Brevet FR2011105A1 — publié le 19700227

La présente invention concerne un procédé pour préparer du combustible nucléaire formé d'oxydes mélangés, ainsi que le combustible nucléaire obtenu par ce procédé. Pour la préparation d'un combustible nucléaire 5 composite, des pro.blèmes sont rencontrés aussi bien du point de vue de la sécurité pendant la manutention des matières que du point de vue du réglage de la dispersion de la matière ajoutée à la matière principale ou de base. Ainsi, pour la préparation d'un combustible nucléaire formé d'un mélange d'oxydes, 10 par exemple d'un mélange de bioxyde d'uranium et de bioxyde de plutonium, les procédés habituels pour mélanger les deux oxydes en proportions voulues nécessitent l'utilisation d'un certain nombre d'opérations effectuées en cabine à gants. La présente invention a pour objet m procédé pour 15 produire des pastilles d'oxyde d'uranium contenant une dispersion réglée de bioxyde de plutonium, cette dispersion étant obtenue en imprégnant des pastilles de bioxyde d'uranium avec une solution d'un composé du plutonium tel que le nitrate de plutonium, en séchant les pastilles, imprégnées et en convertis-20 sant ensuite le composé du plutonium en oxyde de plutonium. Les pastilles de bioxydes d'uranium et de plutonium mélangés ainsi obtenues peuvent être utilisées dans des réacteurs de nombreux -types différents. L'imprégnation ou enrichissement des pastilles de 25 base en bioxyde d'uranium peut avoir lieu soit après broyage des pastilles aux dimensions voulues, lavage et séchage, soit avec les pastilles à l'état cru, c'est-à-dire avant le frittage. L'avantage particulier de l'imprégnation des pastilles après frittage, broyage, lavage et séchage est la simplification de 30 la manutention. Dans le cas où le mélange des oxydes est effectué avec les pastilles à l'état cru, il est nécessaire pour des raisons de sécurité d'utiliser d'une façon plus généralisée, les cabines à gants, tandis qu'avec l'imprégnation des pastilles de base pratiquement terminées, le' nombre d'opérations en 35 cabines à gants peut être sensiblement réduit. Cependant, l'imprégnation des pastilles à l'état cru présente des avantages considérables par rapport aux procédés habituels. 69 20148 2 2011105 Dans les deux cas, la conversion du composé du plutonium imprégnant les pastilles pour former ia dispersion d'oxyde de plutonium peut être faite par Chauffage des pastilles séchées à la température nécessaire dans un milieu convenable. 5 Un avantage particulier d'une pastille composite de ce type dans laquelle le taux d'enrichissement peut être facilement réglé est la possibilité de préparer des faisceaux d'éléments combustibles longs dont l'enrichissement en plutonium varie axialement. De plus, l'enrichissement du coeur du réacteur peut 10 aussi être réglé radialement pour obtenir une distribution optimale du flux et une consommation uniforme du combustible. Un autre avantage de ce mode d'utilisation du combustible est la possibilité de réduire la redistribution du combustible dans un réacteur du type à recyclage du plutonium à tubes sous près-, 15 sion. Un autre avantage du procédé selon la présente invention est la possibilité de former des pastilles de combustible dans lesquelles la distribution de la matière d'enrichissement peut être réglée dans chaque pastille pour obtenir des caractéristi-20 ques améliorées, de réactivité. En plus de la fabrication de combustible en mélange de bioxyde d'uranium et bioxyde de plutonium, le procédé selon l'invention permet la préparation de mélanges d'oxydes de thorium et de plutonium, de thorium et d'uranium enrichi en U-2^5» et de 25 thorium ou d'uranium naturel avec du U-233. Le terme "enrichissement" est utilisé dans le présent texte pour signifier une augmentation de la concentration en matière fissile. 69 20148 3 2011105 REVENDICATIONS 1 - Procédé pour la préparation d'un combustible nucléaire enrichi caractérisé par l'Imprégnation d'un combustible 5 de base avec une solution d'une matière d'enrichissement, le séchage du combustible imprégné et la conversion de la matière d'enrichissement en oxyde métallique. 2 - Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que le combustible de base est de l'oxyde d'uranium et 10 la matière d'enrichissement est du plutonium. 3 - Procédé selon la revendication 2, caractérisé par la conversion du plutonium de l'état utilisé pour l'imprégnation en oxyde de plutonium PuO^. 4 - Procédé selon l'une des revendication 1 à 3 ■ 15 caractérisé par le frittage et le broyage du combustible de base avant l'Imprégnation. 5 - Procédé selon l'une des revendication 1 à 3 caractérisé par l'Imprégnation du combustible de base à l'état cru. 6 - Elément combustible nucléaire caractérisé en 20 ce qu'il est formé d'oxyde d'uranium avec un composé du plutonium dispersé dans le combustible. 7 - Elément combustible selon la revendication 6 caractérisé en ce qu'il contient de l'oxyde de plutonium PuO^ résultant de la conversion du composé du plutonium dispersé. 25 8 - Elément combustible selon la revendication 6, caractérisé en ce que le composé du plutonium est du nitrate de plutonium. 9 - Elément combustible selon la revendication 6 caractérisé par sa combinaison avec plusieurs éléments simi- 30 laires pour former un faisceau d'éléments combustibles à enrichissement réglé. 10 - Elément combustible selon 3arevendication 9 caractérisé en ce que l'enrichissement de l'élément est initialement prédéterminé par rapport à la position axiale de l'élément 35 relativement aux autres éléments du faisceau combustible.