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 PDFInfo
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
- G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
- G21C3/623—Oxide fuels
-
- 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
- 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.
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)
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)
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 |
-
2008
- 2008-09-23 FR FR0856388A patent/FR2936348B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
2009
- 2009-09-22 KR KR1020117006614A patent/KR101624620B1/ko active IP Right Grant
- 2009-09-22 WO PCT/EP2009/062267 patent/WO2010034716A2/fr active Application Filing
- 2009-09-22 US US12/998,151 patent/US9330795B2/en not_active Expired - Fee Related
- 2009-09-22 CN CN200980144171.9A patent/CN102203880B/zh active Active
- 2009-09-22 EP EP09736872A patent/EP2327077B1/fr active Active
- 2009-09-22 RU RU2011116206/07A patent/RU2516282C2/ru active
- 2009-09-22 JP JP2011527354A patent/JP5519677B2/ja active Active
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 |