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处理放射性核燃料包壳的方法技术

技术编号:44451809 阅读:0 留言:0更新日期:2025-02-28 18:56
本发明专利技术提供一种处理放射性核燃料包壳的方法。该方法包括将所述核燃料包壳在500℃‑1200℃下与含氧气体进行氧化得到氧化的核燃料包壳;将所述氧化的核燃料包壳采用酸浸洗。本发明专利技术的方法能够降低核燃料包壳的放射性水平。

【技术实现步骤摘要】

本专利技术涉及核燃料包壳的处理的,特别涉及一种处理放射性核燃料包壳的方法


技术介绍

1、经过反应堆辐照后的核燃料组件含有大量的裂变产物和超铀产物,核燃料包壳由附着在燃料包壳内壁残留物质与包壳组成。残余物质包括未溶解的核燃料铀、钚和裂变产物,包壳外壁是20-30μm厚氧化层,内部为致密的金属锆。其中部分裂变产物(如3h、137cs、94nb、125sb、60co和241am)以及部分铀、钚等会迁移到包壳内。在传统的核燃料后处理过程中,核燃料组件首先经剪切、溶解处理,包壳与燃料分离。随后对包壳进行了漂洗处理,但这并不能降低包壳内部的放射性。根据现行工艺及法规要求,漂洗后的包壳经压实后直接作为中放废物进行填埋处置,不仅处置成本高,还会对环境造成潜在危害。

2、为了降低包壳的放射性水平,有现有技术报道利用hf溶液对包壳表面进行溶解去污,通过溶解包壳表面30-40μm,从而降低包壳的放射性。然而,该方法存在以下问题:首先,溶解过程不均匀,导致去污效果不一致;其次,该方法会产生大量氢气,增加了安全性隐患;此外,使用hf溶液对容器的抗腐蚀性要求高。最重要的是,裂变产物137cs、60co和94nb在整个包壳中几乎是均匀分布的,氚与锆合金也会形成难以去除的氚化锆并均匀分布于锆包壳中。这种表面溶解法无法彻底去除包壳内部的放射性污染,所以hf表面溶解去污技术并未得到最后的应用。

3、为了提高乏燃料后处理厂运行的经济性,并减少对环境的潜在危害,急需开发一种处理放射性核燃料包壳的方法。


技术实现思路

1、有鉴于此,本专利技术的主要目的在于提供一种降低放射性等级的处理放射性核燃料包壳的方法。

2、为此,本专利技术提供一种处理放射性核燃料包壳的方法,所述方法包括:将所述核燃料包壳在500℃-1200℃下与含氧气体进行氧化得到氧化的核燃料包壳;将所述氧化的核燃料包壳采用酸浸洗。

3、在一些实施方式中,所述含氧气体为氮气和氧气的混合气体。

4、在一些实施方式中,所述氧化的温度为800-1200℃,更优选地为1000-1200℃。

5、在一些实施方式中,所述含氧气体中,氧气的体积分数为10%-100%,优选地,氧气的体积分数为10%-90%。

6、在一些实施方式中,所述氧化的时间为1h-8h;优选地为3h-8h。

7、在一些实施方式中,所述酸为硝酸。

8、在一些实施方式中,所述酸的浓度为1mol/l-6mol/l。

9、在一些实施方式中,所述放射性核燃料包壳为乏uo2燃料锆包壳。

10、在一些实施方式中,所述乏uo2燃料锆包壳中包括zr、h、tc、ru、u、pu、cs、sr、nb、co、sb和am中的一种或多种。

11、本专利技术的方法首先通过将放射性核燃料包壳进行高温氧化处理,使得包壳内部高活度的挥发性核素,例如3h以气相的形式释放,以及半挥发性裂变元素,例如137cs和94nb等的部分以气相的形式释放;此外,放射性核燃料包壳以及其中的裂变元素形成氧化物,并且由于氧化使得放射性核燃料包壳粉化。进一步地,将氧化的放射性核燃料包壳采用酸浸洗,除去包壳中例如u、pu、cs、co等核素的氧化物,由此得到低放射性的氧化的核燃料包壳。本专利技术的方法利用高温氧化与酸浸洗的联合工艺,可以将困于锆包壳中的裂变产物充分释放出来并溶解,具有净化因子高、便于挥发性放射性裂变元素集中管理、便于分类处理、核废料溶解产物种类少等优点。本专利技术的处理方法不仅降低了核燃料包壳的放射性等级,也减小了对环境的潜在危害。

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【技术保护点】

1.一种处理放射性核燃料包壳的方法,其特征在于,所述方法包括:将所述核燃料包壳在500℃-1200℃下与含氧气体进行氧化得到氧化的核燃料包壳;将所述氧化的核燃料包壳采用酸浸洗。

2.根据权利要求1所述的方法,其中,所述含氧气体为氮气和氧气的混合气体。

3.根据权利要求1或2所述的方法,其中,所述氧化的温度为800-1200℃,更优选地为1000-1200℃。

4.根据权利要求1或2所述的方法,其中,所述含氧气体中,氧气的体积分数为10%-100%,优选地,氧气的体积分数为10%-90%。

5.根据权利要求1或2所述的方法,其中,所述氧化的时间为1h-8h;优选地为3-8h。

6.根据权利要求1所述的方法,其中,所述酸为硝酸。

7.根据权利要求1所述的方法,其中,所述酸的浓度为1mol/L-6mol/L。

8.根据权利要求1所述的方法,其中,所述放射性核燃料包壳为乏UO2燃料锆包壳。

9.根据权利要求8所述的方法,其中,所述乏UO2燃料锆包壳中包括Zr、H、Tc、Ru、U、Pu、Cs、Sr、Nb、Co、Sb和Am中的一种或多种。

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【技术特征摘要】

1.一种处理放射性核燃料包壳的方法,其特征在于,所述方法包括:将所述核燃料包壳在500℃-1200℃下与含氧气体进行氧化得到氧化的核燃料包壳;将所述氧化的核燃料包壳采用酸浸洗。

2.根据权利要求1所述的方法,其中,所述含氧气体为氮气和氧气的混合气体。

3.根据权利要求1或2所述的方法,其中,所述氧化的温度为800-1200℃,更优选地为1000-1200℃。

4.根据权利要求1或2所述的方法,其中,所述含氧气体中,氧气的体积分数为10%-100%,优选地,氧气的体积分数为10%...

【专利技术属性】
技术研发人员:陈颖孙艳东郑卫芳袁中伟刘方晏太红白杨李天驰郭建华赵子千陈琦
申请(专利权)人:中国原子能科学研究院
类型:发明
国别省市:

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