[发明专利]一种制备UO2

说明书

本发明提供一种制备UO₂的方法，首先是将U₃O₈和NH₄HF₂粉末充分混合均匀放置在坩埚底部，然后将LiCl‑KCl盐铺盖在粉末上方，加热到500℃使盐熔化并保温3h，待U₃O₈充分反应溶解后，以钼片为阴极，石墨棒为阳极，Ag/AgCl为参比电极，使用‑0.8v(vs Ag/AgCl)电位进行恒电位电解制备UO₂，通过ICP‑AES分析计算电解8小时铀酰离子的提取率达到98.5％。本发明一方面提供了通过熔盐电解的方法使氧化铀纯化制备UO₂；另一方面在反应溶解过程中产生HF气体可以和氧离子结合，以生成水蒸汽的形式去除熔盐中的氧离子。

技术领域

本发明本发明属于核能开发领域，涉及乏燃料干法后处理的方法，具体涉及一种制备UO₂的方法。

背景技术

快中子增殖反应堆(简称快堆)是世界上第四代先进核能系统的首选堆型之一，而快堆乏燃料具有高燃耗、高辐照、高钚含量等特点，传统的湿法后处理技术很难满足快堆核燃料循环的需要，而以熔盐为介质的干法后处理技术具有耐高温、辐照稳定性好和放射性废物少等优点，所以对于乏燃料后处理，干法后处理技术以其独特的优势对于未来快堆核燃料循环是一个关键技术选择。

氧化物燃料是目前主流的核燃料，与金属燃料相比具有熔点高、热稳定好、辐照稳定性和化学稳定性好等特点。对于氧化物乏燃料的后处理，首端处理的目的是将乏燃料与包壳材料分离。近年来，韩国原子能研究院采用高温氧化法分离乏燃料和包壳材料。高温氧化法是将乏燃料元件在空气、氧气或氮氧化物等氧化气氛下，通过高温煅烧将UO₂芯块氧化后体积会有36％的增加而形成体积膨胀力的特性破坏包壳，使包壳与芯块分离，同时实现³H、⁸⁵Kr/Xe、¹⁴C、¹²⁹I、Cs、Ru和Tc等裂变元素以气体形式去除，在氧化过程中UO₂芯块主要转变为U₃O₈粉末。

U₃O₈很难溶解在氯化物熔盐体系，为了解决氧化铀在氯化物熔盐中的溶解问题，早在20世纪60年代，俄罗斯原子反应堆研究所开发的DDP(dimitrovgrad dry process)流程用于金属氧化物乏燃料进行处理。DDP流程利用快堆乏燃料中不同元素的化学性质和电化学性质的差异，通过向NaCl-CsCl熔盐体系中通入氯气、氧气，在氯气和氧气的作用下，铀以UO₂²⁺形式存在，在阴极以UO₂形式收集，获得UO₂、PuO₂和UO₂-PuO₂(MOX燃料)。目前这种干法后处理能力已达到半工业化规模的水平。

发明内容

本发明目的是提供一种利用不同元素在熔盐中的析出电位的差异，通过电解在阴极获得UO₂的制备UO₂的方法。

本发明是这样实现的：

一种制备UO₂的方法，包括如下步骤：

(1)U₃O₈的溶解：将U₃O₈与过量NH₄HF₂粉末充分研磨混合后放置在坩埚底部，然后将混合均匀的氯化物熔盐铺盖在混合粉末上方，在井式炉中加热使U₃O₈充分溶解在熔盐中；