DE1910863A1 - Verfahren zur Gewinnung von Americium und Curium durch Ionenaustausch - Google Patents
Verfahren zur Gewinnung von Americium und Curium durch IonenaustauschInfo
- Publication number
- DE1910863A1 DE1910863A1 DE19691910863 DE1910863A DE1910863A1 DE 1910863 A1 DE1910863 A1 DE 1910863A1 DE 19691910863 DE19691910863 DE 19691910863 DE 1910863 A DE1910863 A DE 1910863A DE 1910863 A1 DE1910863 A1 DE 1910863A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- values
- americium
- bed
- resin
- cation exchange
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
- C01G99/00—Subject matter not provided for in other groups of this subclass
- C01G99/006—Compounds containing, besides a metal not provided for elsewhere in this subclass, two or more other elements other than oxygen or hydrogen
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
- C01G56/00—Compounds of transuranic elements
- C01G56/001—Preparation involving a liquid-liquid extraction, an adsorption or an ion-exchange
- C01G56/002—Preparation involving a liquid-liquid extraction, an adsorption or an ion-exchange by adsorption or by ion-exchange on a solid support
-
- 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
- C22B3/00—Extraction of metal compounds from ores or concentrates by wet processes
- C22B3/20—Treatment or purification of solutions, e.g. obtained by leaching
- C22B3/42—Treatment or purification of solutions, e.g. obtained by leaching by ion-exchange extraction
-
- 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
- Y02P—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
- Y02P10/00—Technologies related to metal processing
- Y02P10/20—Recycling
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- Geology (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Geochemistry & Mineralogy (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
- Treatment Of Water By Ion Exchange (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
ALEXANDER. R. HERZFELD 6 Frankfurt α.μ. w
T910863
BEI DEM LANDGERICHT FRANKFURT AM MAIN
Anmelder: United States Atomic Energy Commission
Washington D. O., USA
Verfahren zur Gewinnung von Americium und Curium durch
Ionenaustausch
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Trennung von
Americium und Curium aus einer Lösung verschiedener Lanthaniden- und Aktinidenwerte, insbesondere einer Salpetersäurelösung
durch Ionenaustausch.
Die Entdeckung neuer Anwendungsgebiete für Americium und
Curium führt zu einer steigenden Nachfrage. Curium dient u. a. z. B, als Wärmequelle in Hilfsenergiequellen kleiner
Abmessungen zur Verwendung in künstlichen Satelliten und Raumfahriseugen. Americium findet in Mischung mit Beryllium
als Neutronenquelle Verwendung, in der durch Einwirkung der durch die schweren Elemente emittierten Alphateilchen auf
das leichtere Metall Beryllium Neutronen freigesetzt werden. Durch Bestrahlung von Americium und Curium in einem Isotopenreaktor
können die schwereren Transurane wie z. B. Californium
909841/1305
Ol ROKONTO 450/6853 DEUTSCHE BANK A.C. FRANKFURT A. M. · POSTS C H E C K FRAN K FU RT A. M. 6 ·* 3 6 5 "
und Berkelium gebildet werden. Da Americium und Ourium zusammen
mit anderen Lanthaniden und Aktiniden in Abwässern
bei der Brennstoffaufbereitung für Kernreaktoren nachweisbar
sind, ist ihre Darstellung in einiger Quantität durch Abtrennung von den Abwasserlösungen möglich. Dies geschieht
bisher durch ein äusserst kompliziertes, eine Vielzahl von Einzelschritten und aufwendige Apparatur erforderndes Verfahren.
Die verschiedenen Verfahren sind hinsichtlich der Ä erforderlichen Apparatur unvereinbar. Infolge der starken
Radioaktivität der aufzubereitenden Abfalllösung ist eine
starke Abschirmung unter Vorgehen in "heissen" Zellen oder
Räumen erforderlich, was das Verfahren entsprechend verteuert, besonders in Anbetracht der erheblichen Bauabmessungen der erforderlichen Anlagen. Ungünstig ist auch die' wach- \
rend der zahlreichen Arbeitsschritte erforderliche wiederholte Handhabung des aktiven Materials, die die Kosten steigert und die erzielten Mengen vermindert.
W Aufgabe der Erfindung ist ein vereinfachtes Verfahren zur;:v
iennung von Americium und Curium mit geringeren Kosten und'"
guter Ausbeute durch Ionenaustausch. " '
Zur Lösung wird vorgeschlagen, dass die die Americium- und r
Curiumwerte enthaltenden, in Salpetersäure gelösten und auf einem Kationenaustauschharz absorbierten Aktiniden und Lanthaniden durch über das Austauschharz geführte Diäthylehtriaminpentaessigsäure
herausgelöst und der die Werte enthal-
90 98 4 1/1. $.Ö$ - 3 -
tende Abfluss über ein zweites Kationenaustauschharz in der
Zinkform geführt wird, wobei die Werte in ihren jeweiligen
charakteristischen Bandbreiten konzentriert werden, diese sodann durch über das Harz geleitete Diäthylentriaminpentaessigsäure
herausgelöst werden, und der die Americium- und Guriumwerte enthaltende Abfluss über ein drittes Kationenaustauschbett
in der Zinkform geleitet wird, und die Americium- und Curiumwerte durch über das Bett geleitete Nitrolotriessigsäure
voneinander getrennt, und die einzelnen Fraktionen gesammelt werden. '
Zunächst wird ein Kationenharzaustauschbett mit Aktiniden- und Lanthanidenwerten getränkt. Dies erfolgt zweckmässig,
indem eine Salpetersäurelösung mit den Aktiniden und Lanthaniden durch das Bett geleitet wird. Die Werte werden sodann
mit einer wässrigen Lösung von Diäthylentriaminpentaessigäsäure (im Folgenden kurz mit DTPE bezeichnet)', z. B.
mit einer Konzentration von 0,050 Mol und einem pH von 6 -7 aus dem Harzbett herausgelöst und einem zweiten Austausch- a
harzbett zugeführt, das zuvor mit Zinkionen behandelt wurde. Durch Herauslösen aus diesem zweiten Austauschbett werden
die verschiedenen Werte nach ihren jeweiligen charakteristischen Bandbreiten getrennt. Gleichzeitig erfolgt die
Trennung der Americium-Ouriumfraktion von Europium. Weitere
Herauslösung vermittels DTPE ermöglicht die fraktionierte Trennung des die Americium-Curiumwerte enthaltenden Abflusses.
— 4- —
' 9098 41/1305
der sodann über ein drittes, ebenfalls mit Zinkionen vorbehandeltes Harzaustauschbett geführt wird. Die übrigen Werte,
einschliesslich Promethium können beim Herauslösen aus dem zweiten Bett nach Fraktionen getrennt werden.
Das Herauslösen der Americium-Ouriumwerte aus dem dritten
Bett erfolgt mit Nitrolotriessigsäure (im Folgenden kurz mit NTE bezeichnet), mit einer Konzentration von z. B. 0,105
Mol und einem pH von z. B. 6,5. Die hierdurch getrennten
Americium- und Curiumwerte können nunmehr nach Fraktionen getrennt gesammelt und in bekannter Weise zum reinen Metall
reduziert werden. ·
Die als Speiselösung verwendete Salpetersäure enthält 0,1 0,5
Mol Η-Ionen. Geringere H-Ionenmengen führen zur Hydrolyse
und Ausfällung; grössere Mengen als 0,5 Mol verringern die Materialmenge, mit dem das Harzaustauschbett beschickt werden
kann. Die Konzentration der in der Salpetersäure enthaltenen Lanthaniden- und Aktinidenwerte beträgt in der Regel etwa
0,5 Mol. Alle bekannten Kationenaustauschharze sind für das Verfahren verwendbar. Als Beispiel sei das im Handel, unter
der Bezeichnung "Dowex 5OW" erhältliche, nach Beispiel I des
US-Patents 2,366,007 hergestellte Austauschharz mit 8% Verkettung
erwähnt, das auch in dem unten beschriebenen Beispiel verwendet wurde. Die Teilchengrösse des Harzbettes
kann in weiten Grenzen schwanken, besonders gute Ergebnisse werden bei Grossen von 50 - 100 mesh erzielt. Für das erste
Bett wird die H+ oder ΝΗ,+ Form gewählt.
909841/1305 - 5 -
BAD DRIGfNAjL -
Die Zinitionen des zweiten und dritten AuafcaU3chbfjfctea dienen
ola eins die Vorderflanke den vordernfc«m charakteristischen
Bcnis zurückhaltende und all·* BnndbreLfcen kompakt zusammenhaltende
Carrier«*. Dies ernöglicht die Sättigung de3 Harzes
bis zur vollen Kapazität und verhindern eine LHngenänderum!;
der «IncslEcn E"nder bein Durchfröre- durch die Austauschsäule.
Die H^vnndiun^ d<*3 Flarzen in dl*? Zinkfona erfolgt durch
Kontclxfc rit einer Zinknitrat- od<»r /»inknuLfatlÖaung von ϊ
Hot, bis dan Flurs voLlka~non in die Zinkfora überfährt int.
Als benfcon Earrieröion wunle Zink erraitteLt. Ändere Ionon,
Kupfer und Blei wurden ebenfalls untersucht.
Diess usrtlcn jedoch in Gegenwart eines Koaplexbildnor3 durch
Destrohlun^ reduziert und bilden eine von de© (Inrzbett nur
schtror cnfcfembsr« Atm fällung.
Zur ilorcunlönuns wird DTFS Kit einer Konzentration von Ο,ΟΠί>
- O,CS2, vorsussweine 0,050 Mol verwendet. Hiedrisere Konzentrationen
verlängern die Abtrennun^sdauer, während ht»l\*M»<»
Konz^rationen unstabil sind und Auafällungen verursaah^U«
Die beste Konzentration der zur fleraujlosung aus dem
Bett vervrendeten ΠΤΕ ist 0,105 Floi; möglich sind 0,0.r>0 0,131
Hol. Beide Heläudlöser werden z. B. mit Aissaoniumhjv1roitl<l
oder natriunhydroxid auf einen pH von 6-7 eingestellt» Hhtriucihydroxid
verursacht dabei einige Schwierigkeiten bi*
Darstellung der getrennten V/erte und ist weniger günstig
B 0 9 8 A 1 / 1 3 0 5 -'*>
_ b _ 1^ 108 6.Γ«
■I)it! bevorzugte Säulenbeinperahur beträgt 60 - 65° C, befriedigend sind auch 4-5 - 00°. Hoi Temperaburen uiibor 'Vl}° warden
.lii> Bänder der "verschiedenen E! Lernen be unscharf und verachmiorem,
no dass die Trennung unbefriedigend wh?d. OberhaLb "on
80 führb die anwesende Strahlung zur Radiolyse des Wnssers
und <l«r Komplexbildner, woboi ein Gas enbnbehb, da£5 zur Vermeidiirif1;
der Sbörunc; deo AbflmiEian und der" Voraohloohhemnp; 'der
Krjrebniafje auf gefangen und ao^ea-ogen v/erden musn.
DurchfLuiinraben dor I)1L1PR liefen vorzugsweise bei. 3 - 1V ml/Min-cm
sjemesaeri am kleimiben iiäulendurohmesser des Trennunpiflayabems.
Irönsere Dur'chfLiiMRwerbe vorrsohLechbern die Trermunp der EIemenbe.
Gube 'L'rennunR Lot; be L Durchflusswerben der MTE 70η
3-10 ml/MLn-om11 au orwarbon, obwohl nur der Bereich von
3-6 ml/Min, unborauchb wurde.
Die an sich bekannbe Vnrwendunc; von DT^E zur Trennung von
Promebhluin und Amor ic ium unter Herauslösen aus einem mib
einer Zinlcbarriere versehenen Kationenaustauschbefct führb
zu der Ilerauslösungsfolge: Zn+2, Pb+2 (Dy+5, Ho+5, Er+5) Gm+5,
Am+5, Gd+5, Eu+5, Sm+3, T+5, Pm+5, Nd+3, Pr+3. Curium wird
also kurz vor Americium herausseiöat, was die Trennung dieser
beiden Werbe sohr erschwert.
überraschenderweise wurde aber gefunden, dass durch Ersetzen
der DTPE durch NTE für das in der Zinkform vorliegende Harz-
- 7 -90984 1/1305
BAD
bett die Herausloßungspositionen von Americium und Yttrium
4*^5 4*^*5 4= *5
in der folgenden Weise geändert werden: Ho , Y , Cm ,
Gd+5 (Eu+5, Am+^) Sm+5, Pm+5. Nur dadurch wird die erfindungsgemass
erzielte gute Trennung ermöglicht. Dabei werden Europium und Americium fast gleichseitig herausgelöst. Diese
Schwierigkeit wird jedoch durch Verwendung von DTPE während des ersten Trennungsabschnitts vermieden, da das Europium hier
mit Leichtigkeit abgetrennt werden kann.
Das folgende Beispiel dient der weiteren Erläuterung ohne Be- Λ
schränkung.
Beipsiel
OfXA
Eine Speiselösung aus Salpetersäure enthielt 837 g Am ,
244 147
56,7 g Gm und 185 g Pm , sowie weitere Spaltprodukte
der Lanthanidenreihe . Die Lösung wurde in zwei Abschnitte feeteilt und in zwei 250 1 Säulen von Dowex 50 W Χ»8 (50 mesh)
Austauschharz in der H+ Form gegeben, und das beschickte
Bett sodann mit entmineralisiertem Wasser gewaschene Die
Sepeiselösung enthielt ferner 0,41 Mol Wasserstoffionen.
Eine Anzahl von Säulen des gleichen Austauschharzes wurde
auch in der Zinkform durch. Tränken mit einer wässerigen Zinknitratlösung
erstellt.
Das absorbierte Band der dreiwertigen Ionen wurde aus dem
Austausclibett in der Zinkform vermittels einer wässerigen
909841/1305 -8"
BAD
0,050 Mol DTEE Lösung mit einem durch NH^OH auf 6,5 gepuffer-
ten pH und einem Durchfluss von 3,8 ml/Min-cm herausgelöst.
Die Säulentemperatur imirde thermostatisch auf 60 - 65 geregelte
Nach Bildung der Bandbreiten, \irurde die Herauslösung fortgesetzt
und die charakteristischen Bänder durch fraktionierte Sammlung des Abflusses getrennt. Der die Imericium- und Ouriumwerte
enthaltende Abfluss vrurde zur v/eiteren Trennung zunächst
in Lagertanks geleitet. In diesem Stadium, d« h. nach Abschluss des ersten VerfahrensabSchnitts wurde die Tabelle I
ermittelt.
Produkt | Tabelle I | Materialrest | |
Isotop^ | 713,0 g 59,8 g 120,2 g |
Endabschnitte | 95% 105% 82% |
Am241 Cm244 Pm14? |
80 g 0,010 g .;, 31,3 ε |
||
" Die gezeigte Promethiumgewinnung war endgültig. Der an sich
niedrige Wert entspricht den Gewinnungsbedingungen in der Produktion.
Die die Americium-Curiumwerte enthaltende, gelagerte Losung
wurde nunmehr in ein Dowex 50 W X-8 (50 - 100 mesh) Bett in
der Wasserst of fionenform gepumpt und das Harz zur Entfernung
-9'-". 9098A1/1305
aller absorbierten Η-Ionen aus dem Harz sowie zur Vermeidung
einer möglichen Säureausfällung aus dem Herauslöser mit I50
von 0,05 Mol NH^NO^ gewaschen. Die Werte wurden dann durch
OmlO5 Mol NTE, die mit NH^OH auf 6,38 pH gepuffert war, aus
dem Harzbett in der Zinkform herausgelöst. Die Säulentemperatur betrug 60 - 65°» der Durchfluss war 3-6 ml/Min--cm .
Nach der Herauslösung wurde der Abfluss nach Fraktionen gesammelt und die Ergebnisse analysiert. Vgl. hierzu die folgende
Tabelle II.
Tabelle II | Gewonnen | Materialrest | |
Isotop | Speiselösung | 785 g 54,3 g |
91% 96% |
Am2*1 Cm244 |
837 g 56,7 g |
Das Beispiel zeigt eine gute Trennung von Americium und Curium bei geringem Material verlust. Der zweite Abschnitt wurde im
Beispiel mit der Beschickung des Harzbettes der H+ Form mit
dem Americium- und Curiumabfluss eingeleitet. Dies ist jedoch nicht Bedingung. Der die Americium-Ouriumwerte enthaltende ™
Abfluss des ersten Verfahrensabschnitts kann direkt auf das zweite Harzbett in der Zinkform geleitet und die DTEE unter
Fortfall des Zwischenabschnitts durch NTE ersetzt werden.
909841/1305
Claims (2)
1. Verfahren zur Trennung von Americium-und dir!umwerten voneinander
und von einer Mischung von Lanthaniden- und Aktinidenwerten
in einer Salepetersäurelösung unter Absorption auf einem Kationenaustauschharz, dadurch gekennzeichnet, dass die
Aktiniden- und Lanthanidenwerte durch über das Aus bauschharz geführte Diäthylentriaminpentaessigsäure herausgelöst und
der die Werte enthaltende Abfluss .über ein zweites Kationenaustauschharz
in der Zinkform geführt wird, wobei ,die Werte in ihren jeweiligen charakteristischen Bandbreiten konzentriert
werden, diese sodann durch über das Harz geleitete Diäthylentriaminpentaessigsäure herausgelöst werden und der
die Americium- und Guriumwerte enthaltende Abfluss über ein drittes Kationenaustauschbett in der Zinkform geleitet wird,
und die Americium- und Guriumwerte durch über das Bett geleitete Nitrolotriessigsäure voneinander getrennt, und die einzelnen
Fraktionen gesammelt v/erden.
2. Verfahren gemäss Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass
Diäthylentrxaminpentaessigsäure mit einer Konzentration von
0,025 - 0,062 Mol und einem pH Wert von 6-7, und HBbrolotriessigsäure
mit einer Konzentration von 0,050 und 0,131 Mol und einem pH Wert von 6-7 verwendet werden.
909841/1305
5· Verfahren gemäss Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, dass
die Salpetersäurelösung mit einer H-Ionenkonzentration von
0,1 - 0,5 Mol vorliegt und die Temperatur des Kationenaustausclibetts
4-5 - 80° beträgt.
S09841/13OS
BAD ORIGINAL
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US71649768A | 1968-03-27 | 1968-03-27 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1910863A1 true DE1910863A1 (de) | 1969-10-09 |
Family
ID=24878227
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19691910863 Pending DE1910863A1 (de) | 1968-03-27 | 1969-03-04 | Verfahren zur Gewinnung von Americium und Curium durch Ionenaustausch |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3445201A (de) |
JP (1) | JPS4838676B1 (de) |
BE (1) | BE730078A (de) |
DE (1) | DE1910863A1 (de) |
FR (1) | FR2004834A1 (de) |
GB (1) | GB1193596A (de) |
NO (1) | NO121070B (de) |
SE (1) | SE361328B (de) |
Families Citing this family (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3723594A (en) * | 1972-05-18 | 1973-03-27 | Atomic Energy Commission | Rare earth removal from americium oxide |
JPS50144472U (de) * | 1974-05-16 | 1975-11-28 | ||
FR2380228A1 (fr) * | 1977-02-09 | 1978-09-08 | Cogema | Procede de traitement de liqueurs alcalines contenant des ions sulfate |
FR2380346A1 (fr) * | 1977-02-09 | 1978-09-08 | Cogema | Procede de separation de l'uranium contenu dans une liqueur alcaline, notamment d'extraction a partir d'un minerai uranifere |
FR2416954A1 (fr) * | 1978-02-08 | 1979-09-07 | Pechiney Ugine Kuhlmann | Traitement non polluant d'effluents uraniferes provenant d'une attaque alcaline d'un minerai d'uranium contenant du soufre |
FR2416955A1 (fr) * | 1978-02-08 | 1979-09-07 | Pechiney Ugine Kuhlmann | Traitement non polluant d'effluents uraniferes alcalins contenant des ions so4= |
FR2794032B1 (fr) | 1999-05-27 | 2002-06-14 | Univ Claude Bernard Lyon | Procede pour separer en milieu aqueux des lanthanides et/ou des actinides par complexation-nanofiltration, et nouveaux complexants mis en oeuvre dans ce procede |
CN111282064A (zh) * | 2020-02-21 | 2020-06-16 | 中国人民解放军陆军军医大学第一附属医院 | ZnNa3-DTPA螯合树脂及其在去除放射性核素的用途 |
Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3192012A (en) * | 1962-08-09 | 1965-06-29 | Andrew C Rice | Process for separating the rare earth elements by means of solvent extraction |
US3161463A (en) * | 1963-01-29 | 1964-12-15 | Jr Porter B Orr | Method for purification of promethium-147 |
-
1968
- 1968-03-27 US US716497A patent/US3445201A/en not_active Expired - Lifetime
-
1969
- 1969-02-04 GB GB5895/69A patent/GB1193596A/en not_active Expired
- 1969-02-26 SE SE02597/69A patent/SE361328B/xx unknown
- 1969-02-28 NO NO0851/69A patent/NO121070B/no unknown
- 1969-03-04 DE DE19691910863 patent/DE1910863A1/de active Pending
- 1969-03-18 JP JP44020736A patent/JPS4838676B1/ja active Pending
- 1969-03-19 BE BE730078D patent/BE730078A/xx unknown
- 1969-03-25 FR FR6908786A patent/FR2004834A1/fr not_active Withdrawn
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
BE730078A (de) | 1969-09-01 |
SE361328B (de) | 1973-10-29 |
GB1193596A (en) | 1970-06-03 |
JPS4838676B1 (de) | 1973-11-19 |
US3445201A (en) | 1969-05-20 |
NO121070B (de) | 1971-01-11 |
FR2004834A1 (en) | 1969-12-05 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE69837863T2 (de) | Verfahren zur Abfall-Verarbeitung unter überkritischen Bedingungen | |
DE2825216C2 (de) | ||
DE69306281T2 (de) | Verfahren zur Trennung von Elementen aus wässrigen Lösungen entstehend bei der Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen | |
DE2855821A1 (de) | Verfahren zur wiedergewinnung von palladium und technetium | |
DE1592427A1 (de) | Aufarbeitung von bestrahltem Kernbrennstoff | |
DE2610948C3 (de) | Verfahren zur Gewinnung von Molybdän -99 aus mit Neutronen bestrahlter, spaltbare Stoffe und Spaltprodukte enthaltender Matrix | |
DE4220207A1 (de) | Kombiniertes transuran-strontium-auszugsverfahren | |
DE1544156A1 (de) | Verfahren zur Herstellung von hochreinen radioaktiven Isotopen | |
DE69402633T2 (de) | Verfahren zur Trennung und Rückgewinnung von Plutonium und Neptunium aus einer Salpetersäurelösung | |
DE2154655B2 (de) | Verfahren zur Auftrennung von Uran, Transurane und die als Spaltprodukte von Kernbrennstoffen auftretenden Elemente enthaltenden Gemischen durch Gegen- oder Querstromelektrolyse | |
DE1910863A1 (de) | Verfahren zur Gewinnung von Americium und Curium durch Ionenaustausch | |
DE69219160T2 (de) | Verfahren zur selektiven konzentrierung der radioaktivität einer thorium-enthaltender magnesiumschlacke | |
DE1929512A1 (de) | Aufarbeitungssystem fuer bestrahlten Kernbrennstoff | |
DE3144974C2 (de) | Verfahren zur Abtrennung von Aktinoidenionen aus wäßrigen, basischen, carbonathaltigen Lösungen | |
DE2140998C3 (de) | Verfahren zur Gewinnung von Molybdän | |
DE3428878C2 (de) | ||
DE3224803A1 (de) | Verfahren zur selektiven trennung des plutoniums von uran und anderen metallen | |
EP0170796A2 (de) | Verfahren zur Trennung von grossen Mengen Uran von geringen Mengen von radioaktiven Spaltprodukten, die in wässrigen, basischen, karbonathaltigen Lösungen vorliegen | |
DE2635482A1 (de) | Wiedergewinnung von caesium und palladium aus kernreaktor-brennstoffaufbereitungsabfall | |
DE69311161T2 (de) | Verfahren zur Auflösung von Plutonium Dioxid mittels OH'Radikalen durch Wasserradiolyse erhalten, anwendbar für die Behandlung von Plutonium-enthaltenden Schlämmen und Abfällen | |
DE3243841C2 (de) | Verfahren zur Denitrierung von salpetersauren, Aktiniden enthaltenden Abfall-Lösungen unter gleichzeitiger Abtrennung der Aktiniden | |
DE2365114C2 (de) | Verfahren zum Reinigen von Plutonium und/oder Neptunium enthaltenden Lösungen durch Abtrennen von Plutonium und/oder Neptunium | |
DE2610947A1 (de) | Verfahren zur gewinnung von molybdaen-99 aus mit neutronen bestrahlter, spaltbare stoffe und spaltprodukte enthaltender matrix | |
DE4126468C2 (de) | Verfahren zur Behandlung des Primärkühlmittels eines Druckwasserreaktors | |
DE2316091A1 (de) | Verfahren zur reindarstellung von americium und curium aus waessrigen loesungen bestrahlter kernbrenn- und/oder brutstoffe |