一种铀钚溶液体系临界安全控制方法技术

本发明专利技术涉及一种铀钚溶液体系临界安全控制方法，在乏燃料后处理首端，在铀钚溶液体系中加入可溶中子毒物可以大大提高脉冲萃取柱

【技术实现步骤摘要】
一种铀钚溶液体系临界安全控制方法


[0001]本专利技术涉及后处理专业核临界安全领域，尤其是涉及一种铀钚溶液体系的临界安全控制方法
。

技术介绍

[0002]后处理是闭式燃料循环的重要组成部分，在乏燃料后处理环节，被处理的乏燃料组件中易裂变核素的含量较高，其后处理流程需要进行临界控制
。
动力堆燃料在辐照前
235
U
的质量分数一般在
3.5
％左右，最高不超过5％
。
卸出的乏燃料中
235
U
平均质量分数小于1％，钚质量分数大于
0.5
％
。
并且，有些乏燃料有可能
235
U
质量分数大于3％，十分接近未辐照过燃料的
235
U
质量分数
。
还可能有一些乏燃料中钚质量分数大于1％
。
[0003]根据处理对象的物理
、
化学特性，从溶解器至主工艺过程中的每个设备，按其料液中的
U、Pu
组分；物料状态；液相
(
水相
、
有机相
)
是均匀状态还是非均匀状态；萃取设备界面污物；沉淀设备草酸钚结疤；萃取设备可能发生钚回流
、
积累；料液浓度
(
水相
、
有机相
)
以及浓度变化范围等，可采用以下一种或几种核临界安全措施：
1)
浓度控制；
2)
几何控制；
3)
中子毒物；
4)
总量控制；
5)
距离控制
。
[0004]同时，对设备临界安全措施的考虑还需要延至第一个下游设备，以确保这些易裂变核素不会在非临界安全设计单元的意外沉积，造成临界事故
。
对有可能产生裂变物质积聚
、
浓集
、
沉淀而发生临界安全危险的设备，均应被列为临界安全监测点，这些临界安全监测点除采用在线监测技术测量铀
、
钚的浓度和控制其流失外，还应通过测量钚自发裂变产生的中子和
α
粒子与
O、C
等轻核发生
(
α
，
n)
反应产生的中子，在
γ
辐射场中即使发现钚的意外积聚
、
浓集
、
沉淀或转移，这些监控措施都是乏燃料后处理厂预防发生临界事故的重要手段
。
[0005]吸收是极为重要的中子与物质相互作用的过程
。
所有的物质都可以吸收中子而不发生裂变，即使是易裂变同位素也存在
。
如果系统中存在吸收中子而不产生裂变的核素，那么要维持系统的链式反应就需要更多的易裂变核材料，也就是需要增加系统的临界质量
。
有些材料尤其擅长吸收中子，即它们的中子吸收截面特别大，例如硼
、
镉和钆等，一般称中子吸收截面特别大的核素为中子毒物
。
[0006]对于现行后处理设施主工艺系统，含易裂变核素的料液在从几何安全容器向非几何安全容器导料过程中存在临界安全风险，且原本涉及为几何安全的设备
/
容器，若所处理乏燃料对象的类型
、
燃耗深度和初始富集度发生变化，则无法完全保证安全性
。
因此从消除临界风险点和设施利旧的角度出发，提出一种不同于传统临界安全控制措施的新方法，以确保铀钚溶液体系的核临界安全
。

技术实现思路

[0007]本专利技术的目的就是为了解决现有技术存在的缺陷而提供一种铀钚溶液体系的临界安全控制方法，确保不同组分铀钚溶液体系的核临界安全，以提高后处理设施首端
、
共去
污
、
化学分离和铀钚尾端贮存
、
处理和转运含铀钚元素工序的核临界安全
。
[0008]本专利技术的目的可以通过以下技术方案来实现：
[0009]本专利技术的第一个目的在于提供一种高稳定性的易裂变核素安全体系，由
235
U、
239
Pu
和钆单质组成，其中
235
U
和
239
Pu
的质量占比为3：1～1：3，为计算实际情况，易裂变金属小球的密度随铀钚质量占比变化而变化，采用铀钚单质密度的质量加权
。
[0010]进一步地，所述钆单质的相对质量范围为
235
U
和
239
Pu
质量总和的
0.05
％
‑
0.5
％
。
[0011]进一步地，
235
U
和
239
Pu
的质量占比选自3：
1、1
：1或1：
3。
[0012]本专利技术的第二个目的在于提供一种铀钚溶液体系的临界安全控制方法，在乏燃料后处理工艺系统中的铀钚溶液体系中加入可溶中子毒物，
[0013]所述可溶中子毒物为硝酸钆
。
[0014]进一步地，所述铀钚溶液体系包括硝酸铀酰和硝酸钚
。
[0015]上述更进一步地，所述铀钚溶液体系中组分包括
235
U
离子
、
239
Pu
离子
、
钆离子和
H2O。
[0016]上述更进一步地，所述铀钚溶液体系中
235
U
和
239
Pu
的质量比为3：1～1：
3。
[0017]上述更进一步地，所述铀钚溶液体系中氢原子与铀原子比例为：
H/U
＝
10
～
60。
[0018]上述更进一步地，所述铀钚溶液体系中氢原子与铀原子比例为：
H/U
＝
35。
[0019]上述更进一步地，钆的相对质量含量为
235
U
和
239
Pu
质量总和的
0.05
～
0.5
％
。
[0020]本专利技术的原理如下：
[0021]在燃料处理首端，通过使用可溶中子毒物可以大大提高脉冲萃取柱
、
溶液贮槽等容器的处理能力
。
铀钚溶液体系中使用的可溶中子毒物为硝酸钆，而不使用含硼溶液
。
原因是在乏燃料组件溶解过程中不能确保硼按照预定的分布状态连续存在；硼在
0.2
～
0.5mol/L
硝酸中是可溶的，而镉和钆
、
钐等稀土元素在1～
3mol/L
硝酸中是可溶的，稀本文档来自技高网...

【技术保护点】

【技术特征摘要】
1.
一种高稳定性的易裂变核素安全体系，其特征在于，由
235
U、
239
Pu
和钆单质组成，其中
235
U
和
239
Pu
的质量占比为3：1～1：
3。2.
根据权利要求1所述的一种高稳定性的易裂变核素安全体系，其特征在于，所述钆单质的相对质量范围为
235
U
和
239
Pu
质量总和的
0.05
％
‑
0.5
％
。3.
根据权利要求1所述的一种高稳定性的易裂变核素安全体系，其特征在于，
235
U
和
239
Pu
的质量占比选自3：
1、1
：1或1：
3。4.
一种铀钚溶液体系的临界安全控制方法，其特征在于，在乏燃料后处理工艺系统中的铀钚溶液体系中加入可溶中子毒物，所述可溶中子毒物为硝酸钆
。5.
根据权利要求4所述的一种铀钚溶液体系的临界安全控制方法，其特征在于，所述铀钚溶液体系包括硝酸铀酰和硝酸钚
。6.
根据权...

【专利技术属性】
技术研发人员：周旺，何润虎，郭云，周利华，杨立群，陈俊良，孙亚楼，王国辉，何燎原，龚伟，
申请(专利权)人：中核四零四有限公司，
类型：发明
国别省市：