【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及核废料处理，特别涉及由一种回收核燃料包壳中氚、锆的方法。
技术介绍
1、锆合金在耐高温及水蒸气腐蚀方面表现出优异的性能，因此在第二代(1960年-1990年)和第三代(1990年-2010年)核反应堆中被广泛应用为燃料包壳材料。然而，中子辐照会导致锆合金变脆、出现辐照伸长和扭曲变形等性能变化，最终锆合金的综合性能下降。辐照损伤的包壳需要跟随燃料的更换周期一同更换，因此锆合金的用量非常大。锆不仅在核能领域发挥关键作用，还广泛应用于化工设备、航天器结构材料以及生物医学等领域，每吨海绵锆价值约为2-3万美元。氚不仅应用于核燃料和核器件中，而且在民用领域中子发生器也有广泛应用，包括中子辐照、中子活化分析、行李检查设备等。目前，全球范围内氚的唯一商业来源是19座加拿大铀核反应堆，价格昂贵且产量有限，每克氚价值约3万美元。
2、每处理1000吨核燃料，就会产生约250吨锆合金废料和50-90克氚，其中包壳中的氚占核燃料中氚总量的10-60％。这些锆合金废料中含有95％以上的锆金属，其中锆包壳占锆合金废料总量的80-90％。...
【技术保护点】
1.一种回收核燃料包壳中氚、锆的方法，其特征在于，所述方法包括：将所述核燃料包壳在800℃-1200℃下与含氧气体进行氧化得到氧化的核燃料包壳，并收集氚核素；将所述氧化的核燃料包壳进行氯化得到氯化锆产物；以及将所述氯化锆产物进行还原得到锆金属。
2.根据权利要求1所述的方法，其中，所述含氧气体为氮气和氧气的混合气体；优选地，所述含氧气体中，氧气的体积分数为10％-100％。
3.根据权利要求1或2所述的方法，其中，所述氧化的温度为1000℃-1200℃；和/或所述含氧气体中，氧气的体积分数为30％-100％。
4.根据权利要求1或2...
【技术特征摘要】
1.一种回收核燃料包壳中氚、锆的方法，其特征在于，所述方法包括：将所述核燃料包壳在800℃-1200℃下与含氧气体进行氧化得到氧化的核燃料包壳，并收集氚核素；将所述氧化的核燃料包壳进行氯化得到氯化锆产物；以及将所述氯化锆产物进行还原得到锆金属。
2.根据权利要求1所述的方法，其中，所述含氧气体为氮气和氧气的混合气体；优选地，所述含氧气体中，氧气的体积分数为10％-100％。
3.根据权利要求1或2所述的方法，其中，所述氧化的温度为1000℃-1200℃；和/或所述含氧气体中，氧气的体积分数为30％-100％。
4.根据权利要求1或2所述的方法中，其中，所述收集氚核素包括将氚在催化剂上转化为氚化水，然后利用分子筛或冷凝器捕获氚化水；优选地，所述催化剂为选自氧化铜、铂、钯、镍、铁铂合金中的一种或多种。
5....
【专利技术属性】
技术研发人员：孙艳东，陈颖，郑卫芳，袁中伟，刘方，晏太红，白杨，李天驰，郭建华，赵子千，陈琦，
申请(专利权)人：中国原子能科学研究院，
类型：发明
国别省市：
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