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1. 发明申请

WO2020074792A1 PROCÉDÉ ET INSTALLATION DE CONVERSION D'HEXAFLUORURE D'URANIUM EN DIOXYDE D'URANIUM 审中-公开
公开(公告)号：WO2020074792A1
公开(公告)日：2020-04-16
申请号：PCT/FR2018/052497
申请日：2018-10-09
申请人： FRAMATOME
发明人： FEUGIER, André , MESONA, Bruno
IPC分类号： G21C3/62 , C01G43/00 , G21C19/48 , G21C21/00
摘要： Le procédé de conversion comprenant des étapes d'hydrolyse d'UF6 en oxyfluorure d'uranium (U02F2) dans un réacteur (4) d'hydrolyse par réaction entre de l'UF6 gazeux et de la vapeur d'eau sèche injectés dans le réacteur (4), et de pyrohydrolyse de l'U02F2 en U02 dans un four (6) de pyrohydrolyse par réaction de l'U02F2 avec de la vapeur d'eau sèche et du dihydrogène (H2) gazeux injectés dans le four (6). Le débit horaire massique d'alimentation du réacteur (4) en UF6 gazeux est compris entre 75 et 130 kg/h, le débit horaire massique d'alimentation du réacteur (4) en vapeur d'eau sèche d'hydrolyse est compris entre 15 et 30 kg/h, et la température dans le réacteur (4) est comprise entre 150 et 250 °C.

2. 发明申请

WO2020074791A1 PROCÉDÉ ET INSTALLATION DE CONVERSION D'HEXAFLUORURE D'URANIUM EN DIOXYDE D'URANIUM 审中-公开
公开(公告)号：WO2020074791A1
公开(公告)日：2020-04-16
申请号：PCT/FR2018/052494
申请日：2018-10-09
申请人： FRAMATOME
发明人： FEUGIER, André , MESONA, Bruno , YAKOUBI, Alain
IPC分类号： G21C3/62 , B01D46/00 , C01G43/025 , F27B7/00 , G21C19/48
摘要： Le procédé de conversion comprend les étapes d'hydrolyse d'UF 6 en oxyfluorure d'uranium (UO 2 F 2 ) dans un réacteur (4) d'hydrolyse par réaction entre de l'UF6 gazeux et de la vapeur d'eau sèche injectés dans le réacteur (4), de pyrohydrolyse de l'UO 2 F 2 en UO 2 dans un four (6) de pyrohydrolyse par réaction de l'UO 2 F 2 avec de la vapeur d'eau sèche et du dihydrogène (H 2 ) gazeux injectés dans le four (6), d'extraction de gaz en excès dans le réacteur (4) via un dispositif de captage (50) comprenant plusieurs filtres (52), de décolmatage périodique des filtres (52) par injection d'un gaz neutre dans les filtres (52) de l'extérieur vers l'intérieur du réacteur (4) pour décoller de la poudre collée sur les filtres (52), et de mesure de la pression relative dans le réacteur (4), le procédé de conversion comprenant en outre la mise en œuvre d'un décolmatage ponctuel des filtres (52) lorsque la pression relative dans le réacteur (4) dépasse un seuil de décolmatage ponctuel prédéterminé.

3. 发明申请

WO2017158335A1 CONVERSION OF SPENT URANIUM OXIDE FUEL INTO MOLTEN SALT REACTOR FUEL 审中-公开
标题翻译：废氧化铀燃料转化为熔盐反应器燃料的研究
公开(公告)号：WO2017158335A1
公开(公告)日：2017-09-21
申请号：PCT/GB2017/050684
申请日：2017-03-14
申请人： SCOTT, Dr Ian Richard
发明人： SCOTT, Dr Ian Richard
IPC分类号： G21C19/48 , C25C3/34
摘要： There is described a method of reprocessing spent nuclear fuel. The spent nuclear fuel is added to an electro-reduction cell containing a halide salt electrolyte at a temperature above the melting point of the metallic form of uranium and higher actinides present in the spent nuclear fuel. The cell is operated so as to electrochemically reduce the spent nuclear fuel to form an alloy of uranium and higher actinides present in the spent nuclear fuel, wherein electrochemical reduction is continued until a concentration of unreduced components of the spent nuclear fuel is sufficiently low for the alloy to agglomerate.
摘要翻译：描述了一种后处理乏核燃料的方法。在乏燃料中存在的金属形式的铀和高act系元素的熔点以上的温度下，将乏核燃料加入到含有卤化物盐电解质的电还原电池中。使电池运行以电化学还原用过的核燃料以形成存在于废核燃料中的铀和更高act系元素的合金，其中继续进行电化学还原直至用过的核燃料的未还原组分的浓度足够低合金凝聚。

4. 发明申请

WO2008049847A1 PROCEDE DE TRAITEMENT DE COMBUSTIBLES NUCLEAIRES COMPRENANT DU CARBURE DE SILICIUM ET DEGAINAGE DE PARTICULES DE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE 审中-公开
标题翻译：加工含有碳化硅和不合理核燃料颗粒的核燃料的方法
公开(公告)号：WO2008049847A1
公开(公告)日：2008-05-02
申请号：PCT/EP2007/061369
申请日：2007-10-23
申请人： COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE , BOURG, Stéphane , PERON, Frédéric
发明人： BOURG, Stéphane , PERON, Frédéric
IPC分类号： G21C19/38 , G21C19/48
CPC分类号： G21C19/48 , Y02W30/884
摘要： La présente invention se rapporte à un procédé de traitement d'un combustible nucléaire comprenant un matériau fissible, du Sic et éventuellement du carbone, ledit procédé comprenant la mise en contact dudit combustible avec un mélange de chlore et d'oxygène à une température inférieure à 950°C et, plus particulièrement, à une température comprise entre 400 et 900°C, de manière à éliminer le SiC, et le carbone s'il y en a, dudit combustible. Le procédé de l'invention permet par exemple de dégainer des particules combustibles nucléaires TRISO ou BISO, c'est-à--dire des particules permettant de confiner le combustible nucléaire dans une gangue ou gaine, ou d'éliminer une matrice de SiC d'un combustible à matrice SiC hétérogène. La présente invention trouve donc de nombreuses applications, notamment dans le retraitement des combustibles nucléaires irradiés.
摘要翻译：本发明涉及一种用于处理含有裂变材料，SiC和任选的碳的核燃料的方法，其中所述方法包括在低于950℃，更特别是在400℃的温度下将所述燃料与氯和氧混合物接触和900℃，以便从所述燃料中除去SiC和碳（如果有的话）。本发明的方法可用于将TRISO或BISO核燃料颗粒，即用于将核燃料限制在护套或套管中的颗粒或用于去除异质SiC-基质燃料的SiC基质。本发明主要用于辐照核燃料的处理。

5. 发明申请

WO2006113040A3 A NON-AQUEOUS METHOD FOR SEPARATING CHEMICAL CONSTITUENTS IN SPENT NUCLEAR REACTOR FUEL 审中-公开
标题翻译：用于分离消耗核反应堆燃料中化学成分的非水性方法
公开(公告)号：WO2006113040A3
公开(公告)日：2008-04-10
申请号：PCT/US2006010546
申请日：2006-03-24
申请人： JANES CLARENCE W
发明人： JANES CLARENCE W
IPC分类号： G21C19/48 , C01G43/025
CPC分类号： C01G43/025 , C01G56/005 , G21C19/44 , G21C19/48 , Y02W30/882 , Y02W30/884
摘要： Herein is a method of segregating chemical species contained in spent nuclear reactor fuel without employing conventional acid dissolution. Particularly, pellets of spent fuel are ground to talc sized particles. Heat is added. The preferred heating is by flow through a plasma arc producing micron sized liquid drops suspended in helium flow. The vapor pressure of the chemical species is significantly greater than uranium dioxide, the ultra volatile chemical species evolve from the drops into the helium flow. The gas phase is separated from the mist by gas/liquid separator (demister). Heavy mist drops of UO2 impact the walls, coalesce and flow down to the separator drain, becoming legally transportable. Helium flow exhausts from the separator vertically. The gaseous chemical species will condense in sequentially cooler stages an separate from the helium down to the cryogenic temperatures of liquid radioactive xenon and krypton. Non-condensed helium is recycled.
摘要翻译：本文是在不使用常规酸溶解的情况下分离废核反应堆燃料中所含的化学物质的方法。特别地，将乏燃料颗粒研磨成滑石粉末颗粒。加热。优选的加热是通过流过等离子体电弧，产生悬浮在氦气流中的微米级的液滴。化学物质的蒸气压显着大于二氧化铀，超挥发性化学物质从液滴进入氦气流。气相通过气/液分离器（除雾器）与雾分离。 UO2的重雾滴影响墙壁，聚结并向下流到分离器排水管，成为法律上可运输的。氦气从分离器垂直排出。气态化学物质将在相继较冷的阶段中冷凝，与氦气分离到液体放射性氙气和氪气的低温温度。非冷凝氦被回收。

6. 发明申请

WO01045115A2 A METHOD OF SEPARATING URANIUM 审中-公开
标题翻译：一种分离尿素的方法
公开(公告)号：WO01045115A2
公开(公告)日：2001-06-21
申请号：PCT/GB2000/004682
申请日：2000-12-08
IPC分类号： G21C19/48 , G21C19/42
CPC分类号： G21C19/48 , Y02W30/884
摘要： The invention provides a method of separating uranium from another metal, the method comprising the steps of providing the uranium in a higher oxidation state than in UO2; dissolving the uranium and other metal in an organic solvent; and selectively extracting the uranium from the organic solvent using a supercritical fluid. The method is suitable for use in reprocessing spent nuclear fuel. The present invention provides a "dry" method of separating uranium from another metal, i.e. the method does not require use of nitric acid for dissolution of spent nuclear fuel or large quantities of solvent for solvent extraction as in conventional Purex reprocessing.
摘要翻译：本发明提供了从另一种金属中分离铀的方法，该方法包括提供比在UO 2中更高氧化态的铀的步骤; 将铀等金属溶解在有机溶剂中; 并使用超临界流体从有机溶剂中选择性提取铀。该方法适用于废核燃料的后处理。本发明提供了从另一种金属分离铀的“干式”方法，即该方法不需要使用硝酸来溶解废核燃料或大量溶剂用于溶剂萃取，如在常规Purex再处理中。

7. 发明申请

WO2022039631A1 СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ НИТРИДНОГО ТОПЛИВА 审中-公开
公开(公告)号：WO2022039631A1
公开(公告)日：2022-02-24
申请号：PCT/RU2021/000433
申请日：2021-10-12
申请人： АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО "ПРОРЫВ"
发明人： ЖИТКОВ, Александр Алексеевич , ОВЧЕНКОВ, Сергей Геннадьевич , СЕЛЯВСКИЙ, Вадим Юрьевич , УШАКОВ, Дмитрий Александрович , ХАРИТОНОВ, Артем Олегович
IPC分类号： G21C19/48
摘要： Предложен способ переработки нитридного топлива, включающий его растворение в солевом расплаве и последующее выделение актинидов осаждением за счет добавления нитрида лития или оксида лития в солевой расплав, при этом выделение актинидов из солевого расплава осуществляется добавлением осадителя при 500-750 °С и последующей отгонкой солевой фазы при температуре 900-1100 °С, и давлении 1x10-3-1x10-2 мм.рт.ст. Задача изобретения заключается в представлении условий выделения актинидов из солевого расплава после растворения отработавшего нитридного топлива.

8. 发明申请

WO2020074794A1 INSTALLATION ET PROCÉDÉ DE CONVERSION D'HEXAFLUORURE D'URANIUM EN DIOXYDE D'URANIUM 审中-公开
公开(公告)号：WO2020074794A1
公开(公告)日：2020-04-16
申请号：PCT/FR2018/052504
申请日：2018-10-09
申请人： FRAMATOME
发明人： MESONA, Bruno , HEBRARD, Stéphane
IPC分类号： G21C3/62 , C01G43/00 , G21C19/48 , G21C21/00
摘要： L'installation de conversion d'hexafluorure d'uranium (UF 6 ) en dioxyde d'uranium (U0 2 ) comprend un réacteur (4) d'hydrolyse pour la conversion d'UF 6 en poudre d'oxyfluorure d'uranium (U0 2 F 2 ), un four (6) de pyrohydrolyse pour la conversion de la poudre d'U0 2 F 2 fournie par le réacteur (4) en poudre d'U0 2 , un dispositif d'alimentation (8) comprenant des conduits d'injection de réactif (10) pour l'injection d'UF 6, de vapeur d'eau ou d'H 2 , et un système de pilotage (16) configuré pour commander le dispositif d'alimentation (8) de manière à alimenter au moins un des conduits d'injection de réactif (10) avec un gaz neutre lors d'une phase de mise à l'arrêt ou de démarrage de l'installation de conversion.

9. 发明申请

WO2016209575A1 NUCLEAR FUEL STRUCTURE AND METHOD OF MAKING A NUCLEAR FUEL STRUCTURE USING A DETACHABLE CATHODE MATERIAL 审中-公开
标题翻译：核燃料结构和使用可分离的阴极材料制造核燃料结构的方法
公开(公告)号：WO2016209575A1
公开(公告)日：2016-12-29
申请号：PCT/US2016/035376
申请日：2016-06-02
申请人： GE-HITACHI NUCLEAR ENERGY AMERICAS LLC
发明人： MILLER, Gary, L. , KELLER, Keith, H.
IPC分类号： G21C19/42 , C25C3/34 , C25C7/00 , C25C7/02 , C22B60/02 , G21C19/44 , G21C19/48 , G21F9/30
CPC分类号： C25D17/12 , C25C3/34 , C25C7/005 , C25C7/025 , C25C7/08 , C25D3/54 , G21C19/42 , G21C19/44 , G21C19/48 , G21C21/02 , G21F9/30 , Y02W30/882 , Y02W30/884
摘要： A method of making a nuclear fuel structure may include reducing a metal oxide in a cathode assembly so as to deposit a metal of the metal oxide on the cathode plate of the cathode assembly, and processing the cathode plate with the metal deposited thereon to fabricate the nuclear fuel structure. The cathode plate may include an upper blade including an electrically conductive material, a lower blade portion connected to the upper blade, and a connection structure configured to secure the lower blade portion to the upper blade while providing electrical continuity. The connection structure may be configured to be disconnected from the lower blade portion to detach the lower blade portion from the upper blade.
摘要翻译：制造核燃料结构的方法可以包括减少阴极组件中的金属氧化物，以便将金属氧化物的金属沉积在阴极组件的阴极板上，并且用沉积在其上的金属来处理阴极板以制造核燃料结构。阴极板可以包括上部刀片，其包括导电材料，连接到上部刀片的下部刀片部分和连接结构，该连接结构构造成将下部刀片部分固定在上部刀片上同时提供电气连续性。连接结构可以被配置为与下刀片部分断开以将下刀片部分从上刀片分离。

10. 发明申请

WO2011016916A2 COMPOSITIONS AND METHODS FOR TREATING NUCLEAR FUEL 审中-公开
标题翻译：处理核燃料的组合物和方法
公开(公告)号：WO2011016916A2
公开(公告)日：2011-02-10
申请号：PCT/US2010/039625
申请日：2010-06-23
申请人： BATTELLE MEMORIAL INSTITUTE , SODERQUIST, Chuck, Z. , JOHNSEN, Amanda, M. , MCNAMARA, Bruce, K. , HANSON, Brady, D. , PEPER, Shane, M. , SMITH, Steven, C.
发明人： SODERQUIST, Chuck, Z. , JOHNSEN, Amanda, M. , MCNAMARA, Bruce, K. , HANSON, Brady, D. , PEPER, Shane, M. , SMITH, Steven, C.
IPC分类号： G21C19/48
CPC分类号： G21C19/46 , G21C19/48 , Y02W30/884
摘要： Compositions are provided that include nuclear fuel. Methods for treating nuclear fuel are provided which can include exposing the fuel to a carbonate-peroxide solution. Methods can also include exposing the fuel to an ammonium solution. Methods for acquiring molybdenum from a uranium comprising material are provided.
摘要翻译：提供了包括核燃料的组合物。提供了用于处理核燃料的方法，其可以包括将燃料暴露于碳酸盐 - 过氧化物溶液。方法还可以包括将燃料暴露于铵溶液。提供了从含铀材料中获取钼的方法。

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