RU2014111058A - Способ получения пористого ядерного топлива - Google Patents

Способ получения пористого ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2014111058A
RU2014111058A RU2014111058/07A RU2014111058A RU2014111058A RU 2014111058 A RU2014111058 A RU 2014111058A RU 2014111058/07 A RU2014111058/07 A RU 2014111058/07A RU 2014111058 A RU2014111058 A RU 2014111058A RU 2014111058 A RU2014111058 A RU 2014111058A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
optionally
oxide
type
plutonium
uranium
Prior art date
Application number
RU2014111058/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2612659C2 (ru
Inventor
Себастьен ПИКАР
Элоди РЕМИ
Тибо ДЕЛАЙЕ
Original Assignee
Коммиссариат А Л' Энерджи Атомик Э Оз Энержи Альтернатов
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' Энерджи Атомик Э Оз Энержи Альтернатов filed Critical Коммиссариат А Л' Энерджи Атомик Э Оз Энержи Альтернатов
Publication of RU2014111058A publication Critical patent/RU2014111058A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2612659C2 publication Critical patent/RU2612659C2/ru

Links

Classifications

    • 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
    • G21C21/00Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • 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)

Abstract

1. Способ получения пористого топлива, содержащего уран, необязательно плутоний и необязательно по меньшей мере один младший актинид, который включает следующую последовательность стадий:a) стадию уплотнения смеси, включающей первый тип агломерата, содержащий оксид урана в виде диоксида урана UO, необязательно оксид плутония, и необязательно по меньшей мере один оксид младшего актинида, и второй тип агломерата, содержащий оксид урана в виде октаоксида триурана UO, необязательно оксид плутония, и необязательно по меньшей мере один оксид младшего актинида;b) стадию восстановления уплотненной смеси в восстановительной среде с целью восстановления всего или части октаоксида триурана UOв диоксид урана UO,в котором агломераты второго типа получают до стадии уплотнения с помощью следующей последовательности операций:i) операции получения загрузочного раствора, содержащего азотнокислый раствор, включающий уран в виде гидроксилированного комплекса уранилнитрата и, необязательно, плутоний и/или по меньшей мере один младший актинид в виде нитрата плутония и/или нитрата по меньшей мере одного младшего актинида;ii) операции пропускания указанного раствора через катионообменную смолу, содержащую карбоксильные группы, причем указанная смола состоит из шариков катионообменной смолы, содержащей карбоксильные группы, благодаря чему уран в виде уранила и, необязательно, плутоний и/или по меньшей мере один младший актинид в катионной форме остаются прикрепленными к смоле;iii) операции термообработки указанной смолы в среде, содержащей кислород, благодаря которой получают агломераты второго типа.2. Способ получения пористо�

Claims (11)

1. Способ получения пористого топлива, содержащего уран, необязательно плутоний и необязательно по меньшей мере один младший актинид, который включает следующую последовательность стадий:
a) стадию уплотнения смеси, включающей первый тип агломерата, содержащий оксид урана в виде диоксида урана UO2, необязательно оксид плутония, и необязательно по меньшей мере один оксид младшего актинида, и второй тип агломерата, содержащий оксид урана в виде октаоксида триурана U3O8, необязательно оксид плутония, и необязательно по меньшей мере один оксид младшего актинида;
b) стадию восстановления уплотненной смеси в восстановительной среде с целью восстановления всего или части октаоксида триурана U3O8 в диоксид урана UO2,
в котором агломераты второго типа получают до стадии уплотнения с помощью следующей последовательности операций:
i) операции получения загрузочного раствора, содержащего азотнокислый раствор, включающий уран в виде гидроксилированного комплекса уранилнитрата и, необязательно, плутоний и/или по меньшей мере один младший актинид в виде нитрата плутония и/или нитрата по меньшей мере одного младшего актинида;
ii) операции пропускания указанного раствора через катионообменную смолу, содержащую карбоксильные группы, причем указанная смола состоит из шариков катионообменной смолы, содержащей карбоксильные группы, благодаря чему уран в виде уранила и, необязательно, плутоний и/или по меньшей мере один младший актинид в катионной форме остаются прикрепленными к смоле;
iii) операции термообработки указанной смолы в среде, содержащей кислород, благодаря которой получают агломераты второго типа.
2. Способ получения пористого топлива по п. 1, в котором агломераты первого типа имеют сферическую форму.
3. Способ получения пористого топлива по п. 1 или 2, в котором агломераты второго типа имеют сферическую форму.
4. Способ получения пористого топлива по п. 1 или 2, в котором агломераты первого типа получают перед стадией уплотнения.
5. Способ получения пористого топлива по п. 4, в котором агломераты первого типа получают восстановлением агломерата, содержащего оксид урана в виде октаоксида триурана U3O8, необязательно в сочетании с оксидом плутония и необязательно с одним или несколькими оксидами по меньшей мере одного младшего актинида.
6. Способ получения пористого топлива по п. 5, в котором агломераты, содержащие оксид урана в виде октаоксида триурана U3O8, необязательно в сочетании с оксидом плутония и одним или несколькими оксидами по меньшей мере одного младшего актинида, получают в результате последовательности операций i), ii) и iii), как определено в п. 1.
7. Способ по п. 1 или 2, в котором агломераты второго типа представлены в виде сфер, имеющих средний диаметр более 50 мкм, предпочтительно находящийся в диапазоне 100-1200 мкм.
8. Способ по п. 1 или 2, дополнительно включающий стадию сухого смешивания указанных агломератов первого типа и второго типа, при этом указанную стадию смешивания осуществляют перед стадией уплотнения.
9. Способ по п. 1 или 2, в котором стадию восстановления b) осуществляют с помощью пропускания потока, содержащего газ-восстановитель при температуре, находящейся в диапазоне от 600 до 1000°C, в течение времени в диапазоне от 1 до 12 ч.
10. Способ по п. 1 или 2, включающий после стадии b) стадию спекания.
11. Способ по п. 10, в котором стадию спекания осуществляют с помощью нагревания при температуре, находящейся в диапазоне от 1000 до 1900°C, в течение времени в диапазоне от 1 до 12 ч.
RU2014111058A 2011-08-22 2012-08-21 Способ получения пористого ядерного топлива RU2612659C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1157443A FR2979469A1 (fr) 2011-08-22 2011-08-22 Procede de preparation d'un combustible nucleaire poreux
FR1157443 2011-08-22
PCT/EP2012/066284 WO2013026851A1 (fr) 2011-08-22 2012-08-21 Procede de preparation d'un combustible nucleaire poreux

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2014111058A true RU2014111058A (ru) 2015-09-27
RU2612659C2 RU2612659C2 (ru) 2017-03-13

Family

ID=46724418

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2014111058A RU2612659C2 (ru) 2011-08-22 2012-08-21 Способ получения пористого ядерного топлива

Country Status (8)

Country Link
US (1) US20140197557A1 (ru)
EP (1) EP2748822B1 (ru)
JP (1) JP6275643B2 (ru)
KR (1) KR102084425B1 (ru)
CN (1) CN103733265B (ru)
FR (1) FR2979469A1 (ru)
RU (1) RU2612659C2 (ru)
WO (1) WO2013026851A1 (ru)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2974452B1 (fr) 2011-04-22 2014-04-04 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation d'une demi-cellule electrochimique
US9424376B2 (en) 2011-11-18 2016-08-23 Terrapower, Llc Enhanced neutronics systems
CN105934797A (zh) * 2014-01-27 2016-09-07 泰拉能源公司 用于燃料元件变形的建模
FR3072823B1 (fr) * 2017-10-23 2020-09-18 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation d'une poudre a base d'oxyde(s) comprenant de l'uranium et du plutonium et utilisation de cette poudre pour la fabrication d'un combustible a base d'uranium et de plutonium
FR3072822B1 (fr) * 2017-10-23 2021-02-26 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation d'une poudre a base d'oxyde(s) d'uranium, d'au moins un actinide mineur et eventuellement de plutonium
RU2690764C1 (ru) * 2018-08-31 2019-06-05 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Способ получения пористого изделия из урана
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
KR102334244B1 (ko) * 2020-02-13 2021-12-03 한국원자력연구원 다공성 uo2 펠렛의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 다공성 uo2 펠렛
US11731350B2 (en) 2020-11-05 2023-08-22 BWXT Advanced Technologies LLC Photon propagation modified additive manufacturing compositions and methods of additive manufacturing using same

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1208433A (en) * 1967-04-20 1970-10-14 Atomic Energy Authority Uk Manufacture of ceramic artefacts having pores
US3800023A (en) * 1972-05-16 1974-03-26 Atomic Energy Commission Loading a cation exchange resin with uranyl ions
US3883623A (en) * 1972-10-17 1975-05-13 Gen Electric Process for controlling end-point density of sintered uranium dioxide nuclear fuel bodies and product
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
US4871479A (en) * 1986-03-25 1989-10-03 Comurhex Societe Pour La Conversion De L'uranium En Metal Et Hexafluorure Process for producing sintered mixed oxides which are soluble in nitric acid from solutions of nitrates
JPH0634056B2 (ja) * 1987-04-08 1994-05-02 日本ニユクリア・フユエル株式会社 核燃料焼結体の製造方法
JP2790548B2 (ja) * 1991-03-29 1998-08-27 原子燃料工業株式会社 核燃料燒結体の製造方法
JP3211051B2 (ja) * 1995-08-11 2001-09-25 原子燃料工業株式会社 ウラン酸化物粒子を原料とする核燃料ペレットの製造方法
FR2744557B1 (fr) * 1996-02-07 1998-02-27 Commissariat Energie Atomique Materiau combustible nucleaire composite et procede de fabrication du materiau
KR100283728B1 (ko) * 1999-03-05 2001-02-15 장인순 불량품의 재활용이 가능한 이산화 우라늄(uo₂) 핵연료 소결체의 제조 방법
DE10138874A1 (de) * 2001-08-08 2003-03-06 Framatome Anp Gmbh Verfahren zur Herstellung eines Mischoxid-Kernbrennstoff-Pulvers und eines Mischoxid-Kernbrennstoff-Sinterkörpers
FR2894954B1 (fr) * 2005-12-19 2008-02-15 Commissariat Energie Atomique Procede de fabrication d'une matiere particulaire et matiere particulaire susceptible d'etre obtenue par ledit procede.
KR100794071B1 (ko) * 2006-12-05 2008-01-10 한국원자력연구원 핵연료 소결체의 제조 방법
FR2936348B1 (fr) * 2008-09-23 2013-07-05 Commissariat Energie Atomique 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.
FR2949598B1 (fr) * 2009-09-02 2013-03-29 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation d'un combustible nucleaire poreux a base d'au moins un actinide mineur

Also Published As

Publication number Publication date
KR20140054343A (ko) 2014-05-08
EP2748822B1 (fr) 2015-09-23
FR2979469A1 (fr) 2013-03-01
JP2014529738A (ja) 2014-11-13
CN103733265A (zh) 2014-04-16
RU2612659C2 (ru) 2017-03-13
US20140197557A1 (en) 2014-07-17
WO2013026851A1 (fr) 2013-02-28
KR102084425B1 (ko) 2020-03-04
CN103733265B (zh) 2017-09-22
EP2748822A1 (fr) 2014-07-02
JP6275643B2 (ja) 2018-02-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2014111058A (ru) Способ получения пористого ядерного топлива
CN103165206B (zh) 钍铀混合氧化物陶瓷微球制备方法
JP2014529738A5 (ru)
Sood The role sol–gel process for nuclear fuels-an overview
US9330795B2 (en) Method for preparing a mixed fuel comprising uranium and at least one actinide and/or lanthanide applying a cation exchange resin
CN102779561B (zh) 一种烧绿石型稀土锆酸盐固化锕系核素的方法
CN104003715B (zh) ZrC-ZrO2复合陶瓷微球及其制备方法
CN107274936A (zh) 一种氧化铍增强型二氧化铀核燃料的快速制备方法
CN102618349A (zh) 一种甲烷化学链燃烧的氧载体及其制备方法
CN109378097B (zh) 一种制备模拟乏燃料的方法
CN109003691B (zh) 一种球形核燃料元件生产线不合格元件球回收处理方法
CN106847353B (zh) 氧化镎靶件芯块制备工艺
Vaidya Sol-gel process for ceramic nuclear fuels
Nagarajan et al. Sol-gel processes for nuclear fuel fabrication
Sun et al. The effect of sintering atmosphere and C/U on UCO microspheres by internal gelation process with carbon black
Rhee et al. Fabrication of boron-containing burnable absorber fuel pellet
CN101807445B (zh) 一种四价的铀-铈-氧固溶体的制备方法
JP6210477B2 (ja) 使用済核燃料の再処理システムおよび再処理方法
Deptuła et al. Fabrication of uranium dioxide microspheres by classic and novel sol-gel processes
CN112678872A (zh) 一种球形燃料元件中铀回收方法
KR101586877B1 (ko) 입자형 금속 핵연료용 펠렛 및 이의 제조방법
Jeong et al. UO_2 Kernel Preparation by M-EG Process and Its Irradiation Test
Opperman et al. Ceramic Fuel for Advanced High Temperature Gas Reactors
Jeong et al. HTGR Nuclear Fuel Microsphere Preparation Using the Modified Sol-Gel Method
CN112687415A (zh) 一种uco微球的制备方法