DE1533138B2 - Verfahren zur trennung des plutoniums von uran - Google Patents

Verfahren zur trennung des plutoniums von uran

Info

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
Application number
DE19661533138
Other languages
English (en)
Other versions
DE1533138C3 (de
DE1533138A1 (de
Inventor
James Barker Joliet; Steunenberg Robert Keppel Naperville; 111. Knighton (V.St.A.)
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
US Atomic Energy Commission (AEC)
Original Assignee
US Atomic Energy Commission (AEC)
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 by US Atomic Energy Commission (AEC) filed Critical US Atomic Energy Commission (AEC)
Publication of DE1533138A1 publication Critical patent/DE1533138A1/de
Publication of DE1533138B2 publication Critical patent/DE1533138B2/de
Application granted granted Critical
Publication of DE1533138C3 publication Critical patent/DE1533138C3/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22BPRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B60/00Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
    • C22B60/02Obtaining thorium, uranium, or other actinides
    • C22B60/04Obtaining plutonium
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22BPRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B60/00Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
    • C22B60/02Obtaining thorium, uranium, or other actinides
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22BPRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B60/00Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
    • C22B60/02Obtaining thorium, uranium, or other actinides
    • C22B60/0204Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
    • C22B60/0213Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by dry processes
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/48Non-aqueous processes
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, 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.
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.
Beispiel I
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.
Beispiel II
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.
Tabelle!!
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)

Patentansprüche:
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.
DE1533138A 1966-02-08 1966-11-16 Verfahren zur Trennung des Plutoniums von Uran Expired DE1533138C3 (de)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

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)