从废核燃料中除去 稀土元素的方法 发明的领域
本发明涉及一种从废核燃料中除去稀土元素(例如，钕和钐，它们是强中子吸收剂)的方法，具体地说，涉及一种干法加工技术。
发明的背景
核燃料由于铀的裂变以及其它裂变产物的衰变而产生稀土(RE)元素(La、Ce、Pr、Nd、Pm、Sm、Eu、Gd等)，其中许多都具有大的中子截面，所以对废核燃料的中子积存量都有很大贡献(近似为50％)。中子积存量太多时，核燃料必须从反应堆中取出，进行处理。有效的除去稀土的方法会使废燃料得到重新利用，因而使得每公斤原料会提供更多能量。
几种基于废核燃料的空气氧化和热处理的干法加工技术是可以得到的。但没有一种能除去大量的稀土。
AIROX和OREOX是已知的两种干法处理方法。在AIROX法中，燃料去壳是用氧化的或普通的力学方法完成的。在氧化去壳过程中，细条状核燃料先被刺破，然后在空气中加热(400-600℃)使得UO2氧化成U3O8，引起包壳破裂。生成的U3O8粉末可以很容易地从包壳中分离出来。然后，U3O8在600-1100℃的H2气氛中还原再生成UO2。氧化/还原过程需要在足够高地温度下进行，以使得挥发性裂变产物释放出来。氧化/还原交替进行，AIROX法几乎能够把Xe、Kr、Cs和I全部除去。
OREOX是AIROX的改良法。氧化温度(1200℃)高于AIROX的相应温度，能够更有效地除去挥发性裂变产物。
核燃料的湿法回收技术(基于燃料的溶解而后化学分离)可用来从废燃料中除去稀土元素。然而由于会产生大量的废液，同时还需要对钚转换提供严格的防护装置，所以这种方法在工业上不具有可行性。例如加拿大专利589,122揭示了一种回收辐照过的核反应堆燃料的方法。该专利称能除去99％的某些稀土元素，它包括在非氧化条件下，用高熔点氧化物与熔融铀接触，最后脱去杂质的铀从含有裂变产物的氧化物中分离出来。
美国专利No.2,822,260揭示了一种从用中子轰击过的铀中分离出稀土和其它裂变产物金属成分的方法。该专利是在1150℃-1400℃的惰性气氛中用金属氧化物将铀熔化，在铀表面生成氧化铀鳞皮，它能牢固地富集大部分的裂变产物。
本专利涉及一种干法加工技术，它能从经辐照过的二氧化铀燃料中除去大部分稀土元素。
本发明涉及一种从废核燃料中除去稀土元素的方法。本方法包括在约200-约800℃的温度范围内对废核燃料进行氧化，使UO2氧化成U3O8的步骤。然后废核燃料在1000-1600℃温度下加热，使上述的U3O8分离成富稀土的萤石相和贫稀土的U3O8相。最后富稀土萤石相与贫稀土U3O8相分离。
附图的简要说明
图1是典型的稀土元素，温度范围1000-1500℃，三元U-RE-O相图中的UO-(RE)O-O部分。
图2是三元U-RE-O相图中的UO-(RE)O-O部分，表明掺有1.7mol.％的稀土元素的UO2的性能。
图3是空气中UO2氧化过程的DTA曲线。
图4是掺有2％Nd的UO2空气中氧化过程的DTA曲线。
图5是掺有Nd的UO2粉末经历空气氧化(580℃2h)和热处理(1400℃1h)两个过程之后的X-射线衍射图。
图6表明从U3O8中分离出的萤石相物料的比值F与掺有Nd的UO2中的at.(原子)％Nd关系曲线，U3O8是由掺有Nd的UO2经氧化，并在1400℃退火8h而得到的。
图7表明从U3O8中分离出的萤石相物料的比值F与掺有Ce的UO2中的at.％Ce关系曲线，U3O8是由掺有Ce的UO2经氧化，并在1400℃的空气中退火8h而得到的。
图8表明从U3O8中分离出的萤石相物料的比值F与渗La的UO2中的at.％La关系曲线，U3O8是由掺有La的UO2经氧化，并在1400℃空气中退火8h而得到的。
图9表明从U3O8中分离出的萤石相物料的比值F与渗Yb的UO2中的at.％Yb关系曲线，U3O8是由掺有Yb的UO2经氧化，在在1400℃空气中退火8h而得到的。
图10是粉末试样的x-射线衍射图。该粉末是由掺有Nd的烧结粒状产品用本发明的方法氧化而成的。
图11是SIMFUEL(模拟燃料)(4at.％模拟燃耗率)样品用本发明方法处理，得到的粉末试样的XRD图。
图12(a)和(b)分别表示试样的XRD和SEM图。该试样是用过的H.B.RobinSon LWR燃料经空气氧化(440℃，4.5h)以及其后的热处理(1400℃4h)而得到的。箭头所指为与萤石相相关的XRD峰的位置。
图13表明试样中U3O8晶粒和富稀土结核(nodule)的典型的波长色散X-射线发射光谱(WDX)图。该试样是由LWR废燃料经过空气氧化(4.5h，440℃)和热处理(4h，1400℃)这两个过程而得到的。
图14是粉末试样的SEM照片，该试样是掺有Nd的UO2烧结料经400℃(16h)氧化，然后1400℃空气中加热(8h)得到的。
图15是掺有Nd的UO2烧结料经400℃(16h)氧化得到的粉末试样的SEM照片以及
图16表明试样的颗粒数目与粒径的关系曲线，该试样是掺有Nd的UO2经本发明方法处理得到的。
废燃料中稀土(或RE)元素总共占裂变产物的30％和中子含量的一半。因此，对废燃料的干法加工技术在大量除去稀土元素方面的任何改良都会对此项技术在工业上的生命力产生重大影响。
本发明涉及一种在非还原性条件下的高温处理方法。该方法能有效地从U3O8相中把RE元素分离成富萤石型相(U，RE)O2+x(为了简便起见，术语萤石型相和萤石相在本专利申请书中都表示和萤石、CuF2具有相同晶体结构的(U，RE)O2+x试样)。申请人的实验结果表明，不仅发生了稀土分离，而且似乎有较小的粒子在稀土中富集。因此，把U3O8和(U，RE)O2+x具有不同密度的因素考虑进来，就可以利用简单的分离技术(即沉积、空气分级、筛分)从U3O8中除去一部分稀土。相反，在已有的AIROX和OREOX方法中试样未能加热到足以使大量稀土发生相分离的高温。而且，在AIROX和OREOX中，还原反应会使已经分离出的微量稀土进入单相的萤石区，结果不能发生稀土的净分离。
有关三元U-RE-O相图的各种性质，已经有人进行了广泛的研究(Fujino和Miyake 1991，放射物理化学手册(Handbook on the Physics andChemistry of the Actinides)，Elsevier Science publishers，New York，第6卷，第155页)。虽然各种稀土的相图间存在有细微的差异，然而对大多数稀土来说其总的特征是相同的。典型的U-RE-O相图的UO-(RE)O-O部分如图1所示，温度范围1000-1500℃。
如图1所示的对辐照过的燃料的干法氧化最重要的性能如下：
1.萤石区，它占据由UO2+x和(RE)O1.5固溶体组成的单相区(F)。通常，这一相包括了以UO2，U4O9，点A和(RE)O1.5为界的区域的大部分，标有“M”的区域除外(见下面部分)。
2.由U4O9，U3O8和点A为界的三角区是由固溶体萤石相和U3O8组成的两相区。据报导，(RE)O1.5在U3O8中的溶解度低于x-射线衍射技术(XRD)的检出限(即低于0.2-0.5mol％)(Keller，1975，Ternare und polynare Oxide desurans.In Gmelins Handbuch der Anorganischen Chemie，8 Erganzungswerk，Band55，Teil C3，Springer-Verlag，Berlin，P97)。
3.图1中标有“M”的区域是(RE)O1.5和其它富稀土化合物(如UO3·6PrO1.5)的共存区，该区和本发明无关，所以不再进行讨论。UO2和辐照过燃料的氧化行为未经辐照的UO2的氧化(作用)
U-O二元相图的主要特性业已得到充分确认。纯UO2被氧化之后，它的组成从图1的UO2点移向相图的氧峰。在UO2和U4O9之间，氧负离子进入萤石晶格的晶隙空位中，伴生物(concomitant)变成平均铀离子价，而萤石型晶格依然保留。在1000℃-1500℃的温度范围内，在UO2到U4O9的区域内只有一相(萤石)存在于试样中。
如果纯UO2样品被氧化通过U4O9点，使得总的O/U比在2.25和2.67之间，那么两相，U4O9(萤石)和U3O8(正交晶系)会出现在试样中。只有在较低温度，中间相(如U3O7)或高压下，中间相(如U2O5)才是稳定的(或亚稳定的)。在这两相区内，正交晶系和萤石相的相对数量可以用杠杆定则进行计算。
如果进一步向体系内增加氧，使整个组分将分布在从U3O8到O的范围内，那么U3O8将会与气相氧共存。在1100℃以上，U3O8将失去少量的氧，而且在1500℃以上它在空气中分解，生成UO2+x，其中X是～0.25。辐照过的燃料的氧化(作用)
辐照过的燃料的氧化行为要比未经辐照的UO2复杂得多。这是由于辐照过的燃料中有很多裂变产物存在，而且燃料微观结构的差异也是其中原因之一。
如果预测辐照过的燃料中稀土的化学性质的话，作为一级近似，可以假设把经辐照过的燃料看作一种稀土在UO2中的固溶体。单一稀土的浓度是～1.7at.％，它是在经受典型的35MW.d/kgU燃耗之后，PWR燃料中稀土的总量。典型的经辐照的PWR燃料中稀土的含量列入表1。
本专利申请书自始至终，at.％和mol.％都指的是以无氧为基准，全部金属的含量的比值，例如，1.7at.％RE表示一种混合物，其中摩尔分数RE/[RE+U]等于0.017。
表1
燃耗为35MW.d/kgU的典型辐照过的PWR燃料中稀土元素的含量(摘自Guenther等1988，characterization of spent fuel approved testing material-ATM-106，Pacific Northwest Laboratory Report，PNL-5109-106.) 元素 wt.％ at.％ La 0.126 0.216 Ce 0.245 0.417 Pr 0.115 0.194 Nd 0.416 0.687 Pm 0.002 0.003 Sm 0.083 0.132 Eu 0.016 0.024 Gd 0.015 0.023 总计 1.019 1.696
掺有1.7at.％稀土的UO2试样的平衡氧化行为如图2所示。化学计量的UO2和(RE)O1.5组成的固溶体位于图2中，沿着连接表示这些化合物的点的直线上。相应于1.7at.％的组成是点B。这一试样的氧化作用使其组成沿着直线BC移向相图的氧的峰值。正如图UO2的情况一样，单一的萤石相在点C以下的范围内。然而，如果试样进一步被氧化超越点C，UO2和掺有稀土的材料之间将会出现明显差异。用掺有稀土的材料作试验，沿着线段CD的试样成分由两相组成，贫稀土的U3O8相和富稀土的萤石相。因此，当氧化作用超过点C，如果U3O8相分离完全，萤石相的组成沿着线段CA移动。若氧化作用一直在进行，使得全部试样的成分是点D，那么全部混合物由U3O8和组成A的萤石相组成。U3O8和萤石相的相对量，可以再次使用杠杆定则计算出来。萤石相的组成可通过沿长线段OA外推到UO-(RE)O轴，并由点E的位置确定RE和U的相对比例，从而计算出来。
实际上，使用本发明方法处理的掺有稀土的UO2不能完全遵循这一平衡路径，这是由于氧化作用的速率比稀土分离的速率高得多。因此初始的氧化产物是一个亚稳定的掺有稀土的U3O8相。因此，在下面介绍的方法中，氧化和分离是分成两个阶段进行的。然而最终的相组合物是上段中点D所表示的。
根据上面的论述，认识到在U-RE-O相图中，两个参数对在本发明方法中可能的应用十分重要。第一，隐含地假定在U4O9-A-U3O8区离析出的U3O8对稀土的溶解度极小。大部分实验工作证明稀土在U3O8中的溶解度是很低的，典型的溶解度的上限为0.2-0.5at.％。第二件要考虑的事项是相图(图1和2)中点A的位置。本发明方法是以生成一种最富稀土的萤石相为目的。这一情况相应于点A位于相图中尽可能靠近(RE)O顶点的情况。点A的确切位置随着温度和稀土元素的元素特性变化。
估计如果把废燃料分离成基本上纯的U3O8和具有((RE)0.35，U0.65)O2的萤石相，那么加工1.0kg含有1.7at.％稀土的辐照过的PWR燃料，会生成富稀土的萤石废料37g。1kg原始的燃料中小于3％的铀进入富稀土的废料中。UO2和辐照过的燃料之间一个重要的区别是后者存在大量的钚。UO2和混合氧化物(U，PU)O2燃料的氧化行为上的相似性表明，钚对本发明方法中稀土的分离过程不可能产生很大的影响。然而它的存在是非常重要的，因为任何一种干法技术都绝对不允许有助于从废燃料中分离钚，对钚一定要有一种切实可行的方法，这是出自安全的目的。在加工过的燃料流中，保留大部分钚也是为了节约的目的。
为了评价从铀的氧化物中分离出稀土元素的可行性，制备了两种不同类型的掺有Nd的UO2。把Nd选作具有代表性的稀土元素，这是因为它是最多的稀土裂变产物(表1)。第一组掺杂的UO2试样是由将Nd和铀作为重铀酸铵进行共沉淀，接着还原成(U.Nd)O2的粉末组成。第二组试样是由烧结的UO2球粒组成的，其中的一些掺有2％Nd，其余的是SIMFUEL，即用裂变产物的混合物掺杂的UO2模拟废燃料，如Lucuta等所报导的那样[1991，Microstructural features of SIMFUEL，核材料杂志(Joumal of NuclearMaterials).178，48-60)。用掺有Nd的粉末和球丸试样做了很多实验。用X-射线衍射(XRD)对富Nd的萤石相(与U3O8)的分离程度进行了测定。原来试样中按粒径大小进行的分级试验(用沉降法或过滤法)是用粉末试样进行的，该试样是用本发明方法进行氧化而得到的，各级分中Nd的含量也进行了测定。因此有可能断定单一的机械分离技术是否有可能从掺杂的UO2中大量除去稀土。掺有稀土的UO2粉末试样的试验试样制备
根据Clayton和Aronson(1961，UO2粉末的一些制备方法和物理特性(some preparative methods and physical characteristics of Uranium DioxidePowders )，化学与工程资料杂志(Journal of Chemical and Engineering Data)6，43-51)揭示的共沉淀法，制备出了掺杂了不同稀土含量(0，0.1，0.2，0.5，1.0，2.0at.％)的UO2试样。大多数的试验是用掺有稀土Nd的粉末试样进行的。氢氧化铵(25％)用来从它们的硝酸盐的溶液中共沉淀出钕和铀。生成的掺有Nd的过铀酸铵(ADU)用离心沉降法进行收集，用氢氧化铵稀溶液洗涤数次，然后在105℃风干。接着在900℃空气中加热ADU粉末4h，使其转化成U3O8。生成的试样用XRD进行检测，结果只有U3O8峰出现(根据XRD峰强确定，主要是α-U3O8以及～6％以下的β-U3O8)。没有富钕相分离的迹象。Nd含量与α和β-U3O8的相对量之间没有相关性。在粉末试样被空气氧化之前不久，掺杂的U3O8在Ar/3％H2的气氛中，在1150℃的温度下经历3h，使其还原成UO2。还原出的粉末的XRD检测表明只有UO2存在，某些情况下有少量U3O7存在，但无U3O8或其它杂质存在。掺有Nd的UO2粉末的空气氧化实验
经由ADU合成路线制备出的掺杂UO2试样在同步示差热分析(DTA)/热重分析(TGA)仪中流动的空气中被氧化。试样以10℃/分的速率从室温加热到～400℃并在此温度下保持16h。尽管在此例中使用温度400℃时，温度可以在200-600℃的范围内。然后以10℃/分的速率把试样加热到1400℃，并在此温度下保持8h。这一步也可在1000-1600℃的温度范围内进行。与已知的UO2两步氧化反应相关的峰已被检出，但与富稀土萤石相的分离有关的峰没被检出(图3和图4)。然而这一结果并不足为奇，这是因为分离过程是受扩散控制的，而且较低的扩散速率产生的反应温升现象是几乎不被觉察的。
由DTA制备的粉末试样的X射线衍射分析有力地证明富钕萤石相在氧化和热处理过程中与U3O8分离。图5示出了与富Nd萤石相相关的峰。下面论述的定量数据表明了原有的掺有Nd的UO2中钕的含量和在氧化粉末中萤石相的峰强之间的相互关系。在掺有1-2％Nd的材料中萤石相的平均晶格参数经计算是0.5434nm。这一数值和以前报导的经1200-1400℃范围烧结过的掺有Nd的UO2的晶格参数-0.5435nm非常吻合(Keller and Boroujerdi，1972，无机和核子化学杂志(Journal of Inorganic and Nuclear chemistry)34 1187-1193)。稀土元素在U3O8中的溶解度
如上所述，稀土元素在U3O8中的低溶解度是本发明工艺过程的关键因素。因此，掺杂的UO2粉末的氧化产物，用XRD进行定量分析，以确定在1400℃钕在U3O8中的溶解度。在这一定量分析中，位于～26.0°的双峰的总面积作为U3O8信号强度(IU3O8)的量度。在～28.4°的峰的面积作为萤石相信号的强度(I萤石)。试样中萤石相的量被认为是与比值F＝I萤石/(I萤石+IU3O8)成正比。尽管这一近似是很粗略的(因为它假定U3O8和萤石相有相同的吸收系数)，然而，它将影响作为低钕浓度下钕含量的函数的F曲线斜率(图6)。但它对测出的钕的溶解度，即，X-截距影响较小。每一种试样的比值F，都进行了计算，结果列在表2中。表2中的数据绘制在图6中。由此图可知，在1400℃钕在U3O8中的溶解度估计小于0.3at.％。空气氧化实验和稀土(RE)在U3O8中的溶解度，其中RE＝Ce、La或Yb
上述的有关掺有Nd试样的氧化实验和溶解度测定方法，同样适用掺有RE＝Ce、La或Yb的试样。实验结果汇总在表3，4和5中。表3，4和5中的数据分别绘制在图7，8和9中。从这些图中可以看出在1400℃下，Ce、La和Yb在U3O8中的溶解度估计为0.3at.％或更少。
表2掺有不同量Nd的UO2经过空气氧化(400℃，16h)和高温加热(1400℃，8h)两步处理之后，所得产品的比值F＝I萤石/(I萤石+IU3O8) ％Nd在UO2中 比值F 0.00 0.0000 0.27 0.0075 0.53 0.0318 0.80 0.0454 1.06 0.0588 1.33 0.0836
表3掺有不同数量Ce的UO2粉末经过空气氧化(400℃，16h)和高温加热(1400℃，8h)两步处理，所得产品的比值F＝I萤石/(I萤石+IU3O8) ％Ce在UO2中 比值F 0.00 0.0000 0.25 0.0000 0.50 0.0065 0.74 0.0325 0.99 0.0404 1.24 0.0494 1.86 0.0866
表4掺有不同数量La的UO2粉末经空气氧化(400℃，16h)和高温加热(1400℃，8h)两步处理所得产品的比值F＝I萤石/(I萤石+IU3O8) ％La在UO2中 比值F 0.00 0.0000 0.23 0.0271 0.46 0.0467 0.69 0.0651 0.92 0.0797 1.15 1.1100 1.73 1.1449
表5掺有不同数量Yb的UO2粉末经空气氧化(400℃，16h)和高温加热(1400℃，8h)两步处理，所得产品的比值F＝I萤石/(I萤石+IU3O8) ％Yb在UO2中 比值F 0.00 0.0000 0.25 0.0054 0.50 0.0157 0.74 0.0352 0.99 0.0456 1.24 0.0477 1.86 0.0781烧结球丸实验试样制备
氧化实验也用掺有2at.％钕的烧结球丸来进行，烧结球丸按J.Sullivan提供的(Fuel Materials Branch，Chalk River Laboratories)。烧结球丸是适量的氧化物细粉经混合，然后在氢气氛中烧结而成。把一片掺有钕的UO2球丸抛光成为0.05μm的表面光洁度，再用扫描电镜/能量分散X-射线谱仪进行分析，分析结果没有发现任何有钕分离迹象。因此可以断定，烧结法在钕和铀生成固溶体(U，Nd)O2+x方面是成功的。
实验也用模拟高燃耗核燃料(即SIMFUEL)试样进行。所用的4at.％模拟燃耗材料是由chalk Rirer实验室制造的，按以前报导的方法即先以适当的粉末材料进行混合，然后再烧结而成。(Lucuta等1991.supra核材料杂志(Journalof Nuclear Materials)178，48-60)。掺有钕的UO2球丸的氧化实验
从烧结球丸上切下四块掺有Nd的UO2试样，在400℃(16h)使其氧化成U3O8，然后逐一地在空气中750，1000，1250和1380℃加热～16h。生成的粉末的XRD检测结果表明，在经750°和1000℃处理过的试样中，只有U3O8存在。然而在1250和1380℃的处理过程中(图10)，萤石相已与U3O8分离。将渗有2at.％Nd的UO2球丸氧化得到的产品中，富钕萤石相相关的XRD峰的强度(相对于U3O8峰)与掺有2at.％Nd的UO2粉末试样的强度近似相等(比较图5和10)。在经1250℃氧化过的试样中，萤石相的晶格参数是0.54370nm，而经1380℃氧化的试样中则为0.54332nm。模拟燃料(SIMFUEL)的氧化实验
已做过4％SIMFUEL试样的实验。从烧结球丸上切下的碎片经空气中400℃氧化4小时，然后在空气中1200℃再加热16h，使其粉化。图11的XRD图清楚地表明有大量的萤石相存在，说明已发生了稀土的分离。这一结果是重要的，因为它说明在废燃料试样中存在的各种非挥发性的裂变产物对U-RE-O相态关系没有明显影响。从模拟燃料(SIMFUEL)试样中分离出的萤石相计算出的晶格参数是0.54283nm，这与掺杂的UO2发表的结果相符。(Keller and Boroujerdi，1972，无机和核子化学杂志(Journal Inorganic andNuclear chemistry)34，1187-1193)。废PWR燃料实验实验
Chalk River实验室以用本发明的方法处理过的PWR废燃料为试样，进行了一系列的实验，接着Whiteshell实验室又对产品进行了分析。废PWR燃料试样由H.B.Robinson Unit2提供，燃耗为672Mwh/kgU。
SEM测试结果表明，如果按照本发明对放心燃料进行处理，富稀土相发生了相分离。用H.B.Robinson燃料试样进行了详细地分析，该试样是在440℃氧化4.5h，接着加热(4h，1400℃)而得到的。SEM测试结果表明有富稀土的球丸存在，而XRD图表明萤石相的相关峰明显存在(图12)。利用波长色散X射线发射(WDX)仪对富稀土球丸进行了详细地检测，结果表明在废PWR燃料中每一种主要的稀土裂变产物(Nd、Ce、La、Pr和Sm)都大量存在。用U3O8粒料做同样的实验，则没有发现有任何明显数量的稀土存在(图13)产品的粒径和稀土的分离粒径分布的表征
掺杂Nd的烧结球丸，在400℃进行氧，再在1250℃加热得到粉末试样，经扫描电镜(SEM)检测，结果表明有许多粒径大(～10μm)的具有小平面外型的U3O8晶粒存在(图14)。此外，还有许多粒径小(～1μm)的晶粒存在，某些情况下它们粘附在大的U3O8晶粒的侧面上。这种微观结构和在本发明方法中的第二步中经750℃或1000℃加热过的材料之间有区别。在这些较低温度下处理过的试样具有U3O8的不规则的“爆玉米花”外型特征，其中的U3O8是由UO2经低温氧化生成的(图15)。这说明在1250℃下U3O8发生了固态重结晶，然而在1000℃或更低的温度下则不会发生。这使我们想到富稀土萤石相的次级结晶与其重结晶同时发生。能量色散X-射线发射(EDX)仪检测U3O8晶粒和较小的富稀土萤石相，结果总是表明后者有大量的钕存在，而前者则没有。
使用本发明的方法处理过的一组试样，对其粒径分布进行分析，其过程是先取少量产品放入100ml水中使成泥浆状，再用Climet Particle Counter进行测定。粒径分布测试结果(图16)证实，在这些粉末中有两组粒径不同的组分存在，一组直径约10-20μm，另一组小于5μm。因此利用简单的试验方法，就能够检验根据粒径分离某些稀土元素的可行性。 稀土分离实验
将掺有2at.％Nd的U3O8利用本发明方法在1250℃进行处理，取少量(～0.25g)上述处理过的产物放入75cm3的蒸馏水中制成泥浆状，接着进行超声分散两分钟，除去已弱附着在U3O8大晶粒上的富钕小粒子。有极少量的超细粒子漂浮在水的表面，这些物粒可用倾析法或用0.8-μm的尼龙筛网将其除去。然后用力搅拌剩余的混合物，再静置40秒钟使粗粒物料沉降。此时仍悬浮的细粒子用0.8-μm尼龙网过滤。最后用过滤法把剩下的“粗”粒子部分从水中除去。三种不同粒径(粗、细、超细)的级分都用异丙醇清洗，并进行风干。用感应耦合等离子体(ICP)分光光度测定法对粒径不同的各级分进行分析，测定Nd/U比值，测定结果(表6)表明在较细粒径级分中钕的含量大。然而，应当注意在细的和超细级分中只有很少量的起始物料存在。
表6钕和铀在粗、细、和超细级分中的摩尔比。掺有2at.％钕的UO2用本发明的方法在1250℃进行处理，得到粉末产品，再用沉降分级法制备出上述三种不同粒径的级分。 试样 Nd/U(原子比值) 粗 0.0176 细 0.0571 超细 0.0448
在第二种测试中，从掺有钕的烧结球上取下一片试样，用本发明方法在400℃加热16h，再在1250℃加热16h进行处理。取少量(0.26g)经上述处理的物料放入100ml水中，制成泥浆状，用8μm的微孔过滤器进行过滤。滤出粒子用蒸馏水清洗数次，将固体试样贮存起来。然后依次用5，1.2，和0.22μm的滤网过滤剩余溶液。然后用ICP分光光度测定法测定上述粉末样品的钕和铀的含量，测定结果列入表7。虽然在较细级分中物料的总量很少，然而在1.2μm级分中有大量钕的富集却是很明显的。
表7用本发明方法处理后0.22，1.2，5和8μm级分中铀和钕的含量 试样 铀(μg) 钕(μg) 钕(at.％) 0.22μm 16.3 ＜2.0* - 1.2μm 23.0 3.5 20.1 5μm 3140 37.5 1.94 8μm 196000 2330 1.93
*由于0.22μm的试样数量太少，所以其中钕的未能检出。
三元U-RE-O相图的研究已经表明，掺有稀土的UO2(或辐照过的燃料)在空气中氧化，然后在1000-1600℃的温度下进行热处理，结果生成富稀土萤石相和U3O8。虽然在各稀土元素间存在明显差异，然而萤石相中稀土的含量应近似为25～40mol％，而U3O8相中的含量应当是很低的(在我们方法中的温度下小于或近似等于0.3at.％)。
使用掺有钕(作为一种典型的稀土元素)的UO2的实验结果已经表明，这种分离作用确实产生了。典型的实验分两步完成：
1.低温(400-600℃)氧化，把UO2氧化成U3O8粉末，以及
2.高温处理(1250-1400℃)使稀土元素分离出来进入萤石相。
使用本发明的方法，表明对于用重铀酸铵(共沉淀)法制备出的烧结球丸和UO2粉末，都具有很好的分离富钕萤石相的效果。用SIMFUEL进一步实验，其结果也表明有稀土分离出来。把本发明方法应用于废PWR燃料的处理，结果也表明这种方法会导致萤石相的生成，并且发现在这一相中每种主要的稀土裂变产物都有很高的含量。
沉积和过滤的实验结果已经表明富稀土的萤石相与U3O8相比，其粒径分布要窄得多。因此大量的富稀土物料，可以利用机械分离法如筛分、空气分级、或沉积法除去，也可利用挥发或被具有吸收稀土能力的惰性相如Al2O3，ZrO2或SiO2所吸附而除去。除去稀土的能力可用后分离样品处理(post-segregation sample treatment)使其提高，处理方法有磨耗、试样还原(把U3O8转化为UO2)，或其它的能减少粘附于大的U3O8晶粒上富稀土球丸部分的方法。
本发明不只限于所示的稀土，也可以用来除去废核燃料中的任何其它稀土元素。
虽然本发明已经结合专门的实施例在特定的应用中做了说明，然而在不脱离所附权利要求书的本发明的精神和范围的前提之下，本领域的技术人员能其做出某些改进。
本说明书中的术语和符号，是作为一种专门名词来描述某一概念的，但并不限于仅使用这些词语，也可使用具有相同内涵的其它术语。在本发明的保护范围内，可以做某些改进。因此我们愿意把所有的能够正确而合理地体现本项技术的实施例都包括在本发明的范围内。本方法尤其适于处理来自轻水反应堆、重水反应堆和快速反应堆的各种废核燃料。
*本说明书中所有参考文献均引入作为参考。