PROCEDIMIENTO DE FABRICACIÓN DE UN MATERIAL DENSO PARA COMBUSTIBLE NUCLEAR.

Procedimiento de fabricación de un material denso que contiene dióxido de uranio UO2,

comprendiendo dicho procedimientos las siguientes etapas sucesivas: a) se introduce en un triturador vibratorio al menos dos polvos que incluyen cada uno dióxido de uranio UO2, obteniéndose al menos dos polvos por dos procedimientos de síntesis diferentes; b) se realiza con la ayuda de dicho triturador una agitación de dichos polvos, con el fin de formar un material particulado; c) se introduce dicho material particulado en un molde; d) se aplica sobre dicho material particulado una fuerza de conformación, con el fin de obtener un material compacto; e) se procede al fritado de dicho material compacto para obtener el material denso. caracterizándose dicho procedimiento porque - dicho triturador es un triturador vibratorio, - cada polvo tiene una superficie específica adyacente a la de cualquier otro polvo que contiene dióxido de uranio introducido en dicho triturador; - se realiza con la ayuda de dicho triturador la agitación de dichos polvos, con el fin de formar un material particulado, siendo la intensidad de trituración suficiente para fragmentar los aglomerados y los agregados presentes en los polvos sin que por ello se fragmenten los cristalitos presentes en los polvos, y siendo la energía de trituración proporcionada a los polvos tal que prácticamente todos los aglomerados y los agregados son destruidos;

Tipo: Patente Internacional (Tratado de Cooperación de Patentes). Resumen de patente/invención. Número de Solicitud: PCT/FR2006/002784.

Solicitante: COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES.

Nacionalidad solicitante: Francia.

Dirección: BATIMENT "LE PONANT D" 25, RUE LEBLANC 75015 PARIS FRANCIA.

Inventor/es: BERTRAND, ERIC, SORNAY,Philippe.

Fecha de Publicación: .

Fecha Solicitud PCT: 19 de Diciembre de 2006.

Clasificación PCT:

  • G21C21/02 FISICA.G21 FISICA NUCLEAR; TECNICA NUCLEAR.G21C REACTORES NUCLEARES (reactores de fusión, reactores híbridos fisión-fusión G21B; explosivos nucleares G21J). › G21C 21/00 Aparatos o procesos especialmente adaptados para la fabricación de reactores o de piezas de éstos. › Fabricación de elementos combustibles o reproductores en el interior de conductos no activos.
  • G21C3/62 G21C […] › G21C 3/00 Elementos combustibles para reactor o sus conjuntos; Empleo de sustancias especificadas para utilización como elementos combustibles para reactores. › Combustible cerámico.

Países PCT: Austria, Bélgica, Suiza, Alemania, Dinamarca, España, Francia, Reino Unido, Grecia, Italia, Liechtensein, Luxemburgo, Países Bajos, Suecia, Mónaco, Portugal, Irlanda, Eslovenia, Finlandia, Rumania, Chipre, Lituania, Letonia, Ex República Yugoslava de Macedonia, Albania.

PDF original: ES-2366630_T3.pdf

 


Fragmento de la descripción:

Campo técnico

La presente invención se refiere a un procedimiento de fabricación de un material denso a partir de al menos dos polvos, conteniendo cada uno al menos dióxido de uranio UO2, obtenidos por procedimientos de síntesis diferentes, comprendiendo dicho procedimiento la fabricación intermedia de al menos un material particulado con propiedades de compresibilidad y de fritabilidad originales. Al final de tal procedimiento, se obtiene en particular un material denso cuya masa volumétrica es constante sean cuales sean las condiciones de salida que su estado de aglomeración y de agregación de los polvos utilizados, y sea cual sea la condición de conformación aplicada al material particulado intermedio durante su compactación para la preparación de un fritado final.

La invención se aplica, más en particular, al uso de dicho material denso en la fabricación de combustible nuclear, en forma de pastillas o caramelos u otras formas.

Estado de la técnica

Los polvos de óxidos, en particular los polvos de óxidos de uranio (entre ellos el dióxido de uranio) aplicados para fabricar los elementos de combustible para los reactores nucleares, se presentan generalmente en forma de cristalitos cuyo diámetro medio varía de 0,08 a 0,5 µm. Estos cristalitos están más o menos fuertemente ligados con el fin de formar agregados que están a su vez fuertemente ligados entre sí para formar aglomerados. De manera general, el diámetro medio de los agregados varía desde algunos micrómetros a algunas decenas de micrómetros, por ejemplo de 2 a 60 µ, y el diámetro medio de los aglomerados varía desde algunos micrómetros a algunas centenas de micrómetros, por ejemplo de 2 a 700 µm.

Con el fin de realizar combustible nuclear en forma de pastilla o cualquier otra forma a partir de tales polvos de óxido, son necesarias varias etapas de fabricación, a saber las siguientes etapas:

i) Un polvo de óxido se introduce en un molde o matriz de prensado. Es generalmente necesario que el polvo ocupe el conjunto del volumen al que puede acceder en este molde, con el fin de favorecer la posterior obtención de un material compacto y sano (ausencia de defectos de aspecto y/o fisura(s) que desemboca o no en la superficie) y que presenta una porosidad mínima. Esta aptitud que posee un polvo para llenar completamente un molde se denomia colabilidad. Esta es muy variable de un polvo a otro. Para obtener una colabilidad suficiente, puede ser necesario un pretratamiento del polvo (por ejemplo por un procedimiento de granulación, bien por granulación por atomización o por granulación mecánica),

ii) Se aplica a continuación sobre el polvo contenido en el molde una fuerza de conformación, por ejemplo realizando una conformación por prensado uniaxial en frío, con el fin de compactar este polvo. Para los polvos de óxidos nucleares, esa fuerza es la mayoría de las veces de 200 a 600 MPa, Al final de esta etapa de compactación, se obtiene una preforma, de material compacto, del combustible nuclear, denominada preforma en bruto. La mayoría de las veces, esta preforma está en forma de pastilla, pero cualquier otra forma es posible. Esta preforma presenta una cohesión suficiente para poder ser manipulada durante posteriores operaciones de fabricación de combustible nuclear, en forma de pastillas o caramelos u otras formas. La compresibilidad del polvo, que se puede medir, es la curva que da la evolución de la masa volumétrica (en g/cm3) del material denso en función de la fuerza aplicada (en MPa). La compresibilidad es por lo tanto una noción relativa, dependiente de las condiciones operativas, en particular si se añade lubricante al polvo o si se lubrica el molde con la ayuda de un pulverizador de lubricante por ejemplo antes de cada compactación. Se puede comparar la compresibilidad de dos polvos, en igualdad de condiciones. Se puede con este fin hacer referencia a la norma NF EN 725-10.

iii) La preforma en bruto obtenida anteriormente se densifica entonces y su cohesión aumenta mediante la aplicación de al menos un ciclo de fritado que consiste generalmente en someter la pastilla (o cualquier otra forma) a una variación de temperatura y/o de presión en función del tiempo, tal como es conocido por el experto en la técnica. Evidentemente, otros parámetros pueden intervenir en el ciclo de fritado tal como la atmósfera, la presencia de impurezas... Al final de este ciclo de fritado, se obtiene una preforma fritada, de material denso, de una densidad que es superior a la densidad de la preforma en bruto. Para los óxidos de uso nuclear, el ciclo de fritado es generalmente el siguiente: una subida de temperatura hasta la temperatura de fritado, generalmente entorno a 1.600ºC, seguida de un mantenimiento de temperatura a esta temperatura de fritado, generalmente de algunas horas, la mayoría de las veces de cuatro horas. La fritabilidad de un polvo es la curva que da la evolución de la masa volumétrica de la preforma fritada en función de la masa volumétrica de la preforma en bruto. La fritabilidad es por lo tanto una noción relativa, dependiente de las condiciones operativas. Se puede comparar la fritabilidad de dos polvos, en igualdad de condiciones. Se puede a este respecto hacer referencia a la norma B42-011.

iv) Finalmente queda todavía por dar a esta preforma fritada las dimensiones necesarias para su uso como pastilla (o cualquier otra forma) de combustible nuclear. Con este fin, es generalmente necesario mecanizar la preforma fritada, lo cual consiste generalmente en quitarle material con el fin de “ponerlo de lado” y de este modo obtener una partilla (o cualquier otra forma) de combustible nuclear de forma y dimensiones propias a su uso en un reactor nuclear. Las razones de los desvíos de la cota son generalmente, para una pastilla que es la forma más corrientemente usada, un dominio insuficiente del diámetro respecto del intervalo especificado y un desvío de la cilindricidad procedente del gradiente de fuerzas creado en la preforma en bruto durante el prensado uniaxial.

La solicitud de patente FR 1 407 497 tiene por objeto un procedimiento para la fabricación de comprimidos fritados en UO2 que incluye la mezcla íntima de UO2 con aptitud elevada para el fritado en una proporción del 1 al 10% en peso con UO2 cocido a temperatura elevada, con escasa aptitud para el fritado, finamente dividido, la compresión de la mezcla obtenida para formar aglomeraciones a una presión de al menos 1.400 kg/cm2, y el fritado de los aglomerados en atmósfera reductora.

A partir de la solicitud de patente FR 2 861 888, se conoce un procedimiento de fabricación de pastillas de combustible nuclear que cosiste en preparar, a partir de un polvo de dióxido de uranio, un material particulado con las propiedades determinadas. Es este material particulado el que se somete a continuación a las etapas de fabricación (i) a (iii) anteriormente mencionadas. El problema técnico que la invención presentada en esta solicitud de patente busca solucionar es la obtención de un material particulado que posea las propiedades de colabilidad y de densidad aparente necesarias para su introducción en el molde durante la etapa (i), a la vez que evitar para esto tener que realizar las numerosas y complejas operaciones conocidas previamente por el experto en la técnica. Con este fin, se propone en dicha solicitud de patente introducir, en una cuba que contiene elementos móviles de compresión, el polvo de dióxido de uranio destinado a entrar en la composición del combustible nuclear, y a continuación someter esta cuba a una agitación con el fin de formar el material particulado apuntado. Se utiliza un solo polvo de dióxido de uranio UO2 (componente principal del combustible nuclear), procediendo este polvo de dióxido de uranio UO2 de un procedimiento de conversión de hexafluoruro de uranio. Uno o más aditivos, tales como otros óxidos o sustancias porogénicas se añaden a veces a dicho polvo.

La solicitud de patente FR 2 861 888 se refiere principalmente a un polvo de dióxido de uranio procedente de un procedimiento de tipo “vía seca”. Los procedimientos de tipo “vía seca” son generalmente aquellos para los cuales el polvo procede de una conversión del hexafluoruro de uranio (UF6( en UO2 por reacciones sólido-gas. Los procedimientos de tipo “vía húmeda” son generalmente aquellos para los cuales el polvo procede de una conversión de UF6 o de nitrato de uranio pasando por reacciones líquido – líquido y líquido – sólido. Por razones de gestión de la criticidad y de tratamiento de efluentes, el industrial prefiere generalmente fabricar... [Seguir leyendo]

 


Reivindicaciones:

1. Procedimiento de fabricación de un material denso que contiene dióxido de uranio UO2, comprendiendo dicho procedimientos las siguientes etapas sucesivas:

a) se introduce en un triturador vibratorio al menos dos polvos que incluyen cada uno dióxido de uranio UO2, obteniéndose al menos dos polvos por dos procedimientos de síntesis diferentes;

b) se realiza con la ayuda de dicho triturador una agitación de dichos polvos, con el fin de formar un material particulado;

c) se introduce dicho material particulado en un molde;

d) se aplica sobre dicho material particulado una fuerza de conformación, con el fin de obtener un material compacto;

e) se procede al fritado de dicho material compacto para obtener el material denso.

caracterizándose dicho procedimiento porque

- dicho triturador es un triturador vibratorio,

- cada polvo tiene una superficie específica adyacente a la de cualquier otro polvo que contiene dióxido de uranio introducido en dicho triturador;

- se realiza con la ayuda de dicho triturador la agitación de dichos polvos, con el fin de formar un material particulado, siendo la intensidad de trituración suficiente para fragmentar los aglomerados y los agregados presentes en los polvos sin que por ello se fragmenten los cristalitos presentes en los polvos, y siendo la energía de trituración proporcionada a los polvos tal que prácticamente todos los aglomerados y los agregados son destruidos;

2. Procedimiento según la reivindicación 1, en el cual se obtiene al menos un polvo por un procedimiento de síntesis de tipo “vía húmeda” y se obtiene al menos otro polvo por un procedimiento de tipo “vía seca”.

3. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 1 o 2, en el cual al menos uno de los polvos contiene al menos un óxido elegido en el grupo constituido por óxido de uranio U3O8, óxido de uranio U3O7, óxido de plutonio PuO2 y óxido de torio ThO2.

4. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 3, en el cual al menos uno de los polvos contiene al menos un aditivo elegido entre óxido de gadolinio Gd2O3, óxido de erbio Er2O3, una sustancia porogénica, un lubricante y un agente dopante del fritado

5. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el cual la agitación de la etapa b) se efectúa durante al menos una duración mínima dada para que se forme un material particular cuya fritabilidad es sensiblemente constante, siendo, además, la compresibilidad y la fritabilidad de dicho material particulado, cada una sensiblemente un valor dado, independiente de la cantidad de aglomerados y/o de agregados que contiene cada uno de dichos polvos.

6. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 4, en el cual la agitación de la etapa b) se efectúa por dicho triturador para aumentar la compresibilidad del material particulado hasta un valor sensiblemente constante dado, manteniéndose la fritabilidad sensiblemente constante.

7. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el cual la etapa d) se efectúa bajo una fuerza de 200 a 1200 MPa, de preferencia de 200 a 1000 MPa, más preferencialmente de 200 a 600 MPa, más preferencialmente todavía de 300 a 500 MPa.

8. Procedimiento según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en el cual cada polvo tiene una superficie específica que difiere en más de 10 m2/g, de preferencia de 2 a 5 m2/g, más preferencialmente de 2 a 3 m2/g de la de cualquier otro polvo de dióxido de uranio introducido en dicho triturador.


 

Patentes similares o relacionadas:

Método para la fabricación de combustible nuclear micro-encapsulado totalmente cerámico, del 22 de Abril de 2020, de Ultra Safe Nuclear Corporation: Un método que comprende: proporcionar una pluralidad de partículas de combustible isotrópico tri-estructural, en donde las partículas de combustible isotrópico […]

Pastilla de combustible nuclear, barra de combustible y conjunto combustible, del 11 de Diciembre de 2019, de WESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDEN AB: Pastilla de combustible nuclear para un reactor nuclear, que comprende una matriz metálica y partículas de combustible cerámico de un material fisionable […]

Una pastilla de combustible nuclear cerámica, una barra de combustible y un conjunto combustible, del 4 de Diciembre de 2019, de WESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDEN AB: Una pastilla de combustible nuclear cerámica para un reactor nuclear, comprendiendo la pastilla de combustible nuclear un primer […]

Imagen de 'Composición de combustible nuclear de disiliciuro de triuranio…'Composición de combustible nuclear de disiliciuro de triuranio para uso en reactores de agua ligera, del 31 de Julio de 2019, de WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC: Una composición de pastilla de combustible de reactor nuclear de agua ligera que tiene un contenido en U-235 incrementado, comprendiendo la composición: […]

Método de fabricación de una pastilla de combustible nuclear para un reactor de energía nuclear, del 19 de Octubre de 2018, de WESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDEN AB: Método de fabricación de una pastilla de combustible nuclear para un reactor de energía nuclear, comprendiendo el método las siguientes etapas: […]

Método de fabricación de una pastilla de combustible nuclear para un reactor de energía nuclear, del 16 de Octubre de 2018, de WESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDEN AB: Método de fabricación de una pastilla de combustible nuclear para un reactor de energía nuclear, comprendiendo el método las siguientes etapas: proporcionar […]

Elemento combustible para un reactor nuclear de agua en ebullición, del 20 de Abril de 2016, de Thor Energy AS: Un elemento combustible para un reactor nuclear de agua en ebullición, que comprende: una pluralidad de barras de combustible , comprendiendo cada una […]

Imagen de 'Nuevo material a base de uranio, de gadolinio y de oxígeno, y…'Nuevo material a base de uranio, de gadolinio y de oxígeno, y su utilización como veneno neutrónico consumible, del 9 de Marzo de 2016, de COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE ET AUX ENERGIES ALTERNATIVES: Material a base de uranio (U), de gadolinio (Gd) y de oxígeno (O) que presenta una fase cristalina de estructura cristalográfica de tipo cúbico, con una relación atómica […]

Utilizamos cookies para mejorar nuestros servicios y mostrarle publicidad relevante. Si continua navegando, consideramos que acepta su uso. Puede obtener más información aquí. .