[go: up one dir, main page]

DE1592544A1 - Verfahren zur Herstellung eines Plutoniumoxyd-Uranoxyd enthaltenden Brennstoffes fuer Kernreaktoren - Google Patents

Verfahren zur Herstellung eines Plutoniumoxyd-Uranoxyd enthaltenden Brennstoffes fuer Kernreaktoren

Info

Publication number
DE1592544A1
DE1592544A1 DE19661592544 DE1592544A DE1592544A1 DE 1592544 A1 DE1592544 A1 DE 1592544A1 DE 19661592544 DE19661592544 DE 19661592544 DE 1592544 A DE1592544 A DE 1592544A DE 1592544 A1 DE1592544 A1 DE 1592544A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
uranium
plutonium
hydroxide
solution
oxide
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
DE19661592544
Other languages
English (en)
Inventor
Lyon Ward Lewis
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
US Atomic Energy Commission (AEC)
Original Assignee
US Atomic Energy Commission (AEC)
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by US Atomic Energy Commission (AEC) filed Critical US Atomic Energy Commission (AEC)
Publication of DE1592544A1 publication Critical patent/DE1592544A1/de
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62Ceramic fuel
    • G21C3/623Oxide fuels
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01GCOMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G43/00Compounds of uranium
    • C01G43/01Oxides; Hydroxides
    • C01G43/025Uranium dioxide
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01GCOMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G56/00Compounds of transuranic elements
    • C01G56/003Compounds containing transuranic elements, with or without oxygen or hydrogen, and containing two or more other elements
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01GCOMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G56/00Compounds of transuranic elements
    • C01G56/004Compounds of plutonium
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01GCOMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G99/00Subject matter not provided for in other groups of this subclass
    • C01G99/006Compounds containing a metal not provided for elsewhere in this subclass, with or without oxygen or hydrogen, and containing two or more other elements
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01PINDEXING SCHEME RELATING TO STRUCTURAL AND PHYSICAL ASPECTS OF SOLID INORGANIC COMPOUNDS
    • C01P2006/00Physical properties of inorganic compounds
    • C01P2006/80Compositional purity
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Geology (AREA)
  • General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Description

Anmelder: United States Atomic Energy Commission
Verfahren zur Herstellung eines Plutoniumoxyd-Uranoxyd
enthaltenden Brennstoffes für Kernreaktoren.
Feste Uran-Plutonium-Gemische sind für Kernreaktoren von "besonderer Wichtigkeit. Z.B. werden Gemische von Plutonium 239 und Uran 238 als guter Spaltstoff hei der Herstellung von Brennstoffelementen für Kernreaktoren "benutzt. Uran 238 wird heim Abfangen von Neutronen zu Plutonium 239 durch Spaltung von Plutoniumbrennstoff und anschließendem Betazerfall umgewandelt.
Das Uran wird in den Kernreaktor als homogener keramischer Körper aus Plutonium und Uran in fester lösung eingeführt. Der Plutoniumgehalt des Brennstoffelementes liegt im allgemeinen unter 20 Gewichtsprozent. Uran-Plutonium-Gemische, inabesondere solche, die für die oben genannten Kernreaktorbrennstoffelemente benötigt werden, wurden
BAD OR'G'NAL
209811/0417
-Z-
Msher durch gemeinsames Ausfällen von Uran und Plutonium aus einer angesäuerten, wässrigen Lösung mit Uran-und Plutoniumsalzen hergestellt. Die Uran- und Plutonium-Konzentrationen wurden eingestellt, indem gleichzeitig Uran und Plutonium in dem gewünschten Mengenverhältnis nach Zusatz eines Fällmittels z.B. Ammoniumhydroxyd ausgefällt wurden. Es bildete sich ein Hydroxydgemisch, das zum Absetzen gebracht und abfiltriert wurde, und das durch Verdichten und Erhitzen zur Herstellung des gewünschten keramischen Brennstoffkörpers diente.
Die Herstellung eines Uran-Plutonium-Gemisches mit weniger als 40 i* Plutoniumgehalt bei gemeinsamer Ausfällung ist ein schwieriges Problem. Der Niederschlag hat kolloidähnlichen Charakter und bleibt lange in Suspension. Selbst nach dem Absitzen kann der Niederschlag wegen der sehr feinen Verteilung nur schwer filtriert werden. Darüberhinaus hält der Filterkuchen das Wasser hartnäckig fest und trocknet sehr schwer. Zusammengefaßt kann gesagt werden, daß das langsame Absetzen, das schwierige Filtrieren und der lange Trockenvorgang von gemeinsam ausgefällten Gemischen sehr lange Zeit benötigt und einen erheblichen Kostenaufwand darstellt, bis die Erzeugnisse in die Brenner eingebaut werden können.
Der Erfindung lag die Aufgabe zugrunde sehr viel schneller und mit guter Ausbeute Uran und Plutonium gemeinsam auszufällen.
Mit der Erfindung gelingt es durch besondere Einstellung der Molkonzentration von Uran- und Plutoniumlösungen die Bildung
209811/OA17 bad original /3
von kolloidähnlichen Niederschlagen zu verhindern und die lange anhaltende Suspension, die den Niederschlag so schwer filtrierbai macht, zu beseitigen.
Als "besonderer Vorteil der Erfindung ergibt sich neben der erheblichen Verkürzung^ auch eine erhöhte Wirksamkeit des nach dex1 Erfindung hergestellten Plutoniurn-Uran-Kernbrennstoffes.
Die Erfindung ist dadurch gekennzeichnet, daß Uranoxyd und Plutoniumoxyd zusammen aus wässriger Lösung in einer sich schnell absetzenden und leicht filtrierbaren Form niedergeschlagen werden, die insbeondere zur Herstellung von Uran-Flut onium- Brennst off element en für Kernreaktoren geeignet ist.
Es wurde nämlich gefunden, daß wenn Uran- und Plutonium in der wässrigen Lösung etwa in äquimolekular Mengen vorliegen, ein sich beim Ausfällen bildender Niederschlag sehr schnell absetzt und gut filtrierbar ist. Es ist nur 1/5 der Zeit erforderlich, die für die gemeinsame Fällung, Filtri'erung und Trocknung von Uran- und Plutoniumgemischen benötigt werden im Vergleich mit der bisherigen Herstellung . Der Filterkuchen trocknet an der Luft etwa viermal so schnell im Vergleich mit den sehr fein verteilten Niederschlagen bei der bisherigen Herstellung. Das Gemisch, das aus Niederschlagen äquitnolekularer Mengen eines Uran- und Plutoniumniederschlages besteht, ist ein sehr aktives Pulver, das offenbar eine feste Lösung darstellt mit einem zur Sinterung vorgesehenen Urandioxydzusatz. Es wird angenommen, daß der deutliche
209811/0417 omü OAiQiNAL η
Unterschied auf die Gegenwart des Plutonium-Uran-Niederschlages molekularer Konzentration verantwortlich ist für die "beschleunigt Koagulation und die Größe der einzelnen Teilchen des Niederschlages.
Für Brutreaktoren ist das "beste Konzentrationsverhältnis von Uran : Plutonium etwa 4:1. Es ist möglich andere Mengenverhältnisse für verschiedene Zwecke vorzusehen. Die erforderliche Behandlungszeit für Gemische auch anderer Zusammensetzungen wird ebenfalls erheblich abgekürzt, da gefunden wurde, daß das gemeinsam niedergeschlagene äquimolekulare Gemisch von Uran und Plutonium selektiv mit Uran- oder Plutonium gemischt werden kann, um die verschiedenen Verhältnismengen zu erhalten.
Die Erfindung umfaßt daher auch Verfahren, die die gegebenen Begrenzungen der Ausbeute bei der Herstellung von Uran-Plutonium-Brennelementen ausschalten und darüberhinaus eine größere Anpassungsfähigkeit gestatten. Wesentlich ist die Bildung eines Niedersehlaggetnisches, das sich schnell absetzt und schnell
der auch
filtriert werden kann und ^TBinäpgfa. leicht trocknet. Ein weiterer
darin
Vorteil besteht, daß ein weitgehender Spielraum für die Einstellung der Uran-Plutoniummengen gegeben ist.
Das Verfahren zur Herstellung von Uran-Plutonium-Brennstoffkörpern umfaßt die Herstellung einer wässrigen Lösung, welche so eingestellt ist, daß sie lösliche Uran- und Plutoniumsalze in molekularen Mengen von etwa 1:1 enthält. Im allgemeinen wird
/5 20981 1 /OA 1 7 8AD
das Uran als Uranyl (UO2) und das Plutonium als Plutonium IV Ionen in Salpetersäurelösung verwendet. Der Lösung wird •Ammoniak hinzugesetzt um einen gemeinsamen Niederschlag zu "bilden, der aus einem Gemisch von Urandiuranat und Plutoniumhydroxyd etwa im Verhältnis 1:1 besteht. Der Niederschlag wird nach dem Absitzen filtriert. Der Filterkuchen wird mehrmals mit 7/asser ausgewaschen und getrocknet. Das getrocknete Material wird in einer V/asserstoffatmosphäre zwischen 600 und 900° reduziert zu Uran-Plutonium.
Diesem pulverisierten, reduzierten aus äquimolekularen Mengen bestehende Uran-Plutonium-Gemisch kann durch Zumischen weiterer Mengen von Uran oder Plutonium auf den gewünschten Wert gebracht werden. Für· die Herstellung von Brutreaktorbrennstoffelementen wird z.B. die äquimolekulare Uran-Plutonium-Verbindung mit soviel für Reaktorbetrieb geeigneten Uran gemischt, um das Uran-PlutonLum-Verhältnis auf etwa 4:1 zu bringen, d.h. 80 Gewichts^ Uran : 20 Gewichts^ Plutonium, was als bestes Verhältnis für bestimmte Brutreaktoren anzusehen ist. Es können aber auch andere Uran-Plutonium-Verhältnisse vorgesehene werden von mindestens 5-95 Gewichts^ Uran. Danach kann das Gemisch in bekannter Weise zu einem keramischen Körper verarbeitet werden. Je nach Wunsch kann es auch in anderer Weise verdichtet und verfestigt werden.
Die erste Stufe des Verfahrene nach der Erfindung besteht $n der Herstellung einer Uran-Plutoniumlösung, die aus einer lösung
209811/0417 bad original /6
von kristallinem Uranylni trat [(UO2) (NO2 )2J und Plutoniumnitrat in Wasser gebildet wird. Die für die Herstellung der Lösung "bevorzugten Salze sind Urany Initrat und Plutoniumnitrat, v/o bei das Uran aus einem beliebigen Gemisch von Uranisotopen bestehen kann. Als Lösungsmittel wird vorzugsweise Salpetersäure vorgesehen mit einer Konzentration von 1-4 Mol. Die Konzentration der Uran- und Plutoniumsalze kann in weiten Grenzen schwanken. Sie beträgt 80-200, vorteilhaft 100 Gramm je Liter. V/esentlich für die Erfindung ist, daß das Uran und das Plutonium in molekularem Konzentrationsverhältnis von etwa 1:1 vorliegt, um die Bildung eines sich schnell absetzenden und leicht filtrierbaren Niederschlages zu erreichen.
Die Lösung wird laufend gerührt und bei Zimmertemperatur gehalten. Das Uran und das Plutonium werden gemeinsam durch langsame Zugabe von Ammoniumhydroxyd, bis ein pH-Y/ert von ungefähr 9 erreicht ist, aus der Lösung ausgefällt. Der flockige Niederschlag setzt sich schnell ab und wird dann filtriert. Der Niederschlag wird quantitativ auf Filterpapier oder einer Glas- oder Metallfritte gesammelt. Dieser Vorgang erfolgt im allgemeinen in der Hälfte der Zeit, die für die Filtration von gemeinsam niedergeschlagenem Plutonium-Uran benötigt wird, deren Molverhältnis nicht 1:1 istd.h. einem Gemisch das weniger als 30 Gewichts^ Plutonium, 70 Gewichts^ Uran, SO Gewichts^ Uran und 70 Gewichts^ Plutonium enthält. Bemerkenswerte Verbesserungen werden erhalten beim Ver-' hältnis von 45 : 55 Gewichtsprozent, wobei entweder Plutonium oder Uran vorherrschend sein kann. Die Filtration von 5 Litern erfordert nur etwa 1 Stunde.
209811/0417 bad oriGiNal
Der Niederschlag wird dann mit Wasser und Azeton gewaschen und anschließend getrocknet. Die Trocknung kann an der Luft erfolgen und es wurde festgestellt, daß dazu nur 1/4 der sonst benötigten Zeit erforderlich ist.
Die getrockneten Niederschläge werden in einer Wasserstoff-HeIjum-AtmoSphäre "bei 600-900° reduziert, um ein leicht sinterfähiges, pulverförmiges Produkt zu erhalten. Wenn eine Masse mit niedrigerem Plutoniumgehalt gewünscht wird, wird das Urari-Plutoniumgemisch in der nächsten Stufe verdünnt, indem es mit soviel feinverteiltem Uran gemischt wird, um das gewünschte Verhältnis für das Endprodukt zu erhalten. Das Uran für das Gemisch sollte gesintert sein und die Isotopen enthalten, die bezüglich der Neutronen des Reaktorbrennstoffes erwünscht sind.
Das getrocknete Erzeugnis bzw. das verdünnte Gemisch wird in einer Kugelmühle gemahlen und gemischt und schließlich durch ein 325 Maschensieb gesiebt. Anschließend wird das Gemisch bei hohem Druck gepreßt und zur Formgebung gesintert. Es kann aber auch das pulverisierte Material verdichtet und in diesem Zustand verwendet werden. Das ist an sich bekannt und im einzelnen beschrieben in USAEC Report GEAP 3486, Parts I and II Fast Oxide Breeder Project I, Fuel Fabrication, Jesse M. Cleveland, et al.
Beispiel:
Zur Herstellung eines Produktes für ein Brennstoffelement mit
von 13$
der gewünschten Zusammensetzung Plutoniumoxyd und 87$ Uranoxyd
209811/0417 BADORiG»NAL /q
wird Plutoniumsalz und Uransalz gleicher Konzentration,die einer Menge von 500 gr Plutoniumoxyd und. Uraniumoxyd entspricht, in Salpetersäure gelöst. Aus der Lösung wird Plutonium und Uran durch Zusatz von Ammoniumhydroxyd Ms zu 9 pH ausgefällt. Der Niederschlag wird filtriert, gewaschen und getrocknet. Nach dem Trocknen wird er in Wasserstoff "bei 750° reduziert. Das reduzierte Pulver wird dann mit 1420 Gramm gesintertem Uranoxyd gemischt und in einer Kugelmühle gemahlen. Es entsteht eine Gesamtmenge von 1920 Gramm eines Gemisches, das 13 Gewichtsprozent Plutoniumoxyd und 87 Uranoxyd enthält.
Die Masse wird dann zu Tatletten geformt. Der ganze Vorgang dauert etwa 48 Stunden. Auf diese V/eise werden 960 Gramm des Brennstoffgemisches je Tag bei kontinuierlicher Durchführung hergestellt. Wenn das Brennstofferzeugnis in einstufigem Verfahren in der bisherigen Weise hergestellt wurde unter Verwendung derselben Lösungen und unter gleichen Bedingungen werden mindestenr zwei Tage für die Bildung der Niederschläge, das Filtrieren, das Waschen und trocknen und weitere 24 Stunden für die Reduktion und Mahlung benötigt. Für die Herstellung einer gleichen Menge mit 13 # Plutoniumoxyd und 87 Uranoxyd sind bei gleichen Leis±tungen vier Mischer erforderlich und eine Gesamtzeit von mindestens 10 Tagen. Die Tagesproduktion hierbei beträgt aber nur 192 Gramm.
Die Ausbeute nach der Erfindung wird daher auf das Fünffache erhöht, wenn eine gemeinsame Ausfällung gemäß der Erfindung vorgesehen wird.
2 0 9 8 1 1 / 0 A 1 7 B*D orig,Nal /9
Während das obige Beispiel und die Beschreibung insbesondere "die Herstellung von Brennstoffelementen für Brutreaktoren beschreibt, fällt es auch in den Rahmen der Erfindung, das Verfahren mit dem gleichen Vorteil auch allgemein zur Herstellung von Uran-Plutoniumgemischen vorzusehen.
Insbesondere kann das Verfahren nach der Erfindung auch für die Herstellung gemischter Oxydpulver verwendet werden, denen Uranoxydkörper mit hoher Dichte, die durch Vibration erreicht werden kann, zugesetzt werden; ferner für die Herstellung gemischter Plutonium-Uranpulver zur Vorbereitung mit gesintertem Uran bei der Herstellung von Reaktorbrennstoffkörpern, sowie auf thermischem Wege oder unter Tablettenbildung zur Herstellung gemischter Oxyde, die verdichtet werden sollen.
BAD ORIGINAL
209811/0417

Claims (7)

ΊΟ Patentansprüche
1. Verfahren zur Herstellung eines homogenen Plutoniumoxyd-Uranoxyd Brennstoffes für Kernreaktors dadurch gekennzeichnet, daß eine saure Lösung, die Plutoniurnsalze und Uransalze in elnern Molverhältnis zwischen etwa 0,7 und
bezogen auf Plutonium und Uran
l,5venthält zur Ausfällung eines Hydroxydgetnisches von Plutoniumhydroxyd und Uranhydroxyd mit Alkali versetzt wird, worauf der gebildete Niederschlag filtriert, gewaschen und getrocknet wird und daß der getrocknete Niederschlag von Plutoniumhydroxyd und Uranhydroxyd -\1 η einer ,'/asserstoffatmosphäre reduziert und aus dem Reaktionsprodukt ein Brennstoffelement für Kernreaktore hergestellt wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1 dadurch gekennzeichnet, daß das Molverhältnis zwischen Plutonium und Uran in der Lösung etwa 1:1 beträgt.
3. Verfahren nach Anspruch 1 dadurch gekennzeichnet, daß die Lösung aus UranyInitrat und Plutoniumnitrat besteht.
4. Verfahren nach Anspruch 1 dadurch gekennzeichnet, daß die gemeinsame Ausfällung der Plutonium- und Uransalze aus der Lösung durch Zusatz von konzentriertem Ammoniurahydroxyd erfolgt.
209811/0417 AL
5. Ausführungsform des Verfahrens nach Anspruch 1-4
zur Herstellung der Brennstofferzeugnisse in Tatlettenform dadurch gekennzeichnet, daß eine sauere Lösung aus Plutonium- und Uransalzen hergestellt wird und daß aus dieser Lösung durch Zusatz von Alkalihydroxyd, Uranhydroxyd und Plutoniumhydroxyd gemeinsam ausgefällt werden, worauf der erhaltene Niederschlag filtriert, gewaschen, getrocknet und im Wasserstoffstrom bei etwa 700 Grad erhitzt wird, worauf das Gemisch mit für Kernreaktoren geeigneten Uranoxyd vermischt wird, um das Plutonium-Uranverhältnis in der Brennstoffverbindung auf den für Brennelemente in Kernreaktoren geeigneten Wert einzustellen.
6. Verfahren nach Anspruch 5 dadurch gekennzeichnet, daß die Uran-Plutoniumsalze enthaltende Lösung ein Molverhältnis Uran : Plutonium von etwa 1:1 "besitzt.
7. Verfahren nach Ansprüchen 5 und 6 dadurch gekennzeichnet, daß zur Herstellung der Ausgangslösung UranyInitrat und Plutoniumnitrat verwendet wird.
ö. Verfahren nach Ansprüchen 5-7 dadurch gekennzeichnet, daß die gemeinsame Ausfällung der Uran- und Plutoniumsalze durch Zusatz von konzentriertem Ammoniumhydroxyd in die Ausgangslösung erfolgt.
209811/0417 bad ORIGINAL
DE19661592544 1965-08-11 1966-08-06 Verfahren zur Herstellung eines Plutoniumoxyd-Uranoxyd enthaltenden Brennstoffes fuer Kernreaktoren Pending DE1592544A1 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US479019A US3287279A (en) 1965-08-11 1965-08-11 Preparation of a filterable co-precipitate of plutonium and uranium

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1592544A1 true DE1592544A1 (de) 1972-03-09

Family

ID=23902325

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19661592544 Pending DE1592544A1 (de) 1965-08-11 1966-08-06 Verfahren zur Herstellung eines Plutoniumoxyd-Uranoxyd enthaltenden Brennstoffes fuer Kernreaktoren

Country Status (9)

Country Link
US (1) US3287279A (de)
BE (1) BE685434A (de)
CH (1) CH478442A (de)
DE (1) DE1592544A1 (de)
DK (1) DK125584B (de)
ES (1) ES329458A1 (de)
GB (1) GB1128838A (de)
IL (1) IL26105A (de)
NL (1) NL6611295A (de)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3531416A (en) * 1967-02-25 1970-09-29 Power Reactor & Nuclear Fuel Process for producing uo2-puo2 oxide compositions
DE2811959C3 (de) * 1978-03-18 1980-09-25 Alkem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur Herstellung von (U/Pu)02 -Mischkristallen
JPS5924738B2 (ja) * 1980-12-16 1984-06-12 株式会社東芝 核燃料転換装置
US4409157A (en) * 1981-01-21 1983-10-11 Haas Paul A Method for improved decomposition of metal nitrate solutions
FR2619371B1 (fr) * 1987-08-14 1990-11-16 Commissariat Energie Atomique Uranate plutonate d'ammonium, son procede de preparation et son utilisation pour l'elaboration d'oxyde mixte (u, pu)o2
US5370827A (en) * 1993-04-02 1994-12-06 Westinghouse Electric Corporation Solution decontamination method using precipitation techniques
FR2815035B1 (fr) * 2000-10-05 2003-03-07 Commissariat Energie Atomique Procede de coprecipitation d'actinides et procede de preparation d'oxydes mixtes d'actinides
FR3012127B1 (fr) * 2013-10-22 2016-10-28 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation d'une poudre comprenant une solution solide de dioxyde uranium et d'au moins un autre element actinide et/ou lanthanide
FR3016360B1 (fr) 2014-01-14 2018-08-24 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Procede de preparation d'une poudre d'oxyde metallique, procede de fabrication d'une pastille d'oxyde metallique et utilisations des poudre et pastille telles qu'obtenues selon ces procedes

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE567113A (de) * 1957-06-04

Also Published As

Publication number Publication date
ES329458A1 (es) 1969-05-01
GB1128838A (en) 1968-10-02
DK125584B (da) 1973-03-12
CH478442A (de) 1969-09-15
NL6611295A (de) 1967-02-13
US3287279A (en) 1966-11-22
IL26105A (en) 1970-02-19
BE685434A (de) 1967-01-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2623977C3 (de) Verfahren und Vorrichtung zur Herstellung von rieselfähigem, direkt verpressbarem Urandioxid-Pulver
DE2816107A1 (de) Verfahren zur herstellung von homogen gemischten metalloxiden und metall-metall-oxidmischungen
DE1592544A1 (de) Verfahren zur Herstellung eines Plutoniumoxyd-Uranoxyd enthaltenden Brennstoffes fuer Kernreaktoren
DE1168400B (de) Verfahren zur Herstellung millimetergrosser Thoriumoxyd- oder Thorium-Uranoxydteilchen
EP0156018A1 (de) Verfahren zum Herstellen von oxidischen Kernbrennstoffsinterkörpern
DE1159334B (de) Keramisches Brennstoffelement fuer Kernreaktoren und Verfahren zu seiner Herstellung
DE3221996A1 (de) Fluechtigen binder enthaltendes kernbrennmaterial und verfahren zu seiner herstellung
DE3201771A1 (de) Verfahren zur zerlegung von metallnitratloesungen
DE2917177C2 (de)
DE68906078T2 (de) Verfahren zur Herstellung von Urandioxid-Pastillen.
DE3875201T2 (de) Ammoniumuranatplutonat, verfahren zu dessen herstellung und seine verwendung zur herstellung von uran-/plutonium-mischoxid.
DE68905958T2 (de) Verfahren zur Herstellung von Urandioxid-Pastillen.
DE3925374A1 (de) Verfahren zur herstellung mikrokristalliner co/ti-substituierter bariumferrit-plaettchen
EP0328742B1 (de) Verfahren zur Herstellung von Kernbrennstoff-Mischoxiden aus einer Nitrat-Lösung
DE1571343B1 (de) Verfahren zur Herstellung von gemischten Actinidenoxiden
DE2033433A1 (de) Verfahren zur Umwandlung von Uran hexafluorid in keramisches Urandioxid
DE1801682C3 (de) Verfahren zur Herstellung kompakter Partikel von Plutoniumverbindungen oder von Mischverbindungen des Plutoniums mit anderen Metallen und/oder Kohlenstoff
DE2201988A1 (de) Verfahren zur Herstellung einer gemischten Uran- und Plutoniumnitratloesung
DE1771966C3 (de) Verfahren zur Herstellung von Mehrkomponenten-Kernbrennstoffen
DE1571343C (de) Verfahren zur Herstellung von gemisch ten Actinidenoxiden
DE1592546A1 (de) Verfahren zur Herstellung von Uranoxydsolen
DE1920301C3 (de) Verfahren zur Abtrennung von Verunreinigungen aus Uranverbindungen
Halva et al. Sol-gel process for production of compact mixed oxides used as nuclear fuels
DE2422342B2 (de) Verfahren zur Umwandlung einer Actinidensalzlösung in eine substöchiometrische Actinidensalzlösung und deren Verwendung
Zawidzki Uranium dioxide sintered bodies as well as the method to manufacture these