CN101138051A

CN101138051A - 用于后处理反应堆芯材料的首端过程

Info

Publication number: CN101138051A
Application number: CNA2006800050856A
Authority: CN
Inventors: M·A·菲特雷尔; H·布卢姆; P·霍佩; J·辛格
Original assignee: European Atomic Energy Community Euratom; Forschungszentrum Karlsruhe GmbH
Current assignee: European Atomic Energy Community Euratom; Karlsruher Institut fuer Technologie KIT
Priority date: 2005-02-16
Filing date: 2006-02-16
Publication date: 2008-03-05
Anticipated expiration: 2026-02-16
Also published as: UA88680C2; CN101138051B; ZA200706669B

Abstract

在用于后处理具有包埋的燃料颗粒的反应堆芯材料的首端过程中，反应堆芯材料放置在含有液体的反应堆中。所述反应堆包括在所述液体中的放电装置。通过所述液体施加放电，来将所述燃料颗粒碎裂成碎裂产物并且分离所述碎裂产物。

Description

用于后处理反应堆芯材料的首端过程

本发明涉及后处理反应堆芯材料的首端过程(head-end process)，更具体地涉及包覆的燃料颗粒以及包含包埋在基体材料中的包覆的燃料颗粒的核燃料单元的碎裂。

发明背景

在很多情况中，包覆的颗粒燃料的后处理，例如从高温气冷堆(HTGR)的后处理在最大化燃料的利用方面是有用的。对于在U-Pu(快堆)和Th-U燃料循环中以及在这些反应堆中次锕系元素的焚烧来说，包覆的颗粒燃料的后处理甚至是必须的。

包覆燃料颗粒的特征在于其对机械冲击和化学腐蚀的耐受力高，这使其安全、非常抗扩散并适于直接处置，但是难于后处理。

对于在反应堆中的应用，燃料颗粒通常嵌入燃料单元的基体材料(例如石墨、碳化物或陶瓷)中，例如，在由NUKEM为德国高温反应堆(HTR)制造的AVR GLE-4型球形燃料单元(球)中含有大约10000个燃料颗粒。下表总结了AVRGLE-4球和所述嵌入颗粒的标称特性。

包覆燃料颗粒
包覆燃料颗粒		颗粒配料(particle batch)	HT354-383
核芯组成	UO₂	颗粒配料(particle batch)	HT354-383
核芯组成	UO₂	核芯直径[μm]	501
浓缩[U-235重量％]	16.75	核芯直径[μm]	501
浓缩[U-235重量％]	16.75	包覆层厚度[μm]缓冲层	92

内热解碳层(inner PyC)SiC层外热解碳层(outer PyC)	383341
内热解碳层(inner PyC)SiC层外热解碳层(outer PyC)	383341	颗粒直径[μm]	909
球		颗粒直径[μm]	909
球		重金属含量[g/球]	6.0
U-235含量[g/球]	1.00±1％	重金属含量[g/球]	6.0
U-235含量[g/球]	1.00±1％	每个球中包覆颗粒数量	9560
体积充填率[％]	6.2	每个球中包覆颗粒数量	9560
体积充填率[％]	6.2	缺陷SiC层[U/U_tot]	7.8×10^-6
基体石墨等级	A3-3	缺陷SiC层[U/U_tot]	7.8×10^-6
基体石墨等级	A3-3	基体密度[kg/m³]	1750
最后热处理温度[℃]	1900	基体密度[kg/m³]	1750

对于包覆燃料颗粒(即具有多个陶瓷包覆层的燃料核芯)或含有这种燃料颗粒的燃料单元的后处理，一个选择是将这些颗粒从燃料单元的基体材料(例如石墨)中分离出来，燃料单元可以具有球形、棒形、盘形或其他形状，然后必须裂开燃料颗粒的包覆层，使燃料核芯能够接受化学后处理。另一个选择是将燃料单元和包覆颗粒一起碎裂。直接溶解燃料单元或包覆颗粒目前被认为是极其困难的，因为特别是常用的SiC包覆层在常用的硝酸溶液中抗溶解。机械地裂开包覆层同样是有问题的，这是由于包覆层的高的机械强度以及它们在热室的环境(hotcell environment)下值得怀疑的适用性。

在“An Overview of HTGR Fuel Cycle”，Report ORNL-TM-4747，1976中K.J.Notz描述了在陶瓷核燃料上施用机械碎裂的例子，例如用锤研磨(磨煤机型)或在盘间研磨(面粉磨型)，美国专利4,323,198公开了用喷砂处理对硬表面的碎裂，用于核颗粒燃料的后处理。

但是已知的机械方法存在一些缺点：

效率低且能耗高；

在喷砂处理的情况下可能要使用压缩气体；

产生的有毒或爆炸性粉尘引起安全问题；

噪音水平高并且振动；

由不可忽略量的磨蚀产物造成要碎裂的物品的污染；

由于摩擦造成冲击材料高磨损、寿命有限、投资和运行成本高。

由此可以得出这样的结论：机械方法非常不适于在热室环境中应用，因为其例如与热室环境的安全标准不相容。高的总成本限制了机械方法的工业应用。

在“The Reprocessing Issue for HTR Spent Fuels”，Proc ICAPP’04中Greneche等讨论了高压脉冲放电技术用于从其石墨基体中分离出包覆颗粒。试验结果表明，石墨可以被碎裂，并且粒径分布是所施用脉冲数量的函数。高压方法从例如Bluhm等的“Application of HVDischarges to Material Fragmentation and Recycleing”，IEEETransactions on Dielectrics and Electrical Insulation，Vol.7 No.5,2000中可知。

然而，将包覆的燃料颗粒的裂开用于后处理至今还是一个未解决的问题。

另外，当某些类型(例如块形反应堆)的核反应堆加载以后，包含燃料颗粒的燃料单元被插入反应堆芯的载体材料中，该载体材料根据反应堆类型而可能包含例如石墨、碳化物或氮化物。操作以后，燃料单元和放射性材料的提取是困难的，因为在核反应堆的操作过程中，所述载体材料和所述燃料单元可能会变形，燃料单元可能被夹在周围的载体材料中。

传统的用于回收使用过的核燃料的方法有材料分离不完全，并且载体材料仍然受核燃料污染的缺点，因此载体材料的循环利用是困难的。

发明内容

本发明的目的是提供一种后处理反应堆芯材料的首端过程，其适用于热室环境和工业相关物料流。

在后处理包含燃料颗粒的反应堆芯材料的首端过程中，反应堆芯材料放置在含有液体(例如水)的反应堆中。反应堆包括在所述液体中的放电装置。通过所述液体施加放电(voltage discharge)，来将燃料颗粒碎裂成碎裂产物，并将碎裂产物分离。

根据本发明，通过反应堆中含有的所述液体施加放电来将燃料颗粒破碎。该方法能效高并且耗电量相对较低，该方法没有上面讨论的机械方法的缺点，这使其适于以工业相关量用于热室环境。燃料颗粒碎裂后，碎裂产物可以直接供给经典的(classical)水溶液后处理。在将燃料颗粒引入反应堆的时候，燃料颗粒可以包含在所述反应堆芯材料中。

所提出的首端过程特别适用于燃料颗粒，其每一个包括燃料核芯和几个包围所述燃料核芯的包覆层。通过实施放电，破碎燃料颗粒包覆层。

在本发明的优选实施例中，反应堆芯材料还包括基体材料，燃料颗粒嵌在所述基体材料中；通过实施放电可以碎裂基体材料和包覆层。如果需要，可以切开或预碎裂所述反应堆芯材料，这样填入反应堆的块(piece)具有适宜的尺寸，典型地为几厘米的量级。所述基体材料和包覆层的碎裂可以在不同的反应步骤中实现。可选地，基体材料和包覆层的碎裂可以在单个步骤中实现。所述基体材料可以包含反应堆芯的载体材料和燃料单元材料，其中燃料颗粒包埋在燃料单元材料中。

应当理解，具有载有燃料颗粒的燃料单元的所述反应堆芯材料可以供给本发明的首端过程。因此就不需要在碎裂之前从载体材料中取出核燃料单元。可以在放电碎裂之后，实现燃料核芯材料和载体材料的基体材料以及燃料单元的分离。基体材料中残留的燃料核芯材料含量较低，这有利于基体材料的循环并因此有可能节省资源。

所述基体材料(例如石墨、氮化物、碳化物或其它陶瓷材料)还可以进一步被碎裂以便于净化，并得到一种粉末，该粉末可以用作再制备燃料、慢化剂或反射层的原料。使用后受污染的基体材料如果直接丢弃会占用过多的储存空间。而且，具有高品质的石墨是稀缺资源，特别是考虑到全世界范围内部署的相对大量的HTGR。

碎裂产物例如包覆层壳、基体材料和/或燃料核芯的分离，可以在任何适当的方法步骤中完成，比如将燃料核芯溶解或过筛。过筛可以例如包括几个使用不同筛孔尺寸的过筛步骤。如果要将所述燃料核芯溶解在例如硝酸中，所述包覆层不必从燃料核芯中全部除去，包覆层中的裂纹足够使酸渗透到燃料核芯中。

根据本发明的优选实施方案，提出了一种用于反应堆芯材料后处理的首端过程，其中反应堆芯材料被放置在包含第一体积液体的反应堆中，在液体中给反应堆提供放电装置。通过第一体积液体实施第一次放电，以初步碎裂基体材料。将这样得到的碎裂产物分离以重新得到包含核燃料核芯和有可能的一些残留基体材料的残片。所述残片被安置在相同的或另一个包含第二体积液体的反应堆中，并通过第二体积液体实施第二次放电，以碎裂包覆层和包含在残留碎片中的残留基体材料。碎裂以后，将燃料核芯从包覆层和/或残留基体材料中分离出来。

可以调整进行第一次和第二次放电的电学参数，以使第一碎裂步骤中主要是基体材料碎裂，而在第二碎裂步骤中燃料颗粒的包覆层被裂开。在第二碎裂步骤中可以选择高得多的电功率，以增大液体中的功率密度。可选地或补充地，第二体积可选地比第一体积小得多，这样也能够增大功率密度。优选所施加的电压在40-400KV的范围内。

所述分离步骤中至少一个优选包括过筛和/或溶解所述燃料核芯。第一分离步骤可以包括用有孔的筛子过筛，筛子的孔径可以例如为燃料颗粒直径的0.7-0.95倍之间。可选地，孔径可以例如在燃料核芯直径的0.7-0.95倍之间。如果第二分离步骤中使用筛子，优选筛孔的宽度在燃料核芯直径的0.7-0.95倍之间。

在实践中，所述反应堆芯材料有利地布置在反应堆的筛子上或反应堆中的闭杯(closed cup)中，并且放电是在安装在所述反应堆中的两电极上施加电位差引起的。一个电极可以是所述筛子或闭杯。其中一个电极可以接地。如果在第一碎裂步骤中使用筛子，可以使用筛孔为燃料颗粒尺寸的2-4倍的筛子，并且更优选筛孔尺寸相当于燃料颗粒直径大约3倍的筛子。

另外，如果将电极插入反应堆芯材料、燃料单元块、燃料颗粒、或残留碎片中，证明也是有用的。

附图说明

图1是包覆的燃料颗粒的示意图；

图2是在基体材料中嵌有包覆的燃料颗粒的反应堆芯材料的碎片的图示；

图3是用高压放电碎裂燃料单元的图示；

图4所示是破裂的燃料颗粒包覆壳层；

图5所示是从其包覆层中分离出的燃料核芯。

具体实施例

参考上述的附图，从下面的非限制性实施例的描述可以更容易地理解本发明。

图1显示了燃料颗粒10的结构。在不限制本发明的一般概念的的烷基，特别是甲基、乙基或正丙基，W⁴、W⁵和W⁶彼此独立地是Cl、氧杂烷基、具有1-5个C原子的氧杂羰烷基，Phe是1-或1，2-或者1，3-、1，4-亚苯基，并且k₁和k₂彼此独立地是0或1。特别优选的是氧杂环丁烷、丙烯酸酯、甲基丙烯酸酯、酰胺、二烯和oxetal基团。

最优选的端基是氧杂环丁烷和丙烯酸酯基团。

可以通过用适当波长的射线辐射引发反应性基团彼此反应形成网络。射线的适当种类实例包括紫外光、红外光或可见光、X-射线、γ-射线、激光和甚至高能粒子。存在光化学引发剂来启动反应。可以使用本领域已知的各种引发剂，根据所用端基的类型它们是自由基光引发剂或阳离子光引发剂。

在交联后，可以在适当的溶剂例如丙酮中除去有机半导体层的未交联部分。这就允许将该层图案制成所需的图案。在一个实施方案中，除去层的选择区域，从而产生竖直互连区域。在另一个实施方案中，基本上除去有机半导体层并且特别地保留完成电学功能的那些区域中的有机半导体层。因为单畴是有序的相，特别是在低于玻璃化温度下时，除去大部分半导体层从机械性质考虑是合适的。特别地，可以改善弯曲下的机械稳定性。

在再一个的实施方案中，在所述第一个图案化的有机半导体层相邻的区域中提供第二个有机半导体层。这就允许给具有不同半导体层的装置提供电路。因此，可以在一个衬底上彼此相邻地提供具有不同性质的装置。

在再另一个的实施方案中，在半导体层的上面提供电学绝缘层，从而它能包封半导体层。绝缘层在场效应晶体管中可以用作电介质，如在WO 03/052841A1中所述。

在进一步的改进中，使用单个排列层，所述排列层与沟道和栅介质间的界面分开。借助晶体管的上栅极(top gate)结构，这是特别可实现的。特别优选的排列层是摩擦聚酰亚胺。典型地，该层具有约50nm该液电冲击波碎裂基体石墨。最大放电电流为10KA的量级。正确选择体积V1，用这些放电参数可以避免对燃料颗粒10的破坏。为实现能量优化碎裂，将筛子38的孔直径调整至燃料颗粒的尺寸。如果孔太大，燃料颗粒仍然留在基体材料中，如果孔太小，基体材料在下落通过筛子38的孔之前将会被碎裂成不必要的细粒。统计碎片尺寸分布的最大值为1.5mm。如果选择3mm的孔，就可以从完全通过筛子的材料部分46中的基体中分离出燃料颗粒。下落通过筛子的燃料颗粒包含在包含最小尺寸为1mm的碎片的筛分部分中。

在下面的步骤中要处理的材料的量可以通过分离出一部分基体材料而减少。这可以通过筛分前面步骤中得到的碎片而完成。去除的基体材料的量依赖于筛孔的尺寸：如果孔直径只比燃料颗粒稍小，那么要进一步处理的残留材料主要包括燃料颗粒；如果选择的孔直径比燃料颗粒小很多，那么残留基体材料的比例较大。如果选择选择孔直径比燃料核芯稍小，可以保证可能裂开的燃料颗粒接受进一步处理。

在后续的过程步骤中，在含液体的反应堆对前面步骤中的残留碎片实施高压放电处理，以裂开燃料颗粒的包覆层。有两个选择：

在闭杯上高压放电或

在孔直径稍小于燃料核芯(这里为0.4mm)的筛子上高压放电。

电学参数可以与上面提到的相同，但反应体积V2远小于第一体积V1。电极可以插入要处理的材料碎片中。体积减少使生成的冲击波的功率密度增大，这使包覆层破裂并可以将其从燃料核芯除去。与氧化物核芯相反，包覆壳层和可能的残留基体材料被进一步碎裂。一旦包覆层和基体材料被充分碎裂，它们就会下落通过筛子，或当使用闭杯时，碎裂产物可以在连续的步骤中筛分。

图4显示了分离的包覆壳层的图片，图5显示了燃料核芯和碎裂的包覆壳层。

另一个选择是直接在硝酸中溶解闭杯中收集的碎裂产物，来最大化地回收核材料，包括渗入包覆壳层中的部分。

应当理解，放电碎裂也可以被用于未嵌入基体材料的包覆的燃料颗粒。在这种情况下，燃料颗粒被放置在含有流体或液体(例如水)的反应堆中，放在筛子上或闭杯中。

如果使用筛子，筛子优选具有直径稍小于燃料核芯直径的孔。通过在布置在反应堆中的筛子和电极之间施加高压脉冲而引起放电。电极可以插入燃料颗粒中。由放电引起的冲击波使包覆层破裂。包覆材料的小块可以下落通过筛子的孔，而完好的燃料核心留在筛子上部。

当使用闭杯用于碎裂时，在闭杯和电极之间施加高压脉冲，闭杯和电极以适当距离布置在反应堆中。所述电极也可以插入燃料颗粒中。当包覆层被充分碎裂时，可以筛分裂片回收燃料核芯和/或在例如硝酸中溶解燃料核芯。

测试实施例

对模拟颗粒(dummy particles)进行了一些原理寻证测试。使用下面的材料进行试验：

a)包覆颗粒：从位于法国格勒诺布尔的法国原子能委员会(CEA)得到的具有约90g的钇稳定的氧化锆核芯和三重包覆层的模拟颗粒。

b)几个典型商购反应堆SGL R6650石墨型圆柱形块.

测试在适当改进后的从Bluhm等(例如在2003年11月和2004年4月之间)已知的高压放电装置装置中进行。下面将报告成功的结果。

在所使用的实验室设备中，在第一碎裂步骤中碎裂基体石墨所需的电能根据基体石墨的类型和形状大约为2000-5000kWh/t。

包覆层碎裂所需的电能大约为8000kWh/t。

测试所测得的能耗认为是保守的，因为所述测试是在实验室装置中进行的，并且碎裂的材料量小。

模拟颗粒的碎裂

使用的材料：10g1mm的模拟颗粒。

反应容器：缩小的体积，具有聚乙烯内衬120×15mm，底部补强。装满水的闭杯。

马克思发生器(Marx generator)：7程7×140nF，无附加电感，电极距离11、12、12、12、12、12、12mm；60kV下电流120mA。

电极距离：30mm

脉冲数目：200

反应产物筛分分析：

颗粒直径	回收的质量[g]
颗粒直径	回收的质量[g]	>900μm	0
500	5.65	>900μm	0
500	5.65	250	1.42
<250	1.75	250	1.42
<250	1.75	合计	8.82(即1.18g装卸损失)

分析表明所有插入的燃料颗粒都被碎裂并且所有燃料核芯完整。

石墨块的碎裂

使用的材料：3个石墨圆柱，约44×35mm，总计282g。

反应容器：筛底3mm，石墨圆柱对称地布置在电极周围。

马克思发生器：7程7×140nF，无附加电感，电极距离11、12、12、12、12、12、12mm；60kV下电流150mA。

电极距离：50mm

脉冲数目：2000

在2000次脉冲之后，几乎所有产生的石墨颗粒都已下落通过筛子。

石墨块与包覆颗粒一同碎裂

该测试表明石墨和包覆颗粒的代表性混合物可以一起碎裂。

使用的材料：小于3mm的石墨碎片，187g(湿的)具有1g包覆颗粒。

反应容器：闭杯。

电极距离：20mm

脉冲数目：总计1600

反应产物筛分分析：

颗粒直径	回收的质量[g]
颗粒直径	回收的质量[g]	>4mm	0
2-4mm	8.9	>4mm	0
2-4mm	8.9	1.12-2mm	29.9
0.9-1.12mm	8.8	1.12-2mm	29.9
0.9-1.12mm	8.8	0.5-0.9mm	14.5
0.25-0.5mm	8.1	0.5-0.9mm	14.5
0.25-0.5mm	8.1	0.125-0.25mm	5.7
0.125mm	4.7	0.125-0.25mm	5.7

这个在非优化条件下的测试表明至少包覆颗粒的很大一部分可以在石墨碎片同时存在的条件下碎裂。

Claims

1.一种用于后处理包含燃料颗粒的反应堆芯材料的首端过程，该过程包括如下步骤：

将所述反应堆芯材料放置在含有液体的反应堆中，所述反应堆在所述液体中具有放电装置；

通过所述液体施加放电，来将所述燃料颗粒碎裂成碎裂产物；并且

分离所述碎裂产物。

2.根据权利要求1的首端过程，其中所述燃料颗粒每个包括燃料核芯和包围所述燃料核芯的包覆层；并且其中所述放电是用来碎裂所述包覆层。

3.根据权利要求2的首端过程，其中所述反应堆芯材料还包括基体材料，所述燃料颗粒包埋在所述基体材料中；并且其中所述放电用来碎裂所述基体材料和所述包覆层。

4.根据权利要求1-3中任一项的首端过程，其中分离所述碎裂产物包括筛分。

5.根据权利要求1-4中任一项的首端过程，其中分离所述碎裂产物包括通过溶解所述燃料核芯将所述燃料核芯从所述包覆层和/或所述基体材料中分离出来。

6.根据权利要求1-5中任一项的首端过程，其中所述反应堆芯材料包括基体材料和燃料颗粒，所述燃料颗粒包埋在所述基体材料中，每个燃料颗粒包括燃料核芯和包围所述燃料核芯的包覆层；所述过程包括如下步骤；

将所述反应堆芯材料放置在含有第一体积液体的反应堆中，所述反应堆具有在所述液体中的放电装置；

通过第一体积液体施加第一次放电以初步碎裂所述基体材料，从而得到碎裂产物；

分离所述碎裂产物以得到残留碎片，其包括所述燃料核芯和可能的残留基体材料；

将所述残留碎片放置在含有第二体积液体的反应堆中；

通过第二体积液体施加第二次放电以碎裂所述包覆层；

将所述燃料核芯从所述包覆层和/或残留基体材料中分离出来。

7.根据权利要求6的首端过程，其中所述第二体积远小于所述第一体积。

8.根据权利要求6或7的首端过程，其中至少一个分离步骤包括筛分和/或溶解所述燃料核芯。

9.根据前面权利要求中的任一项的首端过程，其中所述反应堆芯材料放置在所述反应堆中的筛子上面，并且其中所述放电是由在布置在所述反应堆中的两电极间施加电位差而引起的。

10.根据前面权利要求中的任一项的首端过程，其中所述反应堆芯材料放置在所述反应堆中的闭杯中，并且其中所述放电是由在布置在所述反应堆中的两电极间施加电位差而引起的。

11.根据权利要求9或10的首端过程，其中将所述电极插入所述反应堆芯材料中。

12.根据前面权利要求中的任一项的首端过程，其中所述反应堆芯材料包括燃料单元，所述燃料颗粒包埋在所述燃料单元中。

13.根据前面权利要求中的任一项的首端过程，其中施加放电的步骤包括施加在40kV-400kV范围内的电位差。