BE835424A - Procede de fabrication de 99mo et de 133xe - Google Patents

Procede de fabrication de 99mo et de 133xe

Info

Publication number
BE835424A
BE835424A BE161735A BE161735A BE835424A BE 835424 A BE835424 A BE 835424A BE 161735 A BE161735 A BE 161735A BE 161735 A BE161735 A BE 161735A BE 835424 A BE835424 A BE 835424A
Authority
BE
Belgium
Prior art keywords
emi
target
solution
acidified
irradiated
Prior art date
Application number
BE161735A
Other languages
English (en)
Inventor
R Hecq
J Salacz
L Turcato
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed filed Critical
Priority to BE161735A priority Critical patent/BE835424A/fr
Priority to FR7602231A priority patent/FR2330649A1/fr
Publication of BE835424A publication Critical patent/BE835424A/fr

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21GCONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G1/00Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
    • G21G1/04Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators
    • G21G1/06Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by neutron irradiation
    • G21G1/08Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by neutron irradiation accompanied by nuclear fission

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Description


   <EMI ID=1.1> 

  
La présente invention est relative à un procédé

  
de fabrication de 99 Mo et de <1><3><3> Xe suivant lequel on irradie

  
une cible contenant une substance fissile, on dissout la

  
cible irradiée en milieu basique, on extrait de la solution 1/ ainsi obtenue le 99 Mo et on récupère le <1><3><3> Xe de la phase  gazeuse qui se produit par la dissolution de la cible dans

  
le milieu basique..

  
Suivant un procédé connu de ce genre on attaque

  
la cible irradiée dans NaOH8M et on récupère le molybdène

  
de la solution ainsi produite par une extraction liquideliquide.

  
Un inconvénient de ce procédé connu est Le dégagement d'hydrogène lors de la dissolution. La technologie d'extraction de ce procédé connu est complexe et il produit des déchets liquides importants.

  
L'invention a notamment pour but de remédier

  
à ces inconvénients.

  
Un autre but de l'invention est la préparation,

  
 <EMI ID=2.1> 

  
d'activité spécifique élevée et de haute pureté radiochimique.

  
A cet effet on filtre la solution, on acidifie

  
la solution filtrée et on extrait de cette.solution acide

  
le 99Mo par une extraction chromatographique.

  
..Il. est à remarquer que suivant un autre procédé connu on attaque.directement des cibles irradiées dans un <EMI ID=3.1>  par un extraction chromatographique sur alumine. 

  
Ce procédé connu à l'attaque directe des cibles irradiées en.milieu..acide présente l'inconvénient que la totalité des produits de fission non gazeux est dissoute dans la solution acide, de sorte que le molybdène de la solution est plus contaminé que suivant la présente intention. Les produits de fission gazeux sont accompagnés de NO et de N02 et une épuration chimique très sévère de la phase gazeuse lors de la récupération du xénon est nécessaire, vu que la présence d'oxydes d'azote est proscrite dans

  
les produits à usage médical. La technologie de la récupération du xénon est alourdie à cause de la contamination par lés radio-iodes et -bromes.

  
Selon un autre procédé connu on dissout également directement des cibles irradiées dans un milieu acide. Cette dissolution est suivie d'une précipitation du molybdène

  
 <EMI ID=4.1> 

  
Ce dernier/procédé présente l'inconvénient que la solution contenant le Mo et des traces d'impuretés doit subir une épuration pouvant consister soit en une seconde précipitation

  
 <EMI ID=5.1> 

  
en solution, soit en une chromatographie sur un échangeur ionique minéral, alumine ou zircone par exemple, sur du charbon activé, ou sur du charbon de bois portant un dépôt d'argent.

  
Dans une forme de réalisation avantageuse de l'invention on dissout la cible irradiée dans un mélange d'une base forte et de nitrate.

  
Dans une forme de réalisation préférée de l'invention on acidifie la solution filtrée par l'acide nitrique concentré..

  
Dans une forme de réalisation particulière de l'invention on acidifie la solution filtrée en présence d'un oxydant énergique.

  
Dans une forme de réalisation toute particulière

  
de l'invention on charge la solution filtrée à acidifier 

  
par de l'iode inactif.

  
Dois une forme de réalisation de.l'invention appliquée de préférence on réalise l'extraction chromatographique  en passant la solution acidifiée sur une colonne d'adsorbant sur laquelle on fait passer ensuite un éluant.

  
D'autres détails et particularités de l'invention ressortiront de la description d'un procédé de fabrication de

  
 <EMI ID=6.1> 

  
d'exemple non limitatif et avec référence aux dessins ci-annexés.

  
La figure 1 est une vue en coupe d'une cible utilisée dans un procédé de fabrication de 99 Mo et de <1><3><3> Xe suivant l'invention. La figure 2 est une vue en coupe selon la ligne

  
II-II de la figure 1. 

  
La figure 3 est une représentation schématique des étapes principales de ce procédé de fabrication de 99 Mo

  
et de <1><3><3>Xe.

  
Dans les figures 1 et &#65533; les mêmes notations

  
de référence désignent des éléments identiques.

  
Le procédé comprend essentiellement les étapes suivantes :
- l'irradiation d'une cible contenant une substance fissile;
- la dissolution de la cible irradiée en milieu basique; cette dissolution est combinée avec l'injection d'un gaz porteur dans la solution;
- l'épuration des gaz qui se dégagent lors de la dissolution et la captation du <1><3><3> Xe; - la filtration de la solution;
- l'acidification de la solution en présence d'un oxydant énergique et chargement de la solution en iode inactif ; 
- l'extraction chromatographique du 99 Mo.

  
Les détails des différentes étapes de ce procédé sont décrits ci-après.

  
La cible.

  
La cible est composée de matière fissile 1 recouverte d'un tube d'aluminium 2, formant enveloppe. 

  
La cible présente par conséquent la forme d'un. 

  
tube dont les parois enferment de la matière fissile, comme

  
il est représenté aux figures 1 et 2.

  
La longueur totale de la cible, c.-à-d. la

  
dimension dans la direction de l'axe du tube, est de 160 mm, son diamètre intérieur est de 12,96 mm et son diamètre extérieur est de 15,50 mm.

  
Le combustible a une longueur de 148 mm: il reste donc à une distance d'environ 6 mm des deux extrémités du 

  
tube. La largeur du combustible est de 34 mm; il ne s'étend donc pas sur tout le contour du tube. L'épaisseur du combustible est de 0,51 mm.

  
 <EMI ID=7.1> 

  
cm de longueur de cible et un volume total de 2,566 cm<3>.

  
Le combustible contient de l'uranium enrichi

  
à 93 %. Le poids d'uranium par cible est de 0,514 g. La cible comprend, par conséquent, environ 0,478 g de 235 U. Le reste est de l'aluminium.

  
L'irradiation.

  
Comme la matière fissile est prise dans un tube d'aluminium de faible épaisseur, la surface réfrigérable par unité de volume de combustible est maximale. Pour un 

  
flux de chaleur évacuable donné, le plus haut niveau de  production est permis. 

  
La cible décrite peut donc être soumise à un flux  neutronique élevé. 

  
Des cibles telles que décrites sont soumises, 

  
 <EMI ID=8.1> 

  
pendant 66 heures.

  
La dissolution en milieu basique.

  
 <EMI ID=9.1> 

  
irradié sont dissoutes dans 1215 ml de dissolvant après
24 heures de refroidissement. Le dissolvant est un mélange NaOH3M, NaN034M..

  
L'iniection du gaz porteur.

  
On injecte dans la solution ainsi obtenue pendant une demi-heure de l'hélium comme gaz porteur avec un débit de 100 litres par heure.

  
Il s'échappe de la solution un mélange gazeux, tandis qu'une partie de la cible n'est pas solubilisée.

  
Il-se forme donc :

  
a. une phase gazeuse s'échappant de la solution,

  
 <EMI ID=10.1> 

  
dite et constituée du dissolvant et des éléments solubles dans ce dernier

  
et  <EMI ID=11.1> 

  
dans le dissolvant.

  
L'épuration des gaz qui se dégagent lors de la dissolution.

La phase gazeuse comprend notamment l'hélium,

  
. les vapeurs d'ammoniac provenant de la réaction du dissolvant avec l'aluminium, les xénons et les kryptons.

  
Le mélange gazeux dégagé est introduit dans une

  
 <EMI ID=12.1> 

  
et l'eau sont éliminés.

  
Le tamis moléculaire dans le commerce sous les références "Arion" NK20 filés 1,5 mm est un tamis moléculaire pouvant être utilisé.

  
 <EMI ID=13.1> 

  
rognures de cuivre et réfrigéré à l'extérieur par de l'azote liquide.

  
Les xénons et les kryptons sont ainsi condensés

  
 <EMI ID=14.1> 

  
Par l'enlèvement de l'azote liquide on obtient l'évaporation et les gaz qui s'évaporent sont captés,selon une technique connue,dans un autre récipient refroidi.

  
 <EMI ID=15.1> 

  
quelle forme. 

  
La filtration de la solution.

  
La phase liquide est séparée de la phase solide par filtration au moyen d'un filtre Buchner avec membrane en fibres de verre.

  
Le filtre retient la phase solide contenant notamment l'uranium et la majeure partie des produits de fission.

  
La phase liquide qui traverse le filtre constitue la solution de Mo à retraiter. L'uranium et une partie des produits de fission étant retenus par le filtre, la solution de Mo ne contient qu'une fraction de l'activité totale à la sortie du réacteur.

  
Traitemen t de la hase liquide.

  
Le traitement de la phase liquide comporte :

  
a. une dilution

  
b. une acidification et

  
c. une extraction chromatographique comprenant

  
 <EMI ID=16.1> 

  
et

  
 <EMI ID=17.1> 

  
liquide.

  
Dilution et acidification.

  
La dilution et l'acidification confectionnent-un milieu permettant la fixation ultérieure du 99 Mo.

  
Les conditions de la dilution et de l'acidification ont été déterminées en fonction des points suivants. 

  
a. Le volume de la solution contenant le 99 Mo à fixer

  
doit être le plus\réduit possible.

  
&#65533;. La précipitation de sels d'aluminium par l'anion de

  
l'acide utilisé pour l'acification est à éviter. y. La quantité d'acide ajoutée doit être suffisante pour

  
redissoudre totalement l'hydroxyde d'aluminium formé à la neutralisation.

  
 <EMI ID=18.1> 

  
On rince en deux fois le filtre au moyen de
1215 ml d'eau et ajoute ces eaux de ..rinçage à la phase liquide séparée par la filiation.

  
L'acidification est réalisée en ajoutant environ 1100 ml d'acide nitrique concentré, par

  
exemple 15 N, en chauffant à une température d'ébullition pendant environ une heure et en agitant. Ce chauffage et cette agitation activent la redissolution de l'hydroxyde d'aluminium..

  
La solution obtient ainsi une molarité voisine

  
 <EMI ID=19.1> 

  
Une grande partie de l'iode se dégage suite

  
 <EMI ID=20.1> 

  
Pour améliorer ce dégagement de l'iode lors de l'acidification on acidifie par de l'HNO- concentré

  
 <EMI ID=21.1> 

  
atteint ainsi 85 %.

  
Le KIO3 joue le rôle d'oxydant énergique et charge en même temps le liquide d'iode inactif.

  
En opérant dans ces conditions et pour les quantités décrites on travaille avec environ 10 fois la quantité d'oxydant théoriquement nécessaire.

  
L'extraction chromatoqraphique.

  
Cette extraction comprend la fixation du molybdène suivie de son élution. 

  
La solution acide est fixée sur une colonne d'une section de 10 cm<2> comprenant 220 ml d'alumine,constituant l'adsorbant.

  
L'alumine utilisée est du type WOELM-Acide anionotrope-activité 1.

  
Avant fixation de la solution acide, l'adsorbant est vieilli artificiellement par le passage successif des réactifs suivants :

  

 <EMI ID=22.1> 


  
La vitesse de passage n'est pas critique mais est, par exemple, de l'ordre de 20 cc/min.

  
 <EMI ID=23.1> 
-2 -1 la colonne à une vitesse de 2 ml cm min , ce qui fixe totalement le Mo.

  
L'alumine est ensuite lavée avec 600 ml d'acide nitrique molaire, avec 300 ml d'eau et finalement avec

  
 <EMI ID=24.1> 

  
 <EMI ID=25.1> 

  
On fait finalement passer sur la colonne 1200 ml d'ammoniaque molaire à une vitesse de 2 ml/cm<2>/min..

  
Le molybdène fixé est ainsi sélectivement élue à 85 %.

  
Ce 99Mo ainsi préparé présente une pureté

  
 <EMI ID=26.1> 

  
 <EMI ID=27.1> 

  
On peut le débarasser de contaminants restants par une épuration complémentaire connue comme telle et ne faisant pas partie de l'invention selon la présente demande de brevet. 

  
x

  
x x

  
La même colonne peut être utilisée pour plusieurs cycles de production à condition d'être lavée et régénérée par le passage successif des liquides suivants :

  
 <EMI ID=28.1> 

  
500 ml NaOH 3M

  
1000 ml H20

  
La vitesse de passage n'est pas critique mais est, par exemple, de l'ordre de 20 cc/min

  
x

  
x x

  
 <EMI ID=29.1> 

  
Le 99 Mo et le 133?Ce sont préparés à partir d'une même cible irradiée.

  
Comme le milieu basique ne dissout pas l'uranium

  
et seulement une partie des produits de fissions, la solution basique filtrée est partiellement décontaminée. L'installation peut donc être protégée par un blindage moins important.

  
L'attaque de l'aluminium qui compose l'enveloppe

  
 <EMI ID=30.1> 

  
gaz porteur est traité par des moyens simples en vue de l'extraction du xénon.

  
 <EMI ID=31.1> 

  
auront décru suffisamment au jour d'utilisation.pour n'être plus présents qu'à l'état de traces.

  
 <EMI ID=32.1> 

  
heures sur 1,434 g de 235 U (trois cibles), les poids et activités du 

  
 <EMI ID=33.1> 

  
des cibles sont ceux du tableau donné ci-après.

  

 <EMI ID=34.1> 


  
Le tableau ci-dessus donne les.poids et activités des quatre radio-éléments ..après 24 heures de refroidissement des cibles donc au'moment où ces éléments sont libérés par la dissolution de la cible. Les gaz récupérés étant isolés de leur isotope mère dès cet instant, le niveau de contamina-

  
 <EMI ID=35.1> 

  
peut- être calculé par application des facteurs de décroissance. 

  
Le tableau ci-dessous donne les activités pour les différents éléments 24 heures, 5 jours, 10 jours et
15 jours après la sortie du réacteur.

  

 <EMI ID=36.1> 


  
Le xénon produit selon le procédé décrit rencontre bien Les normes de pureté radionuclidique imposées pour l'application en médicine nucléaire telle que l'étude des fonctions respiratoire et circulatoire. 

  
 <EMI ID=37.1> 

  
au pour-cent dans du <1><3><3> Xe ayant décru une quinzaine débours.

  
Un autre avantage du procédé décrit réside dans

  
le dégagement de l'iode à 85 % par l'acidification en milieu oxydant énergique. Cette opération qui a pour but de transformer la solution basique en une solution acide qui se

  
prête à une épuration chromatographique constitue, en elle-même, une épuration, suite au dégagement de l'iode.

  
Un autre avantage du procédé décrit réside dans

  
les rendements de récupération très élevés : 100 % pour le

  
 <EMI ID=38.1> 

  
pour le 99 Mo.

  
Encore un autre avantage du procédé décrit

  
réside dans le fait que la solution ammoniacale constituant le produit final de l'extraction chromatographique et contenant le 99 Mo ne contient plus que des traces d'iode

  
de l'ordre d'un millième de la quantité initialement présente.

  
Il doit être entendu que l'invention n'est nullement limitée à la forme d'exécution décrite ci-avant et que

  
bien des modifications peuvent y être apportées sans sortir du cadre de la présente demande de brevet.

  
C'est ainsi, par exemple, que l'acidification peut se faire en présence de Br2 comme oxydant énergique en rempla-

  
 <EMI ID=39.1> 

  
La solution peut alors être chargée d'iode inactif d'une autre façon, par exemple par dissolution d'iodure dans la phase liquide.

Claims (1)

  1. <EMI ID=40.1>
    La présence d'un oxydant énergique lors de l'acidifi- cation et le chargement préalable par de l'iode inactif ne sont d'ailleurs pas tout à fait indispensables.
    Pour l'extraction chromatographique l'alumine peut être remplacée par de nombreux autres agents adsorbants, par exemple le charbon actif traité à l'argent et divers oxydes, silicates et phosphates, tels que les oxydes de
    zirconium, d'aluminium et de fer, le phosphate d'aluminium
    et le s il icate d'aluminium.
    Si on irradie une cible à teneur plus faible
    en aluminium les concentrations et volumes optimaux
    des solutions d'attaque seront différents de ceux décrits ci-dessus.
    Le xénon peut être débarrassé de l'ammoniac par barbotage dans une solution acide remplaçant l'épuration
    décrite.
    La dissolution basique pourrait être réalisée
    dans NaOH. La dissolution de l'aluminium s'accompagnerait cependant d'un dégagement d'hydrogène. :,
    L'hélium peut être remplacé par un autre gaz
    porteur. Ce dernier doit être choisi en tenant compte des impératifs imposés par le procédé de captation du 133?Ce.
    REVENDICATIONS.
    <EMI ID=41.1>
    suivant lequel on irradie une cible contenant une substance fissile, on dissout la cible irradiée en milieu basique, on entrait de la solution ainsi obtenue le 99 Mo, et on récupère
    <EMI ID=42.1>
    de la cible dans le milieu basique, caractérisé
    en c e qu'on filtre la solution, qu'on acidifie la solution <EMI ID=43.1>
    extraction chromatographique.
    2. Procédé selon la revendication précédente, caractérisé e n c e qu'on irradie une cible contenant comme substance fissile de l'uranium.
    3. Procédé selon la revendication précédente, caractérisé e n ce qu'on irradie une cible contenant comme substance fissile de l'uranium enrichi.
    4. Procédé selon la revendication précédente,
    <EMI ID=44.1>
    contenant comme substance fissile de l'uranium enrichi le plus possible en 235 U.
    5. Procédé selon la revendication précédente, caractérisé e n c e qu'on irradie une cible contenant comme substance fissile de l'uranium enrichi
    <EMI ID=45.1>
    6. Procédé selon l'une.ou l'autre des revendications précédentes, caractérisé e n
    c e qu'on irradie une cible contenant une substance fissile recouverte d'une enveloppe d'aluminium.
    7. Procédé selon la revendication précédente, caractérisé en c e qu'on irradie une cible constituée d'un tube d'aluminium, la substance fissile étant située à l'intérieur de la paroi du tube.
    8. Procédé selon l'une ou l'autre des revendications précédentes, caractérisé e n ce qu'on soumet la cible à un flux neutronique.
    9. Procédé selon la revendication précédente, caractérisé e n c e qu'on soumet la cible à
    <EMI ID=46.1>
    pendant environ 66 heures.
    10. Procédé selon l'une ou l'autre des revendications précédentes, caractérisé e n c e qu'on dissout <EMI ID=47.1>
    de nitrate.
    11. Procédé selon la revendication précédente, caractérisé e n c e qu'on dissout la cible irradiée dans un mélange de NaOH et de NaN03.
    12. Procédé selon la revendication précédente, caractérisé e n ce qu'on dissout la cible irradiée dans un mélange : NaOH3M, NaN034M.
    13. Procédé selon l'une ou l'autre des revendications précédentes, caractérisé e n ce qu'on acidifie la solution filtrée par l'acide nitrique concentré.
    14. Procédé selon la revendication précédente, caractérisé e n c e qu'on acidifie la solution
    <EMI ID=48.1>
    15. Procédé selon l'une ou 1'. autre des revendicaticns 13 et 14, caractérisé e n ce qu'on acidifie.
    <EMI ID=49.1>
    16. Procédé selon l'une ou l'autre des revendications précédentes, caractérisé e n c e qu'on acidifie la solution filtrée en présence d'un oxydant énergique.
    17. Procédé selon l'une ou l'autre des revendications précédentes, caractérisé e n c e qu'on charge
    la solution filtrée à acidifier par de l'iode inactif.
    18. Procédé selon les revendications 16 et 17, caractérisé e n c e qu'on acidifie la solution filtrée en présence d'iodate.
    19. Procédé selon la revendication précédente,
    <EMI ID=50.1> <EMI ID=51.1>
    20. Procédé selon l'une ou l'autre des revendications précédentes, caractérisé e n
    c e qu'on réalise l'extraction chromatographique en passant
    la solution acidifiée sur une colonne d'adsorbant sur laquelle on fait passer ensuite un éluant.
    21. Procédé selon la revendication précédente, caractérisé e n c e qu'on utilise pour l'extraction chromatographique une colonne d'alumine et qu'on utilise
    comme éluant de l'ammoniaque.
    22. Procédé selon l'une ou l'autre des revendications précédentes, caractérisé e n c e qu'on réalise l'extraction chromatographique au moyen d'un adsorbant qu'on vieillit artificiellement avant le passage sur cet adsorbant
    de la solution acidifiée.
    23. Procédé selon la revendication précédente, caractérisé e n ce qu'on vieillit artificielle-
    <EMI ID=52.1>
    24. Procédé selon l'une ou l'autre des revendications précédentes, caractérisé e n c e qu'après
    le passage de la solution acidifiée sur l'adsorbant lors
    de l'extraction chromatographique on lave, avant élution, l'adsorbant au moyen d'acide nitrique, d'eau et d'ammoniaque. très diluée.
    25. Procédé selon l'une ou l'autre des revendications précédentes, caractérisé e n ce qu'on lave et
    .régénère l'adsorbant qui a été utilisé pour l'extraction chromatographiqu&#65533;ar le passage successif d'ammoniaque diluée, de soude caustique et d'eau.
    26. Procédé selon l'une ou l'autre des revendications précédentes, caractérisé e n c e qu'on injecte un gaz porteur dans la solution produite par la dissolution de la cible irradiée en milieu basique.
    27. Procédé selon la revendication précédente, c a r a c t é r i s é e n c e qu'on injecte de l'hélium comme gaz porteur.
    28. Procédé selon.l'une ou l'autre des revendica-
    <EMI ID=53.1>
    élimine l'ammoniac et l'eau de la phase gazeuse, qui se produit par la dissolution de la cible dans le milieu basique, par l'introduction.dans une.colonne de tamis moléculaire.
    29. Procédé selon la revendication précédente, caractérisé e n ce qu'on utilisa".une colonne
    <EMI ID=54.1>
    30. Procédé, selon l'une ou l'autre des revendications 28 et 29, caractérisé e n c e qu'on récupère le
    <EMI ID=55.1>
    cuivre à basse température.
    31. Procédé selon la revendication précédente, caractérisé en c e qu'on réfrigère les rognures de cuivre par de l'azote liquide.
    32. Procédé selon l'une ou l'autre des revendications 30 et 31, caractérisé en ..ce qu'on
    <EMI ID=56.1> 33. Procédé de fabrication de 99 Mo et de <1><3><3> Xe tel que décrit ci-dessus ou représenté aux dessins ciannexés.
BE161735A 1975-11-10 1975-11-10 Procede de fabrication de 99mo et de 133xe BE835424A (fr)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
BE161735A BE835424A (fr) 1975-11-10 1975-11-10 Procede de fabrication de 99mo et de 133xe
FR7602231A FR2330649A1 (fr) 1975-11-10 1976-01-28 Procede de fabrication de 99mo et de 133xe

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
BE835424 1975-11-10
BE161735A BE835424A (fr) 1975-11-10 1975-11-10 Procede de fabrication de 99mo et de 133xe

Publications (1)

Publication Number Publication Date
BE835424A true BE835424A (fr) 1976-05-10

Family

ID=25648944

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
BE161735A BE835424A (fr) 1975-11-10 1975-11-10 Procede de fabrication de 99mo et de 133xe

Country Status (1)

Country Link
BE (1) BE835424A (fr)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE1023802B1 (fr) * 2016-06-28 2017-07-26 Institut National Des Radioéléments Procédé de production d'une fraction contenant des radio-isotopes de xe-133, fraction contenant les radio-isotopes de xe-133
WO2018001466A1 (fr) * 2016-06-28 2018-01-04 Institut National Des Radioéléments Procédé de production d'une fraction contenant des radio-isotopes de xe-133, fraction contenant les radio-isotopes de xe-133

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE1023802B1 (fr) * 2016-06-28 2017-07-26 Institut National Des Radioéléments Procédé de production d'une fraction contenant des radio-isotopes de xe-133, fraction contenant les radio-isotopes de xe-133
WO2018001466A1 (fr) * 2016-06-28 2018-01-04 Institut National Des Radioéléments Procédé de production d'une fraction contenant des radio-isotopes de xe-133, fraction contenant les radio-isotopes de xe-133

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0187589B1 (fr) Procédé de récupération de molybdène 99 à partir d&#39;une cible d&#39;alliage d&#39;uranium irradié
EP0559537B1 (fr) Procédé pour séparer certains éléments à partir de solutions aqueuses issues du retraitement des combustibles nucléaires usés
EP3475954B1 (fr) Procédé de production d&#39;une fraction de radio-isotopes d&#39;iode, en particulier d&#39;i-131, fraction de radio-isotopes d&#39;iode, en particulier d&#39;i-131
FR2954354A1 (fr) Procede de purification de l&#39;uranium d&#39;un concentre d&#39;uranium naturel
FR2551745A1 (fr) Procede pour la separation de neptunium se formant a partir d&#39;une phase organique au cours du retraitement de matieres combustibles et/ou fertiles irradiees
FR2707416A1 (fr) Procédé et installation de décontamination d&#39;effluents nitriques radioactifs contenant du strontium et du sodium.
FR2560708A1 (fr) Procede pour l&#39;epuration fine, par lots, d&#39;uranium ou de plutonium que l&#39;on doit recuperer dans une operation de retraitement de combustibles nucleaires et/ou de matieres fertiles irradiees
BE835424A (fr) Procede de fabrication de 99mo et de 133xe
EP0347315B1 (fr) Procédé pour séparer au moyen d&#39;éthers-couronnes l&#39;uranium et le plutonium présents dans un milieu aqueux provenant du retraitement des combustibles nucléaires irradiés
JPS641760B2 (fr)
EP3264420B1 (fr) Procede de production d&#39;une fraction contenant un radio-isotope de mo-99 pur
EP0433175B1 (fr) Procédé de récupération au moyen d&#39;un éther-couronne du plutonium (IV) présent dans des solutions telles que les éffluents aqueux, les solutions concentrées de produits de fission et les solutions concentrées de plutonium
FR2471951A1 (fr) Procede de recuperation d&#39;acide borique d&#39;un concentre d&#39;effluent aqueux d&#39;une centrale nucleaire
EP0251399A1 (fr) Procédé de séparation ou de récupération de plutonium et plutonium ainsi obtenu
US8097064B2 (en) Methods for chemical recovery of non-carrier-added radioactive tin from irradiated intermetallic Ti-Sb targets
FR2656149A1 (fr) Extraction de metaux tels que pu, u et sr par un solvant organique ou une phase solide comprenant l&#39;isomere cis-syn-cis de l&#39;ether-couronne dch18c6.
BE896335A (fr) Procede de production de 131 i et produit ainsi obtenu
BE1023882B1 (fr) Procédé de production d&#39;une fraction de radio-isotopes de xenon, en particulier de xe-133, fraction de radio-isotopes de xenon, en particulier de xe-133
BE1011754A3 (fr) Procede et installation de decontamination de surfaces metalliques.
BE1000098A3 (fr) Procede pour l&#39;amelioration de l&#39;efficacite de la decontamination d&#39;une solution de combustibles nucleaires et/ou de matieres fertiles contaminee avec du zirconium.
WO2018001467A1 (fr) Procede de production d&#39;une fraction contenant le radio-isotope mo-99 pur, fraction et generateur contenant ladite fraction du radio-isotope mo-99 pur
FR2554434A1 (fr) Procede de traitement d&#39;effluents aqueux nitriques acides contenant de l&#39;acide oxalique, utilisable en particulier pour traiter les eaux-meres de precipitation de l&#39;oxalate de plutonium
FR2643059A1 (fr) Procede pour la separation selective d&#39;iode par chromatographie a partir d&#39;une solution aqueuse acide
EP0498743B1 (fr) Procédé d&#39;élimination du ruthenium contenu dans des solutions uranifères
BE903543A (fr) Production simultanee des radio-isotopes 99-mo et 133-xe

Legal Events

Date Code Title Description
RE20 Patent expired

Owner name: INSTITUT NATIONAL DES RADIO-ELEMENTS - NATIONAAL

Effective date: 19951110