BE813383A - Procede de fabrication de combustible nucleaire mixte - Google Patents
Procede de fabrication de combustible nucleaire mixteInfo
- Publication number
- BE813383A BE813383A BE142921A BE142921A BE813383A BE 813383 A BE813383 A BE 813383A BE 142921 A BE142921 A BE 142921A BE 142921 A BE142921 A BE 142921A BE 813383 A BE813383 A BE 813383A
- Authority
- BE
- Belgium
- Prior art keywords
- oxide
- pellets
- uranium
- emi
- uranium oxide
- Prior art date
Links
- 239000007787 solid Substances 0.000 title claims abstract 4
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 17
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 title claims description 17
- 239000000203 mixture Substances 0.000 title claims description 10
- LFFVSVFXCWHMJE-UHFFFAOYSA-N [O-2].[Pu+4].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[Pu+4].[O-2].[U+6] LFFVSVFXCWHMJE-UHFFFAOYSA-N 0.000 title 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims abstract description 24
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims abstract description 13
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims abstract description 5
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims description 14
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 11
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 claims description 9
- 238000000975 co-precipitation Methods 0.000 claims description 5
- 238000005469 granulation Methods 0.000 claims description 3
- 230000003179 granulation Effects 0.000 claims description 3
- 238000005245 sintering Methods 0.000 claims description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 238000000227 grinding Methods 0.000 claims description 2
- 230000001590 oxidative effect Effects 0.000 claims description 2
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 238000005453 pelletization Methods 0.000 claims 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 claims 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 4
- 239000007788 liquid Substances 0.000 abstract description 3
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N plutonium(IV) oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 3
- 238000010304 firing Methods 0.000 abstract 1
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 abstract 1
- MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N Oxalic acid Chemical compound OC(=O)C(O)=O MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 239000006104 solid solution Substances 0.000 description 6
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910002651 NO3 Inorganic materials 0.000 description 2
- NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N Nitrate Chemical compound [O-][N+]([O-])=O NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 2
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 2
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 2
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011259 mixed solution Substances 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 235000006408 oxalic acid Nutrition 0.000 description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 2
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 2
- NFGXHKASABOEEW-GYMWBFJFSA-N (S)-methoprene Chemical compound COC(C)(C)CCC[C@H](C)C\C=C\C(\C)=C\C(=O)OC(C)C NFGXHKASABOEEW-GYMWBFJFSA-N 0.000 description 1
- XWROUVVQGRRRMF-UHFFFAOYSA-N F.O[N+]([O-])=O Chemical compound F.O[N+]([O-])=O XWROUVVQGRRRMF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000001354 calcination Methods 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 1
- 230000009969 flowable effect Effects 0.000 description 1
- 239000011812 mixed powder Substances 0.000 description 1
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 1
- ZQPKENGPMDNVKK-UHFFFAOYSA-N nitric acid;plutonium Chemical compound [Pu].O[N+]([O-])=O ZQPKENGPMDNVKK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000006069 physical mixture Substances 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- KUKDDTFBSTXDTC-UHFFFAOYSA-N uranium;hexanitrate Chemical compound [U].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O KUKDDTFBSTXDTC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910002007 uranyl nitrate Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C04—CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
- C04B—LIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
- C04B35/00—Shaped ceramic products characterised by their composition; Ceramics compositions; Processing powders of inorganic compounds preparatory to the manufacturing of ceramic products
- C04B35/51—Shaped ceramic products characterised by their composition; Ceramics compositions; Processing powders of inorganic compounds preparatory to the manufacturing of ceramic products based on compounds of actinides
-
- 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)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Structural Engineering (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
Procédé de fabrication de combustible nucléaire mixte . La présente invention concerne un procédé de fabrication de pastilles combustibles nucléaires, et plus particulièrement de pastille: <EMI ID=1.1> <EMI ID=2.1> réacteurs nucléaires, et doivent en conséquence répondre à des spécification très sévères de dimensions, de densité, de pureté, de microstructure, de teneur en plutonium, de grosseur des grains plutonium, etc. Actuellement les pastilles'combustibles contenant un mélange d'oxyd< d'uranium et d'oxyde de plutonium sont préparées : - soit à partir d'une poudre mixte d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonim <EMI ID=3.1> - soit à partir d'un mélange physique d'une poudre d'oxyde d'uranium et d'une poudre d'oxyde de plutonium. Dans le premier cas, la fabrication des pastilles peut être schématj par les étapes suivantes : coprécipitation, calcination - réduction, <EMI ID=4.1> la fabrication des pastilles est plus simple, étant donné que les matières sont traitées par voie sèche. Le schéma de fabrication est généralement constitué par les étapes suivantes : mélange physique des poudres, préco�paction - granulation..pastillage et frittage. <EMI ID=5.1> granulation peut être supprimée si les poudres utilisées sont bien coulable: <EMI ID=6.1> actuellr�ent être obtenues chez plusieurs fabricants. Si on compare les deux procédas de fabrication, il apparat! de suite que la technique par "coprécipitation" est plus longue et onéreuse, du fait des quantités importantes de matières devant être traitées par voie liquide. Ce procédé permet toutefois la préparation de pastilles d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium dont le mélange est parfait. Par ailleurs ces <EMI ID=7.1> <EMI ID=8.1> Etre supprimée, le nombre de manipulations des matériaux plutonifères en bottes à gants est substantiellement réduit. Ce procédé peut toutefois conduire à des pastilles ayant une répartition microscopique imparfaite des composants. La présence de grains ou de particules de Pu[deg.]2 pur de dimensions variables peut d'une part affecter l'intégrité du barreau combustible en cours d'irradiation, et d'autre part poser certains problèmes techniques lors du retraitement des combustibles irradiés ou rebutés. En <EMI ID=9.1> les pastilles préparées par "mélange physique" nécessite la dissolution en milieu acide nitrique - acide fluorhydrique, ce qui pose des problèmes de corrosion de l'équipement. Plusieurs améliorations ont déjà été proposées en vue d'accroître la répartition microscopique des composants dans les pastilles fabriquées à <EMI ID=10.1> peut introduire une étape de broyage après le mélange des composants. D'autres ont proposé d'effectuer le frittage dans un milieu oxydant ou sous atmosphère humide. Ces méthodes augmentent toutefois le coût de production ou sont actuellement inapplicables industriellement. La présente invention a pour objet de proposer une méthode de fabrication permettant d'éviter le traitement de grandes quantités de matières par la voie liquide, tout en conservant les avantages de cette méthode qui donne lieu à une solution solide (U - Pu)02 parfaite. Suivant l'invention on propose un procédé de fabrication des pastilles d'un mélange d'oxyde d'uranium et de plutonium, caractérisé en ce qu'on mélange une poudre d'oxyde d'uranium d'une part, à une poudre constituée substantiellement d'une solution solide d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium d'autre part, et en ce qu'on pastille ce mélange et qu'on fritte les pastilles. La poudre de la solution solide peut être <EMI ID=11.1> composants est parfaitement acceptable. Ces pastilles ne posent, en effet, plus de problèmes d'irradiation et peuvent être retraitées par simple dissolution dans l'acide nitrique. L'invention sera décrite ci-après plus en détail à l'aide de plusieu exemples de dise en application donnés à titre nullement limitatif. Dans les exemples, tous les pourcentages donnés sont des pourcentages en poids, sauf indication contraire. Exemple 1 : Fabrication de 1 tonne de pastilles d'oxydes mixtes d'uranium <EMI ID=12.1> fait à partir d'une solution mixte de nitrate de plutoniua et de nitrate d'uraniun, à laquelle on ajoute de l'acide oxalique. Le précipité est sépar et ensuite lavé et séché, avant d'Stre calciné et réduit pour former une solution solide de (U - Pu)02. <EMI ID=13.1> pour séparer les particules plus grossières. / <EMI ID=14.1> sous argon contenant 5 % d'hydrogène. Exemple 2 : Fabrication de 1 tonne de pastilles d'oxydes mixtes d'uranium et de plutonium pour réacteurs thenaiques, de composition <EMI ID=15.1> <EMI ID=16.1> Exemple 3 : Fabrication de 1 tonne de pastilles d'oxyde d'uranium contenant 4 % d'oxyde de plutonium) <EMI ID=17.1> préparés par la voie classique de coprécipitation oxalique. La coprécipitation se fait à partir d'une solution mixte de nitrate de plutonium et de nitrate d'uranium, à laquelle on ajoute de l'acide oxalique. Le précipité est séparé et ensuite lavé et séché, avant d'être calciné et réduit pour forcer une solution solide de (U - Pu)02. <EMI ID=18.1> <EMI ID=19.1> Ces pastilles sont ensuite frittes pendant 4 heures dans un four à 1680[deg.]C, sous argon contenant 5 % d'hydrogène. <EMI ID=20.1> <EMI ID=21.1> Revendications 1. Procédé de fabrication de pastilles d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium, caractérisé en ce qu'on mélange une poudre d'oxyde d'uranium d'une part, à une poudre constituée substantiellement d'une solution solide d'oxyde d'uranium et d'oxyde de plutonium d'autre part;.et en ce qu'on pastille ce mélange et qu'on fritte les pastilles ainsi obtenues.
Claims (1)
- 2. Procédé suivant la revendication 1, caractérisé en ce que la solutionsolide est obtenue par coprécipitation d'un sel mixte d'uranium et de <EMI ID=22.1>et granulation.3. Procédé suivant la revendication 1, caractérisé en ce que la solutionsolide est obtenue par mélange de.poudres d'oxyde d'uranium et d'oxydede plutonium, suivi d'une étape de pastillage et de frittage sous atmosphère oxydante et d'une étape de broyage des pastilles frittées.4; Procédé de fabrication de pastilles d'un mélange d'oxyde d'uranium etd'oxyde de plutonium tel que décrit.5. Pastilles constituées d'un mélange d'oxyde d'uranium et d'oxyde de<EMI ID=23.1>
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| BE142921A BE813383A (fr) | 1974-04-05 | 1974-04-05 | Procede de fabrication de combustible nucleaire mixte |
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| BE142921A BE813383A (fr) | 1974-04-05 | 1974-04-05 | Procede de fabrication de combustible nucleaire mixte |
| BE813383 | 1974-04-05 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| BE813383A true BE813383A (fr) | 1974-07-31 |
Family
ID=25647799
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| BE142921A BE813383A (fr) | 1974-04-05 | 1974-04-05 | Procede de fabrication de combustible nucleaire mixte |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| BE (1) | BE813383A (fr) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2345790A1 (fr) * | 1976-03-26 | 1977-10-21 | Ca Atomic Energy Ltd | Procede de fabrication d'un combustible nucleaire a base d'oxydes mixtes |
| FR2403628A1 (fr) * | 1977-09-16 | 1979-04-13 | Alkem Gmbh | Procede de fabrication de combustibles nucleaires puo2/uo2 |
| FR2982991A1 (fr) * | 2011-11-21 | 2013-05-24 | Commissariat Energie Atomique | Procede de preparation d'un combustible nucleaire dense a base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium |
| FR2982990A1 (fr) * | 2011-11-21 | 2013-05-24 | Commissariat Energie Atomique | Procede de preparation d'un combustible nucleaire dense a base d'au moins un actinide mineur |
-
1974
- 1974-04-05 BE BE142921A patent/BE813383A/fr not_active IP Right Cessation
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2345790A1 (fr) * | 1976-03-26 | 1977-10-21 | Ca Atomic Energy Ltd | Procede de fabrication d'un combustible nucleaire a base d'oxydes mixtes |
| FR2403628A1 (fr) * | 1977-09-16 | 1979-04-13 | Alkem Gmbh | Procede de fabrication de combustibles nucleaires puo2/uo2 |
| FR2982991A1 (fr) * | 2011-11-21 | 2013-05-24 | Commissariat Energie Atomique | Procede de preparation d'un combustible nucleaire dense a base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium |
| FR2982990A1 (fr) * | 2011-11-21 | 2013-05-24 | Commissariat Energie Atomique | Procede de preparation d'un combustible nucleaire dense a base d'au moins un actinide mineur |
| WO2013076083A1 (fr) * | 2011-11-21 | 2013-05-30 | Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives | Procede de preparation d'un combustible nucleaire dense a base d'au moins un actinide mineur |
| WO2013076085A1 (fr) * | 2011-11-21 | 2013-05-30 | Commissariat à l'énergie atomique et aux énergies alternatives | Procede de preparation d'un combustible nucleaire dense a base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2327077B1 (fr) | Procede de preparation d'un combustible nucleaire mixte comprenant de l'uranium et au moins un actinide et/ou lanthanide mettant en oeuvre une resine echangeuse de cations | |
| US3096263A (en) | Nuclear reactor fuel elements and method of preparation | |
| WO2005119699A1 (fr) | Procede de coprecipitation d'actinides a des etats d'oxydation distincts et procede de preparation de composes mixtes d'actinides | |
| US4247495A (en) | Method of producing PuO2 /UO2 /-nuclear fuels | |
| EP3665708B1 (fr) | Procédé de préparation d'une poudre a base d'oxyde(s) d'uranium, d'au moins un actinide mineur et éventuellement de plutonium | |
| FR3064810A1 (fr) | Ensembles reacteurs nucleaires, ensembles cibles de reacteurs nucleaires et procedes pour reacteurs nucleaires | |
| US3114689A (en) | Ceramic fuel for nuclear reactors | |
| FR3096504A1 (fr) | Procédé de fabrication d’une cible en uranium devant être soluble dans une solution basique et procédé d’extraction de mo-99 radioactif l’utilisant | |
| US3322510A (en) | Process for the preparation of metallic nitrides | |
| US2905528A (en) | Method for preparation of uo2 particles | |
| WO2003068675A1 (fr) | Procede de preparation d'un produit a base de phosphate de thorium et/ou d'actinide(s) | |
| US5268469A (en) | Process of making impact insensitive Alpha-HMX | |
| US3272602A (en) | Method of producing uranium dioxide powder | |
| EP1151438A1 (fr) | Procede de recyclage a sec de rebuts de combustible nucleaire d'oxyde mixte d'(u, pu)o2 | |
| US3371133A (en) | Method of preparing nuclear fuel pellets | |
| EP0092475A1 (fr) | Procédé de traitement d'une poudre d'oxyde métallique et utilisation de la poudre traitée pour la fabrication de pastilles de combustible nucléaire | |
| Kim et al. | A recycling process on vanadium beryllium intermetallic compounds as advanced neutron multipliers for DEMO fusion applications | |
| US3228748A (en) | Process for the preparation of a uranium compound in powder form | |
| US2952535A (en) | Sintering metal oxides | |
| US3037839A (en) | Preparation of uo for nuclear reactor fuel pellets | |
| FR2512801A1 (fr) | Procede pour preparer une poudre frittable de bioxyde d'uranium | |
| FR2720540A3 (fr) | Procédé de fabrication de comprimés d'oxyde mixte de (U,Pu)O2. | |
| KR101532647B1 (ko) | UAl2 분말의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 UAl2 분말 | |
| JPH0634057B2 (ja) | Ｍｏｘ燃料の製造方法 | |
| Kulyukhin et al. | Gas-Phase Conversion of Uranium Monocarbide in a Nitrating Atmosphere |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| RE | Patent lapsed |
Owner name: BELGONUCLEAIRE Effective date: 19860430 |