RU2011116206A - Способ получения смешанного топлива, содержащего уран и по меньшей мере один актинид и/или лантанид, с использованием катионообменной смолы - Google Patents

Способ получения смешанного топлива, содержащего уран и по меньшей мере один актинид и/или лантанид, с использованием катионообменной смолы Download PDF

Info

Publication number
RU2011116206A
RU2011116206A RU2011116206/07A RU2011116206A RU2011116206A RU 2011116206 A RU2011116206 A RU 2011116206A RU 2011116206/07 A RU2011116206/07 A RU 2011116206/07A RU 2011116206 A RU2011116206 A RU 2011116206A RU 2011116206 A RU2011116206 A RU 2011116206A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
actinide
lanthanide
uranium
solution
stage
Prior art date
Application number
RU2011116206/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2516282C2 (ru
Inventor
Себастьен ПИКАР (FR)
Себастьен ПИКАР
Хамид МОХТАРИ (FR)
Хамид МОХТАРИ
Изабель ЖОБЕЛЕН (FR)
Изабель ЖОБЕЛЕН
Original Assignee
Коммиссариат А Л`Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив (Fr)
Коммиссариат А Л`Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Коммиссариат А Л`Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив (Fr), Коммиссариат А Л`Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив filed Critical Коммиссариат А Л`Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив (Fr)
Publication of RU2011116206A publication Critical patent/RU2011116206A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2516282C2 publication Critical patent/RU2516282C2/ru

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/02Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62Ceramic fuel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62Ceramic fuel
    • G21C3/623Oxide fuels
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Compositions Of Macromolecular Compounds (AREA)
  • Processes Of Treating Macromolecular Substances (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Abstract

1. Способ получения топлива на основе оксида, карбида и/или оксикарбида, содержащего уран и по меньшей мере один актинид и/или лантанид, включающий следующие стадии: ! - стадию получения исходного раствора, представляющего собой азотнокислый раствор, содержащий указанный актинид и/или лантанид в форме нитратов и уран в форме гидроксидного комплекса уранилнитрата; ! - стадию пропускания указанного раствора через катионообменную смолу, содержащую карбоксильные группы, с помощью которых смола сорбирует актинид и/или лантанид в катионной форме и уран в форме уранила; !- стадию термообработки указанной смолы для получения указанного топлива. ! 2. Способ по п.1, в котором актинид является актинидом в степени окисления (III), (V) или (VI) и лантанид является лантанидом в степени окисления (III). ! 3. Способ по п.1 или 2, в котором актинид является младшим актинидом, выбранным из америция, кюрия, нептуния и их смесей. ! 4. Способ по п.3, в котором источником младших актинидов является поток, направляемый на переработку отработанного топлива. ! 5. Способ по п.1 или 2, в котором стадия получения исходного раствора включает: ! - получение первого азотнокислого раствора, содержащего нитрат указанного актинида и/или лантанида; ! - введение заданного количества оксида урана UО3 или, необязательно, U3O8 в указанный первый раствор, причем указанное количество вводят для образования гидроксидного комплекса уранилнитрата формулы UO2(NО3)2-х(ОН)х, где х≤1; ! - стадию перемешивания полученного раствора предпочтительно при комнатной температуре, необязательно, с последующей стадией фильтрации. ! 6. Способ по п.1 или 2, в котором стадия получения исходного раст

Claims (14)

1. Способ получения топлива на основе оксида, карбида и/или оксикарбида, содержащего уран и по меньшей мере один актинид и/или лантанид, включающий следующие стадии:
- стадию получения исходного раствора, представляющего собой азотнокислый раствор, содержащий указанный актинид и/или лантанид в форме нитратов и уран в форме гидроксидного комплекса уранилнитрата;
- стадию пропускания указанного раствора через катионообменную смолу, содержащую карбоксильные группы, с помощью которых смола сорбирует актинид и/или лантанид в катионной форме и уран в форме уранила;
- стадию термообработки указанной смолы для получения указанного топлива.
2. Способ по п.1, в котором актинид является актинидом в степени окисления (III), (V) или (VI) и лантанид является лантанидом в степени окисления (III).
3. Способ по п.1 или 2, в котором актинид является младшим актинидом, выбранным из америция, кюрия, нептуния и их смесей.
4. Способ по п.3, в котором источником младших актинидов является поток, направляемый на переработку отработанного топлива.
5. Способ по п.1 или 2, в котором стадия получения исходного раствора включает:
- получение первого азотнокислого раствора, содержащего нитрат указанного актинида и/или лантанида;
- введение заданного количества оксида урана UО3 или, необязательно, U3O8 в указанный первый раствор, причем указанное количество вводят для образования гидроксидного комплекса уранилнитрата формулы UO2(NО3)2-х(ОН)х, где х≤1;
- стадию перемешивания полученного раствора предпочтительно при комнатной температуре, необязательно, с последующей стадией фильтрации.
6. Способ по п.1 или 2, в котором стадия получения исходного раствора состоит во введении в первый раствор, содержащий нитрат указанного актинида и/или лантанида и уранилнитрат, заданного количества триоксида урана для образования гидроксидного комплекса уранилнитрата формулы UO2(NO3)2-x(OH)x, где х≤1.
7. Способ по п.5, в котором заданное количество триоксида урана, вводимое в первый раствор, определяют так, чтобы мольное отношение количества молей нитрат-ионов к количеству молей урана составляло менее 2.
8. Способ по п.6, в котором заданное количество триоксида урана, вводимое в первый раствор, определяют так, чтобы мольное отношение количества молей нитрат-ионов к количеству молей урана составляло менее 2.
9. Способ по п.1 или 2, в котором смола представляет собой смолу, получающуюся (со)полимеризацией (мет)акриловой кислоты или акрилонитрила со сшивающим агентом.
10. Способ по п.1 или 2, в котором смолу до стадии пропускания через нее исходного раствора обрабатывают на одной или нескольких следующих стадиях:
- стадии калибровки во влажном состоянии, с целью выделения фракции с требуемым размером зерна, например, фракции с размером зерна 600-800 мкм;
- по меньшей мере одной стадии промывки с применением цикла кислотно-основной обработки аммиаком и азотной кислотой с последующей стадией отмывки деминерализованной водой;
- стадии сушки после стадии отмывки;
- стадии сортировки по форме, с целью удаления дробленых или несферических частиц.
11. Способ по п.1 или 2, в котором стадию пропускания исходного раствора осуществляют фильтрацией раствора через смолу.
12. Способ по п.1 или 2, в котором стадию пропускания исходного раствора через смолу осуществляют до получения элюата с концентрацией, идентичной концентрации исходного раствора.
13. Способ по п.1 или 2, в котором стадия термообработки содержит стадию карбонизации при температуре, которая может достигать 1000°С, причем эту стадию можно осуществлять на воздухе или в инертной атмосфере.
14. Способ по п.13, в котором стадия термообработки включает стадию восстановления материала, полученного на стадии карбонизации, для получения смешанного карбида и/или оксикарбида, содержащего уран и по меньшей мере один актинид и/или лантанид.
RU2011116206/07A 2008-09-23 2009-09-22 Способ получения смешанного топлива, содержащего уран и по меньшей мере, один актинид и/или лантанид с использованием катионообменной смолы RU2516282C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR0856388 2008-09-23
FR0856388A FR2936348B1 (fr) 2008-09-23 2008-09-23 Procede de preparation d'un combustible mixte comprenant de l'uranium et au moins un actinide et/ou lanthanide mettant en oeuvre une resine echangeuse de cations.
PCT/EP2009/062267 WO2010034716A2 (fr) 2008-09-23 2009-09-22 Procede de preparation d'un combustible mixte comprenant de l'uranium et au moins un actinide et/ou lanthanide mettant en œuvre une resine echangeuse de cations

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2011116206A true RU2011116206A (ru) 2012-10-27
RU2516282C2 RU2516282C2 (ru) 2014-05-20

Family

ID=40723122

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2011116206/07A RU2516282C2 (ru) 2008-09-23 2009-09-22 Способ получения смешанного топлива, содержащего уран и по меньшей мере, один актинид и/или лантанид с использованием катионообменной смолы

Country Status (8)

Country Link
US (1) US9330795B2 (ru)
EP (1) EP2327077B1 (ru)
JP (1) JP5519677B2 (ru)
KR (1) KR101624620B1 (ru)
CN (1) CN102203880B (ru)
FR (1) FR2936348B1 (ru)
RU (1) RU2516282C2 (ru)
WO (1) WO2010034716A2 (ru)

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2979469A1 (fr) * 2011-08-22 2013-03-01 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation d'un combustible nucleaire poreux
RU2723561C2 (ru) * 2015-07-25 2020-06-16 Ультра Сейф Ньюклеар Корпорейшн Способ производства полностью керамического микроинкапсулированного ядерного топлива
WO2017172177A1 (en) 2016-03-29 2017-10-05 Ultra Safe Nuclear Corporation PROCESS FOR RAPID PROCESSING OF SiC AND GRAPHITIC MATRIX TRISO-BEARING PEBBLE FUELS
RU2735243C2 (ru) 2016-03-29 2020-10-29 Ультра Сейф Ньюклеар Корпорейшн Полностью керамическое микроинкапсулированное топливо, изготовленное с выгорающим поглотителем в качестве интенсификатора спекания
CA3048158A1 (en) * 2016-12-23 2018-06-28 Basf Corporation Body comprising an oxide of lanthanide supported on a sulphur containing carbon based particle and a method of preparation thereof
US11014265B2 (en) * 2017-03-20 2021-05-25 Battelle Energy Alliance, Llc Methods and apparatus for additively manufacturing structures using in situ formed additive manufacturing materials
AR115805A1 (es) * 2019-06-10 2021-03-03 Consejo Nacional De Investigaciones Cientificas Y Tecn Conicet Método para la obtención de cenizas nanoparticuladas de óxidos de actínidos, lantánidos, metales y no metales provenientes de una solución de nitratos ó suspensión de nitratos, óxidos, metales y no metales
KR102648165B1 (ko) * 2019-11-04 2024-03-14 엑스 에너지, 엘엘씨 산-결핍성 질산 우라닐 용액의 제조
JP7368620B2 (ja) * 2019-11-04 2023-10-24 エックス-エナジー, エルエルシー 酸欠乏硝酸ウラニル溶液の調製
JP7461775B2 (ja) * 2020-03-30 2024-04-04 三菱重工業株式会社 高レベル放射性物質処理システム及び高レベル放射性物質処理方法
KR20240021174A (ko) 2021-05-11 2024-02-16 클린 코어 토륨 에너지 엘엘씨 가압중수로를 위한 토륨 기반 연료 설계

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3188169A (en) * 1962-09-20 1965-06-08 Kurt A Kraus Separation of metal values by cation exchange from concentrated perchloric acid solution
US3531416A (en) * 1967-02-25 1970-09-29 Power Reactor & Nuclear Fuel Process for producing uo2-puo2 oxide compositions
US3880769A (en) * 1970-05-25 1975-04-29 Atomic Energy Commission Method of making microspheroidal nuclear fuels having closed porosity
US3800023A (en) * 1972-05-16 1974-03-26 Atomic Energy Commission Loading a cation exchange resin with uranyl ions
US4010287A (en) * 1974-06-18 1977-03-01 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Process for preparing metal-carbide-containing microspheres from metal-loaded resin beads
US3944638A (en) * 1974-06-18 1976-03-16 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Process for preparing metal-carbide-containing microspheres from metal-loaded resin beads
US3995009A (en) * 1975-09-15 1976-11-30 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Process for loading weak-acid ion exchange resin with uranium
US4036920A (en) * 1976-05-06 1977-07-19 Asahi Kasei Kogyo Kabushiki Kaisha Process for the preparation of fuel kernels
US4070438A (en) * 1976-09-21 1978-01-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for loading resin beds
US4131527A (en) * 1977-03-30 1978-12-26 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for selectively reducing plutonium values by a photochemical process
DE2929122A1 (de) * 1979-07-18 1981-02-05 Alkem Gmbh Verfahren zur elektrochemischen einstellung der pu (vi)-oxidationsstufe
US4637900A (en) * 1984-01-13 1987-01-20 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fabrication of high exposure nuclear fuel pellets
CN1029578C (zh) * 1990-11-30 1995-08-23 清华大学 用全胶凝法制备核燃料微球
JP2939110B2 (ja) * 1994-03-10 1999-08-25 核燃料サイクル開発機構 ネプツニウムとプルトニウムの共抽出方法
FR2815035B1 (fr) * 2000-10-05 2003-03-07 Commissariat Energie Atomique Procede de coprecipitation d'actinides et procede de preparation d'oxydes mixtes d'actinides
JP2004257866A (ja) * 2003-02-26 2004-09-16 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 金属元素を含む廃液の処理方法及び該処理後における金属元素の回収方法
WO2005061397A1 (en) * 2003-11-20 2005-07-07 The University Of Houston System Method for stabilization of biological cultures to allow biological treatment of brines
EP1714943B1 (en) * 2003-12-24 2016-12-07 Nuclear Fuel Industries, Ltd. Liquid stock for dropping, method for preparing liquid stock for dropping, method for preparing uranyl nitrate solution, and method for preparing polyvinyl alcohol solution
FR2870841B1 (fr) * 2004-05-28 2007-02-09 Commissariat Energie Atomique Procede de coprecipitation d'actinides a des etats d'oxydation distincts et procede de preparation de composes mixtes d'actinides

Also Published As

Publication number Publication date
WO2010034716A2 (fr) 2010-04-01
EP2327077B1 (fr) 2012-09-05
RU2516282C2 (ru) 2014-05-20
FR2936348A1 (fr) 2010-03-26
JP5519677B2 (ja) 2014-06-11
JP2012503058A (ja) 2012-02-02
FR2936348B1 (fr) 2013-07-05
KR101624620B1 (ko) 2016-06-07
KR20110057171A (ko) 2011-05-31
CN102203880A (zh) 2011-09-28
WO2010034716A3 (fr) 2010-05-20
US9330795B2 (en) 2016-05-03
EP2327077A2 (fr) 2011-06-01
CN102203880B (zh) 2014-09-24
US20110169178A1 (en) 2011-07-14

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2011116206A (ru) Способ получения смешанного топлива, содержащего уран и по меньшей мере один актинид и/или лантанид, с использованием катионообменной смолы
JP6275643B2 (ja) 多孔性核燃料の製造方法
US20180102194A1 (en) Decontamination method reducing radioactive waste remarkably and a kit therefor
JP2014529738A5 (ru)
US4247495A (en) Method of producing PuO2 /UO2 /-nuclear fuels
US2868707A (en) Process of making a neutronic reactor fuel element composition
RU2494479C1 (ru) Способ получения твердых растворов оксидов актинидов
Pathak et al. Studies on sorption of plutonium from carbonate medium on polyacrylhydroxamic acid resin
DelCul et al. Advanced head-end for the treatment of used LWR fuel
Govindan et al. Recovery of plutonium from carbonate wash solutions
Zakharkin et al. Further developments of''GRANAT''technology of granulated U-Pu fuel
EP1025567B1 (en) Nuclear fuel reprocessing
RU2186031C2 (ru) Способ получения порошков оксидов урана с заданным содержанием урана-235
Jeong et al. UO_2 Kernel Preparation by M-EG Process and Its Irradiation Test
Rowbotham The design and synthesis of selective adsorbents for nuclear fission product removal using continuous chromatography: A new concept in nuclear reprocessing and waste management
Kurina et al. Research and development of MgO based matrix fuel
CN109478436B (zh) 用于溶解核燃料的方法
Opperman et al. Ceramic Fuel for Advanced High Temperature Gas Reactors
Berger et al. Processing of highly irradiated Al-Pu alloy
Michael et al. Separation of americium from aged plutonium oxide containing uranium
US2847273A (en) Manganese dioxide method for preparation of protoactinium
Lloyd et al. Investigation of denitration of high-nitrate plutonia sols by baking
RU2554626C2 (ru) Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана
Cota-Sanchez et al. Separation of americium from aged plutonium dioxide
PRUNIER et al. PREPARATION (OP TRANSURANIUM