[发明专利]去除包裹核燃料颗粒的聚合物的方法

说明书

技术领域

本发明属于核燃料处理领域。特别地，涉及在辐射之前或之后，对出于研究其在金相学中的特征的目的而包裹在聚合物中的核燃料颗粒的处理。

背景技术

在金相学的研究中，使用例如光学显微或电子显微这样的技术来确定核燃料颗粒的微结构。

对于这样的研究，作为准备工作，必须用例如环氧和/或酚聚合物和/或者聚酯这样的聚合物将颗粒包裹起来。

一旦完成了研究，如果有聚合物残留在颗粒上，这些聚合物被核燃料发出的致电离辐射辐照。便通过辐解反应降解，这个反应的产物是例如氢气、氧气和甲烷这样的极易爆炸的气体。

因此，出于运输、存储和入库贮存这些颗粒的目的，有必要去除包裹着所有或部分核燃料颗粒的聚合物，从而抑制爆炸的危险，减少由被包裹的颗粒构成的废料的体积，以及当该颗粒被作为核燃料重新使用时避免该聚合物的中子减速剂的效果。

在核领域以外，有不同的办法来去除聚合物。这样，在塑料处理领域，通过热处理来去除覆盖在铸模上的用于一个部件注塑的聚合物，在处理过程中聚合物在有氧化气体存在的环境中热解。

这种热解产生挥发性的副产品，其能在辅助加热炉中通过补充燃烧而轻易地被去除。然而，这样同样会产生固体残留，消灭它们需要另外的空气氧化步骤。

当用于含有二氧化铀UO₂的核燃料颗粒时，热解处理应当能尽可能彻底地去除聚合物，但同样需要将高温分解产生的以及与颗粒接触的固体残留尽量去除，因为辐解这样的残留仍会产生爆炸性气体。

然而，包含热解以及氧化步骤的处理有将UO₂氧化为U₃O₈这样的缺点。这种转变伴随着晶格体积的强烈增大(增大约36％)，这是已经烧结的颗粒无法适应的。这导致显著的颗粒破裂和膨胀，从而导致其破碎从而产生U₃O₈粉末。

然而，处于粉末形态的U₃O₈具有这样的缺点，其能在空中散播，以及造成最初包含在核燃料颗粒(例如氪85)中的裂变气体的完全释放，这两种情形都将增加放射性污染的风险。

发明内容

因此本发明的目的之一就是提供一种去除包裹在含有二氧化铀UO₂的核燃料颗粒外的聚合物(或任何由此带来的残留物)的方法，这种方法能避免或者强烈地限制作为放射性污染源的U₃O₈粉末的产生。

因此本发明的主旨涉及去除包裹在含有二氧化铀UO₂的核燃料颗粒外的环氧和/或酚聚合物。

该方法包含以下连续的步骤：

a)在还原性气体环境中热解聚合物；

b)对在热解步骤(a)之后得到的以碳为基础的残留物进行选择性氧化，该氧化在含有二氧化碳CO₂的气体环境中在1000℃以上(一般在1000℃到1700℃的范围中)的温度下进行。

在本说明书的通篇描述中，“残留物”是指环氧和/或酚聚合物热解反应后得到的任意产物。总的来说，这些是固体残留物，也就是所说的以碳为基础的残留物，因为它们含有至少80％重量百分数的碳，其可以连接到氧或氢原子。

对于“热解”一词，它是指在没有氧气的情况下进行的热处理。

优选地，还原性气体包含一种惰性气体(即相对于所出现的化学物品表现出化学惰性)，例如氩和氢气。后者优选地表现为占0.5％到10％之间，更优选地占还原性气体体积的约5％。

有利地，为了减少残留物以及剩余的氢气，热解在600℃以上(一般在600℃到1700℃之间)进行。

氧化步骤(b)的选择性在于其能氧化热解步骤(a)中产生的以碳为基础的残留物，同时避免或强烈地限制将UO₂氧化成U₃O₈。在适当时侯，这一步骤还可以在进一步含有一氧化碳CO的气体中实施，这种气体具有防止U₃O₈产生的优点。

总而言之，根据本发明的方法处理过的核燃料颗粒主要是由二氧化铀UO₂组成的。然而，当对MOX(混合氧化燃料)型的核燃料颗粒实施金相学研究时，本发明的方法也可以用来去除包裹着还含有二氧化钚PuO₂的核燃料颗粒的聚合物。

本发明的其他目标，特点和优点将在以下说明中变得更加清晰，这里根据附图1和2给出了非限制性的例子。

附图说明