BE1001424A4 - Procede pour preparer une solution de combustible nucleaire difficilement soluble et, en particulier, du puo2 ou d'un oxyde mixte (u/pu)o2. - Google Patents

Procede pour preparer une solution de combustible nucleaire difficilement soluble et, en particulier, du puo2 ou d'un oxyde mixte (u/pu)o2. Download PDF

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BE1001424A4
BE1001424A4 BE8700035A BE8700035A BE1001424A4 BE 1001424 A4 BE1001424 A4 BE 1001424A4 BE 8700035 A BE8700035 A BE 8700035A BE 8700035 A BE8700035 A BE 8700035A BE 1001424 A4 BE1001424 A4 BE 1001424A4
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autoclave
preparing
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Michael Steinhauser
Gunter Hoffmann
Fritz Weigel
Kurt Wittmann
Dieter Schafer
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Alkem Gmbh
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    • C01G56/004Compounds of plutonium
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Abstract

Pour dissoudre un combustible nucléaire difficilement soluble (14) dans un récipient fermé hermétiquement pour les gaz ou autoclave (1), on vaporise dans le récipient (1) de l'acide nitrique (15) et on le condense, tandis que ce condensat (17) d'acide nitrique frais vient ruisseler sur le combustible nucléaire (14) en dehors de la solution.

Description


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   Procédé pour préparer une solution de combustible nucléali- re difficilement soluble et, en particulier, de Pu02 ou d'un oxyde mixte   (U/Pu) 02   
La présente invention concerne un procédé pour préparer une solution de combustible   nucleaire   difficilement soluble et, en particulier, de   PuO   ou d'un oxyde mixte (U/Pu)O2 dans l'acide nitrique, dans un recipient dont la fermeture est hermétique pour les gaz (autoclave). 



   Un procédé de ce genre est déjà connu d'après le brevet européen 00 49 827. Ce procédé comporte le chauf- 
 EMI1.1 
 fage d'une suspension de PuO ou d'un oxyde mixte (U/Pu) 02 2 2 dans l'acide nitrique concentre dans un autoclave. L'acide nitrique et le combustible   nucleaire   sont mélangés et agités ensemble dans un autoclave dont la fermeture est étanche aux gaz. La température du combustible   nucleaire   et de l'acide nitrique dans l'autoclave est avantageusement égale ou supérieure à la température d'ébullition de l'acide nitrique   ä   pression normale (pression atmosphérique). 



   Ce procédé permet de dissoudre, par exemple, 4 g de   Pu02 dans   30 ml d'acide nitrique concentré à environ 2200C et après environ 20 heures. On obtient ainsi une concentration finale de 130 g de plutonium par litre. 



   Des teneurs en plutonium sensiblement plus éle- 

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 vées dans cette solution ne peuvent pas être atteintes au moyen de ce procédé connu, vu que la vitesse de dissolution tend vers zéro lorsque la concentration en plutonium dans la solution devient plus importante. 



   La présente invention a pour objet de perfectionner le procédé déjà connu, afin d'atteindre des concentrations plus élevées en combustible nucléaire dans la solution d'acide nitrique. 



   Pour atteindre ce résultat ; on utilise, conformément à l'invention, un procédé du type décrit ci-dessus, dans lequel l'acide nitrique est vaporise dans le récipient et est condensé, tandis que l'acide nitrique condensé frais vient ruisseler sur le combustible nucléaire en dehors de la solution. 



   De cette manière, il existe   ä   tout moment de l'acide nitrique exempt de combustible nucléaire disponible pour assurer la dissolution du combustible nucléaire, si bien que la vitesse de dissolution du combustible nucleire a toujours sa valeur la plus élevée. On peut atteindre ainsi des concentrations en combustible nucleaire difficilement soluble dans l'acide nitrique qui correspondent à la solubilité maximale du combustible nucléaire dans l'a-   cide nitrique   dans les conditions normales (temperature ambiante et pression atmosphérique). 



     11   est particulièrement avantageux pour la préparation d'un acide nitrique exempt de combustible nucléaire que le combustible   nucleaire   soit mouille sans etre mis en suspension. 



     11   est également avantageux d'utiliser un récipient   forme   de manière étanche aux gaz, dans lequel le combustible nucléaire se trouve sur un support poreux en dessous d'un element refroidi, sur lequel l'acide sulfurique vaporisé vient se condenser. 



   Un récipient de ce genre permet de maintenir une circulation d'acide nitrique en circuit forme avec des 

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 dispositifs simples. 



   L'invention et ses avantages seront décrits plus en détail à l'aide d'un exemple d'exécution et des figures en annexe, qui représentent respectivement :
La figure 1, une coupe fortement schématisée dans le sens longitudinal d'un autoclave pour mettre en oeuvre le procédé de l'invention. 



   La figure 2, un diagramme des vitesses de dissolution. 



   L'autoclave 1 représenté à la figure 1 est fermé de manière étanche aux gaz par un couvercle 2, au moyen des vis 3. L'autoclave 1 présente   ä   l'extérieur une enveloppe céramique 5, dans laquelle sont placées des spires électriques chauffantes 7, permettant de chauffer l'autoclave 1. A   l'Interieur,   sur le fond de l'autoclave 1, se trouve un agitateur 4, auquel correspond sur la face extérieure du fond un électroaimant 6 qui entraine l'agitateur 4 par accouplement magnétique. 



   L'autoclave 1 et le couvercle 2 sont réalisés en acier inoxydable. Leurs faces intérieures sont pourvues d'un revêtement, non représenté, en polytétrafluoréthylène, qui résiste à l'acide nitrique. Sur la face intérieu- 
 EMI3.1 
 re du couvercle 2 stegalemtorme un doigt de ref roi------dissement 8 en acier inoxydable, qui presente également un revêtement, non représenté, en polytétrafluoréthylène. un reve e Dans ce doigt de refroidissement 8 est disposé un tube 9, par lequel peut couler un fluide réfrigérant, par exemple, de l'eau. 



   Au doigt de refroidissement 8 est suspendu, à l'extérieur, un panier 10 en polytétrafluoréthylène qui présente sur sa   Peripherie   des fentes 11 et sur son fond des fentes 16. A l'intérieur de ce panier 10 est disposée une cuvette 12 ouverte vers le haut, en feutre de fibres de verre, placée à une certaine distance de la face intérieure du panier 10. Cette distance est assurée au moyen 

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 d'entretoises 13 en polytétrafluoréthylène placées entre la cuvette 12 et le panier 10. 



   Le doigt de refroidissement 8 pénètre dans la cuvette 12 par son extrémité amincie. Sur le fond de la cu-   ivette 12   se trouve une poudre de combustible nucléaire 14 constituée, par exemple, de   Pu02 qui sert   de support poreux pour la cuvette 12. 



   A l'intérieur, sur le fond, l'autoclave 1 est rempli   d'acide.   nitricue concentré 15, dont la surface libre 18 est   ä   une certaine distance du panier 10. Cet acide nitrique 15 est agité par l'agitateur 4. L'acide nitriqueque 15 est avantageusement exempt de fluorure, si bien que, au cours du traitement ultérieur de la solution, les installations de traitement ne sont pas soumises à des problèmes de corrosion et que les procédés chimiques ultérieurs ne sont pas entravés. 



   Par suite du chauffage de l'autoclave 1 par les spires électriques chauffantes 7, l'acide nitrique ; 15 s'évapore continuellement et arrive sous forme gazeuse, par les fentes 11 et 16, à l'interieur du panier 10 où l'acide nitrique se condense   ä   l'extérieur du doigt de refroidissement 8. Des gouttes 17 tombent continuellement du doigt de-refroidissement 8 et ces   gouttes-constituées-diacide   nitrique condensé frais ne contenant pas de   PuO   dissous, tombent sur la poudre de   Pu02 14   qui se trouve au-dessus de la surface libre 18 de l'acide nitrique 15 et donc en dehors de l'acide nitrique 15 formant la solution sur le fond de la cuvette 12.

   Cette poudre de   Pu02 14   est donc recouverte et traversée en permanence par un condensat d'acide nitrique frais, sans que la poudre de Pu02 14 ne soit mise en suspension. Le condensat d'acide nitrique dissout donc le   Pu02   et la solution liquide traverse la paroi de la cuvette 12 et s'égoutte par les fentes 16 dans le fond du panier 10, pour tomber   ä   nouveau dans l'acide nitrique 15 situe sur le fond de l'autoclave 1. Si ce circuit 

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 fermé de l'acide nitrique est maintenu suffisamment longtemps, la totalité   dU-Pu02 14 situé   sur le fond de la cuvette 12 se trouve dissoute dans l'acide nitrique 15. 



   L'autoclave 1 est avantageusement chauffe de fagon   a   ce que les gouttes 17 de concentre d'acide nitrique frais aient une température de l'ordre de 150   ä   250 C. 



  Dans l'autoclave règne donc une surpression correspondante. 



   Le diagramme de la figure 2 indique les quantités de Pu02 dissoutes en pour-cent en poids, en fonction du temps de dissolution exprime en heures. 



   La courbe I de la figure 2 a été mesurée pour le 
 EMI5.1 
 procédé de la presente invention utilisant un autoclave 1 proce fermé de manière hermétique aux gaz et tel que représenté   a   la figure 1, ce procédé comportant la dissolution de 5 g de poudre de PuO2 sur le fond de la cuvette 12, pour une température des gouttes 17 d'acide nitrique concentré de 220 C, la quantité d'acide nitrique concentré 15 étant de 20 ml. Après douze heures, la totalité du   PU02   était dissoute et la concentration finale atteinte était de 250 g de plutonium par litre de solution.

   A titre comparatif, la même quantité de la meme poudre de Pu02 a été mélangée avec la même quantité d'acide nitrique concentré et la suspension a été   chauffeje-iL 220 C   dans un autoclave   fermé de   manière hermétique aux gaz. La vitesse de dissolution est représentée par la courbe II de la figure 2, qui montre que, après 12 heures, on n'avait atteint qu'une concentration de 130 g de plutonium par litre de solution, cette concentration n'augmentant plus si l'on prolonge la période de dissolution. 



   Enfin, la même quantité de la même poudre de   PuO-,   a été placée sur le fond de la cuvette 12 et traitée par la même quantité d'acide nitrique concentré 15 dans un autoclave 1 suivant figure 1. Le couvercle 2 fermait l'autoclave 1 de manière étanche aux gaz, mais un canal d'égalisation de pression 20, représenté en traits pointil- 

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 lés   ä   la figure 1 et de faible diamètre, communiquait avec l'extérieur par le doigt de refroidissement 8, si bien que la pression atmosphérique règnait toujours dans l'autoclave 1.

   L'acide nitrique concentre 15 sur le fond de l'autoclave 1 ne pouvait donc pas etre   chauJTfe'- une température     superieure   à la température d'ébullition à pression normale (environ 120 C) et les gouttes 17 de condensat d'acide nitrique frais tombant sur la poudre de   PU02   n'avaient donc qu'unetempératureinférieureàcettetempératured'ébullition. 



   Les vitesses de dissolution sont représentées à la courbe III de la figure 2. Après 12 heures, la concentration en plutonium dans la. solution n'était toujours que d'environ 15 g/litre. Cette concentration n'a pas pu être augmentée, même en prolongeant le temps de dissolution. 



   Il en résulte donc que le procédé propre à la présente invention et correspondant à la courbe I de la figure 2 permet d'atteindre une vitesse de dissolution qui est sensiblement plus grande que la somme des vitesses de dissolution correspondant aux courbes II et   III.   



  4 revendications 2 figures

Claims (4)

  1. Revendications 1. procédé pour préparer une solution de combustible nucleaire difficilement soluble et, en particulier, de Pu02 ou d'un oxyde mixte de (U/Pu) 02 dans l'acide nitrique dans un récipient fermé de maniere hermétique aux gaz (autoclave), caractérisé en ce que l'acide nitrique (15) dans le récipient (1) est vaporisé et est condensé et que le condensat d'acide nitrique frais (17) vient ruisseler sur le combustible nucléaire (14) en dehors de la solution.
  2. 2. procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que le combustible nucléaire (14) est recouvert de liquide sans mise en suspension.
  3. 3. procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que la température du condensat d'acide nitrique frais (17) est réglée à une valeur comprise dans la gamme de 150 EMI7.1 a 250 C.
  4. 4. procédé selon l'une des revendications 1 à 3, caractérisé en ce que l'on utilise un récipient (1) fermé de manière étanche aux gaz, dans lequel le combustible nucléaire (14) se trouve sur un support poreux (12) en dessous d'un élément refroidi (8), sur lequel l'acide nitrique vaporisé vient se condenser.
BE8700035A 1986-01-22 1987-01-21 Procede pour preparer une solution de combustible nucleaire difficilement soluble et, en particulier, du puo2 ou d'un oxyde mixte (u/pu)o2. BE1001424A4 (fr)

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