[发明专利]一种球形核燃料元件生产线返品回收处理方法

说明书

本发明实施例涉及核化工转化领域，具体涉及一种球形核燃料元件生产线返品回收处理方法。该回收处理方法中返品包括不合格U₃O₈、废UO₂核芯、废包覆颗粒和废元件球。本发明实施例提供的各种返品的回收处理方法中，采用萃取和反萃取纯化工艺，成功使硝酸铀酰溶液中的杂质得以去除，得到的纯化后的硝酸铀酰溶液中，铀的纯度、浓度达到生产主工艺要求；该回收处理方法步骤简单，节省人力物力，应用性强，效率高。

技术领域

本发明属于核化工转化领域，具体涉及一种球形核燃料元件生产线中返品的回收处理方法。

背景技术

高温气冷堆是国际上第四代核能系统的优先研究开发对象，其球形核燃料元件生产线包括化工转化、UO₂核芯制备、包覆颗粒制备、球形燃料元件制备、基体石墨粉制备以及不合格物回收等工艺。但是，现有的高温气冷堆球形核燃料元件无法处理返品，即：不合格U₃O₈、废UO₂核芯、废包覆颗粒和废元件球等无法回收处理，造成了资源浪费和潜在环境问题。

公开于该背景技术部分的信息仅仅旨在增加对本发明的总体背景的理解，而不应当被视为承认或以任何形式暗示该信息构成已为本领域一般技术人员所公知的现有技术。

发明内容

发明目的

为解决上述技术问题，本发明的目的在于提供一种球形核燃料元件生产线中返品的回收处理方法，其中返品包括不合格U₃O₈、废UO₂核芯、废包覆颗粒和废元件球。该回收处理方法步骤简单，节省人力物力，应用性强，效率高。

解决方案

本发明实施例提供了一种球形核燃料元件生产线中不合格U₃O₈的回收处理方法，包括以下步骤：

返品U₃O₈粉末的处理：将返品U₃O₈粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为80-90℃，溶解时间为2-6h，溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；

硝酸铀酰溶液的处理：将上述滤液调配至铀浓度为100±10g/L和酸度为1.5-3.0mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)作为有机相萃取滤液中的铀，所得萃取液即为含铀的富有机相；

含铀的富有机相用40-50℃的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液。纯化后的硝酸铀酰溶液返回到重铀酸铵沉淀主工艺。

本发明实施例还提供了一种球形核燃料元件生产线中废UO₂核芯的回收处理方法，包括下述步骤：

废UO₂核芯的处理：将废UO₂核芯经压力破碎，在850-900℃下氧化煅烧5-8h，得到返品U₃O₈粉末；

返品U₃O₈粉末的处理：将返品U₃O₈粉末用硝酸进行溶解，溶解温度为80-90℃，溶解时间为2-6h，溶解完成后过滤并取滤液；滤液为硝酸溶解得到的硝酸铀酰溶液；

硝酸铀酰溶液的处理：将上述滤液调至铀浓度为100±10g/L和酸度为1.5-3.0mol/L后，用30％的磷酸三丁酯和70％的磺化煤油(v/v)作为有机相萃取滤液中的铀；

含铀的富有机相用热的去离子水进行反萃取，得到的反萃萃取液即为纯化后的硝酸铀酰溶液。纯化后的硝酸铀酰溶液返回到重铀酸铵沉淀主工艺。