DE1533138B2 - Verfahren zur trennung des plutoniums von uran - Google Patents
Verfahren zur trennung des plutoniums von uranInfo
- Publication number
- DE1533138B2 DE1533138B2 DE19661533138 DE1533138A DE1533138B2 DE 1533138 B2 DE1533138 B2 DE 1533138B2 DE 19661533138 DE19661533138 DE 19661533138 DE 1533138 A DE1533138 A DE 1533138A DE 1533138 B2 DE1533138 B2 DE 1533138B2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- plutonium
- alloy
- chloride
- magnesium
- molten
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
- C22B60/04—Obtaining plutonium
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
- C22B60/0204—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
- C22B60/0213—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by dry processes
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/48—Non-aqueous processes
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Geology (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
Die Erfindung bezieht sich auf die Trennung des Plutoniums von Uran.
Das »Reactor Handbook«, 2. Ausgabe, Bd. II, Brennstoffwiederaufarbeitung (1961), bespricht eine
Anzahl von Verfahren, die verwendet werden, um Plutonium von Uran und radioaktiven Spaltprodukten
zu trennen. Diese können in zwei primäre Verfahren konzentriert werden, eines, das als eine hydrometallurgische
Trennung bekannt ist, und das andere, das normalerweise als das pyrometallurgische
Verfahren bezeichnet wird.
Das hydrometallurgische Verfahren erfordert die Auflösung des bestrahlten Kernreaktorb'rennstoffes
vor der Trennung der Spaltprodukte von Uran und Plutonium durch die Verwendung verschiedener
ίο organischer und anorganischer Lösungsmittel. Wegen
des Lösungsmittelzusammenbruchs, der durch die Strahlung verursacht wird, muß der bestrahlte
Brennstoff während eines beträchtlichen Zeitraumes nach Entfernen aus dem Reaktor gekühlt werden,
bevor eine Wiederverarbeitung beginnen kann. Die Auflösung des Brennstoffmaterials in Salpetersäure
erfordert, daß große Mengen von Flüssigkeit gehandhabt werden, was es notwendig macht, daß Einrichtungen
mit großen Kapazitäten für das Verfahren verwendet werden, und wobei auch gefordert wird,
daß große Mengen an Abfallprodukten während einer längeren Lagerzeit behandelt werden.
Wegen dieser Probleme, die mit dem hydrometall- ( urgischen Verfahren der Brennstoffaufarbeitung zusammenhängen,
wurde die Aufmerksamkeit auf das pyrochemische Verfahren gelenkt.
Pyrometallurgische Verfahren für die Wiedergewinnung von spaltbarem Material aus verbrauchten
Reaktorbrennstoffen sind vielversprechend im
3ö; Hinblick auf das Erzielen einer Verringerung von
Brennstoffkosten im Zusammenhang mit der Kernreaktorkraft. Die Vorteile des pyrometallurgischen
Verfahrens liegen darin, daß ein schnelles Wieder-
• in-den-Kreislauf-bringen des Brennstoffes gegeben
ist mit einer sich daraus ergebenden Verringerung an Brennstofflagerhaltung, einem Minimum an chemischen
Umwandlungsschritten, kleinen Lösungsvolumen und sich daraus ergebenden kompakten Anlagen
und der direkten Produktion von festen Abfallstoffen.
Das pyrometallurgische Verfahren umfaßt eine Anzahl von verschiedenen Vorgängen einschließlich
einer Schmelzraffinierung und verschiedenen Vorgängen zur Aufarbeitung von Kern und Mantel oder ,
Hülle, wobei flüssige Metalle und geschmolzene Salze als Verarbeitungs-Medien verwendet werden.
Wegen der hohen Temperaturen, die zu dem pyrometallurgischen Verfahren gehören, würde jegliche
Änderung des Verfahrens, die den erforderlichen Umfang der Handhabung der geschmolzenen Metalle
verringert, auch die Kosten des Verfahrens verringern und demgemäß die Wirksamkeit des Systems
verbessern.
Nach der Erfindung ist ein Verfahren erdacht worden, um Plutonium von Uran zu trennen, das
den Umfang der dazu erforderlichen Handhabung verringert und den Wirkungsgrad des Trennungsverfahrens
erhöht.
Demgemäß ist es eine allgemeine Aufgabe der Erfindung, ein Verfahren zu schaffen, um Plutonium aus Uran und aus bestrahltem Kernreaktorbrennstoff und aus bestrahltem Kernhüllenmaterial wiederzugewinnen, das einfach anzuwenden ist und ein Minimum an Schritten erfordert.
Demgemäß ist es eine allgemeine Aufgabe der Erfindung, ein Verfahren zu schaffen, um Plutonium aus Uran und aus bestrahltem Kernreaktorbrennstoff und aus bestrahltem Kernhüllenmaterial wiederzugewinnen, das einfach anzuwenden ist und ein Minimum an Schritten erfordert.
Es ist eine weitere Zielsetzung der Erfindung, ein Verfahren der Trennung des Plutoniums von Uran
und bestrahltem Kernreaktorbrennstoff und aus bestrahltem Kernhüllenmaterial zu schaffen, wobei die
3 4
ursprüngliche Zusammensetzung des Brennstoff- rung mit der Salzschmelze durch jede Legierung auf-
materials unbedeutend ist. rechterhalten werden kann, ohne die Legierung zu
Das Verfahren nach der Erfindung umfaßt das vermischen.
Hinzufügen des bestrahlten Kernreaktorbrennstoffs Das geschmolzene Salz kann aus reinem Magne-
oder Hüllenmaterials, aus dem der größte Teil der 5 siumchlorid oder aus einer Mischung von Magne-Selten-Erdmetall-Spaltprodukte
entfernt wurden, zu sium- mit Alkalimetallchlorid bestehen, oder es kann einer geschmolzenen Magnesiumlegierung, in der auch Erdalkalimetallchlorid verwendet werden. Ma-Plutonium
und die edlen Metallspaltprodukte auf- gnesiumchlorid hat beispielsweise einen relativ hohen
gelöst werden und das Uran ausfällt. Schmelzpunkt (ungefähr 715° C) und ist daher nicht
Nach der Auflösung der Metalle in der Magne- io immer sehr geeignet. Eine gleich molare Mischung
siumlegierung wird die Legierung in Kontakt mit aus Lithiumchlorid und Magnesiumchlorid schmilzt
einem geschmolzenen Magnesiumhalidsalz gebracht, bei ungefähr 600° C und wird oft bevorzugt. Eine
das selektiv das Plutonium in der geschmolzenen Mischung aus 30 Molprozent Natriumchlorid,
Legierung zu Plutoniumchlorid oxydiert, das in dem 20 Molprozent Kaliumchlorid und 50 Molprozent
geschmolzenen Salz löslich ist, wodurch das aufge- 15 Magnesiumchlorid schmilzt bei einem noch niedrigelöste
edle Metall in Lösung in der geschmolzenen ren Schmelzpunkt, nämlich 396° C. Es hat sich ge-Magnesiumlegierung
verbleibt. Hochschmelzende zeigt, daß, je höher die Konzentration des Magne-Metallspaltprodukte
bleiben ebenso in der geschmol- siumchlorids ist, desto höher ist der Verteilerkoeffizenen
Legierung zurück. Das geschmolzene Salz be- zient des Metalls in bezug auf die Salzschmelze und
findet sich auch in Berührung mit einer geschmolze- 20 desto schneller ist die Überführungsgeschwindigkeit
nen Zinkmagnesiumlegierung, die als eine Wasch- von Plutonium. Jedoch ist die Menge an wiederlösung
wirkt, und die, wenn sie mit Plutoniumchlorid gewonnenem Plutonium geringer, da mehr Plutoin
Lösung in dem geschmolzenen Salz in Berührung nium in dem Salz verbleibt, wenn das Gleichgewicht
gebracht wird, dieses zu metallischem Plutonium erreicht ist.
reduziert, das dann die Legierung sättigt und als eine 25 Die geschmolzene Waschlegierung besteht aus 2
intermetallische Plutonium-Zink-Verbindung in der bis 10 Gewichtsprozent in Zink, die ständig in Begeschmolzenen
Zink-Magnesiumlegierung ausfällt, rührung mit dem geschmolzenen Salz gehalten wird,
worin'" das Plutonium ohne weiteres aus dem Zink Das im Salz gelöste Plutoniumchlorid wird reduziert,
durch eine Erhitzung in der Retorte wiedergewon- wenn es in Kontakt mit der 2 bis 10 Gewichtspronen
werden kann. 30 zent Magnesium enthaltenden Zinklegierung kommt, Mit Neutronen bombardierte Uran- und Pluto- und das reduzierte Plutonium wird in der Legierung
nium-Metallegierungen, Oxyde oder Karbide kön- aufgenommen. Es konnte festgestellt werden, daß,
nen als Ausgangsmaterial für das Verfahren nach der während die Menge des in der Zinklegierung geErfindung
verwendet werden, obwohl die Verwen- lösten Plutoniums konstant bleibt, es sich in der Ledung
eines Karbids erfordert, daß es zunächst chlo- 35 gierung als eine intermetallische Zink-Plutoniumriert
oder oxydiert wird. Die Oxyde und Chloride Verbindung niederschlägt, wenn das zusätzliche
werden dann durch die Magnesiumlegierung redu- Plutonium reduziert wird.
ziert. Die Zusammensetzung der Magnesiumlegie- Bei den gemachten Versuchen wurde ein Tantalrung,
in der das Plutonium aufgelöst ist, kann so tiegel verwendet. Es können jedoch andere, den
lange verändert werden, als das Plutonium in der 40 Fachleuten bekannte Materialien verwendet werden.
Legierung löslich ist, während das Uran verhältnis- Die Trennung kann in einer Luftatmosphäre durchmäßig
unlöslich bleibt, ein Faktor, der von der geführt werden. Wenn jedoch das Tiegelmetall bei
Menge an Magnesium abhängt, das in der binären der hohen Temperatur mit dem Sauerstoff reagiert,
Legierung vorhanden ist. 15 bis 77 Gewichtsprozent ist die Verwendung einer neutralen Atmosphäre, wie
Kupfer, 15 bis 97 Gewichtsprozent Kadmium und 45 etwa Argon oder Helium, notwendig. Die Mischungs-15
bis 76 Gewichtsprozent Zink sind geeignet, um geschwindigkeit ist bedeutsam, da sie die Geschwinmit
dem Magnesium eine Legierung zu bilden, die digkeit der Überführung von Plutonium zwischen
die Löslichkeitsanforderungen bei Temperaturen von den beiden Legierungen beeinflußt. Es muß jedoch
600 bis 650° C erfüllt. Die Menge an Kupfer, Kad- darauf geachtet werden, daß das mechanische Übermium
*oder Zink, die innerhalb der obigen Grenzen 50 tragen von Legierung aus einem Behälter in den anverwendet
wird, hängt von der Schmelztemperatur deren verhütet wird.
der anderen Legierung oder des Salzes ab, das in Im folgenden werden zwei Beispiele zur Erläutediesem
Verfahren verwendet wird. Im allgemeinen rung aufgeführt. Die in diesen Experimenten verwurde
festgestellt, daß eine Legierung, die die ge- wendeten Legierungen waren Kupfer mit 35 Geringste
Schmelztemperatur ergab und beständig 55 wichtsprozent Magnesium und Zink mit 5 Gewichtsgegenüber dem verwendeten geschmolzenen Salz prozent Magnesium. Das geschmolzene Salz bestand
war, die zufriedenstellendsten Ergebnisse ergab, üb- aus 30 Molprozent Natriumchlorid, 20 Molprozent
licherweise von 600 bis 650° C. Jedoch könnten Kaliumchlorid und 50 Molprozent Magnesium-Temperaturen
bis zum Siedepunkt einer jeglichen chlorid. Der Versuch bestand darin, das System auf
Legierung oder eines jeglichen Salzes angewendet 60 700° C zu erhitzen und Plutoniummetall der Mawerden,
wenn ein geeignetes Gefäß zur Verfügung gnesium-Kupferlegierung hinzuzufügen, in der das
stünde. Uranmetall bereits vorhanden war. Festes Pluto-Zusätzlich, und weil das Verfahren nach der Er- nium, das einen Schmelzpunkt von ungefähr 650° C
findung darin besteht, zwei binäre Legierungen in hat, schmilzt leicht beim Hinzufügen zur Schmelze,
gegenseitige Berührung mit einem geschmolzenen 65 Das System wurde auf 600° C gekühlt, zu welchem
Salz zu bringen, ist es wichtig, daß das spezifische Zeitpunkt gefilterte Proben beider Metalle und des
Gewicht der Legierung im Verhältnis zur Salz- entsprechenden Salzes abgenommen wurden. Das geschmelze
größer ist, damit die gegenseitige Beruh- schmolzene Salz schwamm oben auf den beiden Le-
gierungen und kam mit beiden gleichzeitig in Berührung.
4 g Plutonium und 4,35 g Uran wurden 300 g einer Kupfer-Magnesium-Legierung hinzugefügt. Das
Uran schlug sich nieder, und das Plutonium wurde in der Legierung aufgelöst. 600 g geschmolzenes
Salz wurden in Berührung mit der Kupfer-Magnesium-Legierung gebracht, während sie sich gleichzeitig
in Berührung mit 500 g Zinklegierung mit 5 Gewichtsprozent Magnesium befanden. Die
Schmelze wurde mit 100 U/min gerührt, und periodenweise wurden Proben .von den zwei Legierungen
und dem■■. geschmolzenen Salz über einen Zeitraum
von 50 Stünden entnommen.;'Die Ergebnisse sind in
Tabelle I zusammengestellt.
TabeUeI
Cu-Mg-Legierung | w/o mg | w/o Pu | Salz | w/o Mg | Zn-Mg-Legierung | w/o Pu | Salz | |
Zeit | Metall | 32,6 | 2,22 | w/o Pu | 5,3 | Metall | 6,33 · ΙΟ"5 | w/o Pu |
2,26 | ||||||||
OMin. | 0,473 | |||||||
30 Min. | 0,743 | 0,347 | ||||||
60 Min. | 0,0904 | 0,323 | ||||||
120 Min. | 0,0329 | 6,27 · ΙΟ"4 | 0,35 | 5,26 · 10-4 | ||||
24 Std. | 2,95 · ΙΟ"4 | 3,1 -ΙΟ-4 · | ||||||
50 Std. | ||||||||
Der Plutoniumgehalt in den ersten beiden Proben da; Kupfer-Magnesium-Legierung ist fragwürdig, und
ein ungenügendes Mischen wurde angenommen. Die Endergebnisse zeigten jedoch, daß 97,5% des PIutoniums
von der Kupfer-Magnesiumlegierung in die Zink-Magnesiumlegierung überführt werden.
Ebenso .wurden weniger als 1 °/o Uran in dem sich ergebenden Plutoniumerzeugnis gefunden.
Ein zweites Experiment wurde unter gleichartigen Bedingungen wie in Beispiel I durchgeführt, mit der
Ausnahme, daß 6 g Plutonium und 4,35 g Uran der Kupfer-Magnesium-Legierung hinzugefügt wurden.
Nachdem (fas Plutonium sich aufgelöst und das Uran sich niedergeschlagen hatte, wurde das Rühren bei
300 U/min begonnen, und periodische Proben wurden entnommen, deren Zusammensetzung in Tabelle
II gezeigt sind. Am Ende des 24-Stunden-Zeitraumes wurde die Temperatur auf 870° C angehoben,
um Plutoniumausscheidungen in der Zink-Magnesium-Legierung als eine intermetallische Plutonium-Zink-Verbindung
zu lösen.
Cu-Mg-Legierung | Zeit w/o Mg | w/o Pu | Salz | Zn-Mg-Legierung | w/o Mg | w/o Pu | Salz |
Metall | Vorschmelze | 1,78 | w/o Pu | Metall | w/o Pu | ||
OMin. | 1,325 | 0,00823 | |||||
30 Min. | 0,578 | ||||||
60 Min. | 0,433 | ||||||
120 Min. | 0,1585 | 0,444 | |||||
*24 Std. | 0,0124 | 0,427 | |||||
1,18 · ΙΟ"» | 1,18-10-3 |
Es wurde bestimmt, daß mehr als 99 Prozent des während weniger als ein Prozent des Urans, das dem
Plutoniums in die Zn-Mg-Legierung übergingen, 55 System zugefügt wurde, dort gefunden wurde.
Claims (10)
1. Verfahren zur Trennung des Plutoniums von Uran, wobei Plutonium und Uran in einer
geschmolzenen Magnesiumlegierung gelöst werden, dadurch gekennzeichnet, daß die
genannte Legierung mit einem geschmolzenen Salz in Berührung gebracht wird, das Magnesiumchlorid
enthält, um das Plutonium zu Plutoniumchlorid zu oxydieren, das sich in dem Salz auflöst
und das Salz mit einer geschmolzenen Zinklegierung in Berührung gebracht wird, die 2 bis
10 Gewichtsprozent Magnesium enthält, um das Plutoniumchlorid zu Plutonium zu reduzieren,
das sich aus der geschmolzenen Zinklegierung als eine intermetallische P.lutonium-Zink-Verbindung
ausscheidet.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß eine Magnesiumlegierung verwendet
wird, die Kadmium oder Zink enthält.
3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß eine Magnesiumlegierung mit
einem Kupfer-Kadmium oder Zink-Gehalt von 15 bis 97 Gewichtsprozent verwendet wird.
4. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß eine geschmolzene Magnesiumlegierung
mit 15 bis 77 Gewichtsprozent Kupfer verwendet wird.
5. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß eine Salzschmelze verwendet
wird, die Lithiumchlorid oder Natriumchlorid enthält.
6. Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß eine Salzschmelze verwendet
wird, in der das Lithiumchlorid 25 bis 75 Molprozent beträgt, das Natriumchlorid und Kaliumchlorid
in Konzentrationen von je 25 bis 75 Molprozent vorhanden sind.
7. Verfahren nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß eine Salzschmelze verwendet
wird, in der das Magnesiumchlorid 50 Molprozent, das Natriumchlorid 30 Molprozent und das
Kaliumchlorid 20 Molprozent beträgt.
8. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß in neutraler Atmosphäre gearbeitet wird.
9. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß bei einer Temperatur von 600
bis 650° C gearbeitet wird.
*
10. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß eine geschmolzene Zinklegierung verwendet wird, die 5 Gewichtsprozent Magnesium enthält.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US52632866 US3282681A (en) | 1966-02-08 | 1966-02-08 | Separation of uranium and plutonium values |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1533138A1 DE1533138A1 (de) | 1970-01-02 |
DE1533138B2 true DE1533138B2 (de) | 1973-03-01 |
DE1533138C3 DE1533138C3 (de) | 1973-09-27 |
Family
ID=24096886
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE1533138A Expired DE1533138C3 (de) | 1966-02-08 | 1966-11-16 | Verfahren zur Trennung des Plutoniums von Uran |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3282681A (de) |
BE (1) | BE685007A (de) |
DE (1) | DE1533138C3 (de) |
GB (1) | GB1137625A (de) |
SE (1) | SE307201B (de) |
Families Citing this family (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3326673A (en) * | 1966-09-23 | 1967-06-20 | James B Knighton | Process for separating plutonium from uranium from fission products |
US3607145A (en) * | 1969-01-06 | 1971-09-21 | Atomic Energy Commission | Plutonium separation from uranium |
US4234383A (en) * | 1969-05-19 | 1980-11-18 | Parlee-Anderson Corporation | Actinide nitride-fueled reactor and continuous method of operating the same |
US4814046A (en) * | 1988-07-12 | 1989-03-21 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Process to separate transuranic elements from nuclear waste |
US5096545A (en) * | 1991-05-21 | 1992-03-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Plutonium recovery from spent reactor fuel by uranium displacement |
GB9111666D0 (en) * | 1991-05-31 | 1991-07-24 | British Nuclear Fuels Plc | A method of producing uranium metal |
US5147616A (en) * | 1991-10-03 | 1992-09-15 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Magnesium transport extraction of transuranium elements from LWR fuel |
US5160367A (en) * | 1991-10-03 | 1992-11-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Salt transport extraction of transuranium elements from lwr fuel |
US5141723A (en) * | 1991-10-03 | 1992-08-25 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Uranium chloride extraction of transuranium elements from LWR fuel |
US5202100A (en) * | 1991-11-07 | 1993-04-13 | Molten Metal Technology, Inc. | Method for reducing volume of a radioactive composition |
US5732365A (en) * | 1995-10-30 | 1998-03-24 | Dakota Catalyst Products, Inc. | Method of treating mixed waste in a molten bath |
RU2522905C1 (ru) * | 2012-11-26 | 2014-07-20 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" | Способ извлечения редкоземельных элементов из жидких сплавов с цинком |
Family Cites Families (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2875021A (en) * | 1943-08-24 | 1959-02-24 | Harrison S Brown | Method of separating uranium values, plutonium values and fission products by chlorination |
US2851333A (en) * | 1945-03-09 | 1958-09-09 | Harrison S Brown | Process of separating plutonium from uranium |
US2917382A (en) * | 1957-08-14 | 1959-12-15 | Harold M Feder | Separation of plutonium from uranium |
US2934425A (en) * | 1958-06-30 | 1960-04-26 | James B Knighton | Method for purifying uranium |
US2948586A (en) * | 1958-07-24 | 1960-08-09 | Raymond H Moore | Fused salt process for recovery of values from used nuclear reactor fuels |
US2968547A (en) * | 1959-12-18 | 1961-01-17 | Ward L Lyon | Production of plutonium metal |
US3011865A (en) * | 1960-08-22 | 1961-12-05 | Glen E Benedict | Separation of uranium and plutonium oxides |
BE620083A (de) * | 1961-07-14 | 1900-01-01 | ||
US3148975A (en) * | 1961-12-11 | 1964-09-15 | Dow Chemical Co | Processing impure uranium |
US3148977A (en) * | 1961-12-11 | 1964-09-15 | Dow Chemical Co | Method of purifying uranium metal |
US3120435A (en) * | 1962-06-04 | 1964-02-04 | Chiotti Premo | Regeneration of fission-products-containing magnesium-thorium alloys |
US3169057A (en) * | 1962-10-29 | 1965-02-09 | James B Knighton | Separation of plutonium, uranium and fission products from each other |
US3147109A (en) * | 1963-05-03 | 1964-09-01 | James B Knighton | Separation of plutonium, uranium, americium and fission products from each other |
US3218160A (en) * | 1964-11-10 | 1965-11-16 | James B Knighton | Regeneration of nuclear fuel |
-
1966
- 1966-02-08 US US52632866 patent/US3282681A/en not_active Expired - Lifetime
- 1966-06-21 GB GB2766766A patent/GB1137625A/en not_active Expired
- 1966-08-03 BE BE685007D patent/BE685007A/xx unknown
- 1966-09-30 SE SE1320266A patent/SE307201B/xx unknown
- 1966-11-16 DE DE1533138A patent/DE1533138C3/de not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
BE685007A (de) | 1967-01-16 |
GB1137625A (en) | 1968-12-27 |
US3282681A (en) | 1966-11-01 |
DE1533138C3 (de) | 1973-09-27 |
DE1533138A1 (de) | 1970-01-02 |
SE307201B (de) | 1968-12-23 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Sood et al. | Chemistry of nuclear fuel reprocessing: current status | |
US3222124A (en) | Irradiated fuel reprocessing | |
DE1533138C3 (de) | Verfahren zur Trennung des Plutoniums von Uran | |
US2805473A (en) | Uranium-oxide-containing fuel element composition and method of making same | |
CA1097924A (en) | Method for recovering palladium and technetium values from nuclear fuel reprocessing waste solutions | |
DE4110128A1 (de) | Dekontamination von radioaktiv verseuchten metallen | |
US3359078A (en) | Irradaiated nuclear fuel recovery | |
EP0098510B1 (de) | Verfahren zur selektiven Trennung des Plutoniums von Uran und anderen Metallen | |
US3284190A (en) | Separation of uranium from noble and refractory metals | |
US3154379A (en) | Plutonium separation from uranium and lanthanides by precipitation from molten chloride solutions | |
US3854933A (en) | Method of purifying sodium metal | |
US3982928A (en) | Separation of uranium from (Th,U)O2 solid solutions | |
US4197274A (en) | Process for reducing plutonium | |
DE2319717A1 (de) | Verfahren zur aufarbeitung keramischer kernbrennstoffe | |
US3089751A (en) | Selective separation of uranium from ferritic stainless steels | |
US3580705A (en) | Selective stripping of plutonium from organic extracts | |
US3360346A (en) | Process of separation of uranium and thorium starting from a solution containing these two elements | |
US3853979A (en) | Method for removing rare earths from spent molten metallic fluoride salt mixtures | |
US3357802A (en) | Single cycle irradiated fuel reprocessing | |
Frigerio | Metal phthalocyanines | |
US3086926A (en) | Method of dissolving refractory alloys | |
Chiotti et al. | Transfer of Solutes between Liquid Alloys in Mutual Contact with Fused Salt. Application to Fuel Reprocessing | |
US3171713A (en) | Uranium recovery processes | |
DE3009077C2 (de) | ||
US3472633A (en) | Liquid-liquid removal of protactinium from spent molten salt mixtures containing uranium tetrafluoride |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) |