플루토늄을 갖도록 수행되는 방법.
  12. 제 10 항에 있어서,
    4 족 금속을 첨가하는 단계가 지르코늄을 제 1 합금에 도입함을 포함하는 방법.
  13. 제 10 항에 있어서,
    제 2 합금으로부터 연료봉을 형성하는 단계를 추가로 포함하는 방법.
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Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102374678B1 (ko) 2014-04-14 2022-03-14 어드밴스드 리액터 컨셉트 엘엘씨 금속 합금 매트릭스에 분산된 세라믹 핵연료
CN105132953B (zh) * 2015-07-24 2017-11-21 中国原子能科学研究院 一种用于直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法
CA3017462A1 (en) * 2016-03-16 2017-09-21 Ian Richard Scott Conversion of spent uranium oxide fuel into molten salt reactor fuel
US11346013B2 (en) 2018-10-29 2022-05-31 C2Cnt Llc Sustainable, facile separation of the molten carbonate electrolysis cathode product
EP3970163A4 (en) 2019-05-17 2023-01-04 Metatomic, Inc. SYSTEMS AND PROCESSES FOR PRODUCTION OF FUEL SALTS FOR MOLTEN SALT REACTORS
US10685753B1 (en) 2019-05-17 2020-06-16 Metatomic, Inc. Systems and methods for fast molten salt reactor fuel-salt preparation
WO2021092401A1 (en) 2019-11-08 2021-05-14 Abilene Christian University Identifying and quantifying components in a high-melting-point liquid
WO2022031949A1 (en) * 2020-08-06 2022-02-10 C2Cnt Llc Sustainable, facile separation of the molten carbonate electrolysis cathode product
US12018779B2 (en) 2021-09-21 2024-06-25 Abilene Christian University Stabilizing face ring joint flange and assembly thereof
US12012827B1 (en) 2023-09-11 2024-06-18 Natura Resources LLC Nuclear reactor integrated oil and gas production systems and methods of operation

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS63277995A (ja) * 1987-05-11 1988-11-15 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 燃料集合体
JPH03123896A (ja) * 1989-09-29 1991-05-27 Rockwell Internatl Corp アクチニド回収
JP2005068539A (ja) * 2003-08-28 2005-03-17 Sumitomo Titanium Corp 金属製造方法及び装置

Family Cites Families (31)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2947672A (en) * 1959-08-04 1960-08-02 Norton Co Process for the extraction of relatively pure vanadium, niobium and tantalum
GB1164810A (en) * 1966-12-19 1969-09-24 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to Production of Particulate Refractory Material
US3660075A (en) * 1969-10-16 1972-05-02 Atomic Energy Commission CRUCIBLE COATING FOR PREPARATION OF U AND P ALLOYS CONTAINING Zr OR Hf
BE815189A (fr) * 1974-05-17 1974-09-16 Procede de conditionnement de combustible nucleaire irradie
US4216058A (en) * 1978-10-20 1980-08-05 Marwick Edward F Enhanced fission breeder reactor
US4120752A (en) * 1976-08-04 1978-10-17 Electric Power Research Institute, Inc. Mixed oxide fuel pellet for fuel rod of nuclear reactor core
US4436677A (en) 1982-08-02 1984-03-13 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel fabrication process
US4880506A (en) * 1987-11-05 1989-11-14 The United States Of America As Represented By The Department Of Energy Electrorefining process and apparatus for recovery of uranium and a mixture of uranium and plutonium from spent fuels
US5044911A (en) 1989-04-06 1991-09-03 United States Department Of Energy Apparatus for injection casting metallic nuclear energy fuel rods
US4953317A (en) * 1989-07-07 1990-09-04 Ruchel James E Nonfreezing fishing apparatus
JPH0375590A (ja) 1989-08-17 1991-03-29 Central Res Inst Of Electric Power Ind 金属燃料スラグの成型法
US4963317A (en) * 1989-09-13 1990-10-16 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy High loading uranium fuel plate
JPH04122895A (ja) 1990-09-14 1992-04-23 Toshiba Corp 金属燃料の製造装置
JP3120002B2 (ja) 1994-08-17 2000-12-25 株式会社東芝 使用済み燃料の再処理方法
JP3735392B2 (ja) * 1995-02-24 2006-01-18 株式会社東芝 使用済燃料の再処理方法
JP2941741B2 (ja) 1997-06-03 1999-08-30 核燃料サイクル開発機構 使用済核燃料の乾式再処理方法及び乾式再処理装置
GB9919496D0 (en) * 1999-08-18 1999-10-20 British Nuclear Fuels Plc Process for separating metals
DE10115015C1 (de) * 2001-03-27 2003-05-15 Framatome Anp Gmbh Verfahren zur Herstellung eines Kernbrennstoff-Sinterkörpers
GB0113749D0 (en) * 2001-06-06 2001-07-25 British Nuclear Fuels Plc Actinide production
WO2003077262A1 (en) 2002-03-11 2003-09-18 Belgonucleaire Sa Mox fuel fabrication process from weapon plutonium feed
JP3850769B2 (ja) 2002-08-02 2006-11-29 核燃料サイクル開発機構 核燃料サイクル施設からの廃棄物処理方法およびその装置
JP3976716B2 (ja) * 2002-11-28 2007-09-19 コリア アトミック エナジー リサーチ インスティチュート タングステン金属網を含有した核燃料焼結体の製造方法
KR100593790B1 (ko) 2003-03-28 2006-07-03 한국원자력연구소 ＬｉＣｌ－Ｌｉ₂Ｏ 용융염계를 이용하여 산화물핵연료로부터 핵연료 금속을 제조하는 방법, 상기 방법을구현하기 위한 환원전극, 및 상기 환원전극을 포함하는환원장치
DE602005018674D1 (de) 2004-10-22 2010-02-11 Univ California Modifizierter nitridbrennstoff für kompakte und langlebige reaktoren
JP2009540313A (ja) 2006-06-15 2009-11-19 ベルゴニュークレール・ソシエテ・アノニム 核燃料製造における、臨界予防装置および方法
US8097142B2 (en) * 2008-02-29 2012-01-17 Uchicago Argonne, Llc. High-throughput electrorefiner for recovery of U and U/TRU product from spent fuel
KR101003955B1 (ko) * 2008-09-24 2010-12-24 한국수력원자력 주식회사 경막결정화법을 이용한 ＬｉＣｌ염폐기물의 재활용방법 및 장치
JP5483867B2 (ja) 2008-11-25 2014-05-07 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 使用済燃料からの金属燃料物質の回収方法及び使用済燃料の再処理方法
CN101629308B (zh) * 2009-04-29 2010-12-08 江苏江南铁合金有限公司 一种电脱氧制备铽铁、镝铁、铽镝铁合金的方法
US8571167B2 (en) 2009-06-01 2013-10-29 Advanced Reactor Concepts LLC Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors
FR2965969A1 (fr) 2010-10-07 2012-04-13 Commissariat Energie Atomique Aiguille de combustible nucleaire metallique comprenant une enveloppe avec des fibres de sic

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS63277995A (ja) * 1987-05-11 1988-11-15 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 燃料集合体
JPH03123896A (ja) * 1989-09-29 1991-05-27 Rockwell Internatl Corp アクチニド回収
JP2005068539A (ja) * 2003-08-28 2005-03-17 Sumitomo Titanium Corp 金属製造方法及び装置

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Publication number Publication date
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