[go: up one dir, main page]

RU2001123689A - METHOD OF DRY PROCESSING OF NUCLEAR FUEL SCRAP FROM MIXED OXIDE (U, PU) O2 - Google Patents

METHOD OF DRY PROCESSING OF NUCLEAR FUEL SCRAP FROM MIXED OXIDE (U, PU) O2

Info

Publication number
RU2001123689A
RU2001123689A RU2001123689/06A RU2001123689A RU2001123689A RU 2001123689 A RU2001123689 A RU 2001123689A RU 2001123689/06 A RU2001123689/06 A RU 2001123689/06A RU 2001123689 A RU2001123689 A RU 2001123689A RU 2001123689 A RU2001123689 A RU 2001123689A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
waste
tablets
paragraphs
puo
sintering
Prior art date
Application number
RU2001123689/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2225047C2 (en
Inventor
Алан ВАНДЕРГЕЙНСТ
ВЛИТ Жан ВАН
Эдуард ПЕЛЬКМАНС
Original Assignee
Белгонюклеэр Са
Filing date
Publication date
Application filed by Белгонюклеэр Са filed Critical Белгонюклеэр Са
Priority to RU2001123689A priority Critical patent/RU2225047C2/en
Priority claimed from RU2001123689A external-priority patent/RU2225047C2/en
Publication of RU2001123689A publication Critical patent/RU2001123689A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2225047C2 publication Critical patent/RU2225047C2/en

Links

Claims (12)

1. Способ сухой переработки скрапа ядерного топлива из смешанного оксида (U, Pu)O2, образующегося при приготовлении топлива или при направлении в отход топлива из-за отсутствия или прекращения его применения, содержащий способ изготовления топливных таблеток из смешанного оксида (U, Pu)O2, заключающийся в том, что осуществляют дозирование и первое смешение (1) порошкообразного скрапа и, в некоторых случаях, порошков PuO2 и/или UO2, тонкое измельчение (микронизацию) (2) и принудительное просеивание (3) первой смеси, новое дозирование и второе смешение (4) первой просеянной смеси, порошков PuO2 и, в некоторых случаях, порошковых отходов, таблетирование (6) второй смеси и спекание (7) образовавшихся таким образом таблеток, и способ предварительной обработки отходов, заключающийся в том, что осуществляют таблетирование (20) и спекание (21) порошкообразного скрапа для получения таблеток из отходов и тонкое измельчение (23) таблеток из отхода для введения в качестве порошкообразных отходов в первую (1) и/или вторую (4) смеси.1. The method of dry processing of scrap of nuclear fuel from a mixed oxide (U, Pu) O 2 formed during the preparation of fuel or when sent to waste fuel due to the absence or termination of its use, comprising a method of manufacturing fuel pellets from mixed oxide (U, Pu ) O 2 , which consists in dosing and first mixing (1) powdered scrap and, in some cases, PuO 2 and / or UO 2 powders, fine grinding (micronization) (2) and forced screening (3) of the first mixture , new dosing and second mix (4) first sieved mixture, powders PuO 2 and, in some cases, the powder waste, pelletizing (6) of the second mixture and sintering (7) so formed tablets, and a method for waste pre-treatment consisting in that it is carried tableting (20 ) and sintering (21) the powdered scrap to obtain tablets from the waste, and finely grinding (23) the tablets from the waste to introduce as powder waste into the first (1) and / or second (4) mixture. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что он дополнительно содержит дробление (22) таблеток отхода производства перед их тонким измельчением. 2. The method according to p. 1, characterized in that it further comprises crushing (22) tablets of production waste before fine grinding. 3. Способ по любому из пп. 1 и 2, отличающийся тем, что в качестве порошкообразного скрапа для таблетирования (20) и спекания (21) при предварительной обработке используют неспеченные порошки, направляемые в отход и/или образующиеся при шлифовке (8) топливных таблеток. 3. The method according to any one of paragraphs. 1 and 2, characterized in that as a powdered scrap for tableting (20) and sintering (21) during pretreatment, unsintered powders are used that are sent to waste and / or formed when grinding (8) fuel pellets. 4. Способ по любому из пп. 1-3, отличающийся тем, что для переработки необлученных таблеток ядерного топлива из (U, Pu)O2, которые могут образовываться в различных производственных процессах и направляться в отход, эти таблетки подвергают такому же процессу предварительной обработки, какому подвергают названные выше таблетки отходов производства.4. The method according to any one of paragraphs. 1-3, characterized in that for the processing of unirradiated tablets of nuclear fuel from (U, Pu) O 2 , which can be formed in various production processes and sent to waste, these tablets are subjected to the same pre-treatment process as the above waste tablets production. 5. Способ по любому из пп. 1-3, отличающийся тем, что в указанном способе производства топливных таблеток вводят до 40% отходов в расчете на нетто-продукцию. 5. The method according to any one of paragraphs. 1-3, characterized in that in the specified method for the production of fuel pellets enter up to 40% of the waste based on the net production. 6. Способ по любому из пп. 1-3, отличающийся тем, что в первую смесь (1) вводят до 100% отходов. 6. The method according to any one of paragraphs. 1-3, characterized in that up to 100% of the waste is introduced into the first mixture (1). 7. Способ по любому из пп. 1-3, отличающийся тем, что повторно используют в сухом виде 99,5% (выражено в массе PuO2) отходов описанного выше способа производства топливных таблеток.7. The method according to any one of paragraphs. 1-3, characterized in that the reused in dry form 99.5% (expressed in mass of PuO 2 ) waste of the above method for the production of fuel pellets. 8. Способ по любому из пп. 1-3, отличающийся тем, что для тонкого измельчения (2, 23) первой смеси и/или таблеток из отходов используют способ шарового дробления. 8. The method according to any one of paragraphs. 1-3, characterized in that for fine grinding (2, 23) of the first mixture and / or tablets from the waste using the ball crushing method. 9. Способ по любому из пп. 1-8, отличающийся тем, что перед таблетированием (6 и 20) добавляют смазывающий агент, в качестве которого используют стеарат цинка. 9. The method according to any one of paragraphs. 1-8, characterized in that before tableting (6 and 20) add a lubricating agent, which is used as zinc stearate. 10. Способ по любому из пп. 1-9, отличающийся тем, что осуществляют спекание (7, 21) топливных таблеток, содержащих отходы, или таблеток из отходов в атмосфере аргона или водорода при температуре преимущественно от 1670-1760oС.10. The method according to any one of paragraphs. 1-9, characterized in that the sintering (7, 21) of fuel tablets containing waste, or tablets from waste in an atmosphere of argon or hydrogen at a temperature mainly from 1670-1760 o C. 11. Способ по любому из пп. 1-10, отличающийся тем, что в процессе спекания (7, 21) корректируют парциальное давление кислорода PuO2, используя для улучшения взаимной диффузии оксидов PuO2 и UO2 увлажнение.11. The method according to any one of paragraphs. 1-10, characterized in that during the sintering process (7, 21), the partial oxygen pressure of PuO 2 is corrected, using humidification to improve the mutual diffusion of PuO 2 and UO 2 oxides. 12. Способ по любому из пп. 1-11, отличающийся тем, что при осуществлении операций способа или при транспортировании пыль от отходов и от оксидов PuO2 и UO2 рекуперируют с помощью очищаемых фильтров для повторного использования на стадии таблетирования (20) и спекания (21) в таблетки отхода.12. The method according to any one of paragraphs. 1-11, characterized in that when carrying out the operations of the method or during transportation, dust from waste and from oxides of PuO 2 and UO 2 is recovered using cleanable filters for reuse at the stage of tabletting (20) and sintering (21) into waste tablets.
RU2001123689A 1999-01-26 1999-01-26 Method for dry treatment of nuclear fuel scrap of mixed uranium and plutonium dioxides RU2225047C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2001123689A RU2225047C2 (en) 1999-01-26 1999-01-26 Method for dry treatment of nuclear fuel scrap of mixed uranium and plutonium dioxides

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2001123689A RU2225047C2 (en) 1999-01-26 1999-01-26 Method for dry treatment of nuclear fuel scrap of mixed uranium and plutonium dioxides

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2001123689A true RU2001123689A (en) 2003-04-20
RU2225047C2 RU2225047C2 (en) 2004-02-27

Family

ID=32172068

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2001123689A RU2225047C2 (en) 1999-01-26 1999-01-26 Method for dry treatment of nuclear fuel scrap of mixed uranium and plutonium dioxides

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2225047C2 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2340020C2 (en) * 2004-06-24 2008-11-27 Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" Method of uranium-gadolinium pellets manufacture

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2294027C2 (en) * 2002-03-11 2007-02-20 Белгонюклеэр Са Method of preparing mixed oxide nuclear mox fuel from starting material in the form of arms plutonium

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1397014A (en) * 1972-04-13 1975-06-11 Atomic Energy Of Australia Fabrication process for nuclear fuel pellets
FR2622343B1 (en) * 1987-10-26 1990-01-19 Commissariat Energie Atomique PROCESS FOR PRODUCING NUCLEAR FUEL PELLETS BASED ON MIXED OXIDE (U, PU) O2
RU2068202C1 (en) * 1993-07-19 1996-10-20 Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад.Бочвара А.А. Pelletized uranium-plutonium fuel production process
KR100287326B1 (en) * 1997-06-27 2001-04-16 이종훈 Method for recycling inferior goods of oxide nuclear fuel pellet

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2340020C2 (en) * 2004-06-24 2008-11-27 Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" Method of uranium-gadolinium pellets manufacture

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4138360A (en) Fugitive binder for nuclear fuel materials
KR100287326B1 (en) Method for recycling inferior goods of oxide nuclear fuel pellet
KR970012795A (en) Method for producing fuel pellets based on (U, Pu) O 2 mixed oxide by adding an organic sulfur compound
JP4019045B2 (en) Method for producing mixed oxide nuclear fuel powder and mixed oxide nuclear fuel sintered body
JPS638438B2 (en)
GB2156144A (en) Fabrication of nuclear fuel pellets
EP1151438B1 (en) Method for dry process recycling of mixed (u, pu)o2 oxide nuclear fuel waste
RU2216798C2 (en) Method for manufacturing mixed-oxide nuclear fuel pellets from stagnant uranium oxide powder
US4432915A (en) Method for producing nuclear fuel pellets, and product thereof
RU2001123689A (en) METHOD OF DRY PROCESSING OF NUCLEAR FUEL SCRAP FROM MIXED OXIDE (U, PU) O2
RU2001123429A (en) METHOD FOR PRODUCING NUCLEAR FUEL TABLETS FROM MIXED OXIDE (U, PU) O2 FROM NON-FLUID POWDER UO2
RU2068202C1 (en) Pelletized uranium-plutonium fuel production process
EP0277708A2 (en) Pellet fabrication
JPH11183686A (en) Method for producing nuclear fuel particles and method for producing nuclear fuel pellets
JP5153981B2 (en) Manufacturing method of MOX type nuclear fuel pellets
US7070717B2 (en) MOX fuel fabrication process from weapon plutonium feed
RU2225047C2 (en) Method for dry treatment of nuclear fuel scrap of mixed uranium and plutonium dioxides
US4575436A (en) Production of nuclear fuel products
RU2002108293A (en) A method of manufacturing urangadolinium-containing fuel tablets
JPS6479691A (en) Manufacture of mox fuel
CA1263526A (en) Binder system for the manufacture of nuclear fuel pellets, and the method and product thereof
JPS6468402A (en) Production of metal sintered compact
JP2981580B2 (en) Manufacturing method of nuclear fuel assembly
US5390218A (en) Process for preparing a fuel pellet for nuclear reactor
RU2182378C2 (en) Method for producing sintered uranium oxide